авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:   || 2 | 3 | 4 |
-- [ Страница 1 ] --

Глава 1. Радиационная безопасность и радиационный контроль

1.1. Радиационная безопасность, ее цели и задачи, мероприятия по обеспечению

Новая научно-практическая дисциплина – радиационная

безопасность (РБ) начала

формироваться с момента создания атомной промышленности, хотя отдельные ее аспекты

разрабатывались уже вскоре после открытия рентгеновских лучей.

Под радиационной безопасностью понимается состояние защищенности настоящего и

будущего поколения людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения (ИИ). Главной целью РБ является охрана здоровья населения, включая лиц, работающих с техногенными источниками излучений, от вредного действия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использования излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

В задачи РБ входит разработка:

критериев для оценки ИИ как вредного фактора воздействия на людей и окружающую среду;

способов оценки и прогнозирования радиационной обстановки;

путей приведения ее в соответствие с выработанными критериями безопасности на основе комплекса технических, медицинских, санитарных и организационных мероприятий.

Выполнение перечисленных мероприятий должно обеспечить безопасные условия использования атомной энергии в различных сферах человеческой деятельности.

Исходя из перечисленных задач РБ, можно сделать вывод, что в их решении должны принимать участие специалисты самых разных специальностей: радиобиологи, физики, медики, математики, инженеры.

Методологической основой РБ является разработка критериев для оценки опасности различных видов ИИ. Эта задача решается на основе анализа данных радиобиологии о действии ИИ на живые организмы. Наиболее важным результатом при этом является установление количественной связи между уровнями облучения и эффектом от воздействия излучения. В конечном итоге это приводит к установлению системы величин для оценки уровня облучения (так называемых дозиметрических величин), которые однозначно связаны с эффектом и подлежат определению с помощью различных средств измерений (дозиметров, радиометров и т.д.). На основе установленных дозиметрических величин и критериев безопасности законодательно утверждаются количественные допустимые пределы (основные пределы доз) воздействия ИИ.

Разработка методов оценки и прогнозирования радиационной обстановки является важнейшей задачей РБ. Под радиационной обстановкой понимается совокупность радиационных факторов в пространстве и во времени, способных вызвать облучение персонала, населения и загрязнение окружающей среды. Такими факторами, называемыми радиационными параметрами, могут быть, например, физические величины, характеризующие поле излучения или взаимодействие излучения с веществом. Поэтому в задачу изучения радиационной обстановки входит изучение источников излучения, воздействующих на людей и окружающую среду, изучение закономерностей распространения радиоактивных (р/а) веществ в окружающей среде и динамики изменения уровней излучения.

Приведение радиационной обстановки в соответствие с установленными критериями безопасности требует выполнения ряда мероприятий, основные из которых следующие.

Технические мероприятия: создание передвижных и стационарных ограждений, автоматизация и механизация технологических процессов, очистка воздуха от радиоактивных веществ при выбросе и т.д.

Медико-санитарные мероприятия: установление санитарно-защитных зон, санитарно пропускного режима, контроль за состоянием здоровья персонала путем проведения регулярных медицинских осмотров и др.

Организационные мероприятия: установление соответствующих режимов труда в условиях повышенных уровней излучения для исключения облучения персонала сверх установленных пределов.

В РФ приняты три базовых закона в области использования атомной энергии и обеспечения радиационной безопасности: «Об использовании атомной энергии» № 170-ФЗ от 21.11.95. и «О радиационной безопасности населения» № 3-ФЗ от 09.01.96г. и «О санитарно эпидемиологическом благополучии населения» № 52-ФЗ от 30.03.99 г.

Первый закон определяет правовую основу и принципы регулирования отношений, возникающих при использовании атомной энергии. Он направлен прежде всего на защиту здоровья людей и охрану окружающей среды.

Закон «О радиационной безопасности населения» формулирует правовые основы обеспечения радиационной безопасности населения.

Третий из перечисленных законов устанавливает санитарно-эпидемиологические требования, несоблюдение которых создает угрозу жизни или здоровью человека.

В целях конкретизации отдельных положений перечисленных законов в настоящее время введены два основополагающих нормативных документа (НД) федерального уровня:

«Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)»;

«Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)».

НРБ-99 являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ИИ и других требований по ограничению облучения человека.

ОСПОРБ-99 устанавливают требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ИИ, на которые распространяется действие НРБ-99.

Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности:

- обоснования – запрещения всех видов деятельности с ИИ, при которых польза не превышает риск возможного вреда;

- оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных, так и коллективных доз облучения;

- нормирования – непревышения допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех видов источников ИИ.

С целью создания основы для организации и проведения контроля состояния радиационной безопасности в Российской Федерации создана система законодательного и научно методического обеспечения РБ, которая базируется на нормативных документах нескольких уровней.

Верхний уровень составляют законы РФ, относящиеся к обеспечению РБ, и нормы и правила, конкретизирующие основные положения этих законов. Документы этого уровня рассмотрены выше.

Для реализации требований законов, норм и правил разрабатываются методические указания (МУ) разного уровня, которые определяют конкретные процедуры выполнения измерений при контроле радиационной обстановки. В настоящее время составлены и действуют Методические указания 1-го уровня, которые определяют общие требования к организации контроля профессионального облучения, к дозиметрическому контролю внешнего и внутреннего облучения персонала и к контролю радиационной обстановки. Следующим этапом этой работы должны быть Методические указания 2-го уровня, посвященные более конкретным вопросам радиационного контроля, например, определению индивидуальных эффективных доз от нейтронного излучения. Дальнейшая детализация этой системы должна заключаться в разработке МУ более низкого уровня (3, 4 и т.д.).

Приведенные нормативные документы отражают признанные международным сообществом принципы радиационной безопасности, которые базируются на рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ).

1.2. Радиационный контроль и его виды Для оценки и прогнозирования радиационной обстановки и принятия на их основе решений по защите от воздействия излучения необходима как можно более полная информация о радиационных параметрах, характеризующих радиационную обстановку. Одним из основных путей получения такой информации является организация эффективной системы радиационного контроля (РК).

Радиационный контроль (РК) – получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

Контроль дозиметрический – измерение мощности дозы излучений в местах производственной деятельности человека, определение эффективных или эквивалентных индивидуальных и коллективных доз от различных источников ИИ.

Контроль радиометрический – прямое или расчетное определение содержания радионуклидов в воздухе, в воде, в пищевых продуктах, в теле, отдельных тканях человека, на поверхности кожи, одежды, на других поверхностях и в средах, измерение флюенса ИИ.

Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения, кроме случаев, когда индивидуальная годовая эффективная доза не более 10 мкЗв, эквивалентная доза в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв.

Выделяют три основных вида дозиметрического контроля:

- текущий контроль, который заключается в определении индивидуальной дозы работника в нормальных условиях эксплуатации источника ИИ;

- оперативный контроль – определение индивидуальной дозы при выполнении запланированных работ по дозиметрическим нарядам, связанных с возможным повышенным облучением, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий;

- аварийный контроль – определение больших доз облучения работника в случае радиационной аварии, т.е. при выходе источника ИИ из-под контроля.

Для контроля профессионального облучения применяют два способа контроля:

- групповой дозиметрический контроль (ГДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении с учетом времени пребывания персонала в этом помещении;

- индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника, либо индивидуального поступления радионуклидов в организм каждого работника.

Индивидуальный контроль за облучением включает:

радиометрический контроль за загрязненностью кожных покровов и средств защиты;

контроль за поступлением р/а веществ в организм;

контроль за дозами внешнего бета-, гамма- и рентгеновского и нейтронного излучений с использованием индивидуальных дозиметров.

Указанные виды дозиметрического контроля используются при внешнем и внутреннем облучении персонала.

Под внешним облучением понимается облучение органов и тканей человека в результате воздействия излучения, падающего на тело извне. При внутреннем облучении происходит облучение органов и тканей в результате поступления радионуклидов в организм человека.

Методы и средства контроля внешнего и внутреннего облучения существенно различаются, поэтому они рассматриваются отдельно друг от друга.

Кроме отмеченных видов дозиметрического контроля для обеспечения радиационной безопасности проводится контроль радиационной обстановки, который заключается в определении уровней полей излучений, загрязнений различных сред радионуклидами, и используются счетчики излучения человека.

1.3 Система дозиметрических величин В настоящее время сформирована система дозиметри-ческих величин, которые применяются при проведении радиационного контроля и оценке вредного действия ИИ. Основу этой системы составляют следующие величины.

Физические величины, которые являются характеристиками источников и полей ИИ и их взаимодействия с веществом. К ним относятся плотность потока или флюенс частиц, активность, поглощенная доза и др. Эти величины являются измеряемыми с помощью различных приборов физическими параметрами поля ИИ.

Нормируемые величины, характеризующие меру ущерба (вреда) от воздействия излучения на человек. Эти величины используются для радиационного нормирования облучения людей и опираются на гипотезу беспорогового действия ИИ при малых дозах. В качестве таких величин используются эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани. Нормируемые величины экспериментально не измеряются и определяются расчетным путем.

Операционные величины, которые определяются через физические характеристики поля излучения в точке. Эти величины измеряются с помощью дозиметрических и радиометрических приборов при проведении радиационного контроля и служат для консервативной оценки нормируемых величин. К таким величинам относятся эквивалент дозы (амбиентный и индивидуальный) на глубине ткани d для внешнего облучения. Параметр d характеризует соответствие операционной и нормируемой величины. При d, равном 10 мм, операционная величина соответствует эффективной дозе;

при d, равной 3 и 0,07 мм, она соответствует эквивалентной дозе облучения хрусталика и кожи соответственно.

Кроме перечисленных дозиметрических величин в радиационном контроле используются широко применявшиеся ранее величины, такие, как экспозиционная доза для оценки поля фотонного излучения и керма как мера взаимодействия косвенно ионизирующего излучения с веществом. Использование экспозиционной дозы в основном связано с наличием и использованием до настоящего времени большого числа приборов, предназначенных для измерения этой величины. Соотношение между экспозиционной дозой и операционными величинами будет рассмотрено ниже в разделе о дозиметрах фотонного излучения.

Рассмотренные выше дозиметрические величины используются для внешнего облучения.

Для оценки доз внутреннего облучения введены специальные дозиметрические величины:

ожидаемая эквивалентная доза в органе или ткани, которая является аналогом одноименной величины для внешнего облучения и представляет собой дозу за время, прошедшее после поступления р/а веществ в организм;

ожидаемая эффективная доза — аналог эффективной дозы для внешнего облучения и используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных органов и тканей.

Термин ожидаемая характеризует специфику формирования дозы при внутреннем облучении, которая связана с длительным процессом облучения органов после поступления радиоактивного вещества в организм. Непосредственно измерить дозу внутреннего облучения невозможно и она оценивается по результатам измерения поступления радиоактивных веществ в организм человека с последующим расчетом доз внутреннего облучения с использованием дозиметрических моделей поведения р/а веществ в теле человека. Подробнее вопросы оценки доз внутреннего облучения рассмотрены в разделе о счетчиках излучения человека.

Операционные величины служат для оценки нормируемых величин с той или иной степенью консервативности. Подробнее количественные характеристики степени консервативности таких оценок будут рассмотрены ниже в разделах о дозиметрах различных видов ИИ.

1.4 Контролируемые радиационные параметры и классификация аппаратуры радиационного контроля Как было сказано выше, задачей радиационного контроля является получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей.

При этом радиационная обстановка и уровни облучения людей характеризуются определенными параметрами, которые подлежат контролю — так называемыми контролируемыми радиационными параметрами.

Контролируемый радиационный параметр – физическая величина, характеризующая источник или поле ИИ или взаимодействие ИИ с веществом.

Контролируемые радиационные параметры устанавливаются на основе принятой системы дозиметрических величин, рассмотренной выше. Основными контролируемым параметрами при проведении РК для целей радиационной безопасности являются:

годовая эффективная и эквивалентная дозы;

поступление и содержание радионуклидов в организме;

объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания и др.;

р/а загрязнение кожных покровов, одежды, рабочих поверхностей и т. д.;

доза и мощность дозы внешнего излучения;

плотность потока частиц и фотонов.

Значения контролируемых радиационных параметров определяются с помощью аппаратуры контроля радиационной обстановки, которая классифицируется по различным признакам: по измеряемому радиационному параметру, по виду регистрируемого излучения, по способу регистрации и т. п.

По контролируемому радиационному параметру она делится на аппаратуру для контроля:

эквивалентной (экспозиционной) дозы, эквивалента амбиентной и индивидуальной доз и их мощностей;

плотности потока частиц;

поверхностной активности радионуклидов;

объемной активности р/а газов, аэрозолей и радионуклидов в воздухе;

удельной активности радионуклидов в жидкостях и твердых телах;

активности радионуклидов в организме или органе;

плотности р/а загрязнения почвы;

энергетического распределения ИИ (спектрометры).

По виду контролируемого излучения она подразделяется на приборы для контроля альфа-, бета-, фотонного, нейтронного и смешанного излучений.

По назначению приборов аппаратура делится на средства измерений и индикаторы.

По исполнению технических средств, связанному с местом размещения и способом применения, средств измерений подразделяют на следующие типы:

стационарные (в т. ч. лабораторные);

переносные;

средства для индивидуального контроля;

носимые.

По методу и способу контроля радиационных параметров аппаратура делится на приборы:

- непосредственного контроля (погруженные, проточные, в полях протяженных источников);

контроля с отбором и подготовкой проб;

контроль с накоплением радиационного воздействия.

Глава 2. Основные принципы построения приборов радиационной безопасности 2.1 Метод преобразований при измерении ионизирующих излучений Средства измерений, используемые в радиационном контроле, относятся к более широкому классу средств измерений, называемых приборами для измерения ионизирующих излучений.

Основное отличие таких приборов от средств традиционной измерительной техники состоит в том, что объектами их измерений являются не макрообъекты, а элементарные частицы. Создание таких приборов имеет свою специфику, которая обусловлена особенностями регистрации ионизирующих излучений: необходимостью статистического анализа большого количества данных, очень широким диапазоном измеряемых величин и наличием большого числа параметров, характеризующих излучения (вид, энергия, распределения и т.п.). При этом параметры ИИ непосредственно не доступны органам чувств и это вызывает необходимость применять для их измерения метод преобразований, когда измерение параметров ИИ сводится к измерению других величин, функционально с ней связанных. Процесс преобразований состоит из нескольких последовательных частных преобразований измеряемой величины, пока она не будет представлена в доступном для восприятия виде. Так, в детекторах параметры ИИ преобразовываются в параметры электрических сигналов, которые представлены в электрической форме. После прохождения электрических сигналов через различные электронные устройства, где они усиливаются, отбираются по различным характеристикам и формируются, эти сигналы поступают на отсчетные устройства, где они уже могут представляться в не электрической форме, а, например, в виде числа импульсов. Как правило, в приборах для измерения ИИ используют электронное управление источниками электрических сигналов, что обусловлено сложными и быстропротекающими процессами и преобразованием больших потоков информации.

Носителями информации в приборах являются сигналы, под которыми в общем виде понимают изменение состояния объекта по определенным закономерностям. Любой прибор содержит один или несколько информационных каналов, в которых преобразуются сигналы.

Группа сигналов образует сообщение, а процесс его передачи по информационному каналу прибора соответствует единичному измерению.

Первичными измерительными преобразователями в приборах для измерения ИИ являются детекторы, которые преобразуют параметры ионизирующих излучений в параметры электрических сигналов. Так происходит изменение формы представления информации. В последнем звене информация представляется в виде, удобном для наблюдения.

Существует две основные формы сигналов – дискретная (цифровая) и аналоговая.

При дискретной (цифровой) форме сообщение передается в виде последовательности электрических сигналов-импульсов, а результаты измерения выводятся в виде цифровых групп или чисел. Параметрами электрических сигналов являются их число и частота следования, амплитуда, форма и др.

При аналоговой форме измеряемая величина может принимать непрерывное множество значений. Например, аналоговыми электрическими сигналами являются напряжение и ток (постоянный или переменный). Большинство параметров ИИ (скорость, энергия, активность, доза и др.) описываются аналоговыми величинами. Лишь заряд и число частиц выражаются дискретными величинами.

Выходные данные в приборах представляют в аналоговой или цифровой форме.

Процесс преобразования информации в приборах разделяется на два этапа:

- преобразование параметров ионизирующих излучений в параметры электрических сигналов (осуществляется детекторами ИИ);

измерение параметров этих сигналов (выполняется электронно-измерительными устройствами).

2.1. 1 Преобразование информации в детекторах ИИ Процессами преобразования параметров ИИ в характеристики электрических сигналов являются элементарные процессы взаимодействия частиц с веществом детектора. Этот процесс преобразования в детекторе энергии ИИ в электрический сигнал имеет две стадии:

образование первичных носителей информации;

усиление мощности и формирование сигнала.

Если в детекторе обе стадии линейны, то амплитуда выходного импульса, заряд или средний ток пропорциональны энергии, потерянной частицами в детекторе. Такие детекторы называются пропорциональными.

Если линейность нарушена, то такие детекторы называются непропорциональными.

По виду выходных сигналов детекторы можно разделить на дискретные, на выходе которых может быть образована последовательность дискретных сигналов (импульсов) и аналоговые, где нет такой возможности. На выходе дискретных детекторов сигналы могут иметь как дискретную, так и аналоговую форму. Это зависит от средних интервалов времени между актами взаимодействия частиц с веществом детектора и временем протекания тока в выходной цепи. Импульсы, возникающие в выходной цепи детектора, характеризуются амплитудой, формой, моментом появления. Аналоговый сигнал проявляется в виде постоянного тока и характеризуется мгновенной величиной.

Максимальную информацию о характеристиках излучения можно получить с помощью дискретных пропорциональных детекторов.

2.1.2 Электронно-измерительные устройства После первичного преобразования информации в детекторах ИИ дальнейшее ее преобразование происходит в электронно-измерительных устройствах.

Под электронно-измерительными устройствами понимаются устройства, осуществляющие обработку сигналов (усиление, отбор, накопление), измерение их параметров и представление результатов измерений в виде, удобном для наблюдения, регистрации и обработки.

Объектом измерения, как правило, являются сигналы, статистически распределенные во времени. Поэтому для достижения необходимой точности определения параметров сигналов необходим статистический анализ большого количества данных. Для этого применяются устройства, в которых происходит накопление поступающих на вход сигналов и которые называются счетчиками импульсов.

Аналоговые сигналы, поступающие с детекторов, характеризуются двумя подлежащими измерению параметрами – величиной тока и зарядом. Поэтому для измерения тока необходимы измерители постоянного или переменного тока, которые могут быть как с аналоговым, так и с дискретным представлением данных. Для измерения количества электричества (заряда) используются электрометры, интегрирующие аналоговые сигналы постоянного тока, которые могут иметь как аналоговое, так и цифровое представление выходных данных.

Измеряемыми параметрами дискретных сигналов могут быть средняя частота импульсов и характеристики самих импульсов: амплитуда, форма, заряд, время появления.

В некоторых задачах измерения ИИ необходимо разделение сигналов, обусловленных измеряемым ИИ, и сигналов, обусловленных сопутствующим излучением, которое также регистрируется приборами. Для разделения и регистрации так называемых «полезных» сигналов используются различные устройства, в которых отбор происходит по определенным характеристикам сигналов: амплитуде, форме, времени появления и др. Так, устройства, пропускающие для дальнейшей обработки только сигналы с определенными признаками, называются дискриминаторами импульсов. Например, амплитудные дискриминаторы пропускаются только сигналы с амплитудой, превышающей заданное пороговое значение.

В зависимости от решаемых задач необходимо измерение различных параметров импульсов. Так как на вход измерительных устройств поступают импульсы с различными параметрами, то необходимы устройства, измеряющее распределение импульсов по определенному параметру, так называемые анализаторы импульсов. В зависимости от параметра различают, например, амплитудные и временные анализаторы. В полученном с помощью анализаторов распределении каждому значению параметра соответствует число импульсов, обладающих этим параметром.

2.1.3 Микросхемы, микропроцессоры и интерфейсы В процессе развития приборов для измерения ИИ за последние десятилетия более радикально изменились электронно-измерительные устройства, чем детекторы ИИ. Хотя и появляются усовершенствованные и новые устройства детектирования, существенных качественных изменений в технике детектирования не произошло. По-прежнему основными детекторами при разработке новых приборов являются полупроводниковые, сцинтилляционные и газовые ионизационные детекторы.

Совсем другая картина наблюдается в развитии электронно-измерительных устройств, которые все больше опирается на достижениях таких прогрессивных отраслей техники, как микроэлектроника и вычислительная техника. Основой становления и развития нового поколения приборов являются дешевые и надежные средства вычислительной техники – микропроцессоры, микросхемы микропроцессорных семейств и микро-ЭВМ. Микропроцессоры и микро-ЭВМ, встроенные в автономные измерительные приборы, преобразуют их в «интеллектуальные»

устройства, способные производить необходимую обработку данных. Например, осуществлять автоматическую установку пределов измерений, корректировку погрешностей, индикацию неисправностей и даже полное управление процессом измерений по заданной программе.

В последние годы в аппаратуре широко применяется новая элементная база – цифровые и аналоговые интегральные микросхемы (ИС). Благодаря им в приборостроении все больше внедряются цифровые методы обработки информации. Наиболее широко используются следующие виды микросхем.

Цифровые интегральные микросхемы содержат в своем составе устройства широкой номенклатуры – от простейших логических элементов до весьма сложных узлов, обеспечивающих хранение данных и выполнение операций по их обработке. В каждую из серий микросхем входят логические элементы (НЕ, И-НЕ, И, ИЛИ, И-ИЛИ-НЕ), счетчики, формирователи, устройства памяти, арифметико-логические устройства и др.

Микросхемы памяти служат основой оперативных запоминающих устройств (ОЗУ), предназначенных для оперативного хранения данных. Совершенствование таких микросхем идет по пути увеличения объема памяти, реализованной на одном кристалле, и сокращения времени выборки адреса ячейки.

Аналоговые интегральные микросхемы используются в устройствах усиления, отбора и преобразования сигналов. Наиболее универсальными аналоговыми ИС являются интегральные операционные усилители (ОУ) – усилители постоянного тока. На них также выполняются стабильные импульсные усилители.

В зависимости от решаемых приборами задач, для управления компонентами приборов, обработки информации, ее представления и документирования используются различные по сложности и стоимости изделия микропроцессорной техники. В настоящее время номенклатура выпускаемой микропроцессорной техники весьма широка: это микропроцессоры и ИС микропроцессорных наборов, однокристальные и одноплатные микро-ЭВМ, а также микро-ЭВМ, оснащенные рядом периферийных устройств (с дисплеем, клавиатурой, принтером и т.п.).

Микропроцессоры – универсальные цифровые устройства обработки информации, функции которых задают программно. Современные микропроцессоры различаются по архитектурным принципам, характеристикам (разрядности, быстродействию, системе команд, потребляемой мощности), технологии и др.

В программно-управляемой аппаратуре особенно важную роль играет упорядочение передачи информации (данных и команд) между различными компонентами. Данные, команды, сообщения о состоянии устройства, запросы на обслуживание и т.п. передаются между устройствами при помощи системы линий, организованной определенным образом. Совокупность средств, с помощью которых осуществляется такая передача, и удовлетворяющая определенным электрическим, логическим и конструктивным требованиям, называется интерфейсом.

В приборах для измерения ИИ можно выделить по назначению следующие виды (уровни) интерфейсов:

- компонентный (внутриплатный) интерфейс, организует обмен данными в пределах функционального узла;

- внутриприборный интерфейс, обеспечивающий выполнение аппаратуры по модульному принципу и сопряжение в приборе функциональных узлов (модулей) между собой;

- локальный микропроцессорный интерфейс, определяющий сопряжение плат, образующих микропроцессорное устройство;

- системный интерфейс, предназначенный для сопряжения центрального устройства сбора и обработки данных с различным периферийным оборудованием.

Перечисленные выше современные элементы электронно-измерительных устройств в настоящее время широко применяются и при производстве приборов, служащих для обеспечения радиационной безопасности.

2.2. Классификация приборов для измерения ИИ Выше была рассмотрена классификация приборов, используемых в радиационном контроле. Приборы радиационного контроля являются одним из видов более широкого класса средств измерений – приборов для измерения ионизирующих излучений. Существуют различные классификации приборов для измерения ИИ в зависимости от положенных в основу классификации критериев. Прежде всего, эти приборы можно разделить на два больших класса по характеру измеряемых ими величин:

- приборы, измеряющие величины, которые характеризуют сами ИИ и их взаимодействие с веществом;

- приборы, лишь использующие ИИ для измерения величин, не относящихся к ИИ (физических, механических и др.).

Приборы второго класса для обеспечения радиационной безопасности не используются и в настоящем курсе не рассматриваются. К таким приборам можно отнести, например, приборы, используемые для определения характеристик скважин с помощью ИИ (так называемые каротажные приборы) или пожарные сигнализаторы.

Приборы радиационного контроля относятся к приборам первого класса как это следует из рассмотренной выше их классификации по виду контроля и контролируемым радиационным параметрам. Их можно разделить на четыре основные группы в зависимости от измеряемых величин:

- дозиметрические приборы (дозиметры) – приборы, предназначенные для измерения дозы (мощности дозы) ИИ или энергии, переносимой или переданной им объекту, находящемуся в поле его действия;

- радиометрические приборы (радиометры) – приборы для измерения содержания радионуклидов в теле, в отдельных тканях и на поверхности кожных покровов человека, на единицу объема, веса или поверхности различных сред (воздуха, воды, пищевых продуктов и т.д.);

для измерения флюенса или мощности флюенса ИИ;

- спектрометрические приборы (спектрометры), измеряющие распределения частиц по различным параметрам (энергии, виду излучения, зарядам, массам и др.);

- универсальные приборы, которые предназначены для измерения нескольких величин, например, дозиметры-радиометры.

Внутри перечисленной выше классификации приборы делятся на группы по различным параметрам: по видам измеряемого ИИ (например, дозиметры фотонов), по применяемому детектору (например, сцинтилляционные радиометры), по пределам измерений, погрешности, назначению (рабочие или эталоны), способу представления результатов (аналоговые или цифровые).

Основные понятия и характеристики, относящиеся в целом к дозиметрам и радиометрам, приведены в начале глав, в которых впервые рассматриваются конкретные виды дозиметров и радиометров (главы 3 и 5 соответственно). При этом более подробно дозиметры и радиометры различных видов излучения и назначения рассмотрены ниже в отдельных главах. Основные понятия спектрометрии и спектрометры рассмотрены в отдельной главе.

2.3 Блоки детектирования и их основные параметры Важнейшей частью любого прибора для измерения ИИ, в том числе дозиметра и радиометра любого вида излучения, является блок детектирования (БД) – конструктивно оформленный блок, содержащий один или несколько детекторов и необходимые вспомогательные электронные, механические и другие устройства. В блоках детектирования происходит регистрация излучения детектором и первичное преобразование информации об измеряемой физической величине.

Основной частью блока детектирования является детектор (датчик) ионизирующего излучения, в котором происходит преобразование энергии ИИ в другие, удобные для регистрации и дальнейшего преобразования формы энергии (как правило, это электрические сигналы).

Кроме детектора БД может содержать вспомогательные устройства: необходимую для его работы электронную схему (например, делитель напряжения для ФЭУ), контрольный источник, защиту, кожух и другие элементы конструкции.

Блоки детектирования характеризуются различными параметрами, описывающими их свойства.

Основные параметры БД условно делятся на три группы: измерительные, электрические и эксплуатационно-конструктивные.

Измерительные параметры описывают способность БД воспринимать и преобразовывать в параметры электрического сигнала информацию о физических величинах, характеризующих ионизирующие излучения.

Электрические параметры (как датчика электрических сигналов) описывают величину и форму выходного сигнала, зависимость сигнала от режима работы, вида регистрируемого ИИ, требования к электрическому питанию, соединительному кабелю и др.

Эксплуатационно-конструктивные параметры описыва-ют способность БД сохранять свои качества во времени, при воздействии внешних факторов и конструктивные особенности.

С другой стороны, все эти параметры можно разделить на общие для всех БД и на специальные, относящиеся лишь к конкретным их видам. К общим параметрам относятся большинство электрических и эксплуатационно-конструктивных параметров, к специальным – в основном измерительные параметры.

Основные общие показатели БД: устойчивость (вибро-, магнитно-, радиационная), допустимый диапазон температур, время установления рабочего режима, нестабильность, срок службы, ресурс работы, потребляемая мощность, масса и т д.

Специальные параметры БД могут быть как общими для многих типов приборов, так и зависимыми от назначения прибора, в котором они используются (дозиметр, радиометр, спектрометр). Они могут также являться и параметрами прибора в целом. Наиболее важными общими специальными параметрами являются:

- чувствительность отношение изменения выходного сигнала к изменению измеряемой величины;

- энергетическая зависимость чувствительности (ЭЗЧ) часто называемая функцией чувствительности или «ходом с жесткостью»;

- эффективность регистрации отношение числа зарегистриро-ванных частиц к числу частиц, падающих на детектор;

- диапазон измеряемой величины (в том числе нижний и верхний пороги регистрации) область значений величины, в пределах которой нормированы допустимые пределы погрешности средства измерений;

- избирательность соотношение чувствительности для измеряе-мых и сопутствующих параметров, например, вида ИИ;

- уровень собственного фона;

- форма, амплитуда и длительность импульса.

Блоки детектирования являются основными узлами средств измерений ИИ и их параметры определяют наиболее важные характеристики тех приборов, в которых они используются.

Например, одной из основных характеристик дозиметра любого вида излучения является его энергетическая зависимость чувствительности, которая определяет не только погрешность дозиметра, но часто и саму возможность использования прибора в качестве дозиметра.

Подробнее характеристики БД, дозиметров и радиометров будут рассмотрены ниже в соответствующих разделах курса.

2.4 Условные обозначения СИ ИИ и правила их построения Существует большое количество типов приборов для измерения ИИ. Для того чтобы можно было легче ориентироваться в этом многообразии и получать информацию о назначении и основных свойствах прибора уже по его названию, разработана единая система условных обозначений таких приборов и правила их образования. Эти правила изложены в ГОСТ 27451- «Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические требования». В соответствии с этим ГОСТ буквенное обозначение СИ должно состоять из трех букв.

Первый элемент буквенного обозначения обозначает функциональное обозначение СИ:

Д дозиметры (дозиметрические установки);

Р радиометры (радиометрические установки);

С спектрометры (спектрометрические установки);

БД блоки детектирования;

У устройства детектирования Второй элемент обозначает измеряемую физическую величину. Для дозиметров они, например, следующие:

Д поглощенная доза;

М мощность поглощенной дозы;

Э экспозиционная доза и Р ее мощность;

В эквивалентная доза и Б ее мощность.

Если прибор измеряет две и более физические величины, то вторым буквенным обозначением будет «К».

Третий элемент обозначает вид ИИ: А альфа-, Б бета-, Г гамма-излучение;

Р рентгеновское излучение;

Н нейтронное излучение;

П протонное излучение;

Т тяжелые заряженные частицы;

С смешанное излучение;

Х прочие излучения. Например, ДРГ дозиметр мощности экспозиционной дозы.

Указанные обозначения относятся к приборам, выпущенным с 1989 г. (дата введения ГОСТа) по 2000 г, когда были введены новые операционные величины.

Глава 3. Дозиметры фотонного излучения 3.1 Дозиметры: измеряемые величины и основные виды В соответствии с рассмотренной выше системой используемых в настоящее время дозиметрических величин для определения доз внешнего облучения вводятся операционные величины, являющиеся, как правило, консервативной оценкой нормируемых величин.

Нормируемыми величинами облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения являются эффективная доза и эквивалентные дозы облучения хрусталика глаза, кожи, кистей и стоп.

Операционной величиной для контроля радиационной обстановки в целях группового дозиметрического контроля является мощность эквивалента амбиентной дозы H (d ), измеряемая в мкЗв/ч.

Для индивидуального дозиметрического контроля (ИДК) операционной величиной является эквивалент индивидуальной дозы Нр(d) (или индивидуальный эквивалент дозы), измеряемый в мЗв.

Значения параметра d, как это отмечено в разделе 1.3, зависят от нормируемой величины, для определения которой используется ее эквивалент, Различие между амбиентным и индивидуальным эквива-лентом дозы состоит в виде фантома, который используется для определения этих величин: в первом случае используется фантом в виде шара из тканеэквивалентного вещества диаметром 30 см, во втором плоская пластина из такого же вещества.

Операционные величины введены относительно недавно и службы радиационного контроля не всегда оснащены новыми приборами, непосредственно предназначенными для измерения операционных величин и проградуированными в этих величинах. До настоящего времени широкое применение находят приборы прежних поколений, предназначенные для измерения максимальных эквивалентных и поглощенных или экспозиционных доз и их мощностей. Интерпретация показаний этих приборов в единицах операционных или нормируемых величин не всегда проста и однозначна. Так, например, в настоящее время нет четких рекомендаций по пересчету экспозиционной дозы в эффективную дозу. Приблизительно можно считать, что если человек находился в равномерном поле гамма-излучения с энергией выше нескольких сотен кэВ, то при экспозиционной дозе 1Р эффективная доза будет близка к 0,01 Зв. В настоящем курсе будут рассматриваться как вновь выпускаемые приборы для измерения операционных величин, так и приборы прежних лет выпуска, имеющие до сих пор широкое применение. Более подробно соотношения между используемыми ранее и операционными дозиметрическими величинами будут рассмотрены в разделах, посвященных дозиметрам различных видов излучения.

Дозиметры всех типов измеряют энергетические величины, описывающие совокупности частиц и передачу энергии веществу. Поэтому основной задачей при создании дозиметра является выбор или изготовление детектора с веществом чувствительного объема, эквивалентным по свойствам биологической ткани (при обеспечении радиационной безопасности) или тому веществу, в котором необходимо измерить дозу облучения (например, при изучении радиационной стойкости материалов).

Другим способом решения этой задачи является управление регистрацией импульсов для достижения необходимых измерительных характеристик прибора. При этом в прибор добавляются электронные узлы, производящие суммирование сигналов с использованием различных поправочных коэффициентов. Тогда процесс интегрирования сигналов переносится из блока детектирования в электронно-измерительные устройства.

Ниже будут рассмотрены примеры приборов, которые основаны на обоих способах регистрации.

Область применения дозиметров условно можно разделить на биологическую дозиметрию, где определяют воздействие ИИ на живые организмы и ткани, и промышленную, где измеряются дозы облучения в небиологических объектах.

В биологической дозиметрии выделяют измерение доз облучения человека и других живых объектов. Измерение доз облучения человека осуществляется для обеспечения радиационной безопасности (РБ) и в медицине при диагностике и терапии различных заболеваний.

К промышленной дозиметрии относятся задачи по изме-рению доз при контроле различных радиационно-химических про-цессов, при измерении радиационной стойкости материалов и т. п.

В зависимости от областей использования дозиметры должны иметь различные характеристики, такие, например, как диапазон измеряемых величин. Так, для целей РБ необходимы дозиметры с диапазоном от 0,2 до 500 мЗв (при аварийном контроле от 10 до мЗв). Для целей радиотерапии верхний предел возрастает до сотен Зв. При определении радиационной стойкости материалов поглощенные дозы могут достигать значений (104 – 1010 ) Гр.

Другой такой характеристикой является энергия излучения. Так, вопросы измерения энергетических характеристик фотонного излучения высоких энергий (до сотен МэВ) в единицах дозы весьма сложны или просто непригодны. Это связано как с возрастанием доли энергии электронов, преобразуемых в энергию тормозного излучения, которое трудно учесть, так и с поглощением первичного фотонного излучения в стенках камер большой толщины, которые необходимо использовать для регистрации излучения такой энергии. Поэтому для описания параметров полей высокоэнергетического излучения применяют приборы для измерения таких величин, как интенсивность, перенос энергии и др.

Предметом дальнейшего рассмотрения будут дозиметры, используемые для обеспечения радиационной безопасности и контроля окружающей среды.

Дозиметры по своему назначению и способу применения можно разделить на два больших класса: инспекционные и индивидуальные, что соответствует приведенному выше их разделению на приборы для группового и индивидуального контроля соответственно.

Инспекционные дозиметры предназначены для определения дозовых характеристик поля ИИ и должны измерять амбиентный эквивалент дозы или его мощность на разной глубине в шаровом фантоме из тканеэквивалентного вещества диаметром 30 см, моделирующим тело человека. Инспекционные дозиметры используются в полях излучения без фантома, а их показания, умноженные на время пребывания человека в данном поле излучения, используются для оценки эффективной дозы, которую получил бы человек в этом поле излучения.

Инспекционные дозиметры измеряют, как правило, мощность амбиентного эквивалента дозы в мкЗв/ч.

Индивидуальные дозиметры должны находится на теле человека и измерять индивидуальный эквивалент дозы Нр(d) на глубине тела d. Для оценки эффективной дозы определяется доза облучения на глубине 10 мм — Нр(10), для оценки эквивалентных доз облучения отдельных органов — доза на глубинах 3 мм (хрусталика глаза) и 0,07 мм (кожи).

Поверка таких дозиметров проводится на фантомах, которые моделирует тело человека или отдельные органы. Для поверки индивидуальных дозиметров по величине Нр(10) используется плоскопараллельный тканеэквивалентный фантом размерами 30х30х15 см. Индивидуальные дозиметры обычно измеряют индивидуальный эквивалент дозы в мЗв.

Индивидуальные дозиметры, в свою очередь, подразделяют на прямопоказывающие (или показывающие), у которых детектор и устройство визуальной индикации величины дозы находятся в одном корпусе. Но до сих пор в РК используются и так называемые «слепые»

дозиметры, у которых датчик (детектор с частью элементов электронной схемы) находится у персонала, а измерительное устройство, блок зарядки и т. п. – вне его и доза облучения определяется на измерительном устройстве после экспозиции дозиметра в поле излучения.

3.2 Соотношения нормируемых и операционных величин для фотонного излучения Выше было отмечено, что нормируемые дозиметрические величины, в которых выражены основные дозовые пределы, непосредственно не измеряются. Они оцениваются с помощью операционных величин, которые можно измерить и которые, как правило, являются их консервативной оценкой. Консервативность оценок нормируемых величин с помощью операционных состоит в том, что оценка нормируемой величины с их помощью должна быть не меньше истинного значения нормируемых величин в данных условиях облучения. При этом за значение эффективной дозы внешнего облучения принимается величина Евнеш, которая определяется по формуле:

Е внеш F Н р (10), где F – коэффициент перехода от индивидуального эквивалента дозы к эффективной дозе.

Значения коэффициента F определяют степень консервативности оценок эффективной дозы с помощью операционных величин, например, для разных энергий фотонов.

Для фотонов с энергией более 20 кэВ при равномерном облучении человека этот коэффициент принимается равным единице. При этом эффективная доза будет завышена в среднем на 20 %.

При энергии фотонов ниже 20 кэВ использование коэффициента перехода, равного 1, приведет к большей переоценке эффективной дозы. Например, при энергии 15 кэВ эта переоценка происходит с коэффициентом 6,6. Однако уже при энергии фотонов выше 60 кэВ эта переоценка не превышает 30 %. Примерно такие же оценки распространяются и на амбиентный эквивалент дозы, так как он незначительно отличается от индивидуального эквивалента дозы в этих диапазонах энергии.

Экспозиционная доза может служить оценкой эффективной дозы при энергии фотонов выше 40 кэВ с погрешностью, не превышающей 30 %. При этом в диапазоне энергий от 300 кэВ до 10 МэВ экспозиционная доза недооценивает эффективную дозу с погрешностью, не превышающей 15 %.

Во всех случаях измерения доз фотонного излучения при энергии ниже 20 кэВ значения коэффициента F должны устанавливаться в специальных моделях дозиметрического контроля.

Ниже рассматриваются дозиметры фотонного излучения в зависимости от типов используемых в них детекторов ИИ или от видов дозиметров. Так, индивидуальные дозиметры выделены в отдельный раздел.

3.3 Ионизационные газовые дозиметры Исторически сложилось так, что ионизационный метод дозиметрии фотонного излучения начал применяться раньше других методов регистрации. Это связано с тем, что основной задачей радиационного контроля фотонного излучения на ранних этапах развития дозиметрии было измерение экспозиционной дозы. Кроме того, ионизационный метод достаточно прост и позволяет проводить измерения доз в довольно широких пределах значений измеряемых величин.

Основные закономерности использования ионизационного метода для измерения доз облучения изучаются в курсе дозиметрии.

Ниже рассматриваются дозиметрические приборы, основанные на применение этого метода регистрации, особенности их устройства и использования и основные характеристики.

Дозиметры фотонного излучения являются наиболее распространенными дозиметрами как по числу их типов, так и по количеству находящихся в эксплуатации приборов. Это связано с преобладающим воздействием фотонного излучения как на персонал, так и на окружающую среду. Особенно много дозиметров фотонов разного типа выпущено в последние годы, хотя далеко не все из них прошли утверждение типа и внесены в Государственный реестр СИ.

Рассматриваемые ниже ионизационные газовые дозиметры фотонного излучения группируются по используемым в них методу и детекторам регистрации излучения.

3.3.1 Дозиметры с ионизационными камерами Ионизационные камеры не нашли широкого применения в качестве детекторов в дозиметрах фотонного излучения. В приборах на основе ионизационных камер необходимо измерять довольно слабые токи, возникающие в камере под действием ИИ. Так, для камеры с объемом 10-3 м3 при мощности экспозиционной дозы 28 мкР/ч ионизационный ток равен 2,6 10- А. Измерение таких слабых токов является довольно сложной задачей, особенно применительно к носимым или переносным дозиметрам, и предъявляет жесткие требования к электрометрическому блоку, току утечки, разъемам, размерам камер. Тем не менее, ионизационные камеры до сих пор применяются в качестве детекторов в дозиметрах. Это объясняется их высокой надежностью и простотой конструкции, а современные электронно-измерительные устройства позволяют создавать малогабаритные узлы для работы с токами на уровне 10-14 А.


Использование ионизационных камер в дозиметрии фотонного излучения основано на пропорциональности ионизационного тока насыщения в камере Iн мощности дозы Р в соответствии с формулой Iн k V P, где k коэффициент пропорциональности, зависящий от энергии образования ионов в воздухе и плотности воздуха;

V объем камеры..

В дозиметрии применяются ионизационные камеры разной формы: плоские, цилиндрические, сферические. Для регистрации низкоэнергетического рентгеновского излучения используются камеры без стенок.

Различают два типа камер: импульсные и токовые (или интегрирующие). В зависимости от времени собирания ионов, постоянной времени RC, времени между актами регистрации отдельных частиц может измеряться импульс тока, создаваемый отдельной частицей и пропорциональный ее энергии, либо ионизационный ток или суммарный заряд, обусловленный потоком частиц. В первом случае камеры называются импульсными, во втором интегрирующими.

Амплитуда импульса напряжения при единичном акте регистрации частицы с энергией несколько МэВ в импульсных камерах составляет несколько мВ, что требует усиления импульса в схеме включения камеры. Импульсные ионизационные камеры используются в основном для регистрации - и -частиц и нейтронов и применяются чаще для измерения активности.

В дозиметрии фотонного излучения, как правило, используются токовые ионизационные камеры. В них происходит интегрирование большого числа актов ионизации и измеряется ток или заряд, накопленный на электродах камеры. Интегрирование в таких камерах достигается выбором RC-цепочки входной цепи усилителя камеры. Токи интегральных камер составляют (10-15 10-10) А, сопротивление изоляции не менее 108 Ом, рабочее напряжение около 200 В. Катодом в таких камерах обычно служит алюминий или сталь, анодом – металлический стержень.

Токовые ионизационные камеры могут быть как бесстеночными, их еще называют нормальными, так и стеночными, ионизационный объем которых окружен твердой стенкой. Роль газовой полости в такой камере играет ионизационный объем, твердой средой, окружающей полость, служит стенка камеры, которая обычно является одним из электродов. Если стенка и газ камеры имеют одинаковый атомный состав, то камера называется гомогенной.

Энергетическая зависимость чувствительности камеры определяется в основном энергетической зависимостью отношения коэффициентов передачи энергии в веществе стенки камеры и в воздухе в том случае, если поглощение излучения в стенках камеры незначительно.

Если эффективный атомный номер стенки камеры равен эффективному атомному номеру воздуха (7,64) то камера называется воздухоэквивалентной. Такие камеры имеют незначительную ЭЗЧ и могут использоваться для измерения экспозиционной дозы и ее мощности в диапазоне энергий выше (100-200) кэВ. Если эффективный атомный номер стенки камеры и газа близок к эффективному атомному номеру человеческой ткани (7,42), то такие камеры называются тканеэквивалентными и могут использоваться для измерения амбиентного или индивидуального эквивалента дозы.

Типичным примером дозиметра на основе ионизационной камеры является микрорентгенометр СП-1 («Кактус») с алюминиевой камерой, наполненной воздухом при атмосферном давлении, выпускавшийся и использовавшийся во второй половине прошлого века.

Ионизационная камера дозиметра представляет собой коаксиальный цилиндр, внутри которого размещается стер-жень в форме цилиндра. Они являются двумя электродами камеры – внешним и внутренним. На внешний электрод подается напряжение +220 В. Падение напряжения, создаваемое при протекании тока по высокомегомному сопротивлению, усиливается усилителем посто-янного тока. Показания микроамперметра, включенного в электрон-ную схему прибора, пропорциональны измеряемой мощности дозы.

Более поздним примером дозиметра с ионизационной камерой является клинический дозиметр типа 27012, до сих пор используемый в качестве эталонного (образцового) прибора для измерения экспозиционной дозы фотонного излучения и ее мощности в широком диапазоне энергий. В приборе используется несколько ионизационных камер, находящихся под атмосферным давлением.

Примером современного прибора на основе ионизационных камер является универсальный широкодиапазонный дозиметр ДКС-АТ5350 на базе высокоточного электрометра АТ5350 и набора ионизационных камер разного типа (наперстковые, цилиндрические, плоские, сферические). Дозиметр измеряет мощность поглощенной дозы в диапазоне энергий от 30 кэВ до 50 МэВ с относительной погрешностью не более 5 %. ЭЗЧ дозиметра не превышает 4 %.

До настоящего времени ионизационные камеры широко применяются в индивидуальных дозиметрах фотонного излучения, носимых на теле. К ним относятся конденсаторные дозиметры различных типов: ДК-02, КИД-2 и другие. Основной частью дозиметров такого типа является малогабаритная ионизационная камера с воздухоэквивалентными стенками. Внутренние стенки камеры и центральный электрод образуют конденсатор, который перед использованием дозиметра заряжается до определенного потенциала. Под воздействием фотонного излучения в рабочем объеме камеры происходит ионизация воздуха, в результате чего потенциал камеры уменьшается. Так как уменьшение потенциала камеры U пропорционально дозе облучения D, то измеряя изменение потенциала, можно определить полученную дозу облучения в соответствии с формулой U kDV / C, где С электрическая емкость камеры, k постоянный коэффици-ент;

V объем камеры.

Считывание значения накопленной дозы в таких дозиметрах либо производится по шкале через окуляр встроенного в него микроскопа (показывающие дозиметры), либо с помощью зарядно-измерительного устройства. Недостаткам дозиметров такого типа является довольно большие токи утечки, что приводит к его саморазряду и потери информации о дозе облучения.

Более подробно конденсаторные индивидуальные дозиметры рассмотрены в разделе об индивидуальных дозиметрах фотонов.

Энергетический диапазон регистрации дозиметров с ионизационной камерой составляет кэВ - 2 МэВ, диапазон изме-рений от 0,005 Р до сотен Р в зависимости от типа дозиметров.

3.3.2 Дозиметры с газоразрядными счетчиками По своему устройству газоразрядный счетчик (счетчик Гейгера-Мюллера или гейгеровский счетчик) конструктивно не отличается от ионизационной камеры. Различие состоит в значении рабочего напряжения и в наполнении газового объема в отличие от ионизационных камер, работающих при атмосферном или повышенном давлении, газоразрядные счетчики наполняются часто смесью газов с пониженным давлением, так как этого оказывается достаточно для развития процесса газового усиления. Коэффициент газового усиления в некоторых типах счетчиков может достигать значения 109, что создает на выходе детектора сигналы с амплиту-дой до нескольких десятков вольт. Это приводит к более высокой чувствительности газоразрядных счетчиков при небольших раз-мерах в сравнении с ионизационными камерами. Поэтому газораз-рядные счетчики могут регистрировать не только суммарную иони-зацию, как это происходит в большинстве случаев в ионизационных камерах, но и отдельные частицы. Вследствие этого газоразрядные счетчики используются чаще в радиометрах, чем в дозиметрах.

Использование таких счетчиков в дозиметрии, несмотря на высокую чувствительность, ограничено таким их недостатком, как значительное изменение чувствительности от энергии фотонного излучения, особенно при энергиях ниже нескольких сотен кэВ. Чувствительность счетчика по мощности экспозиционной дозы Р в зависимости от энергии фотонов Е дается соотношением:

nсч/Р = сч/( km E ), где nсч – скорость счета прибора, km – массовый коэффициент передачи энергии, сч – эффективность счетчика.

Возможность использования счетчиков в качестве дозимет-ров экспозиционной определяется энергетической зависимостью чувствительности nсч/Р чем слабее эта зависимость от энергии фотонов, тем меньшую дополнительную погрешность за счет энергетической зависимости имеет дозиметр с данным счетчиком.

Эффективность счетчика сч в общем случае зависит от энергии фотонов довольно сложным образом и точно рассчитать или экспериментально определить ее довольно сложно.

Например, для счетчика с алюминиевым катодом в диапазоне энергий от сотен кэВ до нескольких МэВ эффективность практически линейно возрастает с ростом энергии. А так как коэффициент передачи энергии в этом диапазоне энергий изменяется мало, то и ЭЗЧ счетчика в этом диапазоне энергий изменяется незначительно и он может использоваться в качестве дозиметра. У большинства промышленных газоразрядных счетчиков чувствительность существенно зависит от энергии фотонов уже при энергиях ниже 600 кэВ и увеличивается в разы с уменьшением энергии.

На рис. 3.1 представлена энергетическая зависимость чувствительности счетчиков с катодами из различных материалов.

Для выравнивания ЭЗЧ дозиметров используются фильтры (медные, оловянные и др.) или в одном приборе применяется несколько счетчиков с различным материалом или толщиной катода. Это может обеспечить относительное постоянство в пределах (20-30) % чувствительности в диапазоне энергий от 150 кэВ до 2 МэВ.

Для регистрации фотонного излучения с энергией выше 60 кэВ наиболее широко используются счетчики типа СБМ-20 для мощностей доз до 2 мЗв/ч и типа СИ-34Г и СИ-41Г для больших мощностей доз. Например, в приборах гражданской обороны типа ДП-5А,Б, В используется один счетчик СБМ-20 и один – СИ-41Г для разных диапазонов мощностей доз. Для увеличения чувствитель-ности приборов часто применяют несколько счетчиков. Например, в широко распространенном дозиметре ДРГ-01Т используется 4 счетчика СБМ-20 и два счетчика СИ-34Г.


Газоразрядные счетчики используются как в инспекционных, так и в индивидуальных дозиметрах фотонного излучения. При этом в индивидуальных дозиметрах для выравнивания ЭЗЧ наряду с применением энергокомпенсирующих фильтров используют также электронное управление импульсами со счетчиков для получения требуемой ЭЗЧ.

В качестве примера устройства и работы дозиметра с газоразрядными счетчиками ниже рассматриваются принцип действия, устройство и характеристики наиболее распространенного в настоящее время в службах радиационной безопасности дозиметра фотонного излучения типа ДРГ-01Т. Дозиметр предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы и относится к классу носимых инспекционных приборов. Он может работать как в режиме измерения, так и в режиме поиска.

Основные характеристики дозиметра:

- диапазон энергий фотонного излучения от 50 кэВ до 3 МэВ;

- диапазон значений мощности дозы в двух режимах:

в режиме «Поиск» от 0,010 мР/ч до 9,999 мР/ч;

в режиме «Измерение» от 0,010 Р/ч до 9,999 Р/ч;

- предел допускаемой основной погрешности:

в режиме «Поиск» (15 + 0,5 Х/Х0)%;

в режиме «Измерение» (30 + 1,0 Х/Х0), Здесь Х – измеренное значение, Х0 – конечное значение поддиапазона;

- изменение чувствительности в указанном диапазоне энергий не более 25 % относительно 137Cs (662 кэВ).

Структурная схема дозиметра представлена на рис. 3. Дозиметр работает следующим образом. В газоразрядных счетчиках СБМ-20 и СИ 34Г под воздействием излучения генерируются электрические импульсы тока, поступающие на входной каскад. Входной каскад преобразует импульсы тока в импульсы напряжения. Импульсы через делитель частоты поступают на 4-х разрядный счетчик импульсов. Накопленная информация за время измерения на счетчике поступает на индикатор через дешифратор, преобразующий двоично-десятичную информацию в семисегментный позиционный код индикатора. Время измерения задается генератором опорных частот. Устройство команд вырабатывает импульсы управления основными узлами дозиметра в разных режимах работы.

Существует большое количество типов дозиметров фотонного излучения с газоразрядными счетчиками в качестве детекторов. Например, ДКС-04, ДБГ-06Т, ДКГ-03Д «Грач». Многие из них являются частями комбинированных дозиметров и дозиметров-радиометров, измеряющих как дозу фотонного и нейтронного излучений, так и плотности потока - и -частиц. Например, МКС-02, ДРБП-03, МКГ-01, причем последний прибор предназначен для измерения мощности амбиентной дозы.

Дозиметр ДКГ-03Д «Грач» является высокочувствительным дозиметром для измерения амбиентного эквивалента дозы и его мощности в диапазоне энергий от 0,05 до 3 МэВ. Диапазон мощности дозы от 0,1 мкЗв/ч до 1,0 мЗв/ч, диапазон дозы от 1 мкЗв до 100 Зв. Энергетическая зависимость чувствительности дозиметра не превышает 25 % относительно энергии 662 кэВ.

Результат измерения и его погрешность непрерывно индицируются с момента начала измерений и постоянно уточняются. Прибор издает звуковые сигналы, частота которых пропорциональна мощности дозы. Масса прибора не более 200 г, он внесен в Государственный реестр.

3.4 Сцинтилляционные дозиметры Принцип действия сцинтилляционных дозиметров основан на регистрации вспышек света, образующихся при взаимодействии ИИ с веществом сцинтиллятора. В дозиметрах этого типа используются блоки детектирования на основе органических и неорганических сцинтилляторов. Использование сцинтилляторов для регистрации фотонного излучения обусловлено их более высокой эффективностью регистрации и меньшим разрешающим временем в сравнении, например, с газоразрядными счетчиками.

Неорганические сцинтилляторы имеют преимущество перед органическими из-за более высокого светового выхода (отношения числа фотонов к поглощенной энергии) и относительного постоянства сцинтилляционной (конверсионной) эффективности (части поглощенной энергии, преобразованной в энергию световой вспышки). Постоянство конверсионной эффективности означает наличие простой пропорциональности между энергией, поглощенной в сцинтилляторе, и выходом фотоэлектронов. Наиболее распространенным и лучшим неорганическим сцинтиллятором для регистрации фотонного излучения является йодистый натрий, активированный таллием — NaJ(Tl). Он имеет высокую сцинтилляционную эффективность регистрации фотонов и малое время высвечивания, из него можно выращивать прозрачные кристаллы больших размеров.

Однако этот сцинтиллятор имеет большой эффективный атомный номер (около 50), что приводит к значительной ЭЗЧ дозиметров на его основе, особенно в области малых и средних энергий фотонов (десятки и сотни кэВ). Другим недостатком этого сцинтиллятора является его гигроскопичность, что требует применения герметичного корпуса с прозрачными окнами.

Органические сцинтилляторы имеют меньший эффективный атомный номер (около 6), что делает их более воздухоэквивалентными и уменьшает, таким образом, ЭЗЧ. Кроме того, органические сцинтилляторы обладают гораздо меньшим временем высвечивания, чем неорганические. Наилучшими параметрами среди органических сцинтилляторов обладают антрацен и стильбен. Широкое применение находят также сцинтилляторы на основе полимеров.

Возможность использования сцинтилляционных детекторов в дозиметрии зависит не только от типа сцинтиллятора, но и от режима работы дозиметра: токового или счетчикового.

Эти факторы в основном и влияют на ЭЗЧ дозиметра.

При работе в токовом режиме органические сцинтилляторы используются в дозиметрах при энергии выше 150 кэВ. При меньшей энергии фотонов изменение чувствительности может достигать десятков процентов. Это обусловлено, в основном, ослаблением излучения в сцинтилляторе, изменением конверсионной эффективности и неполной воздухоэквивалент-ностью сцинтиллятора. Неорганические сцинтилляторы могут применяться в дозиметрах при энергиях выше 250 кэВ.

Наиболее удачным способом компенсации ЭЗЧ является использование комбинированного сцинтиллятора, в котором органический кристалл покрыт тонким слоем тяжелого неорганического сцинтиллятора. В таком сцинтилляторе при снижении энергии фотонов все большую долю в общем световыходе будет иметь добавка из неорганического сцинтиллятора. Это позволяет компенсировать ЭЗЧ органического сцинтиллятора и обеспечить постоянство ЭЗЧ до энергии в несколько десятков кэВ.

Максимальная мощность экспозиционной дозы, которую можно измерить с помощью сцинтилляционного дозиметра в токовом режиме, ограничена анодным током фотоэлектронного умножителя (не более 10-6 А). При объеме сцинтиллятора 1 см3 эта величина составляет (2-3) 10- Р/с. Минимальное значение мощности экспозиционной дозы, которую можно измерить с помощью сцинтилляционного дозиметра такого же размера, составляет около 3 10-8 Р/с.

При работе сцинтилляционного дозиметра в счетчиковом режиме его ЭЗЧ значительна в любом диапазоне энергий и не имеет горизонтального участка. С ростом же энергии ЭЗЧ существенно уменьшается. Это ограничивает область применения приборов в качестве дозиметра в таком режиме. Обычно их используют для относительных измерений излучения с постоянным спектральным составом, в котором они проградуированы. Типичным примером такого прибора является семейство приборов типа СРП (СРП-68, 88, 97), в котором в качестве детектора используется NaJ(Tl). Эти приборы применяются для поиска р/а руд по их гамма-излучению и обнаружению зон радиоактивного загрязнения, так как прибор имеет довольно высокую чувствительность.

Достоинствами сцинтилляционных дозиметров является их более высокая чувствительность (в несколько раз), чем у дозиметров с газоразрядными счетчиками.

В настоящее время используется и выпускается довольно широкий круг приборов со сцинтилляционными датчиками, работающими в токовом режиме, когда с помощью усилителя постоянного тока и стрелочного прибора измеряется средний ток датчика. Примерами дозиметров такого типа являются приборы типа 1232 («Кура») и ДРГЗ-01,02,03, 04 с воздухоэквивалентными сцинтилляторами на основе сцинтиллирующих пластмасс (полистирола) с различными активаторами. В дозиметрах такого типа используется воздухоэквивалентный сцинтиллятор на основе суспензии сернистого цинка, активированного серебром, в сцинтиллирующей пластмассе на основе полистирола. Весовая доля сернистого цинка в сцинтилляторе такова, что эффективный атомный номер сцинтиллятора равен эффективному атомному номеру воздуха. Поэтому ЭЗЧ дозиметра в диапазоне энергий фотонов (30 — 1250) кэВ практически не изменяется. Дозиметры такого типа используются для измерения мощности экспозицион-ной (ДРГ3-01,02, 03) и поглощенной (ДРГ3-04) доз в диапазоне энергий от (15-20) кэВ до нескольких МэВ (ДРГ3-04 до 30 МэВ). ЭЗЧ в этом диапазоне энергий изменяется не более чем на 25%.

Среди современных дозиметров можно отметить дозиметр-радиометр ДКС-96 носимый прибор с пультом измерения и 9 типа-ми БД, предназначенный для измерения Н (10) амбиентной дозы нейтронного и фотонного излучений и их мощности, плотности потока альфа- и бета- частиц. Для измерения дозы фотонного излучения в диапазоне энергий от 15 кэВ до 10 МэВ в приборе ДКС-96Г используется сцинтилляционный пластмассовый детектор из полистирола.

Сцинтилляции преобразуются в постоянный ток ФЭУ, работающего в токовом режиме. С помощью аналого-цифрового преобразователя ток ФЭУ преобразуется в импульсы напряжения, частота следования которых пропорциональна току. ЭЗЧ по отношению к энергии 662 кэВ зависит от диапазона энергий и составляет:

- в диапазоне от 25 кэВ до 1250 кэВ - (+20 … -30) %;

- в диапазоне от 1,25 до 10 МэВ не превышает 15%;

- в диапазоне от 15 до 25 кэВ не менее 45%.

Примером сцинтилляционного дозиметра для измерения дозовых нагрузок на хрусталик и кожу является дозиметр рентгеновского излучения ДКР-1103А, измеряющий мощность направленного эквивалента дозы Н (0,07) в диапазоне мощностей доз (0,05-100) мкЗв/ч и в диапазоне энергий (5-169) кэВ. Детектором является сцинтиллятор NaJ(Tl) с бериллиевым окном.

Прибор применяется для контроля излучения видеомониторов, СВЧ-установок, телевизионных приемников и контроля загрязненности радионуклидами 55Fе, 239Pu, 241Am и др.

3.5 Полупроводниковые дозиметры Полупроводниковый детектор представляет собой ионизационную камеру, чувствительный объем которой является твердым телом. В основе работы такого детектора лежит ионизация твердого тела, которая приводит к появлению в полупроводнике зарядов, что приводит к изменению его проводимости. Твердые тела обладают существенными преимуществами перед газами, т.к. они позволяют сделать детекторы меньших размеров более чувствительными, чем газонаполненные ионизационные детекторы. Из-за более высокой плотности их вещества (в раз) и меньшей энергии образования пары носителей (около 3 эВ вместо 34 эВ для воздуха) поглощенная энергия в единице объема полупроводникового детектора примерно в 104 раза больше, чем в газовом детекторе. Это и определяет основное преимущество полупроводниковых детекторов – высокую чувствительность при малых размерах.

Другим преимуществом таких детекторов является более высокое разрешение при работе в импульсном режиме, обусловленное большей подвижностью носителей зарядов и, соответственно, меньшим временем их собирания на электроды. Это также обеспечивает, при прочих равных условиях, больший ионизационный ток.

Полупроводниковые детекторы можно разделить на группы, аналогичные разделению газонаполненных детекторов на ионизационные камеры и счетчики:

ППД p-n и p-i-n типов работают как ионизационная камера. В приборах с такими детекторами собирается заряд без всякого внутреннего усиления;

германиевые и кремневые диоды работают с внутренним усилением подобно пропорциональному счетчику, однако у них отсутствует плато и они используются для измерения больших доз (более 100 Р/ч);

кремневые диоды, работающие в области электрического пробоя (являются аналогом гейгеровского счетчика).

Кроме отмеченных выше достоинств у ППД есть и ряд недостатков: относительно малая площадь чувствительной поверхности и объема перехода, небольшой выходной сигнал и довольно низкое отношение сигнал/шум, изменение характеристик при больших дозах. Кроме того, они очень чувствительны к изменению температуры, имеют большой темновой ток и обладают инерцией для установления стабильного тока.

Энергетическая зависимость чувствительности дозиметров с ППД зависит от типа применяемых детекторов и в некоторых случаях может достигать значительных величин.

Например, для детекторов из кристалла CdS при энергиях ниже 100 кэВ чувствительность может быть выше чувствительности при энергии 1,25 МэВ до 100 раз. Для уменьшения ЭЗЧ с полупроводниковыми детекторами используют фильтры из материалов с высоким атомным номером. В связи с отмеченными выше недостатками широкого применения дозиметры фотонов с ППД не нашли.

В качестве примера дозиметра с полупроводниковым детектором можно привести дозиметр рентгеновского излучения ДКР-04, предназначенный для измерения индивидуального эквивалента дозы и его мощности в диапазоне энергий от 15 до 150 кэВ. В этом дозиметре используется кремниевый детектор с компенсирующим фильтром для выравнивания ЭЗЧ при малых энергиях.

3.6 Индивидуальные дозиметры фотонного излучения В индивидуальной дозиметрии фотонного излучения используются дозиметры, основанные на различных методах регистрации излучения: ионизационные, фотографические, термолюминесцентные и др. По способу представления информации индивидуальные дозиметры (ИД), как сказано выше, подразделяются на прямопоказывающие и «слепые». Однако, независимо от используемого метода регистрации и способа представления информации, в современных нормативных документах по методическому обеспечению радиационного контроля приводятся технические требования к средствам измерения. Ниже в качестве примера приводятся технические требования к индивидуальным дозиметрам. При этом следует отметить, что эти требования относятся к индивидуальным дозиметрам любых видов излучения.

3.6.1 Технические требования к индивидуальным дозиметрам 1. Физическая схема регистрации Конструкция дозиметра для ИДК внешнего излучения должна удовлетворять общей физической схеме определения Нр(d), рассмотренной выше. Основными частями индивидуального дозиметра является поглотитель из тканеэквивалентного материала толщиной dп (в мм при плотности 1 г/см2), располагаемый над детектором, и детектор с толщиной dд (в мм при плотности 1 г/см2). Соотношения между параметрами конструкции ИД и определяемыми величинами приведены в таблице 1.

Таблица 1. Требования к конструкции индивидуального дозиметра Определя- Вид излучения Параметры конструкции ИД емая величина Толщина Толщина детектора, поглотителя, dп, мм dд, мм Нр(10) Фотоны, нейтроны 10 Нр(0,07) Фотоны, нейтроны, 0,05 0, электроны Нр(3) Фотоны, электроны 3 0,5 0, Фотоны Dр(10) 10 К(0) Нейтроны 1 2. Диапазон измерений.

Диапазон измерений дозиметров для ИДК устанавливается в зависимости от измеряемых величин и видов контроля. Ниже рассмотрены критерии для установления диапазона измерений для текущего контроля и значения диапазона в зависимости от измеряемых величин.

Для Нр(10) верхний предел составляет 500 мЗв исходя из того, что в соответствии с НРБ- индивидуальная доза за последовательные 5 лет не должна превышать 100 мЗв, а при планируемом повышенном облучении 200 мЗв в год. Нижняя граница диапазона составляет 0, мЗв. Эта величина должна быть на уровне 1/10 от предела дозы за год (20 мЗв) при месячном периоде контроля.

Для Нр(0,07) при текущем контроле кожи, кистей и стоп регламентируется годовая доза облучения, поэтому нижняя граница диапазона устанавливается равной 0,5 уровня регистрации ( мЗв), т.е. уровня, выше которого доза должна быть определена. Она составляет величину 2 мЗв.

Верхний предел диапазона составляет 5000 мЗв.

3. Погрешности средств измерений При определении погрешности индивидуальных дозиметров необходимо исходить из значений допустимых относительных неопределенностей величины Нр(10), которые представлены в таблице 2.

Таблица 2. Допустимые неопределенности доз при проведении ИДК Излучение Условия определения доз Фотоны Нейтроны Электроны На уровне основных +50 % +100 % +100 % пределов дозы - 30 % - 50 % - 50 % На уровне 1/5 основных +100 % +170 % +170 % пределов дозы - 50 % - 60 % - 60 % На уровне предела + 180 % +270 % +270 % регистрации дозы - 65 % - 70 % -70 % Для конкретных дозиметров погрешность должна указываться в технической документации на него.

4. Конструкция дозиметров Дозиметр для контроля Нр(10) фотонного излучения при отсутствии бета-излучения должен иметь фильтр, достаточный для поглощения вторичных электронов, чтобы обеспечить электронное равновесие в месте расположения детектора.

Размер корпуса ИД и кассет не должен превышать 15 см в длину, 8 см в ширину и 3 см в толщину. Объем не должен превышать 250 см3, а масса 200 г.

Корпуса дозиметров должны быть гладкими, жесткими, противоударными, пыле- и влагозащитными. На корпусе должно быть устройство для крепления ИД к одежде, а снаружи легко различимая нумерация или код номера.

3.6.2 Прямопоказывающие индивидуальные дозиметры В прямопоказывающих индивидуальных дозиметрах используются ионизационные камеры, газоразрядные счетчики, полупроводниковые и сцинтилляционные детекторы. В некоторых дозиметрах используется последующая электронная обработка поступающих с детекторов сигналов. Результаты измерения дозы или мощности дозы представляются, как правило, на показывающее цифровое, аналоговое или цифро-аналоговое табло в реальном времени.

Диапазон измерения для приборов текущего контроля составляет от 1мкЗв до 1,0 Зв и от 0,1 мГр до 10 Гр для аварийного контроля. Дозиметры такого типа могут также подавать световой или звуковой сигнал о превышении заданных значений дозы или мощности дозы.

Примером широко применяемого современного прямопо-казывающего индивидуального дозиметра такого типа является ДКГ-АТ2503. Он представляет собой носимый на теле микропро цессорный прибор для измерения индивидуального эквивалента дозы Нр(10) и его мощности.

Принцип действия прибора основан на измерении частоты импульсов с детектора гейгеровского счетчика с энергоко-мпенсирующим фильтром. Преобразование частоты импульсов в значение дозы происходит автоматически. Управление режимами работы, выполнение вычислений, хранение и индикация результатов измерения дозы и самодиагностика прибора осуществляется микропроцессорным устройством. В комплект поставки дозиметра входит устройство считывания для передачи информации в ПК по стандартному интерфейсу.

Дозиметр работает в следующих режимах:

- индикация измеренной дозы и мощности дозы;

- обнуление (сброс) накопленной дозы;

- выбор порога сигнализации по дозе и ее мощности;

- обмен информацией с ПК.

Основные характеристики дозиметра:

- диапазон измерений от 0,10 мкЗв/ч до 0,5 Зв/ч;

- диапазон энергий от 0,05 до 1,5 МэВ;

- предел допускаемой основной погрешности 15%;

- ЭЗЧ составляет 30% относительно 662 кэВ (137Cs);

- запись не менее 800 результатов измерений.

График ЭЗЧ дозиметра представлен на рис. 3.3. как отношение показаний дозиметра при энергии Е к показаниям при энергии 0,662 МэВ.

Анизотропия чувствительности дозиметра (зависимость чувствительности от угла падения на него излучения) представлена на рис. 3.4. в вертикальном (а) и горизонтальном (б) направлениях.



Pages:   || 2 | 3 | 4 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.