Тема: Обнаружение и измерение ионизирующих излучений. Основные методы измерения радиоактивности Соотношение уровня радиации и загрязненности земли

Фотоэффект Комптон-эффект Образование пар

2. При комптоновском рассеянии гамма-квант передает часть своей энергии одному из внешних электронов атома. Этот электрон отдачи, приобретая значительную кинетическую энергию, затрачивает её на ионизацию вещества (это уже вторичная ионизация, т.к. g-квант, выбив электрон уже произвёл первичную ионизацию).

g-квант после соударения теряет значительную часть энергии и изменяет своё направление движения, т.е. рассеивается.

Эффект Комптона наблюдается в широком интервале энергий гамма-квантов (0,02-20 Мэв).

3. Обраазование пар. Гамма-кванты, проходящие вблизи ядра атома и имеющие энергию не менее 1,02 МэВ, под действием поля атомного ядра превращаются в две частицы алектрон и позитрон. Часть энергии гамма-кванта превращается в экви­валентную массу двух частиц (по соотношению Эйнштейна Е=2me*C²= 1,02 Мэв ). Оставшаяся энергия гамма-кванта передается возникшим электрону и позитрону в виде кинетической энергии. Образовавшийся электрон ионизирует атомы и молекулы, а позитрон аннигилирует с каким-либо из электронов среды, образуя два новых гамма-кванта, обладающих энергией по 0,51 МэВ. Вторичные гамма-кванты расходуют свою энергию на комптон-эффект, а затем на фотоэффект. Чем выше энергия гамма-квантов и плотность вещества, тем вероятнее процесс образования пар. Поэтому для защиты от гамма-лучей используют тяжелые металлы, например, свинец.

Рентгеновские лучи взаимодействуют с веществом аналогично за счет этих же трёх эффектов.

1. Характеристическое и тормозное рентгеновское излучение. Отличия и сходства рентгеновского и гамма-излучения. Закон ослабления гамма-излучения.

Характеристическое тормозное излучение возникает в результате возбуждения атома, когда электроны перешедшие на внешнюю орбиту возвращаются на орбиту ближайшую к ядру и отдают при этом избыток энергии в виде характеристического рентгеновского излучения (частота его характерна для каждого химического элемента) . В рентгеновских аппаратах используется характеристическое рентгеновское излучение. При взаимодействии бета-частиц (электронов) с веществом кроме ионизации атомов этого вещества, бета-частицы (электроны) ,взаимодействуя с положительным зарядом ядер, искривляют свою траекторию (тормозятся) и при этом теряют свою энергию в виде тормозного рентгеновского излучения.

Гамма-лучи испускаются из ядер р/а изотопов при их распаде, а рентгеновские лучи возникают при переходах электронов в пределах электронных оболочек атома, Частота гамма-лучей выше частоты рентгеновских лучей, а проникающая способность в веществе и эффекты взаимодействия примерно одинаковы.

Чем толще слой поглотителя, тем больше будет ослаблен проходящий через него поток гамма-лучей.

Для каждого материала экспериментально установлен слой половинного ослабления D1/2 (это толщина любого материала вдвое, ослабляющего гамма-излучение.)

Он равен для воздуха -190м, дерева-25см, биологическая ткань-23см, грунт -14см, бетон -10см, сталь-3см, свинец-2см. (D1/2 » r /23)

Рассуждая аналогично, как и при выводе закона р/а распада, получим:

D/D1/2 -D/D1/2 - 0,693D/D1/2

I = Iо / 2 илиI = Iо * 2 (другой вид записи I = Iоe)

где: I - интенсивность гамма-лучей после прохождения слоя поглотителя толщиной D ;

Iо - начальная интенсивность гамма-лучей.

10. Задачи дозиметрии и радиометрии. Внешнее и внутреннее облучение организма. Соотношение между активностью и дозой, создаваемой их гамма-излучением. Методы защиты от локальных источников излучений .

Дозиметрия - это количественное и качественное определение величин, характеризующих действия ионизирующего излучения на ве­щество с использованием различных физических методов и примене­нием специальной аппаратуры.

Радиометрия - разрабатывает теорию и практику измерения радио -активности и идентификацию радиоизотопов.

Биологическое действие рентгеновского и ядерных излучений на организм обусловлено ионизацией и возбуждением атомов и моле­кул биолог-ской среды.

A ¾¾¾® Б.объект

b ¾¾¾® Ионизация

G ¾¾¾® пропорциоеально ¾¾¾®g

n ¾¾¾® поглощённой энергии ¾¾¾® n

r ¾¾¾® излучения ¾¾¾® r (рентгеновское излучение)

Доза излучения - это величина энергии ионизирующего излучения, поглощённая в единице объема (массы) облучаемого вещества.

Облучение от внешних р/а источников называют внешним облучением. Облучение от РВ, попавших в организм с воздухом, водой, пищей создаёт внутреннее облучение.

Используя значение Кg (величина гамма-постояннай приведена в справочниках для всех р/а изотопов) можно определить мощность дозы точечного источника любого изотопа.

Р = Кg · А / R² ,где

Р - мощность экспозиционной дозы, Р/ч

Кg - ионизационная постоянная изотопа, Р/ч· см² / мКu

А - активность, мКu

R - расстояние, см.

От локальных источников р/а излучений можно защититься экранированием, увеличением расстояния до источника и уменьшением времени его воздействия на организм.

11. Доза и мощности дозы. Единицы измерения экспозиционной, поглощённой, эквивалентной, эффективной дозы.

Доза излучения - это величина энергии ионизирующего излучения, поглощённая в единице объема (массы) облучаемого вещества. В литературе, документах МКРЗ (международная комиссия по радиационной защите), НКРЗ (национальный комитет России) и НКДАР (научный комитет по действию атомной радиации при ООН) различают понятия:

- Экспозиционная доза (ионизирующая способность рентгеновских и гамма лучей в воздухе) в рентгенах; Рентген (Р) - экспозиционная доза рентгеновского или g-излучения (т.е. фотонного излучения), создающая в 1 см³ воздуха два миллиарда пар ионов. (В рентгенах измеряют экспозицию источника, поле излучения,как говорят радиологи падающее излучение).

- Поглощенная доза - энергия ионизирующего излучения, погло­щенная тканями организма в пересчете на единицу массы в Радах и Греях;

Рад (радиацион абсорбет доза - англ.) - поглощенная доза любого вида ионизирующего облучения, при которой в 1 г массы ве­щества поглощается энергия равная 100 эрг. (В 1 г разной по соста­ву биологической ткани поглощается разное количество энергии.)

Доза в радах = дозе в рентгенах, умноженной на к-т, отражающий энергию излучения и род поглощающей ткани. Для воздуха: 1рад = 0,88 рентг;

для воды и мяг­ких тканей 1рад=0,93Р (в практике принимают 1рад=1Р)

для кост­ных тканей 1рад = (2-5)Р

В системе Си принята единица Грей (в 1 кг массы поглощает­ся 1 Дж энергии излучения). 1Гр=100 рад (100Р)

- Эквивалентная доза - поглощенная доза, умноженная на коэф­фициент, отражающий способность данного вида излучения пов­реждать ткани организма в Бэрах и Зивертах. БЭР (биологический эквивалент рентгена)- это доза любого ядерного излучения, при которой в биологической среде создается такой же биологический эффект, как при дозе рентгеновского или гамма-излучения в 1 рентген. Д в бэрах = Д в рентг.*ОБЭ . ОБЭ - коэффициент относительной биологической эффективности или коэффициент качества (КК)

Для b, g и рентг. излучения ОБЭ (КК) = 1; для a и протонов = 10;

медленные нейтроны = 3-5; быстрые нейтроны = 10.

Зиверт(Зв) - это эквивалентная доза любого вида излучения, поглощённая в 1кг биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощённая доза в 1Гр фотонного излучения. 1Зв = 100 бэр (и = 100Р)

- Эффективная эквивалентная доза - эквивалентная доза, умно­женная на коэффициент, учитывающий разную чувствительность различных тканей к облучению, в Зивертах.

Коэффициенты радиационного риска для разных тканей (орга­нов) человека, рекомендованные МКРЗ: (например 0,12 - красный костный мозг, 0,15 - молочная железа 0,25 - семенники или яичники;) Коэффициент показывает долю приходящуюся на отдельный орган при равномерном облучении всего тела

В биологическом плане важно знать не просто дозу излучения, полученную каким-либо объектом, а дозу, полученную в единицу времени.

Мощность дозы - это доза излучения, отнесенная к единице времени.

Д = Р / t Например, Р/час, мР/час, мкР/чаc, мкЗв/ч, мБэр/мин, Гр/с и т. д.

О мощности поглощенной дозы го­ворят как о приращении дозы в единицу времени.

12 Характеристика a-,d-частиц и g-излучения.

Свойства разных видов ионизирующих излучений рассмотрим в виде таблицы.

Вид излучений	Что представляет	Заряд	Масса	Энергия МэВ	Скорость	Ионизация в воздухе на 1 см пути	Величина пробега …в: Воздухе Биологич. Металле Ткани
a	Поток ядер гелия	Два эл. Положит.заряда ÅÅ	4 аем	2 – 11	10-20 тысяч км/час	100-150 тысяч пар ионов	2 – 10 см	Доли мм (~0,1мм)	Сотые доли Мм
b	Поток Электронов	Элементарный отр. Заряд(-)	0,000548 аем	0 – 12	0,3-0,99 скорости света (С)	50-100 пар ионов	До 25 метров	До 1 см	Несколько мм.
g	Эл-мгн. Излуч. l<10 -11 м (в.свет 10 -7 м)	Не имеет	g-квант имеет массу покоя =0	От кэВ до нескольких МэВ	С 300000 км/сек	Слабая	100-150 метров	метры	Десятки см.

13. Характеристика р/а загрязнения при аварии на АЭС.

Йод-131 Стронций - 90 (Sr-90) - Т 1/2 -28 лет и Цезий - 137

Зонирование после аварии (по загрязнению почвы Сs-137 и годовой дозе) :

Зона отчуждения (отселения) - более 40 Ки/км².(доза более 50 мЗв/год);

Зона отселения (добровольного) – от 15 до 40 Ки/км². (доза 20 - 50 мЗв/год);

Зона ограниченного проживания (с временным отселением беременных женщин и детей) 5 - 15 Ки/км². (доза от 5 до 20 мЗв/год);

Зона радиационного контроля (зона проживания с льготным социально-экономическим статусом) 1-5 Ки/ км² (доза от 1 до 5 мЗв/год).

В РФ от аварии на ЧАЭС частичное радиоактивное загрязнение (более 1 Ки/км 2) получили 15 областей (Брянская, Курская, Калужская, Тульская, Орловская, Рязанская и др.- от 1 до 43% территории).

По законодательству РФ население, проживающее на землях с заражением (по цезию) более 1 Ки/км² имеет право на минимальные льготы

14. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы ионизационной камеры.

ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

Принципиальная схема работы ионизационного детектора.

Эта камера заполненная возду­хом или инертным газом, в ко­торой расположены два электро­да (катод и анод), создающие электрическое поле.

Сухой воздух или газ являются хорошими изоляторами и не про­водят электрический ток. Но заряженные частицы альфа и бета, попав в камеру, производят ионизацию газовой среды, а гамма-кванты сначала образуют в стенках камеры быстрые электроны (фотоэлектроны, комптон-электроны, электронно-позитронные па­ры), которые также ионизируют газовую среду. Образовавшиеся положительные ионы движутся к катоду, отрицательные к аноду. В цепи возникает ионизационный ток, пропорциональный количест­ву излучения.

Ионизационный ток при одной и той же величине ионизирую­щего излучения сложным образом зависит от напряжения приложен­ного к электродам камеры. Эта зависимость называется вольтамперной характеристи­кой ионизационного детектора.

Ионизационная камера применяется для измерения всех типов ядерных излучений. Конструктивно оформляются плоскими, цилиндрическими, сферическими, напёрстковыми с объемом от до­лей см³ до 5 литров. Заполнены обычно воздухом. Материал ка­меры - плексиглас, бакелит, полистирол, может быть алюминий. Широко используются в индивидуальных дозиметрах (ДК-0,2; КИД-1, КИД-2, ДП-22В, ДП-24 и др.).

15. Характеристика р/а загрязнения при ядерном взрыве.

При цепной реакции деления, U-235 и Pu-239 в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов При ядерном взрыве цепная реакция деления проходит мгновенно во всей массе делящегося вещества, и образовавшиеся р/а изотопы выбрасываются в атмосферу, а затем выпадают на местности в виде протяжённого радиоактивного следа.

Вся область радиоактивного заражения местности по степени заражения делится на 4 зоны, границы которых характеризуются дозами радиации за время полного распада – Д ∞ в Рентгенах и уровнями радиации на 1 час после взрыва Р 1 в Р/ч.

Рис. 2.1. Зоны радиоактивного заражения при ядерном взрыве

Названия зон (в скобках величины Р 1 (Р/ч), Д ∞ (Р)): А – умеренного заражения (8 Р/ч, 40 Р), Б – сильного (80 Р/ч, 400 Р), В – опасного (240 Р/ч, 1200 Р), Г - чрезвычайно опасного заражения (800 Р/ч, 4000 Р).

В справочниках приведены размеры зон в зависимости от мощности взрыва и скорости ветра в верхних слоях атмосферы - указана длина и ширина каждой зоны в км. Вообще, местность считается зараженной, если уровень радиации составляет 0,5 Р/ч - в военное время и 0,1мР/ч в мирное время (естественный радиационный фон в Ярославле - 0,01 мР/ч ,)

Вследствие распада РВ постоянно происходит снижение уровня радиации, по соотношению

Р t = Р 1 t – 1,2

Р

Рис. 2.2. Снижение уровня радиации на следе ядерного взрыва

Графически это круто падающая экспонента. Анализ этого соотношения показывает, что при семикратном увеличении времени уровень радиации снижается в 10 раз. Спад радиации после аварии на ЧАЭС происходил значительно медленнее

Для всех возможных ситуаций уровни радиации и дозы рассчитаны и сведены в таблицы.

Для с/х производства радиоактивное заражение местности представляет наибольшую опасность, т.к. люди, животные и растения подвергаются не только внешнему гамма-облучению, но и внутреннему при попадании РВ внутрь организма с воздухом водой и пищей. У незащищённых людей и животных в зависимости от полученной дозы может возникнуть лучевая болезнь, а с/х растения замедляют рост, снижают урожайность и качество продукции растениеводства, а при тяжёлых поражениях происходит гибель растений.

16. Основные методы измерения радиоактивности (абсолютный, расчетный и относительный (сравнительный) Эффективность счетчика. Счётная (рабочая) характеристика.

Радиоактивность препаратов можно определить абсолютным, расчетным и относительным (сравнительным) методом. Последний наиболее распространен.

Абсолютный метод. Тонкий слой исследуемого материала наносится на специальную тончайшую пленку (10-15 мкг/см²) и помеща­ется внутрь детектора, в результате чего используется полный те­лесный угол (4p) регистрации вылетающих, например, бета-частиц и достигается почти 100% эффективность счета. При работе с 4p-счетчиком не нужно вводить многочисленные поправки, как при расчетном методе.

Активность препарата выражается сразу в единицах активнос­ти Бк, Кu, мКu и т.д.

Расчётным методом определяют абсолютную активность альфа и бета излучающих изотопов с применением обычных газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков.

В формулу для определения активности образца введен ряд поправочных коэффициентов, учитывающих потери излучения при из­мерении.

А = N/w×e×k×r×q×r×g m×2,22×10¹²

A - активность препарата в Кu;

N - скорость счета в имп/мин за вычетом фона;

w - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол);

e - поправка на разрешающее время счетной установки;

k - поправка на поглощение излучения в слое воздуха и в окне (или стенке) счетчика;

r - поправка на самопоглощение в слое препарата;

q - поправка на обратное рассеяние от подложки;

r - поправка на схему распада;

g - поправка на гамма-излучение при смешанном бета-, гамма-излучении;

m - навеска измерительного препарата в мг;

2,22×10¹² - переводной коэффициент от числа распадов в минуту к Ки (1 Ки = 2,22*10¹² расп/мин).

Для определения удельной активности необходимо активность приходящуюся на 1 мг перевести на 1 кг.

Ауд = А*10 6 , (Кu/кг)

Препараты для радиометрии могут быть приготовлены тонким, толстым или промежуточным слоем исследуемого материала.

Если исследуемый материал имеет слой половинного ослабления - D1/2,

то тонкие - при d<0,1D1/2, промежуточные - 0,1D1/2толстые (толстослойные препараты) d>4D1/2.

Все поправочные коэффициенты сами в свою очередь зависят от многих факторов и в свою очередь рассчитываются по сложным формулам. Поэтому расчетный метод очень трудоемок.

Относительный (сравнительный) метод нашел широкое приме­нение при определении бета-активности препаратов. Он основан на сравнении скорости счета от эталона (препарат с известной актив­ностью)со скоростью счета измеряемого препарата.

При этом должны быть полностью идентичные условия при из­мерении активности эталона и исследуемого препарата.

Апр = Аэт* Nпр/Nэт , где

Аэт - активность эталонного препарата, расп/мин;

Апр - радиоактивность препарата (пробы), расп/мин;

Nэт - скорость счета от эталона, имп/мин;

Nпр - скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

В паспортах на радиометрическую и дозиметрическую аппара­туру указано обычно с какой погрешностью производятся измерения. Предельная относительная погрешность измерений (иногда ее назы­вают основной относительной погрешностью) указывается в процен­тах, например, ± 25%. Для разных типов приборов она может быть от ± 10% до ± 90% (иногда указывается отдельно погрешность вида измерения для разных участков шкалы).

По предельной относительной погрешности ± d% можно оп­ределить предельную абсолютную погрешность измерения. Если сняты показания прибора А, то абсолютная погрешность DА=±Аd/100. (Если А=20 мР, а d = ±25%, то реально А= (20 ± 5)мР. Т.е. в пределах от 15 до 25 мР.

17. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы сцинтиляционного детектора.

Радиоактивные излучения могут быть обнаружены (выделены, детектированы) с помощью специальных устройств - детекто­ров, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучении с веществом.

Виды детекторов: ионизационные, сцинтиляционные, фотографические, химические, калориметрические, полупроводниковые и др.

Наибольшее распространение получили детекторы основанные на измерении прямого эффекта взаимодействия излучения с ве­ществом - ионизации газовой среды, Это: - ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

- счетчики Гейгера-Мюллера (газоразрядные счетчики);

- коронные и искровые счетчики,

а также сцинтилляционные детекторы.

Сцинтиляционный (люминисцентный) метод регистрации излучений основан на свойстве сцинтилляторов испускать видимое све­товое излучение (световые вспышки - сцинтилляции) под действием заряженных частиц, которые преобразуются фотоэлектронным умно­жителем в импульсы электрического тока.

Катод Диноды Анод Сцинтилляционный счетчик состоит из сцинтиллятора и

ФЭУ. Сцинцилляторы могут быть органические и

Неорганические, в твердом, жидком или газовом

Состоянии. Это йодистый литий, сер­нистый цинк,

Йодистый натрий, монокристаллы анграцена, и др.

100 +200 +400 +500 вольт

Работа ФЭУ: - Под действием ядерных частиц и гамма квантов

в сцинтилляторе возбуждаются атомы и испускают кванты видимого цвета - фотоны.

Фотоны бомбардируют катод и выбивают из него фотоэлектроны:

Фотоэлектроны ускоряются электрическим полем первого динода, выбивают из него вторичные электроны, которые ускоряются полем второго динода и т. д., до образования лавинного потока элект­ронов попадающих на катод и регистрирующихся электронной схемой прибора. Эффективность счета сцинтилляционных счетчиков достигает 100%.Разрешающая способность значительно выше чем в ионизационных камерах(10 в-5-й - !0 в-8-й против 10¯³ в ионизационных камерах). Сцинтиллиционные счетчики находят очень широкое применение в ра­диометрической аппаратуре

18. Радиометры, назначение, классификация.

По назначению.

Радиометры - приборы, предназначенные для:

Измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения;

Определения плотности потока или интенсивности ионизирующих частиц и квантов;

Поверхностной радиоактивности предметов;

Удельной активности газов, жидкостей, твердях и сыпучих веществ.

В радиометрах в основном используются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы.

Они подразделяются на переносные и стационарные.

Как правило они состоят из: - детектора-датчика импульсов; - импульсного усилителя; - пересчетного прибора; - электромеханического или электронного нумератора; - источника высокого напряжения для детектора; - источника питания для всей аппаратуры.

В порядке совершенствования выпускались: радиометры Б-2, Б-3, Б-4;

декатронные радиометры ПП-8, РПС-2; автоматизированные лаборатории "Гамма-1", "Гамма-2”, "Бета-2"; снабжённые ЭВМ, позволяющие просчитывать до нескольких тысяч образцов проб с автоматической распечаткой результатов. Широко используются установки ДП-100, радиометры КРК-1, СРП-68-01.

Указать назначение и характеристики одного из приборов.

19. Дозиметры, назначение, классификация.

Промышленностью выпускается большое количество типов ра­диометрической и дозиметрической аппаратуры, которые могут быть классифицированы:

По способу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные и др.);

По виду регистрируемого излучения (a,b,g,n,p)

Источнику питания (сетевые, батарейные);

По месту применения (стационарные, полевые, индивидуальные);

По назначению.

Дозиметры - приборы, измеряющие экспози­ционную и поглощенную дозу (или мощность дозы) излучения. В основном состоят из детектора, усилителя и измерительного уст­ройства, Детектором может служить ионизационная камера, газораз­рядный счетчик или сцинтилляционный счетчик.

Подразделяются на измерители мощности дозы - это ДП-5Б, ДП-5В, ИМД-5, и индивидуальные дозиметры - измеряют дозу излучения за промежуток времени. Это ДП-22В, ИД-1, КИД-1, КИД-2 и др. Они являются карманными дозиметрами, часть из них - прямопоказывающие.

Существуют спектрометрические анализаторы (АИ-З, АИ-5, АИ-100) - позволяющие автоматически определять радиоизотопный состав любых образцов (например, почв).

Имеется также большое количество сигнализаторов о превы­шении радиационного фона, степени загрязненности поверхностей. Например, СЗБ-03 и СЗБ-04 сигнализируют о превышении величины загрязненности рук бета-активными веществами.

Указать назначение и характеристики одного из приборов

20. Оснащение радиологического отдела ветлаборатории. Характеристика и работа радиометра СРП-68-01.

Табельное оснащение радиологических отделов областных ветбаклабораторий и специальных районных или межрайонных радиологических групп (при районных ветбаклабораториях)

Радиометр ДП-100

Радиометр КРК-1 (РКБ-4-1ем)

Радиометр СРП 68-01

Радиометр “Бересклет”

Радиометр - дозиметр -01Р

Радиометр ДП-5В (ИМД-5)

Комплект дозиметров ДП-22В (ДП-24В).

Лаборатории могут оснащаться и другими типами радиометрической аппаратуры.

Большинство из указанных выше радиометров и дозиметров имеется на кафедре в лаборатории.

21. Периодизация опасностей при аварии на АЭС.

В ядерных реакторах используется внутриядерная энергия, выделяющаяся при цепных реакциях деления U-235 и Pu-239. При цепной реакции деления, как в ядерном реакторе, так и в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов. В атомном реакторе цепная реакция управляема, и ядерное топливо (U-235) “выгорает” в нём постепенно в течение 2-х лет. Продукты деления – радиоактивные изотопы –накапливаются в ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент). В реакторе атомный взрыв произойти ни теоретически, ни практически не может. На ЧАЭС в результате ошибок персонала и грубого нарушения технологии произошёл тепловой взрыв, и р/а изотопы две недели выбрасывались в атмосферу, разносились ветрами по разным направлениям и, оседая на обширных территориях, создали пятнистое загрязнение местности. Из всех р/а изотопов наиболее биологически опасными оказались: Йод-131 (I-131) – с периодом полураспада (Т 1/2) 8 суток, Стронций - 90 (Sr-90) - Т 1/2 -28 лет и Цезий - 137 (Сs-137) - Т 1/2 -30 лет. На ЧАЭС в результате аварии было выброшено 5% топлива и накопившихся радиоактивных изотопов это - 50 МКи активности. По цезию-137 это эквивалентно 100 шт. 200 Кт. атомных бомб. Сейчас в мире более 500 реакторов, и ряд стран на 70-80 % обеспечивает себя электроэнергией за счёт АЭС, в России 15%. С учётом исчерпания в обозримом будущем органических запасов топлива основным источником энергии будет атомная.

Периодизация опасностей после аварии на ЧАЭС:

1. период острой йодной опасности (йод - 131) в течение 2-3 месяцев;

2. период поверхностного загрязнения (коротко и среднеживущие радионуклиды) - до конца 1986г.;

3. период корневого поступления (Сs-137, Sr-90) - с 1987 года на 90-100 лет.

22. Естественные источники ионизирующих излучений. Космическое излучение и природные РВ. Доза от ЕРФ.

1. Естественные источники ионизирующих излучений (иии)

Природный радиационный фон состоит из:

Космического излучения;

Излучения естественных радиоактивных веществ, находящиихся в земных

породах, воде, воздухе, строительных материалах;

Излучения естественных радиоактивных веществ, содержащихся в растительном

и животном мире (в т.ч. и в человеке).

Космическое излучение - делится на первичное это непрерывно падающий поток ядер во­дорода (протонов) - 80% и ядер легких элементов (гелия (альфа-частицы), лития, бериллия, бора, углерода, азота) - 20%, испаряющихся с поверхностей звёзд, туманностей и солнца и усиленных (ускоренных) многократно в электромагнитных полях космических объектов до энергии порядка 10 10 эВ и выше. (В нашей галактике - Мл. Путь -300 млрд звёзд, а галактик 10 14)

Взаимодействуя с атомами воздушной оболочки земли это первичное космическое излучение рождает потоки вторичного космическо­го излучения, ооотоящего из всех известных элементарных частиц и излучений (± мю и пи-мезоны - 70% ; электроны и позитроны - 26%, первичные протоны - 0,05%, гамма-кванты, быстрые и сверхбыстрые нейтроны).

Природные радиоактивные вещества разбивают на три группы:

1) Уран и торий с продуктами их распада, а также калий-40 и рубидий-87;

2) Малораспространённые изотопы и изотопы о большим Т 1/2 (кальций-48, цирконий-96, неодим-150, самарий-152, рений-187, висмут-209 и др.);

3) Углерод-14, тритий, бериллий -7 и -9 - непрерывно образующиеся в атмосфере под действием космического излучения.

Наиболее распространён в земной коре рубидий-87 (Т 1/2 = 6,5.10 10 лет), затем уран-238, торий-232, калий-40. Но радиоактивность калия-40 в земной коре превышает радиоактивность всех других изотопов вместе взятых (Т 1/2 = 1,3 10 9 лет). Калий-40 широко рассеян в почвах, особенно в глинистых, его удельная активность 6,8.10 -6 Ки/г.

В природе калий состоит из 3-х изотопов: стабильных К-39 (93%) и К-41(7%) и радиоактивного К-40 (),01%). Концентрация К-40 в почвах 3-20 nKu/г (пико - 10 -12),

Среднемировое принимают 10. Отсюда в 1 м³ (2тонны) - 20 мкКu, в 1км² - 5Кu (корнеобит. слой=25см). Среднее содержание U-238 и Th-232 принимают по 0,7 nKu/г. Вот эти три изотопа и создают мощность дозы естественного фона от почвы = примерно 5 мкР/ч (и ещё столько же от космич. излучения) Наш фон (8-10 мкР/ч ниже среднего. Колебания по стране 5-18, в мире до130 и даже до 7000 мкР/ч..

Строительные материалы создают дополнитальную гамма-радиацию внутри зданий (из железобетона до 170 мрад/год, в деревянных - 50 мрад/год).

Вода, являясь растворителем, содержит растворимые комплексные содинения урана, тория, радия. В морях и озерах концентрация радиоактивных элементов выше чем в реках. Минеральные источники содаржат много радия (7,5*10 -9 Кu/л) и радона (2,6*10 -8 Кu/л). Калия-40 в водах рек и озер примерно столько æå, сколько и радия (10 -11 Кu/л).

Воздух (атмосфера) содержит радон и торон, выделяющиеся из земных пород и углерод-14 и тритий непрерывно образующиеся в ат­мосфере под действием нейтронов вторичного комического излучения, взаимодействующих с азотом и водородом атмосферы. Особенно опасно накопление радона в плохо проветриваемых зданиях. Принят норматив во вновь строящихся зданиях £100 Бк/м³, в заселённых £200 Бк/м³, при превышении 400 Бк/м³ принимают меры к уменьшению радона или перепрофилируют использование здания. Расчёты показывают что при концентрации радона в 16 и 100 Бк/м³ годовая доза составит 100мБэр и 1Бэр соответственно. Реально концентрация»11 Бк/м³

Растения и животные очень интенсивно усваивают из окружающей среды радиоактивные изотопы К-40,С-14, Н-3 (это кирпичики белковых молекул). Остальные радионуклиды в меньшей степени.

Внутреннее облучение большинства органов обусловлено наличием в них К-40. Годовая доза от К-40 составит: для красного костного мозга - 27 мрад

Лёгких - 17 мрад

Половых желез -15 мрад

От других радионуклидов, находящихся в организме доза составит 1/100, 1/1000 от этих величин. Исключение -родон, поступающий в лёгкие ингаляционно и создающий в них дозу до 40мрад в год.

Таким образом, только от естественных иии за счёт внешнего и внутреннего облучения человек получает годовую дозу в 200 мрад (мБэр) (или 2мЗв)

от иии Земного просхожд.- 167 (внутреннее облучение от К-40 и Rn-222......... 132 мБэр )

(внешнее облучение от К-40, U-238, Тh-232, Rb-87...........35 мБэр )

от иии Космич-го просихожд.- 32 (внешнее облучение от g-квантов, m, p-мезонов.....30мБэр )

(внутреннее облучение отС-14, Н-3.................2 мБэр )

Выводы .1. Доза от внешнего облучения природными иии составляет 65 мБэр это » 30% всей дозы.Только эту часть дозы мы и измеряем дозиметрами.

2.Вклад радона в годовую дозу 25-40%.

Курильщики получают дополнительную дозу облучения лёгких от радиоактивного Ро-210 (в одной сигарете 7мБк Ро). По статистике США смертность от курения выше, чем от алкоголя -150000 ч/г.

Последние тысячелетия радиационная обстановка на земле стабильна, В условиях этого ра­диационного фона шла эволюция растительного и животного мира, жили все предшествующие поколения людей.

24. Искусственные источники ионизирующих излучений (Рентгеновские установки, испытательные ядерные взрывы, ядерная энергетика, современные технические устройства).

Искусственные иии создают дополнительную дозовую нагрузку на человека и делятся на четыре большие группы.

1) Рентгеновские установки, использующиеся в медицине для диагностических и лечебных целей.

2) Испытательные ядерные взрывы.

3) Ядерная энергетика (предприятия ядерно-топливного цикла - ЯТЦ).

4) Ряд современных технических устройств (светящиеся циферблаты часов и измерительных приборов, телевизоры, дисплеи компьютеров, рентгено и гамма-установки для дефектоскопии, просмотра вещей в аэропортах, компьютерная томография и т.д.).

По данным МКДАР если принять за 100% годовую аффективную эквивалентную дозу от естественных источников радиации (200мБэр) то на долю искусственных придётся дополнительно:

Облучение от рентгенустановок - 20% (40 мБэр); (на среднестатистического человека)

Испытательные яд. взрывы от 7% в начале 60-х гг. до 0,8% в 80-х гг (тенд. убыли) ;

Ядерная энергетика от 0,001% естественного фона в 1965 г до 0,05% в 2000 г. (тенденция малого роста);

По техническим устройствам (ТВ. ЭВМ и т.д.)- ничтожно малые величины.

Рентгеновские установки - приказом Минздрава определены дозы при

· флюорографии органов грудной клетки до 0,6 мЗв (снимок зуба 0,1-0.2 мБэр)

· рентгеноскопии лёгких до 1,4 мЗв, желудка до 3,4 мЗв (340 мБэр)

Испытательные ядерные взрывы

С 1945 до 1962 гг - было проведено 423 испытательных взрыва в атмосфере общей мощностью более 500 Мт (СССР, США, Франция, Китай, Великобритания). Подземные испытания проводятся до сих пор.

При ядерном взрыве осуществляется цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов (U 235 , Рu 239) под действием нейтронов. В ходе реакции образуется около 250 изотопов 35 х. элементов, из них 225 радиоактивных. (Пример - режем арбуз с 235 семечками) Образовавшиеся радионуклиды имеют разные периоды полураспада - доли секунды, секунды, минуты, часы, дни, месяцы, годы, столетия, тысячелетия и миллионы лет.

Из этого большого числа ядерных осколков и их дочерних продуктов интерес для ветеринарной радиобиологии и радиоэкологии с/х животных по своим радиотоксикологическим и физическим характе­ристикам представляют 10 радионуклидов.

Большинство радионуклидов являются бета и гамма-излучателями Особенно опасны в первые месяцы йод-131, барий-140, стронций-89. В последующем стронций-90 и цезнй-137.

За 35 лет после прекращения испытаний ЯО все продукты ядерных взрывов выпали из резервуара атмосферы и стратосферы на поверхность в основном Северного полушария Земли, подняв зараженность земель Sr-90 и Cs-137 до 0,2 Кu/км², сейчас она упала до 0,1 Кu/км².(человеку -перорально)

Атомная энергетика - это связанные между собой предприятия ЯТЦ (добыча, обогащение и переработка урановой руды, производство ТВЭЛов, сжигание их на АЭС, переработка ТВЭЛов, эахоронение отходов, разборка отработавших АЭС).

Несмотря на радиационно-экологическую опасность АЭС, количество их из года в год увеличивается. В мире эксплуатируется более 500 энергетических реакторов.суммарной мощностью коло 30 тыс МВт. Они обеспечивают 17% общемирового потребления энергии.

Атомная энергетика экологически более чистый из всех существующих способов получения электроэнергии (при безаварийной ра­боте). Угольная станция загрязняет среду радиацией в несколько раз больше, чей АЭС такой же мощности.

Но ряд аварий последних десятилетий на АЭС, в т.ч. самая крупная на ЧАЭС - 26.04.86г., приводит к сильным загрязнениям РВ больших территорий.

Наиболее биологически опасные изотопы представлял йод-131, отронций-90 и цзий-137..

25. Закономерности перемещения РВ в биосфере. Стронциевые единицы.

РВ от ядерных взрывов, аварийных выбросов предприятий ЯТЦ, радиоактивные отходы, не захороненные установленным порядком, включаются в компоненты биосферы - абиотические (почва, вода, воздух) и биотические (флора, фауна) и принимают участие в био­логическом цикле круговорота веществ.

Наиболее короткий путь РВ до человека, исключая непосредственное попадание из атмосферы, - через с.х. растения и животных по цепочкам: почва - растение - человек; почва - растение - животное - человек. При аварии на ЧАЭС в атмосферу было выброшено 50 МКu активности. Из них 20% йода-131 и 15% изотопов цезия и до 2% стронция.

Йод, попадая в организм человека и животных, концентрировался в наибольшем количестве (от 20 до 60%) в щитовидной железе, на­рушая её функции

Передвигаясь от одного объекта биосферы к другому, цезий и стронций ведут себя подобно калию и кальцию (т.к. являются их аналогами по физическим свойствам), в конечном счете, попадая в организм животного и человека, дости­гают максимальной концентрации в органах физиологически богатых этими элементами (цезий в мышцах, стронций в костях, скорлупе).

Существует определенная пропорциональность этого накопления на 1грамм кальция или калия, выражаемая в стронциевых единицах (СЕ).

1СЕ = 1 нКu Sr-90 на 1 грамм Са (нано = 10 -9)

Отношение числа СЕ последующего звена биологической системы к предшествующему называется коэффициентом дискриминации (КД ) Sr-90 по отношению к кальцию.

КД = СЕ в пробе кормовой культуры / СЕ в почве .

Ещё многие вопросы перехода в звеньях биологических цепей слабо изучены.

26. Токсичность радиоактивных изотопов.

Радиоактивные изотопы любого химического элемента при попадании в организм участвуют в обмене веществ точно так же, как и стабильные изотопы данного элемента. Токсичность радионуклидов обусловлена:

· видом и энергией излучения (главная характеристика, определяющая токсичность),

· периодом полураспада;

· физико-химическими свойствами вещества, в составе которого радионуклид попал в организм;

· типом распределения по тканям н органам;

· скоростью выведения из организма.

Введено понятие ЛПЭ - линейная передача энергии (это количество энергии (в кэВ), передаваемое частицей или квантом веществу на единице пути пробега (в мкм)). ЛПЭ - характеризу­ет удельную ионизацию и связано с ОБЭ (относительной биологи­ческой эффективностью) того или иного вида излучения. (Ранее это упоминалось в лекциях)

Радионуклиды с очень коротким (доли секунды) и очень длинным (миллионы лет) периодом полураспада не могут создать в организме эффективную дозу и следовательно большой вред.

Наиболее опасны изотопы с периодом полураспада от несколь­ких дней до нескольких десятков лет.

В порядке убывания радиационной опасности радионуклиды разделены на 4 группы радиотоксичности (по НРБ - группы радиационной опасности).

Группа радиотоксичности	Радионуклид	Среднегодовая допустимая концентрация в воде, К u/л
А - особо высокой радиотоксичности (р/т)	Pb-210, Po-210, Ra-226, Th-230 и др.	10 -8 - 10 -10
Б - с высокой радиотоксичностью	J-131, Bi-210, U-235, Sr-90 и др.	10 -7 - 10 -9
А - средней радиотоксичности	P-32, Co-60, Sr-89, Cs-137 и др.	10 -7 - 10 -8
А - наименьшей радиотоксичности	C-14, Hg-197, H-3 (тритий) и др.	10 -7 - 10 -6

НРБ - устанавливают допустимую концентрацию всех радио­нуклидов в воздухе рабочей зоны, атмосфере, воде, годовое пос­тупление в организм через органы дыхания, через органы пищева­рения, содержание в критическом органе.

27. Поступление, распределение, накопление РВ в тканях и органах и выведение их из организма животных.

Радионуклиды могут поступать в организм животных:

· аэрозольно - через легкие при вдыхании загрязненного воздуха;

· перорально - через пищеварительный тракт с кормом и водой (основной путь);

· резорбтивно - через слизистые оболочки, кожу и раны.

Биологическое действие радионуклидов при внутреннем поступлении зависит от агрегатного состояния вещества. Наибольшее действие оказывают РВ в виде газа и водорастворимых соединений. Они интенсивно и в большом количестве вса­сываются в кровь, быстро распространяются по всему организму или концентрируются в соответствующих органах. Нерастворимые радиоактивные частицы могут на длительное время задерживаться на слизистых оболочках легких, ЖКТ, вызывая местное радиационное поражение.

Р/активные аэрозоли размером менее 0,5 мкм, попадая в легкие, почти полностью удаляются при выдохе, частицы от 0,5 до 1 мкм задерживаются на 90%, пылинки более 5 мкм фиксируются до 20%. Более крупные частицы, оседая в верхних дых-х путях, отхаркиваются и попадают в желудок. Большая часть р/нуклидов, задержавшихся в легких, быстро всасываются в кровь, а часть надолго остается в легких.

Относительное количество усвоения организмом радиоизото­па зависит от соотношения его с носителем. Изо­топный носитель это нерадиоактивный изотоп этого элемента (напр. J-125 для J-131). Неизотопный носитель - другой элемент -химический аналог радиоактивного изотопа (Са для Sr-90, K для Cs-137).

Всасывание и отложение радионуклида в тканях прямо пропорционально отношению его к носителю.

При основном пути поступления РВ в организм через ЖКТ резорбция (всасывание) некоторых радионук­лидов лежит в диапазоне от 100 до 0,01% (Cs, J - 100%, Sr- от 9 до 60%, Cj - 30%, Po-6%, U-З%, Pu-0,01%).

Распределение радионуклидов в организме может быть аналогично стабильным изотопам этих элементов (например, кальций идёт в костную систему, йод в щитовидную железу) или равномерным по всему организму.

Различают следующие типы распределения радиоактивных элементов:

равномерный (H, Cs, Rb, К и др.) - печёночный (Се церий, Pu, Th, Мg и др.)

скелетный (остеотропный) (Са, Sr, Ra и др.) почечный (Bi, Sbсурьма, U, Asмышьяк)

тиреоотропный (J, Br бром).

Орган, в котором происходит избирательная концентрация радионуклида и вследствие чего он подвергается наибольшему об­лучению и повреждению), называется критическим.

Легкие, ЖКТ являются критическими органами при поступлении через них нерастворимых соединений радионуклидов. Для йода критический орган - всегда щитовидная железа, для стронция, кальция, радия - всегда кости.

Кроветворная система и половые железы, как наиболее уяз­вимые системы даже при малых дозах радиации, являются критическими органами для всех радионуклидов.

Типы распределения радионуклидов в организме для всех видов млекопитающих (в том числе и человека) одинаковы.

Для молодых животных свойственно более интенсивное вса­сывание и депонирование радионуклидов в тканях. У беременных самок радиоактивные изотопы проходят через плаценту и откладываются в тканях плода.

Радиоактивные изотопы (также как и стабильные) выводятся в результате обмена из организма с калом, мочой, молоком, яйцом и другими путями.

Биологический период полувыведения (Т б)- это время, в течение которого из организма выводится половина поступившего количест­ва элемента. Но убыль изотопа ускоряется в организме и за счет радиоактивного распада.(Характеризующегося Т 1/2)

Фактическую убыль радионуклидов из организма выражают эффективным периодомполувыведения , (Т эфф ).

Т эфф = (Т б ·Т 1/2)/(Т б +Т 1/2)

Подсчитаем дляСs-137 (Т б = 0,25 года, Т 1/2 = 30лет. Т эфф = (0,25*30)/(0,25+ 30) = 0,24 года (90дней)

Радионуклиды о коротким Тэфф (Cs-137, Y-90иттрий, Ba-140 и др.) при однократном или непродолжительном поступлении их в организм почти одной и той же дозой могут вызвать ост­рое или хроническое течение лучевого заболевания, после чего происходит быстрая нормализация картины крови и общего состояния животного.

При тех же условиях воздействия радионуклидов с большим Тэфф (Sr-90,Ra-226 Pu-239 и др.) отмечается значительное отличие в дозах, обуславливающих острое или хрони­ческое течение болезни. Восстановительный период болезни при этом очень продолжительный, часто возникают злокачественные опухоли, на многие годы затягивается тромбоцитопения, анемия, бесплодие и другие нарушения.

У животных предназначенных для убоя на мясо, эти эффекты могут не успеть проявиться, однако у племенного и молочного скота опасность их возникновения вполне реальна

Животные в пищевой цепочке человека служат своеобразным фильтром радионуклидов и снижают их поступление в организм че­ловека с пищей.

28. Токсикология биологически активного изотопа J-131.

По учебнику

29. Токсикология биологически активного изотопа Cs-137.

По учебнику

30. Токсикология биологически активного изотопа Sr-90.

По учебнику

31. Современные представления о механизме биологического действия ионизирующих излучений.

1 Современные представления о механизме биологического действия и.и.

При взаимодействии альфа, бета-частиц, гамма и рентгеновского излучения и нейтронов с тканью организма последовательно проходят следующие стадии:

-Электрическое взаимодействие проникающей радиации с атомами (время - триллионные доли сек.) -отрыв электрона- ионизация среды (это процесс передачи энергии, хотя и в малом количестве, но высокоэффективный).

-Физико-химические изменения (миллиардные доли сек.), образовавшиеся ионы участвуют в сложной цепи реакций, образуя продукты высокой химической активности: гидратный оксид НО 2 ,перекись водорода Н 2 О 2 и др., а также свободные радикалы Н, ОН, (ткани на 60-70% состоит по массе из воды).В молекуле воды соотношение Н к О как 2: 16 или 1:8 (по а.е.м.). Следовательно из 50кг воды в стандартном человеке весом в 70кг примерно 40 кг приходится на кислород.

-Химические изменения. В течение следующих миллионных долей секунды свободные радикалы реагируют друг с другом и с молекулами белка, ферментов и т. д. через цепочку окислительных реакций (до конца еще не изученных), вызывая химическую модификацию важных в биологическом отношении молекул.

-Биологические эффекты - нарушаются обменные процессы, подавляется активность ферментных систем, нарушается синтез ДНК, синтез белка, образуются токсины, возникают ранние физиологические процессы (торможение деления клеток, образование мутаций, дегенеративные изменения). Возможна гибель клетки в течение нескольких секунд или последующие изменения в ней, которые могут привести к раку (м.б. через 2-3 десятка лет).

В конечном счете нарушается жизнедеятельность отдельных функций или систем и организма в целом.

Результатом биологического действия радиации является, как правило, нарушение нормальных биохимических процессов с последующими функциональными и морфологическими изменениями в клетках и тканях животного.

Механизм биологического действия сложен, до конца не выяснен, существует несколько гипотез и теорий (Лондон, Тимофеев-Ресовский, Тарусев, Кудряшёв, Кузин, Горизонтов и др.).

Имеют место:

Теория прямого и непрямого действия ионизирующих излучений, проявляющаяся в эффекте разведения и кислородном эффекте,

Теория мишени или попаданий,

Стохастическая (вероятностная) гипотеза,

Теория липидных (первичных) радиотоксинов и цепных реакций,

Структурно-метаболическая теория (Кузин),

Гипотеза эндогенного фона повышенной радиорезистентности и иммунобиологическая концепция.

Все теории объясняют только отдельные (частные) стороны механизма первичного биологического действия ионизирующих излучений и полностью экспериментально не подтверждается на теплокровных животных.

Рассмотренный этап определяется как первичное (непосредственное) действие излучения на биохимические процессы, функции и структуры органов и тканей.

Второй этап- опосредованное действие , обусловлено нейрогенными и гуморальными сдвигами, возникающими в организме под влиянием радиации.

(Две формы регуляции в организме: нервная и гуморальная (взаимодействие через жидкие внутренние среды - кровь, тканевую жидкость и т.д.) - звенья единой нейрогуморальной регуляции функций).

Гуморальное или опосредованное действие радиации происходит через токсические вещества (радиотоксины), образующиеся в организме при лучевой болезни (развивают основные синдромы лучевого поражения - изменение крови, рвота и т.д.).

32. Действие ионизирующих излучений на клетку.

1. Ионизирующее излучение
2. Методы обнаружения и измерения
3. Единицы измерения
4. Единицы радиоактивности
5. Единицы ионизирующих излучений
6. Дозиметрические величины
7. Приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля
8. Бытовые дозиметры
9. Радиофобия

Ионизирующее излучение

Ионизирующее излучение - это любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков.
При ядерном взрыве, авариях на АЭС и других ядерных превращениях появляются и действуют не видимые и не ощущаемые человеком излучения. По своей природе ядерное излучение может быть электромагнитным, как например, гамма-излучение, или представлять поток быстро движущихся элементарных частиц - нейтронов, протонов, бета и альфа-частиц. Любые ядерные излучения, взаимодействуя с различными материалами, ионизируют их атомы и молекулы. Ионизация среды тем сильнее, чем больше мощность дозы проникающей радиации или радиоактивность излучения и длительное их воздействие.

Действие ионизирующих излучений на людей и животных заключается в разрушении живых клеток организма, которое может привести к различной степени заболеваниям, а в некоторых случаях и к смерти. Чтобы оценить влияние ионизирующих излучений на человека (животное), надо учитывать две основных характеристики: ионизирующую и проникающую способности. Давайте рассмотрим эти две способности для альфа-, бета-, гамма- и нейтронного излучений. Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия с двумя положительными зарядами. Ионизирующая способность альфа-излучений в воздухе характеризуется образованием в среднем 30 тыс. пар ионов на 1 см. пробега. Это очень много. В этом главная опасность данного излучения. Проникающая способность, наоборот, очень не велика. В воздухе альфа-частицы пробегают всего 10 см. Их задерживает обычный лист бумаги.

Бета-излучение представляет собой поток электронов или позитронов со скоростью, близкой к скорости света. Ионизирующая способность невелика и составляет в воздухе 40 - 150 пар ионов на 1 см. пробега. Проникающая способность намного выше, чем у альфа-излучения, и достигает в воздухе 20 см.

Гамма-излучение представляет собой электромагнитное излучение, которое распространяется со скоростью света. Ионизирующая способность в воздухе - всего несколько пар ионов на 1 см. пути. А вот проникающая способность очень велика - в 50 - 100 раз больше, чем у бета-излучения и составляет в воздухе сотни метров.
Нейтронное излучение - это поток нейтральных частиц, летящих со скоростью 20 - 40 тыс. км/с. Ионизирующая способность составляет несколько тысяч пар ионов на 1 см. пути. Проникающая способность чрезвычайно велика и достигает в воздухе нескольких километров.
Рассматривая ионизирующую и проникающую способность, можно сделать вывод. Альфа-излучение обладает высокой ионизирующей и слабой проникающей способностью. Обыкновенная одежда полностью защищает человека. Самым опасным является попадание альфа-частиц во внутрь организма с воздухом, водой и пищей. Бета-излучение имеет меньшую ионизационную способность, чем альфа-излучение, но большую проникающую способность. Одежда уже не может полностью защитить, нужно использовать любое укрытие. Это будет намного надежней. Гамма- и нейтронное излучение обладают очень высокой проникающей способностью, защиту от них могут обеспечить только убежища, противорадиационные укрытия, надежные подвалы и погреба.

Методы обнаружения и измерения

В результате взаимодействия радиоактивного излучения со внешней средой происходит ионизация и возбуждение ее нейтральных атомов и молекул. Эти процессы изменяют физико-химические свойства облучаемой среды. Взяв за основу эти явления, для регистрации и измерения ионизирующих излучений используют ионизационный, химический и сцинтилляционный методы.

Ионизационный метод. Сущность его заключается в том, что под воздействием ионизирующих излучений в среде (газовом объеме) происходит ионизация молекул, в результате чего электропроводность этой среды увеличивается. Если в нее поместить два электрода, к которым приложено постоянное напряжение, то между электродами возникает направленное движение ионов, т.е. Проходит так называемый ионизационный ток, который легко может быть измерен. Такие устройства называют детекторами излучений. В качестве детекторов в дозиметрических приборах используются ионизационные камеры и газоразрядные счетчики различных типов.
Ионизационный метод положен в основу работы таких дозиметрических приборов, как ДП-5А (Б,В), ДП-22В и ИД-1.

Химический метод. Его сущность состоит в том, что молекулы некоторых веществ в результате воздействия ионизирующих излучений распадаются, образуя новые химические соединения. Количество вновь образованных химических веществ можно определить различными способами. Наиболее удобным для этого является способ, основанный на изменении плотности окраски реактива, с которым вновь образованное химическое соединение вступает в реакцию. На этом методе основан принцип работы химического дозиметра гамма- и нейтронного излучения ДП-70 МП.

Сцинтилляционный метод . Этот метод основывается на том, что некоторые вещества (сернистый цинк, йодистый натрий, вольфрамат кальция) светятся при воздействии на них ионизирующих излучений. Возникновение свечения является следствием возбуждения атомов под воздействием излучений: при возвращении в основное состояние атомы испускают фотоны видимого света различной яркости (сцинтилляции). Фотоны видимого света улавливаются специальным прибором - так называемым фотоэлектронным умножителем, способным регистрировать каждую вспышку. В основу работы индивидуального измерителя дозы ИД-11 положен сцинтилляционный метод обнаружения ионизирующих излучений.

Единицы измерений

По мере открытий учеными радиоактивности и ионизирующих излучений стали появляться и единицы их измерений. Например: рентген, кюри. Но они не были связаны какой-либо системой, а потому и называются внесистемными единицами. Во всем мире сейчас действует единая система измерений - СИ (система интернациональная). У нас она подлежит обязательному применению с 1 января 1982 г. К 1 января 1990 г. этот переход надо было завершить. Но в связи с экономическими и другими трудностями процесс затягивается. Однако вся новая аппаратура, в том числе и дозиметрическая, как правило, градуируется в новых единицах.

Единицы радиоактивности

В качестве единицы активности принято одно ядерное превращение в секунду. В целях сокращения используется более простой термин - один распад в секунду (расп./с) В системе СИ эта единица получила название беккерель (Бк). В практике радиационного контроля, в том числе и в Чернобыле, до последнего времени широко использовалась внесистемная единица активности - кюри (Ки). Один кюри - это 3,7 * 1010 ядерных превращений в секунду. Концентрация радиоактивного вещества обычно хорактеризуются концентрацией его активности. Она выражается в единицах активности на единицу массы: Ки/т, мКи/г, кБк/кг и т.п.(удельная активность). На единицу объема: Ки/м3 , мКи/л, Бк/ см3. и т.п. (объемная концентрация) или на единицу площади: Ки/км3, мКи/с м2. , ПБк/ м2. и т.п.

Единицы ионизирующих излучений

Для измерения величин, характеризующих ионизирующее излучение, исторически первой появилась единица «рентген». Эта мера экспозиционной дозы рентгеновского или гамма-излучений. Позже для измерения поглощенной дозы излучений добавили «рад».

Доза излучения (поглощенная доза) - энергия радиоактивного излучения, поглощенная в единице облучаемого вещества или человеком. С увеличением времени облучения доза растет. При одинаковых условиях облучения она зависит от состава вещества. Поглощенная доза нарушает физиологические процессы в организме и приводит в ряде случаев к лучевой болезни различной степени тяжести. В качестве единицы поглощенной дозы излучения в системе СИ предусмотрена специальная единица - грей (Гр). 1 грей - это такая единица поглощенной дозы, при которой 1 кг. Облучаемого вещества поглощает энергию в 1 джоуль (Дж). Следовательно 1 Гр = 1 Дж/кг.
Поглощенная доза излучения является физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия.

Мощность дозы (мощность поглощенной дозы) - приращение дозы в единицу времени. Она характеризуется скоростью накопления дозы и может увеличиваться или уменьшаться во времени. Ее единица в системе Си - грей в секунду. Эта такая мощность поглощенной дозы излучения, при которой за 1 с. в веществе создается доза излучения в 1 Гр. На практике для оценки поглощенной дозы излучения до сих пор широко используют внесистемную единицу мощности поглощенной дозы - рад в час (рад/ч) или рад в секунду (рад/с).

Эквивалентная доза. Это понятие введено для количественного учета неблагоприятного биологического воздействия различных видов излучений. Определяется она по формуле Дэкв=Q*Д, где Д - поглощенная доза данного вида излучения, Q - коэффициент качества излучения, который для различных видов ионизирующих излучений с неизвестным спектральным составом принят для рентгеновского и гамма-излучения-1, для бета-излучения-1, для нейтронов с энергией от 0,1 до 10 МэВ-10, для альфа-излучений с энергией менее 10 МэВ-20. Из приведенных цифр видно, что при одной и той же поглощенной дозе нейтронное и альфа-излучение вызывают, соответственно, в 10 и 20 раз больший поражающий эффект. В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах (Зв). Зиверт равен одному грею, деленному на коэффициент качества. При Q = 1 получаем

1 Зв = 1 Гр = 1 Дж/к = 100 рад = 100 бэр.
Q Q Q

Бэр (биологический эквивалент рентгена) - это внесистемная единица эквивалентной дозы, такая поглощенная доза любого излучения, которая вызывает тот же биологический эффект, что и 1 рентген гамма-излучения.. Поскольку коэффициент качества бета и гамма-излучений равен 1, то на местности, загрязненной радиоактивными веществами при внешнем облучении 1 Зв = 1 Гр; 1 бэр = 1 рад; 1 рад »1 Р.
Из этого можно сделать вывод, что эквивалентная, поглощенная и экспозиционные дозы для людей, находящихся в средствах защиты на зараженной местности, практически равны.

Мощность эквивалентной дозы - отношение приращения эквивалентной дозы за какой-то интервал времени. Выражается в зивертах в секунду. Поскольку время пребывания человека в поле излучения при допустимых уровнях измеряется, как правило, часами, предпочтительно выражаясь мощность эквивалентной дозы в микрозивертах в час.
Согласно заключению Международной комиссии по радиационной защите, вредные эфекты у человека могут наступать при эквивалентных дозах не менее 1,5 Зв/год (150 бэр/год), а в случаях кратковременного облучения - при дозах выше 0,5 Зв (50 бэр). Когда облучение превышает некоторый порог, возникает лучевая болезнь.
Мощность эквивалентной дозы, создаваемая естественным излучением (земного и космического происхождения), колеблется в пределах 1,5 - 2 мЗв/год и плюс искусственные источники (медицина, радиоактивные осадки) от 0,3 до 0,5 мЗв/год. Вот и выходит, что человек в год получает от 2 до 3 мЗв. Эти цифры примерные и зависят от конкретных условий. По другим источникам, они выше и доходят до 5 мЗв/год.

Экспозиционная доза - мера ионизационного действия фотонного излучения, определяемая по ионизации воздуха в условиях электронного равновесия.
В СИ единицей экспозиционной дозы является один кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемной единицей является рентген (Р), 1Р - 2,58*10-4 Кл/кг. В свою очередь 1 Кл/кг » 3,876*103 Р. Для удобства в работе при перерасчете числовых значений экспозиционной дозы из одной системы единиц в другую обычно пользуются таблицами, имеющимися в справочной литературе.

Мощность экспозиционной дозы - приращение экспозиционной дозы в единицу времени. Ее единица в системе СИ - ампер на килограмм (А/кг). Однако в переходный период можно пользоваться внесистемной единицей - рентген в секунду (Р/с).

1 Р/с = 2,58*10-4 А/кг

Надо помнить, что после 1 января 1990 г. не рекомендуется вообще пользоваться понятием экспозиционной дозы и ее мощности. Поэтому во время переходного периода эти величины следует указывать не в единицах СИ (Кл/кг, А/кг), а во внесистемных единицах - рентгенах и рентгенах в секунду.

Приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля

Приборы, предназначенные для обнаружения и измерения радиоактивных излучений, называются дозиметрическими. Их основными элементами являются воспринимающее устройство, усилитель ионизационного тока, измерительный прибор, преобразователь напряжения, источник тока.

Как же классифицируются дозиметрические приборы?

Первая группа - это рентгенметры-радиометры. Ими определяют уровни радиации на местности и зараженность различных объектов и поверхностей. Сюда относят измеритель мощности дозы ДП-5В (А,Б) -базовая модель. На смену этому прибору приходит ИМД-5.

Вторая группа. Дозиметры для определения индивидуальных доз облучения. В эту группу входят: дозиметр ДП-70МП, комплект индивидуальных измерителей доз ИД-11.

Третья группа. Бытовые дозиметрические приборы. Они дают возможность населению ориентироваться в радиационной обстановке на местности, иметь представление о зараженности различных предметов, воды и продуктов питания.

Измеритель мощности дозы ДП-5В предназначен для измерения уровней гамма-радиации и радиоактивной зараженности (загрязненности) различных объектов (предметов) по гамма-излучению. Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения определяется в миллирентгенах или рентгенах в час (мР/ч, Р/ч). Этим прибором можно обнаружить, кроме того, и бета-зараженность. Диапазон измерения по гамма-излучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч. Для этого имеются шесть поддиапазонов измерений. Показания снимают по стрелке прибора. Кроме того, установлена и звуковая индикация, которая прослушивается с помощью головных телефонов. При обнаружении радиоактивности заражения отклоняется стрелка, а в телефонах раздаются щелчки, причем их частота возрастает с увеличением мощности гамма-излучений.

Питание осуществляется от двух элементов типа 1,6 ПМЦ. Масса прибора - 3,2 кг. Порядок подготовки прибора к работе и работа с ним изложена в прилагаемой инструкции.
Порядок измерения уровней радиации такой. Экран зонда ставится в положение «Г» (гамма-излучение). Затем руку вместе с зондом вытянуть в сторону и держать ее на высоте 0,7 - 1 м. от земли. Смотрите чтобы упоры зонда были обращены вниз. Можно зонд не вынимать и не брать в руку, а оставить его в чехле прибора, но тогда показания надо умножить на коэффициент экранизации тела, равный 1,2
Степень радиоактивности зараженности объектов измеряется, как правило, на незараженной местности или в местах, где внешний гамма-фон не превышает предельно допустимого заражения объекта более чем в три раза.

Гамма-фон измеряется на расстоянии 15 - 20 м. От зараженный объектов аналогично измерению уровней радиации на местности.

Для измерения зараженности поверхностей по гамма-излучению экран зонда ставят в положение «Г». Затем проводят зондом почти в плотную к предмету (на расстоянии 1 - 1,5 см.). Место наибольшего заражения определяется по отклонению стрелки и максимальному количеству щелчков в головных телефонах.

Измеритель мощности дозы ИМД-5 выполняет те же функции и в том же диапазоне. По внешнему виду, ручкам управления и порядку работы он практически ничем не отличается от ДП-5В. В нем есть свои некоторые конструктивные особенности. Например, питание осуществляется от двух элементов А-343, которые обеспечивают непрерывную работу в течении 100 ч.

Измеритель мощности дозы ИМД-22 имеет две отличительные особенности. Во-первых, он может производить измерения поглощенной дозы не только по гамма-, но и нейтронному излучению, во-вторых, использоваться как на подвижных средствах, так и на стационарных объектах (пунктах управления, защитных сооружениях). Поэтому и питание у него может быть от бортовой сети автомобиля, бронетранспортера или от обычной, которая применяется для освещения, в 220 В. Диапазон измерений для разведывательных машин - от 1 х 10-2 до 1 х 104 рад/ч, для стационарных пунктов управления - от 1 до 1 х 104 рад/ч.

Дозиметр ДП-70МП предназначен для измерения дозы гамма и нейтронного облучения в пределах от 50 до 800 Р. Он представляет собой стеклянную ампулу, содержащую бесцветный раствор. Ампула помещена в пластмассовый (ДП-70МП) или металлический (ДП-70М) футляр. Футляр закрывается крышкой, на внутренней стороне которой находится цветной эталон, соответствующий окраске раствора при дозе облучения 100 Р (рад). Дело в том, что по мере облучения раствор меняет свою окраску. Это свойство и положено в основу работы химического дозиметра. Он дает возможность определять дозы как при однократном, так и при многократном облучении. Масса дозиметра - 46 г. Носят его в кармане одежды. Для того чтобы определить полученную дозу облучения, ампулу вынимают из футляра, вставляют в корпус колориметра. Вращая диск с фильтрами, ищут совпадение окраски ампулы с цветом фильтра, на котором и написана доза облучения. Если интенсивность окраски ампулы (дозиметра) яв ляется промежуточной между соседними двумя фильтрами, то доза определяется как средние значение обозначенных доз на этих фильтрах.

Комплект индивидуальных измерителей дозы ИД-11 предназначен для индивидуального контроля облучения людей с целью первичной диагностики радиационных поражений. В комплект входят 500 индивидуальных измерителей доз ИД-11 и измерительное устройство. ИД-11 обеспечивает измерение поглощенной дозы гамма- и смешанного гамма-нейтронного излучения в диапазоне от 10 до 500 рад (рентген). При многократном облучении дозы суммируются и сохраняются прибором в течении 12 месяцев. Масса ИД-11 - всего 25 г. Носят его в кармане одежды.
Измерительное устройство сделано так, что может работать в полевых и стационарных условиях. Удобно в эксплуатации. Имеет цифровой отчет показаний на передней панели.
Для сохранения жизни и здоровья людей организуется контроль радиоактивного облучения. Он может быть индивидуальным и групповым. При индивидуальном методе дозиметры выдаются каждому человеку - обычно их получают командиры формирований, разведчики, водители автомобилей и др. лица, выполняющие задачи отдельно от своих основных подразделений.

Групповой метод контроля применяется ля остального личного состава формирований и населения. В этом случае индивидуальные дозиметры выдаются одному - двум из звена, группы, команды или коменданту убежища, старшему по укрытию. Зарегистрированная доза засчитывается каждому как индивидуальная и записывается в журнал учета.

Бытовые дозиметры

В результате аварии в Чернобыле радионуклиды выпали на огромной площади. Чтобы решить проблему информированности населения, Национальная комиссия по радиационной защите (НКРЗ) разработала «Концепцию создания и функционирования системы радиационного контроля, осуществляемого населением». В соответствии с ней люди должны иметь возможность самостоятельно оценивать радиационную обстановку в месте проживания или нахождения, включая и оценку радиоактивного загрязнения продуктов питания и кормов.

Для этого промышленность выпускает простые, портативные и дешевые приборы - индикаторы, обеспечивающие, как минимум, оценку мощности до зы внешнего излучения от фоновых значений и индикацию допустимого уровня мощности дозы гамма-излучения.
Многочисленные приборы, которыми пользуется население (термометры, барометры, тестеры), измеряют микровеличины (температуру, давление, напряжение, силу тока). Дозиметрические же приборы фиксируют микровеличины, то есть процессы, происходящие на уровне ядра (количество распадов ядер, потоки отдельных частиц и квантов) Поэтому для многих непривычны сами единицы измерения, с которыми они

сталкиваются. Более того, единичные измерения не дают точных показаний. Необходимо проводить несколько измерений и определять среднее значение. Затем все измеренные величины надо сопоставить с нормативами, чтобы правильно определить результат и вероятность воздействия на организм человека. Все это делает работу с бытовыми дозиметрами несколько специфичной. Еще один аспект, о котором надо сказать. Почему-то сложилось впечатление, что во всех странах дозиметры выпускаются в больших количествах, свободно продаются и население их охотно раскупает. Ничего подобного. Действительно, есть фирмы, которые выпускают и продают такие приборы. Но они совсем не дешевы. Например в США дозиметры стоят 125 - 140 долларов, во Франции, где больше, чем у нас атомных станций, продажа дозиметров населению не производится. Но там, как заявляют руководители, нет такой необходимости.
Наши бытовые дозиметрические приборы действительно доступны населению, а по своей работоспособности, высокому уровню, качеству и дизайну превосходят многие зарубежные. Вот некоторые из них: «Белла», РКСБ-104, Мастер-1, «Берег», СИМ-05, ИРД-02Б

Радиофобия

В результате аварии на Чернобыльской АЭС люди столкнулись с явлением необычным и во многих случаях непонятным - радиацией. Ее не обнаружишь органами чувств, не ощутишь в момент воздействия (облучения), не увидишь. Поэтому возникли всевозможные слухи, преувеличения и искажения. Это заставило некоторых переносить огромные психологические нагрузки что в первую очередь объяснялось слабыми знаниями свойств радиации, средств и способов защиты от нее.
Вот, например, что случилось в конце 1990 г. в Приполярном Надыме в доме 13 по ул.Молодежной. Кто-то, имея дозиметр, любопытства ради стал замерять уровни радиации и установил якобы двойное превышение нормального. Как он измерял, на какие нормы равнялся, одному Богу известно, но разговор о «зараженности» дома многие восприняли как достоверный факт. Люди переполошились и бросились бежать из своих квартир. Куда? Зачем? Как назвать все это?

Другой пример . В первых числах марта 1989 г. в г. Находке сессия городского совета поддержала требование населения не допускать новый атомный корабль «Североморпуть» в порт Восточный. Подобные действия ничем другим, как обыкновенным невежеством не назовешь. Неужели люди не знают, что в мире эксплуатируется давно большое количество кораблей с атомным энергетическими установками и никто, даже жители Мурманска, где швартуются атомные ледоколы, не протестуют. Экипажи таких кораблей не болеют лучевой болезнью, не покидают их в панике. Для них слово «Радиация» хорошо знакомо и понятно. Некоторые услышав слово «Радиация», готовы бежать куда угодно, только подальше. А ведь бежать не надо, незачем. Естественный радиационный фон существует везде и всюду, как кислород в воздухе. Не надо бояться радиации, но и не следует ею пренебрегать. В малых дозах она безвредна и легко переносима человеком, в больших бывает смертельно опасна. В тоже время пора понять - с радиацией не шутят, она мстит за это людям. Надо твердо знать каждому, что человек рождается и живет в условиях постоянных излучений. В мире складывается так называемый естественный радиационный фон, включающий космические излучения и излучения радиоактивных элементов, всегда присутствующих в земной коре. Суммарная доза этих облучении, составляющих природный радиационный фон, колеблется в различных районах в довольно широких пределах и составляет в среднем 100 - 200 мбэр (1-2 мЗв) в год или примерно 8 - 20 мкР/ч.

Немалую роль играют радиоактивные источники, созданные человеком, которые используются в медицине, при производстве электро- и тепловой энергии, для сигнализации о пожарах и изготовлении светящихся циферблатов часов, многих приборов, поиска полезных ископаемых и в военном деле.
Медицинские процедуры и методы лечения, связанные с применением радиоактивности, вносят основной вклад в дозу, получаемую человеком от техногенных источников. Радиация используется как для диагностики, так и для лечения. Одним из наиболее распространенных приборов является рентгеновский аппарат, а лучевая терапия - главный способ борьбы с раковыми опухолями. Когда вы идете в поликлинику в рентгеновский кабинет, то, по видимому, полностью не осознаете, что сами, по своему желанию, а точнее по необходимости, стремитесь получить дополнительное облучение. Если предстоит флюорография грудной клетки, то надо хорошо знать и понять, что такое действие приведет к одно-моментальной дозе 3,7мЗв (370 мбэр). Еще больше даст рентгенография зуба - 30 мЗв (3 бэр). А если вы задумали рентгеноскопию желудка, то здесь вас ждет 300 мЗв (30 бэр) местного облучения. Однако на такое люди идут сами, их никто насильно не тянет, и никакой паники вокруг этого не бывает. Почему? Да потому, что подобное облучение в принципе направлено на исцеление больного. Эти дозы очень небольшие, и организм человека успевает за короткий срок как бы залечить незначительные радиационные поражения и восстановить свое первоначальное состояние.
В медицинских учреждениях и на предприятиях России - сотни тысяч радиоактивных источников различных мощностей и предназначении. Только в Санкт-Петербурге и Ленинградской области зарегистрировано свыше пяти тысяч предприятий, организаций и учреждений, где используются радиоактивные изотопы. А хранятся они к сожалению, из рук вон плохо. Так с одного петербургского предприятия рабочий унес люминесцирующий состав, вовсю излучающий радиацию, выкрасил им свои домашние шлепанцы и выключатели в комнатах: пускай в темноте светятся!
Поражает убожество познания человека о природе, в которой живет, вызывает удивление дремучее невежество. Этот недоросль не осознает, что подвергает себя и семью постоянному облучению, которое ни к чему хорошему не приведет.
Самым распространенным источником облучения являются часы со светящимся циферблатом. Они дают годовую дозу, в 4 раза превышающую, ту что обусловлена утечками на АЭС. Источниками рентгеновского излучения являются и цветные телевизоры. Если смотреть передачи в течении года ежедневно по 3 часа - это приведет к дополнительному облучению дозой 0,001 мЗв (0,1 мбэр). А если вы летите самолетом, то здесь получите дополнительное облучение из-за того, что с увеличением высоты уменьшается защитная толщина воздуха. Человек становится более открытым для космических лучей. Так при перелете на расстояние 2400 км. - 10 мкЗв (0,01 мЗв или 1 мбэр), при перелете из Москвы в Хабаровск эта цифра уже составит 40 - 50 мкЗв (4 - 5 мбэр).
Вы едите, пьете, дышите - все это также сказывается на дозах, которые вы получаете от естественных источников. Например, из-за попадания внутрь организма элемента калий - 40 значительно повышается радиоактивность человеческого тела.
Пищевые продукты также дают дополнительную радиационную нагрузку. Хлебобулочные изделия, например имеют несколько большую радиоактивность, чем молоко, сметана, масло, кефир, овощи и фрукты. Так что на поступление радиоактивных элементов внутрь человека имеет прямое отношение набор тех продуктов, которыми он питается.
Надо понять, что радиация везде и всюду окружает нас, мы зародились, живем в этой среде, и ничего здесь противоестественного нет.

Радиофобия - это болезнь нашего невежества. Исцеляется она только знаниями.

Изобретение относится к методам регистрации излучений. Способ включает отбор пробы воздуха в сосуд, создание в нем электрического поля между двумя, расположенными в параллельных друг относительно друга плоскостях системами проводящих нитей (проволочек), создание вблизи каждой нити напряженности электрического поля, достаточной для ионизации электронным ударом, и регистрацию числа электрических импульсов от альфа-частиц вблизи нитей, по которому определяют радиоактивность воздуха.

Изобретение относится к ядерной физике и технике, а именно к методам регистрации излучений. Известен способ измерения радиоактивности атмосферного воздуха, заключающийся в отборе пробы воздуха в сосуд, измерения в нем за определенный промежуток времени числа альфа-распадов, по которому определяют радиоактивность воздуха (Гусаров И.И., Ляпидевский В.К., Атомная энергия т. 10, в 1, 1961, с. 64 - 67). В результате проведенного анализа уровня техники установлен наиболее близкий аналог (прототип) завяленного способа (патент США N 4977318, кл. G 01 T 1/18, 1990). Известный способ измерения радиоактивности атмосферного воздуха включает отбор пробы в камеру, в которой создают электрическое поле между параллельно расположенными электродами, один из которых находится под положительным потенциалом, а другой - под отрицательным. Напряженность электрического поля выбирается достаточной для ударной ионизации газа. Радиоактивность воздуха и содержание в нем радиоактивных примесей определяют раздельно путем притяжения отрицательно и положительно заряженных частиц к соответствующим заряженным электродам. Недостатком прототипа является использование плоской камеры, в которой создают электрическое поле между параллельно расположенными электродами, причем напряженность электрического поля выбирается достаточной для ударной ионизации. Таким образом камера, в которой определяют радиоактивность воздуха, представляет собой газоразрядный детектор с двумя плоскими электродами и газовым усилением. Существенным недостатком такого детектора с двумя плоскими электродами является экспоненциальная зависимость амплитуды регистрируемых импульсов от расстояния до положительного электрода произведенной в детекторе ионизации (Ляпидевский В. К. Методы детектирования излучений. М. Энергоатомиздат, 1987, с. 225). Кроме того, плоские детекторы требуют тщательной юстировки. Поэтому в настоящее время детекторы с плоской геометрией практически не применяются. Существенно лучшими характеристиками обладают пропорциональные проволочные камеры с плоской геометрией (Ляпидевский В.К., Методы детектирования излучений, М:, Энергоатом- издат, 1987 с. 320) Модуль плоской камеры представляет собой систему проволочных электродов, находящихся в одной плоскости, расположенных между проволочными или сплошными электродами. Проволочки образуют систему пропорциональных детекторов. Пропорциональные камеры нашли широкое распространение в физическом эксперименте. Учитывая современный уровень техники в предлагаемом изобретении используется проволочная (нитяная камера). Цель изобретения состоит в создании способа измерения радиоактивности воздуха с использованием стабильного режима работы проволочного детектора (детектора с системой проводящей нитей). Цель достигается благодаря применению плоско-параллельных многопроволочных камер, заполненных воздухом, и созданию вблизи каждой проволочки (проводящей нити) напряженности электрического поля, достаточной для возникновения вблизи каждой нити ионизации электронным ударом. Сущность изобретения состоит в том, что для измерения радиоактивности атмосферного воздуха отбирают пробу воздуха в сосуд (камеру), измеряют в нем за определенный промежуток времени с помощью детектора число импульсов альфа-частиц, по которому определяют радиоактивность воздуха. Предложенный способ отличается от известных тем, что в объеме сосуда (камеры) создают электрическое поле между двумя системами проволочных (нитяных) электродов диаметром 10 - 100 мкм расположенных в двух плоскостях, расположенных параллельно друг другу, причем в одной плоскости все нити заряжены положительно, а в другой - отрицательно в течение времени осуществления способа. Вблизи каждой нити создают напряженность электрического поля, достаточную для возникновения вблизи каждой нити ионизации электронным ударом и по числу электрических импульсов от альфа-частиц, зарегистрированных раздельно вблизи положительно заряженных нитей и вблизи отрицательно заряженных нитей, определяют радиоактивность воздуха и содержащихся в нем радиоактивных примесей. При увеличении разности потенциалов и при большом количестве носящих примесей разряд вблизи нити переходит в коронный (режим счетчика Гейгера - Мюллера) и в стримерный (Ляпидевский В.К. Методы детектирования излучений, М:. Энергоатомиздат, 1987, с.232) В отличие от стримерного разряда, возникающего в однородном поле между двумя плоскими электродами, образующийся вблизи проволочки стример в процессе своего развития попадает в область слабого электрического поля. Остановка стримера происходит на значительном расстоянии от проволочки (нити), где напряженность электрического поля существенно меньше, чем вблизи нити. На рис. 8.10 стр.236, цитированного учебного пособия Ляпидевского В.К., показаны все режимы работы, которые возникают при увеличении напряженности электрического поля вблизи нити газонаполненного детектора. Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения. Газонаполненные камеры, содержащие в расположенных в двух параллельных друг другу плоскостях, проводящие ток проволочки (нити), широко применяются в физическом эксперименте (Материалы рабочего совещания по методике пропорциальнальных камер, Дубна, 27-30 марта 1973, с. 102 - 103 и рис.1 на стр. 103). Аналогичный макет был изготовлен по просьбе автора в Лаборатории ядерных проблем ОИЯИ, испытан автором и в настоящее время находится в МИФИ. Широкое применение проволочных камер в физике и технике подтверждает возможность осуществления изобретения.

Формула изобретения

Способ измерения радиоактивности атмосферного воздуха, заключающийся в отборе пробы воздуха в сосуд, измерении в нем за определенный промежуток времени с помощью детектора числа импульсов альфа-частиц, по которому определяют радиоактивность воздуха, отличающийся тем, что в объеме сосуда создают электрическое поле между двумя расположенными в параллельных плоскостях системами проводящих нитей диаметром 10 - 100 мкм каждая, причем в одной плоскости все нити заряжены положительно, а в другой - отрицательно в течение времени осуществления способа, создают напряженность электрического поля, достаточную для возникновения вблизи каждой нити ионизации электронным ударом, и по числу электрических импульсов от альфа-частиц, зарегистрированных раздельно вблизи положительно заряженных нитей и вблизи отрицательно заряженных нитей, определяют радиоактивность воздуха и содержащихся в нем радиоактивных примесей.

Похожие патенты:

Изобретение относится к технике применения пучков ускоренных электронов, а именно к системам мониторирования электронных пучков ускорителей, и предназначено для использования преимущественно в медицине, в устройствах для радиационной терапии

Изобретение относится к технике измерения ионизирующих излучений и может.быть использовано в радиационных и дозиметрических приборах или в системах "управления ядерных реакторов.Известны компенсационные ионизированные камеры, в которых точная регулировка компенсации осуществляется изменением степени насьщения тока в компенсационной части при регулировке потенциала высоковольтного электрода.Однако уменьшение степени насыцания ниже 100% нарушает линейность рабочей характеристики ионизационной камеры.Наиболее близким к изобретению является детектор ионизирующих излучений, содержащий две ионизационные камеры, включенные встречно и образованные поверхностями высоковольтного и управляющего электродов и размещенного между ними собирающего электрода

Экспрессные методы определения радиоактивности в любых объектах позволяют измерять удельную активность пробы или поверхностное радиоактивное загрязнение непосредственно (экспрессно) без так называемого обогащения измеряемых проб, то есть без концентрирования радиоактивных веществ в материале пробы (выпаривания, озоления, прессования, химического обогащения и т. д.).

В лабораториях СЭС, Госагропрома, Укоопсоюза, торговых организаций и других министерств и ведомств в настоящее время используют «Методику экспрессного определения объемной и удельной активности бета-излучающих нуклидов в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства методом «прямого» измерения «толстых» проб.

В ней можно выделить пять основных операций:

• отбор и подготовка проб исследуемого материала к измерениям;
• подготовка радиометра «Бета» или другого имеющегося у вас прибора к работе;
• измерение фона;
• замер проб исследуемого материала (пищевых продуктов, сырья, воды и других объектов окружающей среды);
• расчет радиоактивности (удельной массовой или объемной активности) проб и сопоставление их с допустимой нормой.

Отбор и подготовка проб исследуемого материала к измерениям. Для системного анализа ваших исследований на протяжении нескольких месяцев или ряда лет следует завести журнал, в котором записывать дату, вид измеряемой продукции, тип прибора (он у вас через год-два может поменяться), место отбора проб (например, в каком лесу и когда собраны грибы, ягоды и т. д.) и результаты измерений (расчетов).

Отбор проб растений производят, как правило, на тех же участках, что и пробы почв. Для получения объединенной пробы растений массой 0,5-1 кг натуральной влажности, рекомендуется отбирать не менее 8-10 точечных проб. Надземную часть травяного покрова срезают острым ножом или ножницами (не засоряя почвой), укладывают в полиэтиленовый мешочек, вкладывают этикетку из картона или плотной бумаги, на которой отмечают название растения, фазу вегетации, место отбора, вид отбираемой продукции и дату.

Нижняя часть растений часто загрязнена почвой. В этом случае либо нужно срезать растения выше, либо тщательно отмыть материал дистиллированной водой. С посевов сельскохозяйственных культур следует брать пробы по диагонали поля или ломанной кривой. Объединенную пробу составляют из 8-10 точечных проб, взятых либо из наземной части растений или раздельно - стеблей и листьев, плодов, зерна, корнеплодов, клубнеплодов.

Отбор проб зерна производят по всей глубине насыпи зерна или мешка. Ручным щупом точечные пробы отбирают из верхнего и нижнего слоев, касаясь щупом дна. Общая масса точечных проб при отборе должна быть не менее 1 кг. Зерно перемешивают.

Пробы клубнеплодов и корнеплодов отбирают из буртов, насыпей, куч, автомашин, прицепов, вагонов, барж, хранилищ и непосредственно из земли. Пробы отбирают от однородной партии любого количества, одного сортотипа, заготовленного с одного поля, хранящегося в одинаковых условиях.

Точечные пробы отбирают по диагонали боковой поверхности бурта, насыпи, куч через равные расстояния на глубине 20- 30 см. Клубни и корнеплоды берут в трех точках подряд.

Среднюю пробу для анализа выделяют из объединенной, масса ее должна быть 1 кг.

Отбор проб травы и зеленой массы . С пастбищ или сенокосных угодий пробы отбирают непосредственно перед выпасом животных или скашиванием на корм, для чего на выбранном для отбора проб участке выделяют 8-10 учетных площадок размером 1 или 2 м 2 , размещая их по диагонали участка. Травостой скашивают (срезают) на высоте 3-5 см. Полученную со всех точечных проб или учетных площадок зеленую массу собирают на полог, тщательно перемешивают и расстилают ровным слоем, получая таким образом объединенную пробу, из которой отбирают среднюю пробу для анализа. Для составления средней пробы, масса которой должна быть 1 кг, траву берут порциями по 100 г из 10 различных мест.

Пробы грубых кормов , хранящихся в скирдах, стогах отбирают по периметру скирд, стогов на равных расстояниях друг от друга на высоте 1-1,5 м от поверхности земли со всех доступных сторон с глубины не менее 0,5 м.

Отбор проб продуктов (круп, бобовых, семян и т. п.) аналогичен методам отбора проб зерна. Яблоки, помидоры, баклажаны и др. отбирают по методу отбора корнеплодов и т. п. Из небольших партий продуктов (ягоды, зелень и т. п.) точечные пробы берут в четырех-пяти местах. Объединенная проба по весу или объему не должна превышать трехкратного количества, необходимого для измерения на соответствующем приборе.

Отбор молока и молочных продуктов производят из небольших емкостей (бидон, фляга и др.). Отбирают после перемешивания, а из крупных (цистерна, чан) - с разной глубины емкости кружкой с удлиненной ручкой или специальным пробоотборником. Величина средней пробы составляет 0,2-1 л и зависит от величины всей партии продукции.

Отбор проб мяса, органов сельскохозяйственных животных и птицы выполняют на убойных пунктах колхозов, совхозов, мясокомбинатах, рынках, в личных хозяйствах, а также магазинах.

Пробы мяса (без жира) от туш или полутуш отбирают кусками по 30-50 г в области четвертого-пятого шейных позвонков, лопатки, бедра и толстых частей спинных мышц. Общая масса пробы должна составлять 0,2-0,3 кг. Для специального лабораторного исследования отбирают также кости в количестве 0,3-0,5 кг (позвоночник и второе-третье ребро). Пробы внутренних органов животных отбирают в количествах: печень, почки, селезенка, легкие - 0,1 - 0,2 кг, щитовидная железа - весь орган. Птицу (цыплят) берут целыми тушками. Кур, индеек, уток, гусей - до 1/4 тушки. Количество проб определяется объемом и характером исследований.

Отбор проб рыбы производят на рыбокомбинатах, хладокомбинатах, рынках, в магазинах, а также при отлове - непосредственно в водоемах. Мелкие экземпляры рыб берут целыми тушками, крупные - только их среднюю часть. Исследованию подлежат все виды рыбы. Масса средней пробы составляет 0,3-0,5 кг. Количество проб определяется объемом и характером исследований.

Пробы яиц отбирают на птицефабриках, птицефермах совхозов, колхозов, на рынке, в магазинах и личных хозяйствах. Величина пробы - 2-3 яйца.

Отбор проб натурального меда производят на пасеках, в магазинах, на рынках, складах и базах хозяйств и потребкооперации.

Забор меда производят трубчатым алюминиевым пробоотборником (если мед жидкий) или щупом для масла (если мед плотный) из разных слоев продукции. Закристаллизованный мед отбирают коническим щупом, погружая его в мед под наклоном. При исследовании сотового меда из одной соторамки вырезают часть сота площадью 25 см 2 . Если сотовый мед кусковой, пробу берут в тех же объемах от каждой упаковки. После удаления восковых крышечек образцы меда помещают на сетчатый фильтр с диаметром ячеек не более 1 мм, вложенный в стакан, и ставят в духовку газовой плиты при температуре 40- 45 °С. Масса средней пробы - 0,2-0,3 кг.

Пробы шерсти, технической кости, рого-копытного, пушно-мехового сырья и шкур отбирают аналогично с последующим механическим дроблением или измельчением. Масса пробы - 100-200 г.

Отбор проб соков, сиропов, варенья, воды, компотов производят из перемешанной, однородной массы. Масса пробы - 100-200 г.

Пробы готовых мясных продуктов и колбасных изделий отбирают при их передаче в торговую сеть, непосредственно в магазинах или в местах хранения. Масса проб готовых мясных продуктов, полуфабрикатов и колбасных изделий составляет 200-300 г.

Отобранные пробы в необходимых случаях очищают, отмывают и измельчают. Пробы пищевых продуктов обрабатывают так, как на первом этапе приготовления пищи. Корнеплоды, клубнеплоды и картофель моют в проточной воде. С капусты удаляют несъедобные листья. Пищевую зелень, ягоды и фрукты также промывают проточной водой. Мясо и рыбу моют, с рыбы удаляют чешую и внутренности. С колбасных изделий снимают оболочку, с сыра- слой парафина. Подготовленные продукты измельчают при помощи мясорубки, терки, кофемолки и т. д. Пищевую зелень, траву, сено и т. д. измельчают ножом в эмалированной кювете.

Для измерения на радиометре «Бета» измельченный материал при помощи шпателя или ложки помещают в специальную кювету и уплотняют. Избыток с поверхности удаляют так, чтобы продукт находился на одном уровне с верхними краями корытца. При исследовании воды, молока и других жидких и пастообразных пищевых продуктов корытце заполняют контролируемой пробой.

Подготовка прибора к работе. Подготовка приборов «Бета», СРП-68-01 и других к измерению проб, радиоактивного загрязнения поверхностей или фона описаны в предыдущем разделе.

Измерения фона . Эту операцию осуществляют в пустой, чистой (продезактивированной) чашечке-корытце или же ее можно наполнить дистиллированной водой.

Фон измеряют перед началом исследования проб материала и по его окончанию. Если же проб много и измерения проводят длительное время, то повторные (промежуточные) замеры фона производят через каждые 2 ч работы. Затем все замеры фона суммируют и определяют его среднее значение, которое и используют при расчетах активности исследуемых материалов.

Замеры проб исследуемого материала. Подготовленную к исследованию пробу вставляют в свинцовый домик и в таких же условиях, как измерялся фон (одинаковое расстояние от счетчика и время замера) измеряют ее. На радиометре «Бета» и других приборах, как правило, производят одно измерение пробы в течение 1000 с или два замера по 100 с, или три -по 10 с и из двух более близких значений вычисляют среднее.

Правильное наполнение материалом пробы чашечки, кюветы или корытца позволяют потом автоматически переносить полученные значения удельной активности пробы к килограмму массы или литру объема исследуемого материала без дополнительных взвешиваний и перерасчетов. Это предусмотрено конструкцией прибора. Вот почему важно следить за правильным наполнением измеряемой емкости и не допускать недоливания (или недосыпания) материала пробы, так же как и перенаполнения.

Расчет радиоактивности пробы. Поскольку профессиональные радиометры непосредственно радиоактивность материала исследуемой пробы не измеряют, а определяют ее пропорциональную величину N (скорость счета импульсов, фиксируемых счетчиком прибора в единицу времени), то радиоактивность (удельную активность) определяют расчетным путем по формулам:

N = (N пр - N ф) / t ; A = KN (или А = N / P

где N пр - скорость счета частоты следования импульсов при измерении радиоактивного загрязнения «толстого» слоя пробы исследуемого материала (с учетом фона), имп.; N ф - средняя фоновая скорость счета (с пустой кюветой или наполненной дистиллированной водой), имп.; t - время измерения фона и пробы, с/мин); К - переводной коэффициент (берут из паспорта прибора), Ки. с (мин)/л (кг) . имп.; Р - чувствительность радиометра Р = 1/К; А - удельная объемная (Ки/л) или удельная массовая (Ки/кг) активность измеряемой пробы.

Пример . Допустим, что на радиометре «Бета» нужно замерить сухую заварку чая (грузинский, I сорт). На приборе N ф1 получилось равным 20 имп. за t =10 с, а N ф, = 19 и N ф = 21 имп. Среднее значение фона за 10 с измерений составит 20 имп.

Измеряем три раза в течение 10 с пробу чая. Получаем: N пр =30 имп., N пр2 = 34 и N пр3 = 32 имп. Среднее значение N пр = 32 имп.

Коэффициент в данном случае равен:

К = 5,26 . 10 -8 Ки. с/кг. имп.;

А = N К = 1,2 имп./с. 5,26 . 10 -8 Ки. с/кг. имп. = 6,3 . 10 -8 Ки/кг.

Допустимая норма для чая (сухой заварки) составляет 5 . 10 -7 Ки/кг, таким образом видим, что замеренный нами чай находится в пределах нормы, т. е. почти в восемь раз ниже нормы.

Однако следует отметить, что в данную методику расчета Госстандартом СССР с 1988 г. внесено дополнение по учету естественного изотопа калий-40. Первая формула расчета активности приняла вид:

По формуле N =	N пр - N ф

где N K выбирают из таблицы содержания калия-40 в различных продуктах и сырье .

Это изменение в расчетах объясняется тем, что в последние годы из-за чрезмерной химизации полей и в частности использования калийных удобрений в продукцию растениеводства и животноводства поступает значительное количество радиоактивного калия (калия-40), а следовательно, его удельный вес в измерениях радиоактивности продуктов стал значимым и подлежит учету.

Рассмотрим, как переводить одни величины в другие и какие имеются соотношения между отдельными дозиметрическими единицами. Например, между миллирентгенами и кюри, кюри и бэрами и т. д.

Это единицы совершенно разных физических величин, хотя все они характеризуют радиоактивность или ее воздействие и поэтому не имеют строгих математических соотношений. Ориентировочно, очень приблизительно и только для конкретного региона и «букета» радионуклидов из практики (на эмпирической основе) можно предложить некоторые соотношения. Так, уровень радиации (фон) и загрязненность для определенного района можно определить из соотношений, приведенных в табл. 4.

4. Соотношение уровня радиации и загрязненности земли

	Загрязненность земли, Ки/км 2

Зная уровень радиации в данном месте, можно ориентировочно судить о загрязненности радионуклидами данной местности, и наоборот.

Соотношения между одними и теми же величинами в традиционных единицах и единицах системы СИ строго регламентированы и их математические значения приведены в приложении1.

Пример. Допустим, дозиметром измеряли уровень радиации и получили значение 0,020 мР/ч (20 мкР/ч). Определим, какую же дозу от этого фона получит человек, находясь на улице одни сутки, месяц или год, умножив дозу за час на соответствующее время. Получим: за час - 20 мкР, сутки - 480 мкР, месяц -14 400 мкР, год - 172,8 мР.

Но так как человек определенное время (более 50 %) находится в служебном или жилом помещении, то естественно он получит меньшую дозу. Например, в помещении дозиметр показал значение 0,01 мР/ч (или 10 мкР/ч). Значит, он получит дозу: за сутки - 240 мкР, месяц -7200 мкР (7,2 мР), год - 86,4 мР.

Если допустить, что этот человек по роду работы и по условиям проживания в среднем за год 50 % времени находится на улице, а 50% - в помещении, то доза будет средней: за час 15 мкР, сутки - 360 мкР, месяц- 10800 мкР (10,8 мР), за год-130 мР. Ну, и если быть более точным, то человек получит не 130 мР, а 130 мбэр, так как бэр (биологический эквивалент рентгена) - это эквивалентная доза облучения человека.

А теперь определим коэффициент ослабления помещением фонового облучения человека на открытой местности. Возьмем те же значения: на улице фон - 20 мкР/ч, а в помещении - 10 мкР/ч:

К овл = 20/10 = 2

т. е. данное помещение ослабляет внешнее облучение человека в два раза. Этот коэффициент еще называют коэффициентом защиты. В данном случае, мы вычислили коэффициент защиты от облучения человека стенами помещения.

Приведем эмпирическое соотношение по радиоактивности пищевых продуктов. Так, измеренная прибором «Поиск» (или другим) мощность экспозиционной дозы (МЭД), обусловленная гамма-излучающими радионуклидами пищевого продукта, в микрорентгенах в час может быть ориентировочно переведена в единицы удельной радиоактивности кюри на килограмм или кюри на литр:

МЭД, мкР/ч	Актив-ность, ки/кг

Примечание. Данные для прибора «Поиск» (по эталону цезий-137) и для проб с плотностью, равной единице .

Из всех бытовых дозиметров и радиометров, предназначенных для населения, только прибор «Белла» проградуирован не в традиционных, а в международных единицах СИ - микрозивертах (единицах эквивалентной дозы). Ориентировочно их можно перевести в традиционные (микрорентгены). Обратимся к описанию прибора «Руководство по эксплуатации» и прилагаемым «Методическим указаниям», утвержденным заместителем директора Института биофизики Минздрава СССР академиком Л. А. Булдаковым 07.09.1989 г.

Диапазон измерений: 0,2-100 мкЗв/ч. Это соответствует: 20-10 тыс. мкР/ч. Для точного перевода: мкЗв=104 мкР.

Мощность дозы естественного фона составляет около 0,15 мкЗв/ч (15 мкР/ч) и в зависимости от местных условий может меняться в два раза.

Для населения, проживающего вблизи АЭС, Национальной комиссией по радиационной защите (НК.РЗ) установлен предел годовой дозы 5 мЗв, что соответствует 500 мбэр или 500 мР (т. к. бэр - это биологический эквивалент рентгена, 1 бэр = 1,04 Р).

Если радиоактивное загрязнение измеряемого пищевого продукта достигает 3700 Бк (»4 кБк), то показания прибора «Белла» возрастут от фона местности на 0,15 мкЗв/ч (15,6 мкР/ч). Это соответствует 1 . 10 -7 Ки/кг (Ки/л) радиоактивного загрязнения и от потребления таких пищевых продуктов рекомендуется отказаться или ограничить их потребление в обычном рационе вдвое, вчетверо, в десять раз (в зависимости от степени загрязнения).

Эта последняя рекомендация Минздрава СССР обязательна для всех приборов: если измеряемое радиоактивное загрязнение равно 1 10~7 Ки/кг (Ки/л) и выше, то такие пищевые продукты употреблять в пищу взрослого человека (и особенно детей) нельзя. Они требуют или специальной переработки (см. рекомендации в III главе), очистки или «разбавления» чистыми продуктами.

Радиоактивность препаратов можно определить абсолютным, расчетным и относительным (сравнительным) методом. Последний наиболее распространен.

Абсолютный метод. Тонкий слой исследуемого материала наносится на специальную тончайшую пленку (10-15 мкг/см²) и помеща­ется внутрь детектора, в результате чего используется полный те­лесный угол (4) регистрации вылетающих, например, бета-частиц и достигается почти 100% эффективность счета. При работе с 4-счетчиком не нужно вводить многочисленные поправки, как при расчетном методе.

Активность препарата выражается сразу в единицах активнос­ти Бк, Кu, мКu и т.д.

Расчётным методом определяют абсолютную активность альфа и бета излучающих изотопов с применением обычных газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков.

В формулу для определения активности образца введен ряд поправочных коэффициентов, учитывающих потери излучения при из­мерении.

А = N /  q  r  m  2,22  10 ¹²

A - активность препарата в Кu;

N - скорость счета в имп/мин за вычетом фона;

 - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол);

-поправка на разрешающее время счетной установки;

-поправка на поглощение излучения в слое воздуха и в окне (или стенке) счетчика;

-поправка на самопоглощение в слое препарата;

q -поправка на обратное рассеяние от подложки;

r - поправка на схему распада;

-поправка на гамма-излучение при смешанном бета-, гамма-излучении;

m - навеска измерительного препарата в мг;

2,22  10 ¹² - переводной коэффициент от числа распадов в минуту к Ки (1Ки = 2,22*10¹²расп/мин).

Для определения удельной активности необходимо активность приходящуюся на 1 мг перевести на 1 кг.

Ауд = А*10 6 , (К u /кг)

Препараты для радиометрии могут быть приготовлены тонким, толстым или промежуточным слоем исследуемого материала.

Если исследуемый материал имеет слой половинного ослабления - 1/2,

то тонкие - при d<0,11/2, промежуточные - 0,11/2толстые (толстослойные препараты) d>41/2.

Все поправочные коэффициенты сами в свою очередь зависят от многих факторов и в свою очередь рассчитываются по сложным формулам. Поэтому расчетный метод очень трудоемок.

Относительный (сравнительный) метод нашел широкое приме­нение при определении бета-активности препаратов. Он основан на сравнении скорости счета от эталона (препарат с известной актив­ностью)со скоростью счета измеряемого препарата.

При этом должны быть полностью идентичные условия при из­мерении активности эталона и исследуемого препарата.

Апр = Аэт* N пр/ N эт , где

Аэт -активность эталонного препарата, расп/мин;

Апр -радиоактивность препарата (пробы), расп/мин;

Nэт-скорость счета от эталона, имп/мин;

Nпр -скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

В паспортах на радиометрическую и дозиметрическую аппара­туру указано обычно с какой погрешностью производятся измерения. Предельная относительная погрешность измерений (иногда ее назы­вают основной относительной погрешностью) указывается в процен­тах, например,  25%.Для разных типов приборов она может быть от  10% до90% (иногда указывается отдельно погрешность вида измерения для разных участков шкалы).

По предельной относительной погрешности ± % можно оп­ределить предельную абсолютную погрешность измерения. Если сняты показания прибора А, то абсолютная погрешностьА=А/100. (Если А=20 мР, а=25%, то реально А= (205)мР. Т.е. в пределах от15до25мР.

Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы сцинтиляционного детектора.

Радиоактивные излучения могут быть обнаружены (выделены, детектированы) с помощью специальных устройств - детекто­ров, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучении с веществом.

Виды детекторов: ионизационные, сцинтиляционные, фотографические, химические, калориметрические, полупроводниковые и др.

Наибольшее распространение получили детекторы основанные на измерении прямого эффекта взаимодействия излучения с ве­ществом - ионизации газовой среды, Это: - ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

- счетчики Гейгера-Мюллера (газоразрядные счетчики) ;

- коронные и искровые счетчики,

а также сцинтилляционные детекторы.

Сцинтиляционный (люминисцентный) метод регистрации излучений основан на свойстве сцинтилляторов испускать видимое све­товое излучение (световые вспышки - сцинтилляции) под действием заряженных частиц, которые преобразуются фотоэлектронным умно­жителем в импульсы электрического тока.

Катод Диноды Анод Сцинтилляционный счетчик состоит из сцинтиллятора и

ФЭУ. Сцинцилляторы могут быть органические и

неорганические, в твердом, жидком или газовом

состоянии. Это йодистый литий, сер­нистый цинк,

йодистый натрий, монокристаллы анграцена, и др.

100 +200 +400 +500 вольт

Работа ФЭУ: - Под действием ядерных частиц и гамма квантов

в сцинтилляторе возбуждаются атомы и испускают кванты видимого цвета - фотоны.

Фотоны бомбардируют катод и выбивают из него фотоэлектроны:

Фотоэлектроны ускоряются электрическим полем первого динода, выбивают из него вторичные электроны, которые ускоряются полем второго динода и т. д., до образования лавинного потока элект­ронов попадающих на катод и регистрирующихся электронной схемой прибора. Эффективность счета сцинтилляционных счетчиков достигает 100%.Разрешающая способность значительно выше чем в ионизационных камерах(10 в-5-й - !0 в-8-й против 10¯³в ионизационных камерах). Сцинтиллиционные счетчики находят очень широкое применение в ра­диометрической аппаратуре

Радиометры, назначение, классификация.

По назначению.

Радиометры - приборы, предназначенные для:

Измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения;

Определения плотности потока или интенсивности ионизирующих частиц и квантов;

Поверхностной радиоактивности предметов;

Удельной активности газов, жидкостей, твердях и сыпучих веществ.

В радиометрах в основном используются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы.

Они подразделяются на переносные и стационарные.

Как правило они состоят из: -детектора-датчика импульсов;-импульсного усилителя;-пересчетного прибора;-электромеханического или электронного нумератора;-источника высокого напряжения для детектора;-источника питания для всей аппаратуры.

В порядке совершенствования выпускались: радиометры Б-2, Б-3, Б-4;

декатронные радиометры ПП-8, РПС-2; автоматизированные лаборатории "Гамма-1", "Гамма-2”, "Бета-2"; снабжённые ЭВМ, позволяющие просчитывать до нескольких тысяч образцов проб с автоматической распечаткой результатов. Широко используются установки ДП-100, радиометры КРК-1, СРП-68-01.

Указать назначение и характеристики одного из приборов.

Дозиметры, назначение, классификация.

Промышленностью выпускается большое количество типов ра­диометрической и дозиметрической аппаратуры, которые могут быть классифицированы:

По способу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные и др.);

По виду регистрируемого излучения (,,,n,p)

Источнику питания (сетевые, батарейные);

По месту применения (стационарные, полевые, индивидуальные);

По назначению.

Дозиметры - приборы, измеряющие экспози­ционную и поглощенную дозу (или мощность дозы) излучения. В основном состоят из детектора, усилителя и измерительного уст­ройства, Детектором может служить ионизационная камера, газораз­рядный счетчик или сцинтилляционный счетчик.

Подразделяются на измерители мощности дозы - это ДП-5Б, ДП-5В, ИМД-5, и индивидуальные дозиметры - измеряют дозу излучения за промежуток времени. Это ДП-22В, ИД-1, КИД-1, КИД-2 и др. Они являются карманными дозиметрами, часть из них - прямопоказывающие.

Существуют спектрометрические анализаторы (АИ-З, АИ-5, АИ-100) - позволяющие автоматически определять радиоизотопный состав любых образцов (например, почв).

Имеется также большое количество сигнализаторов о превы­шении радиационного фона, степени загрязненности поверхностей. Например, СЗБ-03 и СЗБ-04 сигнализируют о превышении величины загрязненности рук бета-активными веществами.

Указать назначение и характеристики одного из приборов

Оснащение радиологического отдела ветлаборатории. Характеристика и работа радиометра СРП-68-01.

Табельное оснащение радиологических отделов областных ветбаклабораторий и специальных районных или межрайонных радиологических групп (при районных ветбаклабораториях)

Радиометр ДП-100

Радиометр КРК-1 (РКБ-4-1ем)

Радиометр СРП 68-01

Радиометр “Бересклет”

Радиометр - дозиметр -01Р

Радиометр ДП-5В (ИМД-5)

Комплект дозиметров ДП-22В (ДП-24В).

Лаборатории могут оснащаться и другими типами радиометрической аппаратуры.

Большинство из указанных выше радиометров и дозиметров имеется на кафедре в лаборатории.

Периодизация опасностей при аварии на АЭС.

В ядерных реакторах используется внутриядерная энергия, выделяющаяся при цепных реакциях деления U-235 и Pu-239. При цепной реакции деления, как в ядерном реакторе, так и в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов. В атомном реакторе цепная реакция управляема, и ядерное топливо (U-235) “выгорает” в нём постепенно в течение 2-х лет. Продукты деления – радиоактивные изотопы –накапливаются в ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент). В реакторе атомный взрыв произойти ни теоретически, ни практически не может. На ЧАЭС в результате ошибок персонала и грубого нарушения технологии произошёл тепловой взрыв, и р/а изотопы две недели выбрасывались в атмосферу, разносились ветрами по разным направлениям и, оседая на обширных территориях, создали пятнистое загрязнение местности. Из всех р/а изотопов наиболее биологически опасными оказались: Йод-131 (I-131) – с периодом полураспада (Т 1/2) 8 суток, Стронций - 90 (Sr-90) - Т 1/2 -28 лет и Цезий - 137 (Сs-137) - Т 1/2 -30 лет. На ЧАЭС в результате аварии было выброшено 5% топлива и накопившихся радиоактивных изотопов это - 50 МКи активности. По цезию-137 это эквивалентно 100 шт. 200 Кт. атомных бомб. Сейчас в мире более 500 реакторов, и ряд стран на 70-80 % обеспечивает себя электроэнергией за счёт АЭС, в России 15%. С учётом исчерпания в обозримом будущем органических запасов топлива основным источником энергии будет атомная.

Периодизация опасностей после аварии на ЧАЭС:

1. период острой йодной опасности (йод - 131) в течение 2-3 месяцев;

2. период поверхностного загрязнения (коротко и среднеживущие радионуклиды) - до конца 1986г.;

3. период корневого поступления (Сs-137, Sr-90) - с 1987 года на 90-100 лет.

Естественные источники ионизирующих излучений. Космическое излучение и природные РВ. Доза от ЕРФ.