30 31 32 33 34 35 36 / 58 36 37 38 39 40 41 42 43

Глава 8. Средства радиационной и химической разведки

Дата: 2025-06-02; Просмотры: 20

Оценка:

0.00 из 5.00 — оценок

Скачиваний: 0

В вопросах предупреждения и ликвидации последствий ЧС велика роль системы радиационной безопасности, составляющими которой являются:

§ средства снижения уровней облучения;

§ планировочные решения;

§ радиационная защита;

§ средства контроля радиационной опасности;

§ надежная блокировка и сигнализация.

Средства контроля обеспечивают: радиационный контроль; экспертизу технических заданий и проектов; контроль качества защитных сооружений; контроль качества дефектоскопов; санитарно-гигиенический контроль при эксплуатации.

Основные средства измерений, используемые при дозиметрическом контроле, радиационной и химической разведке, изучаются при выполнении лабораторных работ по курсу.

Лабораторная работа № 1.

Исследование эффективности методов контроля и средств защиты от ионизирующих излучений. Даны необходимые теоретические сведения для работы с приборами, примеры выполнения замеров с оформлением таблиц исследования.

Методические указания

Требования мер безопасности при выполнении работы:

§ интенсивность облучения не должна превышать ПДУ;

§ запрещается прикасаться к ИИИ руками;

§ по окончании работы убрать на штатные места РА препараты, а использованный инструмент проверить на отсутствие РЗ и при необходимости провести дезактивацию;

§ при выполнении работы использовать только те приспособления, которые указаны в описи, о всех неисправностях немедленно сообщать преподавателю;

§ на рабочем месте не должно быть посторонних предметов;

§ по окончании работы сдать рабочее место преподавателю.

Цель работы: ознакомить обучаемых с методами измерения ИИ.

Теоретическая часть. С каждым годом атомная энергия все шире используется в нашей жизни (в энергетике, на транспорте, в промышленности, здравоохранении, в системах автоматического контроля и управления). Работа с РВ представляет угрозу для здоровья и жизни людей.

Энергия ИИ поглощается окружающей природной средой, а в биологических тканях вызывает сложные физические и биохимические процессы, в огромной степени зависящие от суммарной дозы излучения, мощности дозы (уровня радиации), вида и энергии («жесткости») излучения, времени облучения. Различают экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы излучения.

Экспозиционная доза - это мера количества γ- или рентгеновских излучений в воздухе. Рассчитывается она по формуле Д_э = Q/m, где Q - заряд, Кл, образованный при поглощении рентгеновских или γ-излучений в воздухе массой т, кг. За единицу экспозиционной дозы принят кулон на килограмм (Кл/кг). Чаще применяется специальная внесистемная единица «рентген», характеризующая ионизирующую способность данного вида излучения в воздухе (1 Р = 0,285 мКл/кг). Экспозиционная доза, отнесенная к единице времени, называется уровнем радиации, или мощностью дозы. Мощность экспозиционной дозы (МЭД) определяется формулой Р_э =ДД, где t - время в секундах, минутах, часах, сутках, годах.

Поглощенная доза - это энергия Е, Дж, поглощенная единицей массы вещества т, кг. Она определяется формулой Д_п = Е/т. За единицу поглощенной дозы принят «грей» (1 Гр == 1 Дж/кг). В качестве специальной внесистемной единицы поглощенной дозы часто используют «рад», когда каждый грамм облучаемого вещества поглощает 100 эрг энергии, то есть 1 Гр = 100 рад.

Эквивалентная доза облучения Д_экв - это мера опасности облучения для человека: Д_экв = Д_п*К_к*К_р, где К - коэффициент качества (взвешивающий коэффициент, относительная биологическая эффективность), учитывающий вредность биологического воздействия на человека разных видов и энергий излучения (см. гл. 5);

К_к - коэффициент распределения дозы, учитывающий воздействие α-активных остеотропных радионуклидов из-за неоднородности их распределения в тканях организма и их канцерогенной эффективности по отношению к источнику излучения Ra²²⁶. Для всех гамма-активных радионуклидов К_р = 5, а для Ra²²⁶ - К_р = 1.

За единицу эквивалентной дозы принят «зиверт» (Зв). Часто применяется очень удобная в практике внесистемная единица «бэр».

Количественной характеристикой РВ является его активность А, определяющая скорость распада изотопа: А = dN/dt, где dN - число распавшихся атомов РА изотопа за промежуток времени dt. Единицей измерения активности является «беккерель» (Бк), или один акт распада в секунду. На практике широко применяется внесистемная специальная единица активности «кюри» (Ки), при этом 1 Ки = 37 млрд расп./с.

Доза излучения от точечного РАИ выражается соотношением Д (р) = K_r-A*t/R², а мощность дозы Р (Р/ч) = K_r*A/R², где А - активность препарата, мКи; R - расстояние от источника до рабочего места, см; К_r - гамма-постоянная изотопа (Р*см²/ч*мКи); определяется по справочникам и для некоторых изотопов имеет величину:

Изотоп	Na²⁴	Со⁶⁰	Ra²²⁶	Fe ⁵⁹	Sr⁹⁰	Си⁶⁴
К_r	19	12,9	8,25	8,1	14,11	1,16

При работе с РВ и ИИИ должны создаваться условия, при которых дозы облучения людей были бы минимально возможными (но всегда менее ПДД). Защита от ИИ осуществляется: экранированием ИИИ и рабочих мест; увеличением расстояния до источника, сокращением времени облучения, средствами защиты. Рабочие критерии установлены Нормами радиационной безопасности (НРБ-96).

Экспериментальная часть

Для оценки радиационной опасности используют приборы, регистрирующие наличие ИИ. Принцип действия любого из них основан на измерении эффектов взаимодействия излучения с веществом. Одним из таких приборов является индикатор радиоактивности «Белла» (или любой другой прибор, позволяющий замерить минимальную мощность дозы, чтобы не допустить переоблучения людей). «Белла» (рис. 8.1, 8.2) позволяет получать прямой отсчет по цифровому табло или по интенсивности подачи звуковых сигналов.

Основные характеристики индикатора «Белла»: диапазон энергий регистрируемого гамма-излучения 0,05 - 1,25 МэВ; диапазон определения мощности эквивалентной дозы (МЭД) 0,20 - 99,99 мкЗв/ч; экспозиционной дозы 20 - 9999 мкР/ч; время установления рабочего режима не более 10 с; время определения МЭД не более 60 с.

Индикатор «Белла» определяет МЭД гамма-излучения по цифровому табло. Прибор обеспечивает работу в режимах: «Поиск» - для грубой оценки радиационной обстановки по частоте выдачи звуковых сигналов; «МЭД» - для определения мощности дозы по цифровому табло.

Рис. 8.1. Блок-схема индикатора «Белла»

Рис. 8.2. Органы управления индикатора «Белла»:

1 - выключатель электропитания; 2 - место для установки батареи «Корунд»; 3 - место газоразрядного счетчика; 4 - цифровое табло индикатора; 5 - кнопка включения режима «МЭД» и контроля напряжения питания; 6 - световой индикатор (лампочка); 7 - переключатель режима «Поиск»

Подготовка индикатора «Белла» к работе

§ Оба переключателя (ПИТАНИЕ и ПОИСК) установить в нижнее положение.

§ Установить батарею «Корунд» в отсек питания.

§ Проверить ее работоспособность (ПИТАНИЕ перевести в верхнее положение). На табло появятся цифры «00.00», а при нажатии кнопки 5 должен светиться индикатор 6 (если этого нет, то заменить батарею и вновь подготовить прибор к работе).

§ Выключить питание переводом переключателя ПИТАНИЕ в нижнее положение.

Работа с индикатором «Белла» в режиме «Поиск»

§ Подготовить индикатор к работе. Включить питание (переключатель / перевести в верхнее положение). На табло индикатора появятся цифры «00.00».

§ Включить режим «Поиск» (переводом переключателя 7 в верхнее положение). Цифры на табло должны остаться без изменения, но индикатор подает звуковые сигналы. Если их не более 60 в минуту, то мощность дозы не превышает фона.

Работа с индикатором «Белла» в режиме «МЭД»

§ Переключатель ПОИСК установить в верхнее положение, на табло должны появиться цифры «00.00».

§ При нажатии кнопки 5 (во время нажатия светится индикатор б) на цифровом табло все цифры разделяются точками («0.0.0.0») и прибор подает звуковые сигналы.

§ Через 30-60 с первая и третья точки пропадают: определение МЭД закончено (допустим, высветилось 01.57. Это значит, что МЭД = 1,57 мкЗв/ч).

§ Замеры повторить не менее пяти раз и найти среднее значение мощности дозы (для обеспечения достаточной точности).

Исследование кратности ослабления радиации различными материалами

Используя γ-источники разной активности, экраны различной толщины из разных материалов и изменяя расстояние между ИИИ и индикатором «Белла» (рис. 8.3), произвести замеры, а результаты свести в табл. 8.1. Проанализировать влияние на кратность ослабления расстояния между газоразрядным счетчиком индикатора «Белла» и γ-источником, вида материала, толщины слоя экрана и представить это в отчете. Например, используя замеры 2,3,5,6, можно определить коэффициент ослабления радиации по формуле: К = 0,14/0,12 = 4,2/3,56 = 1,17.

Рис. 8.3. Схема эксперимента

Таблица 8.1

Результаты выполнения эксперимента (вариант)

№ замера	Удаление от ИИИ, см	Замер без экрана, мкЗв/ч	Материал и толщина экрана, мм
			Сталь		Алюминий		Дерево		Бетон
			1	3	1	3	5	10	15
1	2	0,21
2	8	0,14
3	8				0,12
4	8							0,05
5	8	4,2
6	8				3,56
7	8							1,58
8	6	1,57
9	6			0,51

Примечание. Таблица заполнена в качестве примера. В замерах 1-4, 5-7, 8-9 использованы ИИИ разной активности.

Методика расчета доз РАИ, создаваемых источниками разной конфигурации

1. Точечный γ-источник при отсутствии фильтрации создает в воздухе мощность воздушной кермы Р_к (формула 1) или мощность поглощенной дозы Р (формула 2). При этом размеры источника значительно меньше расстояния до точки замера (R). Ослаблением в ИИ можно пренебречь. Тогда

P_к = Г*A / R²; (1)

Р = Г*А / R² . (2)

Керма (К) - отношение суммы начальных кинетических энергий dE всех заряженных частиц, образованных косвенно ионизирующим излучением в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

К = dE / dm, аттогрей (аГр = 10^-18 Гр); (3)

К = Р_к⁰ / λ [1 - ехр (- λT)], а поглощенная доза Д = Р⁰ / λ [1-ехр (-λТ)]. Если время облучения Т значительно меньше периода полураспада радионуклида, то К = Р_к°Т = Г*A*T / R²; Д = Р°*Т = Г*A*T/R², где Р_к°и Р°- мощность кермы и дозы на момент Т₀; Г - гамма-постоянная (табл. 8.2); А - полная активность, Бк, (А_ν, А_r, А_s, - активность на единицу объема, длины и поверхности соответственно); R - расстояние от точки замера до центра ИИИ, м, Т - время, с.

Таблица 8.2

Керма- К и гамма-постоянные Г некоторых радионуклидов

Радионуклид; период полураспада	Энергия квантов, МэВ	Квантовый выход на распад, %	К, аГр * м /c* Бк	Г, Р * см ² / г * Ки
₄Be⁷, 53,3 сут.	0,47	10,3	1,861	0,284
₇N¹³, 9,9 мин	0,51	199,6	38,53	5,879
₇N¹⁶, 7,11 с	8,87	0,08	0,134	2*10^-2
₇N¹⁷, 4,17с	2,19	0,5	31,65	4,8*10^-2
₈О¹⁹, 26,9 с	1,56	1,44	0,714	0,109
₉F¹⁸, 109,8 мин	0,51	193,4	37,29	5,69
₁₁Na²²; 2,6 года	1,27	99,95	42,71	6,518
₁₂Mg²⁷; 9,46 мин	1,01	28,5	10,17	1,552
₁₃Al²⁸; 2,24 мин	1,77	100,77	32,03	4,888
₁₆S³⁸; 2,87 ч	2,75	1,6	1,179	0,18
₁₉К⁴⁰; 1,28-Ю⁹ лет	1,46	10,7	5,07	0,774
₂₀Са⁴⁷; 4,55 сут.	1,29	75	32,49	4,958
₂₅Мп⁵⁴; 312,3 сут.	0,83	99,9	30,24	4,614
₂₇Со⁶⁰; 5,272 года	1,33	99,98	44,21	6,746
₅₃J¹²⁹; 1,57 лет	0,039	8,01	0,25	3,8*10^-2
₅₃J¹³¹; 8,04 сут	0,72	1,63	0,433	6,6*10^-2
₅₃J¹³²; 23ч	1,92	1,2	0,694	0,106
₅₃J¹³³; 20,8 ч	1,29	2,1	0,911	0,139
₅₃J¹³⁴; 52,6 мин	1,8	5,76	3,185	0,486
₅₅Cs¹³⁴; 2,06 года	1,36	3,2	1,441	0,22
₅₅Cs¹³⁷; 30,17 года	0,66	85,1	20,92	3,192
₈₈Ra²²⁶ с дочерними продуктами	2,44... 0,078	232,99	59,18	9,031
₉₈Cf²⁵², 13,2 года	0,04	0,016	5*10^-4	7*10^-5

Мощность воздушной кермы - это отношение приращения кермы dK за интервал dt;

Р_r = dK / dt (аГр/с). (4)

2. Линейный изотропный не поглощающий с равномерно распределенной активностью ИИИ длиной 2L.

Если с = h = 0, то Р_к = Г*А_r / (R²- L²).

3. Кольцевой изотропный ИИИ с равномерно распределенной активностью по длине окружности радиусом г.

При R = 0 (центр круга) - Р_к = Г*А_r / (h²- r²);

При R = г -

При h = 0 - Р_к = Г*А_r / (R²- r²).

Диск, равномерно покрытый тонким слоем радионуклидов (РН).

Р_к = π*Г*А_r*Ln*d, где

При R = 0 Р_к = π*Г*А_s*Ln[(h²+ r²)/h²];

при R = г ;

при h = 0 Р_к = π*Г*А_s*Ln[R²/(R²- r²)].

Шар с равномерно распределенными по объему РН.

Р_к = 2π*А_v*R^-1*Г[2Rr + (R²- r²)*Ln[(R - r)/(R + г)], а с учетом самопоглощения при R > 3r имеем Р_к = 4π*А_v*r³*Г*F(μ₀*r)/3R², где F(μ, L, r) - коэффициент самопоглощения (табл. 8.3).

Таблица 8.3

Коэффициенты самопоглощения F(μ₀*a^*) ИИИ разной конфигурации

μ₀*a	Линейный ИИ	Сферический ИИ	μ₀*a	Линейный ИИ	Сферический ИИ
0,0	1,00	1,00	1,0	0,432	0,527
0,1	0,906	0,929	1,2	0,379	0,475
0,2	0,824	0,865	1,4	0,335	0,431
0,3	0,752	0,807	1,6	0,3	0,393
0,4	0,688	0,755	1,8	0,27	0,36
0,5	0,632	0,707	2	0,245	0,332
0,6	0,582	0,664	2,5	0,199	0,277
0,7	0,538	0,625	3	0,166	0,236
0,8	0,499	0,59	4	1,25	0,182
0,9	0,464	0,557	5	0,1	0,147

*а - половина длины линейного ИИИ или его радиус).

Примечание. Приведенные в таблице данные используются при вычислении мощности дозы в точках, далеко отстоящих от источников излучения разного вида (конфигурации).

При R = г имеем Р_к = 2π*А_v*Г[1(1-exp(-2μ₀*r))/2μ₀*r]/μ₀ (на поверхности);

при R = 0 имеем Р_к = (4π*А_v*Г/μ₀)*[1(1-exp(-μ₀*r)] ( в центре сферы),

где μ₀- линейный коэффициент ослабления; γ-излучения в материале источника (м^-1). Он характеризует полное макроскопическое сечение взаимодействия косвенно ионизирующих частиц, или отношение доли dN/N косвенно ионизирующих частиц, испытавших взаимодействие при прохождении пути dl в веществе, к длине этого пути μ = (dN/dl)/N (берется из справочника; некоторые значения приведены в табл. 8.4).

Шар из не поглощающего вещества с равномерно распределенными по поверхности РН. Р_к = 2π*А_s*R^-1*Г*r*Ln[(R - r)/(R + г)].

Внутри шара, в слое (г₂ – г₁) которого объемно равномерно распределены радионуклиды, Р_к = 4π*А_v*μ₀^-1*Г*[1-exp(-μ₀(г₂ – г₁)].

4. В пределах бесконечной однородной среды с равномерно распределенными по объему РН. Р_к = 4π*А_v*μ₀^-1*Г, где μ₀ - линейный коэффициент ослабления γ-излучения в материале источника, м^-1.

Таблица 8.4

Линейный коэффициент ослабления γ-излучения (μ, см ^-1 ) для некоторых материалов

Материал	ρ, г/см³	Энергия γ-излучения, МэВ
Материал	ρ, г/см³	1	2	3
Оксид бериллия	2,3	0,14	0,0789	0,0552
Висмут	9,8	0,70	0,409	0,440
Карбид бора	2,5	0,15	0,0825	0,0675
Кирпич огнеупорный	2,05	0,129	0,0738	0,0543
Кирпич силикатный	1,78	0,113	0,0646	0,0473
Углерод	2,25	0,143	0,0801	0,059
Глина	2,2	0,13	0,0801	0,059
Цемент	2,07	0,133	0,076	0,0559
Стекло свинцовое	6,4	0,439	0,257	0,257
Парафин	0,89	0,646	0,036	0,0246
Биологическая ткань	1,0	0,0699	0,0393	0,0274
Гранит	2.45	0.155	0.0887	0.0654
Известняк	2,91	0,187	0,109	0,0824
Песчаник	2,4	0,152	0,0871	0,0641
Песок	2,2	0,14	0,0825	0,0578
Сталь (1 % углерода)	7,83	0,46	0,276	0,234
Нержавеющая сталь	7,8	0,462	0,279	0,236