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:     | 1 | 2 || 4 |

«Глава 1. Радиационная безопасность и радиационный контроль 1.1. Радиационная безопасность, ее цели и задачи, мероприятия по обеспечению Новая научно-практическая дисциплина – радиационная ...»

-- [ Страница 3 ] --

Для измерения объемной активности фильтров могут использоваться различные методы и детекторы регистрации альфа- и бета-частиц. При этом необходимо учитывать особенности регистрации таких частиц.

Альфа-частица представляет собой ядро атома гелия и состоит их двух протонов и двух нейтронов, связанных между собой. Как правило, энергия испускаемых радиоактивными ядрами альфа-частиц лежит в диапазоне от 4 до 9 МэВ. Альфа-частицы теряют свою энергию при взаимодействии с веществом путем электромагнитного взаимодействия с электронами атомов вещества, в результате чего происходит ионизация и возбуждение атомов вещества. Вследствие больших удельных потерь энергии пробег альфа-частиц в веществе очень мал. Так, в воздухе он составляет для частиц с энергией несколько МэВ от 3 до 10 см, в биологической ткани десятки микрон.

Из-за малого пробега альфа-частиц детектор должен иметь тонкое входное окно, а измеряемая проба должна быть тонкой и либо непосредственно вводиться в чувствительный объем детектора, либо располагаться рядом с ним.

В радиометрах альфа- активных аэрозолей наибольшее применение нашли следующие детекторы.

Газовые ионизационные детекторы, в том числе проточные пропорциональные счетчики.

После помещения внутрь таких счетчиков измеряемых проб в их рабочий объем непрерывно подается газ, в результате чего в счетчике постоянно находится газовая смесь, необходимая для его работы. Путем подбора напряжения в проточных счетчиках можно практически избавиться от фона, обусловленного фотонным и бета- излучением. Поэтому проточные счетчики могут использоваться при измерении очень малых активностей. Кроме пропорциональных счетчиков в радиометрах альфа- активных аэрозолей находят применение импульсные ионизационные камеры.

Из сцинтилляционных детекторов наибольшее распрост-ранение получил сернистый цинк, активированный серебром ZnS(Ag). Этот детектор часто применяют в виде порошка, толщина слоя которого не должна превышать пробега регистрируемых альфа-частиц (до 10 мг/см для частиц с энергией около 5 МэВ). В некоторых случаях детектор наносится непосредственно на торец фотоумножителя. Достоинствами ZnS(Ag) в сравнении с газовыми ионизационными детекторами является довольно низкий фон. Преимуществом тонких сцинтилляторов CsJ(Tl) является высокое энергетическое разрешение. Такие сцинтилляторы выпускаются в виде пластин толщиной до 0,3 мм, наклеенных на стеклянную подложку.

В радиометрах альфа-частиц используются и полупроводнико-вые кремниевые детекторы (ППД). Их преимуществами по сравнению с газовыми детекторами являются более простая конструкция, лучшее быстродействие и низкий собственный фон. Полупроводниковые детекторы, применяемые в радиометрах, должны иметь как можно более тонкое входное окно и высокое энергетическое разрешение. Высокое разрешение необходимо для возможности выделения в спектре линий альфа-частиц, обусловленных различными измеряемыми радионуклидами.

В радиометрах используются как детекторы, измеряющие полное число частиц (счетный метод), так и спектрометрические детекторы (сцинтилляционные и ППД), которые позволяют определять число альфа-частиц с данной энергией, то есть определять активность, обусловленную различными изотопами.

Особенности регистрации и детекторы бета- излучения рассмотрены в разделе о радиометрах газов.

5.3 Радиометры радона Радиометрия радона включает в себя определение объемной активности радона и торона как альфа- активных инертных газов и определение эквивалентной равновесной объемной активности их дочерних продуктов распада, которые находятся в воздухе в виде свободных атомов (ионов) или в виде аэрозолей, являющихся источниками альфа-, бета- и фотонного излучения.

5.3.1 Альфа- активные газы и аэрозоли и их основные источники Одной из основных задач радиометрии радона является контроль объемной активности альфа-активных газов (эманаций) и аэрозолей. Эманации это газообразные радиоактивные продукты распада естественных изотопов радия. Альфа- активные газы радон и торон, а также аэрозоли, образованные дочерними продуктами распада радона (ДПР) и торона (ДПТ), являются важнейшими составляющими природного радиационного фона, воздействующего на человека.

Земная кора содержит альфа-бета-активные уран-238 (238U) и торий-232 (232Th), которые являются родоначальниками радио-активных семейств радионуклидов рядов урана и ряда тория. Продуктом распада 238U является альфа-активный 226Ra с периодом полураспада года, из которого в результате распада образуется инертный газ радон-222 (222Rn). Радон- распадается с периодом 3,82 суток, испуская альфа-частицу с энергией 5,49 МэВ и образуя ряд дочерних продуктов распада радона (ДПР), основными из которых являются RaA (218Po), RaB (214Pb) и RaC (214Bi). Дочерние продукты распада отличаются от радона химической природой, массой, меньшим периодом полураспада и наличием электрического заряда. Если радон является инертным газом, то ДПР имеют положительный заряд и могут притягиваться и прилипать к пылинкам в воздухе, образуя радиоактивные аэрозоли. Полоний-218 распадается с периодом 3,04 мин, испуская альфа-частицу с энергией 6 МэВ. Другие члены этой цепочки (ДПР) также распадаются с испусканием альфа- и бета-частиц и фотонного излучения. Период полураспада свинца-214 составляет 26,8 мин, висмута-214 19,7 мин.

Конечным продуктом уранового ряда является стабильный свинец-206 (206Pb).

Торий-232 является родоначальником цепочки ториевого ряда. Наибольший интерес из него представляет Радий-224,, распадающийся с периодом полураспада 3,64 суток с образованием торона (радон-220). Торон распадается с периодом 54,5 с, испуская альфа-частицу с энергией 5,6 МэВ и образуя дальнейшую цепочку альфа- распада с наиболее известными изотопами, образующими радиоактивные аэрозоли: ThA (216Ро), ThB (212Рb), ThC (212Bi) — так называемые дочерние продукты торона (ДПТ). Конечным продук-том в ториевом ряду является стабильный свинец-208 (208Pb).

Радий-223 распадается с образованием актиона-219 (AcX), который распадается с периодом 3,92 с.

Эманации и продукты их распада поступают в атмосферу из почвы, горных пород, вод подземных источников и распростра-няются в атмосфере c воздушными течениями и путем диффузии. С высотой концентрация эманации уменьшается из-за распада. Причем, концентрация радона намного выше (в 10-20 раз), чем концентрация торона и актиона, поэтому радиационную опасность в большинстве случаев представляет именно радон и продукты его распада, наиболее опасными из которых являются альфа-частицы с энергией от 5 до 6 МэВ. В связи с этим в дальнейшем в основном рассматриваются именно вопросы измерения радона и ДПР и лишь в некоторых случаях торона и ДПТ.

Основная опасность радона и ДПР (аэрозолей) связана с воздействием испускаемых ими альфа-частиц на верхние дыхательные пути и легкие человека при вдыхании содержащего их воздуха. Это приводит к увеличению заболеваний раком легких, неблагоприятных генетических эффектов и к патологическим нарушениям системы кроветворения. До 50 % дозы облучения населения от природных источников обусловлено радоном и ДПР, при этом они являются причиной до 25 % общего количества рака легких.

Впервые связь частоты заболеваний раком легких с концентрацией радона была выявлена в 50-х годах прошлого века у шахтеров. После того, как были обнаружены высокие концентрации радона и в жилых домах, было осознано, что радон представляет опасность не только для шахтеров. В 1977 г. научным комитетом по воздействию атомной радиации ООН радон был определен как основной источник радиационной опасности для населения. В 1994 г. в РФ была принята Федеральная целевая программа снижения уровня облучения персонала и населения от природных источников ионизирующего излучения (программа «Радон»). Проблема радона была признана в 1996 г. приоритетной среди Радиологических программ. В связи с этим в последнее десятилетие проводятся интенсивные работы по разработке методов и средств измерений для радиационного контроля радона, торона и их дочерних продуктов, по нормированию уровней содержания радона и торона в жилых и производственных помещениях и по обследованию на радоновую опасность земельных участков, отводимых под строительство зданий.

Основными источниками радона в жилых помещениях являются стройматериалы и грунт под зданием (60 %), наружный воздух (10 %), вода (4 %) и природный газ (3 %). Например, при работе горячего душа концентрация радона в помещении увеличивается в 19 раз и остается на высоком уровне более часа после выключения душа. Так как радон тяжелее воздуха, он в основном скапливается в подвальных помещениях, где концентрация его существенно выше, чем на других этажах. В жилых домах основным источником радона является почва под зданием, из которой происходит эксхаляция (выдыхание) радона.

5.3.2 Величины для нормирования радоновой опасности Изотопы радона (радон и торон) и их короткоживущие дочерние продукты (ДПР и ДПТ) создают значимые дозы облучения персонала и населения за счет внутреннего облучения. Однако дозиметрические модели облучения органов дыхания персонала ДПР обладают большой неопределенностью, поэтому для персонала дозиметрия радона и ДПР сводится к его радиометрии (определению объемной активности) с последующим переходом к эффективной дозе путем расчета через установленные коэффициенты. Таким образом, нормируемой величиной для облучения персонала за счет ДПР и ДПТ является эффективная доза. Однако контроль радиационной опасности ДПР и ДПТ осуществляется с помощью операционных величин, которые рассматриваются ниже.

Основные величины для оценки и нормирования радиационной опасности радона:

- объемная активность радона отношение активности радона, находящегося в данном объеме, к объему, ОАRn, Бк/м3;

- эквивалентная объемная активность радона объемная актив-ность радона (торона) в равновесии с его дочерними продуктами, которой соответствует такой же уровень скрытой энергии, что и у существующей неравновесной смеси, ЭРОАRn, Бк/3м;

- плотность потока радона активность радона, проходящего через единицу поверхности в единицу времени, ППР, Бк/(м2 с);

- скрытая энергия ДПР энергия альфа-частиц, которая выделяется при полном распаде всех короткоживущих ДПР в единице объема аэрозоля, Е, МэВ/м3 (Дж/м3).

В радиоактивном равновесии между радоном и ДПР объемные активности ДПР равны между собой. Так, в замкнутом сосуде равновесие наступает через 3 часа. В таком случае поглощенная доза от радона составляет около 0,01 суммарной дозы радона и ДПР. При этом дозы от RaA, RaB и RaC находятся в соотношении 0,10:0,52:0,38, представляющем относительные вклады этих ДПР в общую поглощенную дозу в органах дыхания.

В реальных условиях в воздухе помещений ДПР, как правило, не находятся в равновесии.

Обычно равновесие сдвигается в сторону преобладания атомов RaA, что обусловлено различной продолжительностью жизни ДПР, проветриванием помещений, осаждением аэрозолей и т.д. При этом объемная активность радона уже не полностью характеризует радиационную опасность, так как скрытая энергия ДПР зависит от сдвига равновесия и уменьшается с увеличением сдвига.

Поэтому радиационную опасность неравновесной смеси радона и ДПР характеризуют такой равновесной смесью, для которой скрытая энергия ДПР эквивалентна скрытой энергии данной неравновесной смеси. То есть, эти смеси будут эквивалентны по дозам, создаваемым ими в органах дыхания.

В соответствии с НРБ-99 в зданиях и сооружениях контролируемой величиной является среднегодовая эквивалент-ная равновесная объемная активность (ЭРОА) изотопов радона (222Rn радона и 220Rn торона) Cэкв в Бк/м3, представляющей собой объемную активность радона условной смеси, короткоживущие дочерние продукты распада которого находятся в равновесии:

C экв ЭРОА Rn 4,6 ЭРОА Tn, где ЭРОАRn = 0,104 (ОА)RaA + 0,514 (OA)RaB + 0,382 (OA)RaC;

ЭРОФTn = 0,913 (ОА)ThB +0,087 (ОА)ThC;

(ОА)i объемные активности дочерних изотопов радона.

Объемные активности радона-222 и радона-220 (торона) связаны со значениями ЭРОА соотношениями:

ЭРОАRn = ОАRn FRn, ЭРОАTn = ОАTn FTn, где FRn,Tn коэффициенты радиоактивного равновесия между радоном и его дочерними продуктами распада (ДПР) и тороном и его дочерними продуктами распада (ДПТ) в воздухе соответственно. Смысл коэффициента равновесия состоит в том, что он представляет собой отношение фактической скрытой энергии Е к значению скрытой энергии, которая была бы при радиоактивном равновесии радона и ДПР.

Так как непосредственное измерение среднегодовой ЭРОА, которая определяет эффективную дозу облучения и по которой проводится нормирование облучения, является довольно сложной задачей, то допускается проводить оценку ЭРОА по результатам объемной активности радона -222 (радона) или радона -220 (торона). В связи с этим и вводится коэффициент равновесия.

Коэффициент равновесия для радона-222 FRn имеет суточные, сезонные, погодные и другие вариации (например, в зависимости от типа здания, проветривания и т.п.) и изменяется в пределах 0,1 0,9. При отсутствии экспериментальных данных о значении этого коэффициента рекомендуется применять его значение, равное 0,4.

Для радона-220 коэффициент равновесия (FTn) варьируется в более широких пределах от 0,01 до 0,10. Однако так как вклад объемной активности дочерних продуктов торона (ДПТ) в среднегодовую ЭРОА изотопов радона не превышает 10 %, то их точная оценка не требуется.

Содержание радона в воздухе нормируется по величине среднегодовой ЭРОА, которая не должна превышать для эксплуатируемых помещений 200 Бк/3м3, а для проектируемых — Бк/3м.

Другой нормируемой величиной, которая является критерием радоновой опасности территорий, является плотность потока радона (ППР) с поверхности грунта, которая представляет собой активность радона, проходящего через единицу поверхности в единицу времени и имеет единицу измерения Бк/(м2 с). В ОСПОРБ-99 указывается, что для строительства зданий производственного назначения ППР не должна превышать 250 мБк/(м2 с), а для жилых домов и зданий социально-бытового назначения не более 80 мБк/(м2 с). При превышении ППР должна быть предусмотрена система защиты от радона (монолитная бетонная подушка, улучшенная изоляция перекрытий подвала и т.п.).

5.3.3 Методы и средства радиометрии радона Для измерения ОА и ЭРОА радона в воздухе зданий и сооружений используется несколько методов, которые условно можно разделить на методы интегральных измерений и мгновенных измерений этих величин. Интегральные измерения характеризуются временем измерений до нескольких суток и даже месяцев, а мгновенные минутами и часами. Кроме того, различают квазиинтегральные методы измерений и непрерывные измерения с помощью радоновых мониторов. Указанные методы различаются не только временем измерения, но и применяемыми средствами и способами проведения измерений.

Интегральные измерения ОА радона в воздухе проводятся следующими основными методами:

отбором проб воздуха и их анализом с помощью ионизационных или сцинтилляционных детекторов по альфа- и бета-излучению, возникающему при распаде радона;

пассивной сорбцией радона на активированном угле с последующем измерением этой пробы на гамма-спектрометре по гамма-излучению радона с энергией 180 и 510 кэВ;

прямым измерением концентрации радона без прокачки воздуха радоновыми радиометрами с полупроводниковыми или сцинтилляционными детекторами;

использованием пассивных твердотельных детекторов, в основном, трековых, в пробоотборных камерах, исключающих попадание в них ДПР и торона.

Интегральные измерения ЭРОА (или объемной активности ДПР) проводятся с помощью приборов, через фильтры которых в течение заданного интервала времени прокачивается воздух, а осажденные на фильтре аэрозоли анализируются по их альфа- и бета-излучению на полупроводниковых или сцинтилляционных детекторах.

Для интегральных измерений ОА радона чаще всего используются пассивные пробоотборные камеры с трековыми детек-торами, которые позволяют проводить измерения за период от 10 суток до одного года. В качестве трековых детекторов используется нитроцеллюлозные пленки LR-115 или CR-39. Эти приборы просты, дешевы, документальны, позволяют обследовать сразу несколько помещений (в зависимости от количества камер). Среди таких приборов можно отметить трековый комплекс «ТРЕК-РЭИ-1» для измерения интегральной объемной активности радона в воздухе помещений. Базовый комплект аппаратуры, размещенный в чемодане-кейсе, включает набор из 100 трековых радоновых пробоотборных камер, полуавтоматический искровой счетчик треков, программный продукт для обработки и хранения результатов измерений. Диапазон измерений (200 8000) Бк/3м с погрешностью не более 40 %. Максимальная длительность экспонирования составляет 180 суток.

Квазиинтегральные средства измерения ОА радона исполь-зуются для измерений в течение от 2 до 7 суток. В них применяются угольные адсорбционные камеры и спектрометр гамма-излучения. После экспонирования угольные детекторы измеряются на гамма- спектрометре с кристаллом NaJ(Tl) колодезного типа и по результа-там измерений определяется интегральная активность радона в воздухе.

Другим методом квазиинтегральных измерений ОА радона является электростатическое осаждение ДПР (Ро-218) на поверхность полупроводникового детектора.

Инспекционные измерения ОА и ЭРОА радона в воздухе проводятся с помощью приборов, которые определяют мгновенные значения этих величин.

Мгновенные измерения ЭРОА радона в воздухе (или ОА аэрозолей ДПР и ДПТ) проводят с помощью приборов, в которых реализуется аспирационный метод измерений накопление радионуклидов аэрозолей на фильтрующих материалах. Наиболее распространенными являются волокнистые фильтры типа АФА. После осаждения на фильтре на полупроводниковом детекторе определяется либо суммарная активность альфа-частиц, либо проводится их спектрометрический анализ с целью выделения альфа-частиц с данной энергией.

Измерения мгновенных значений ЭРОА позволяет лишь приближенно судить о радоновой опасности, так как они характеризуют лишь мгновенное состояние атмосферы. Однако именно эти средства позволяют определить ЭРОА торона и правильно оценить длительность экспонирования интегральных средств измерений. Эти приборы также могут использоваться для оценки коэффициентов равновесия в реальных условиях.

Примерами приборов такого типа являются радоновый монитор «RAMON-01» и радиометр аэрозолей РАА-10. При этом радиометр аэрозолей РАА-10 является наиболее удобным современным радиометром, непосредственно измеряющим нормируемую величину ЭРОА. Диапазон измерений этого прибора составляет (10 2 104) Бк/3м. Погрешность измерений не превышает 30 %. Время одного измерения составляет 5 минут. Дисперсная фаза аэрозолей осаждается на фильтр АФА путем прокачки воздуха через фильтр с помощью воздуходувки.

Осажденные альфа-частицы регистрируются с помощью ППД раздельно в трех диапазонах, соответствующим энергиям альфа-частиц RaA, RaC и ThC.

Инспекционные измерения объемной активности радона проводятся с помощью радиометров радона, в которых осуществляется либо электростатическое осаждение ДПР радона (218Ро) на поверхность ППД, либо активная сорбция на активированном угле. При этом в последнем случае измерения разбиваются на два этапа: отбор пробы и ее измерение.

Примером радиометра ОА радона, в котором используется электростатическое осаждение RaA (218Ро) на поверхность ППД, является прибор РРА-01М. Это наиболее массовый отечественный радиометр радона, позволяющий измерять ОА радона в воздухе, воде и надпочвенном воздухе. Диапазон его измерений от 20 до 2 104 Бк/3м, погрешность измерений %.

Для автоматических непрерывных измерений ОА радона в течение длительного времени используются радоновые мониторы. Они используются для изучения источников и закономерностей поступления радона в помещения, анализа изменения объемной активности радона в зданиях разного типа и в течение длительного (до нескольких месяцев и лет) времени. В этих приборах используется пассивный или активный метод пробоотбора, а в качестве детектора применяется импульсная ионизационная камера со спектрометрической обработкой сигнала.

Примером такого прибора является радоновый монитор Alpha-GUARD mod. PQ (Германия). Диапазон измерений прибора составляет (10 2 106) Бк/3м, минимальная продолжитель-ность одного измерения составляет от 0,5 часа до 21 часов в зависимости от уровня измеряемой величины. Основная погрешность прибора также зависит от длительности измерений.

Стоимость и технические характеристики прибора не позволяют использовать его для массовых измерений, но он может использоваться в качестве эталона измерений ОА радона в воздухе.

Многофункциональным комплексом аппаратуры для мониторинга естественных радионуклидов в производственных условиях, жилищах и окружающей среде является аэрозольный модуль «Камера». В нем использован принцип «свободной архитектуры», что позволяет подключать к универсальному измерительному устройству различные блоки детектирования при одновременной работе с несколькими из них. Он позволяет измерять с погрешностью не более 30 % следующие величины:

среднюю за (1 6) суток ОА радона в воздухе;

ОА радона в пробах воздуха;

среднюю за (1 10) часов плотность потока радона (ППР) с поверхности земли и строительных конструкций;

ОА радона и радия в пробах воды;

ЭРОА дочерних продуктов радона и торона и некоторые другие величины.

Глава 6. Радиометры газов 6.1 Радиоактивные бета-газы и их источники Одним из основных источников радиоактивных газов являются ядерные реакторы, газообразные отходы которых состоят из газов осколочного происхождения (изотопов криптона Kr, 87Kr, ксенона 133Xe и 135Хе), из летучих продуктов (бром 82Br, изотопов йода 131I, 133I, 135I в паровой форме, 137Cs, 90Sr) и радиоактивного Ar, образующегося при активации воздуха тепловыми нейтронами. Продуктами распада этих изотопов является бета-излучение с максимальной энергией спектра от нескольких сотен кэВ до нескольких МэВ и гамма-излучение с энергией от нескольких десятков кэВ до нескольких МэВ.

Газообразные выбросы других атомных предприятий могут содержать также радиоактивный тритий 3Н1, который распадается с периодом 12,3 года, испуская бета-излучение со средней энергией спектра 5,69 кэВ и максимальной энергией 18,6 кэВ. Тритий хорошо растворим в воде и в форме паров воды практически полностью усваивается в организме человека, равномерно распределяясь по телу. Основными природными хранилищами трития являются реки и моря.

В газообразных выбросах содержится и радиоактивный углерод 14С с максимальной энергией спектра 158 кэВ и периодом полураспада 5568 лет, 35S и другие изотопы.

Радиоактивный тритий и углерод являются также космогенными нуклидами, то есть возникающими в результате взаимодействия первичного космического излучения с ядрами атомов атмосферы. Так, радиоактивный углерод образуется в результате реакции между замедлившимися в атмосфере нейтронами и ядрами азота. При этом углерод распадается с испусканием бета частицы, превращаясь снова в азот.

В отличии от других бета- активных газов, радиоактивные тритий и углерод являются чистыми бета-излучателями, в спектре которых отсутствует гамма-излучение.

6.2 Методы регистрации бета- активных газов Измеряемой величиной при контроле радиоактивных газов является их объемная активность активность в единице объема в Бк/3м. Измерение объемной активности газов осуществляется либо непосредственно с помощью различных детекторов бета- излучения, либо путем концентрирования на сорбенте (активированном угле или селикогелях) или растворением в жидком сцинтилляторе. В некоторых случаях для улавливания газов используют фильтры.

Например, радиоактивный йод улавливают щелочным фильтром, активность которого потом измеряют на радиометре гамма-излучения.

Кроме измерения объемной активности иногда возникает задача определения нуклидного состава смеси радиоактивных газов различными способами (по периодам полураспада, спектрометрией сопутствующего фотонного излучения, определением граничной энергии бета спектра и другими).

Особенностью бета-излучения является непрерывный энерге-тический спектр, низкая проникающая способность и сходство с вторичными частицами от фонового фотонного излучения. Это предъявляет особые требования к детекторам бета-излучения: необходима низкая эффективность регистрации фотонного излуче-ния. Для этого используется экранировка детекторов толстыми слоями материала (свинец, покрытый изнутри слоем меди или алюминия) и использование охранных детекторов, работающих на антисовпадении с рабочим детектором.

В радиометрии газов используются газонаполненные, сцинтилляционные и полупроводниковые детекторы, выбор которых зависит от решаемой задачи.

Основным параметром газонаполненных детекторов при использовании в радиометрах является энергетический порог чувствительности, определяемый толщиной входного окна или стенки счетчика чем тоньше окно, тем ниже энергетический порог регистрации. Основными типами используемых счетчиков являются:

цилиндрические стальные с толщиной стенок до 60 мг/2см ;

торцевые счетчики со слюдяным окном толщиной до 5 мг/2см проточные счетчики с окном из металлизированной органической пленки толщиной (0,05 – 0,2) мг/2см;

проточные счетчики с размещением препарата с источником в рабочем объеме счетчика.

Цилиндрические счетчики имеют высокий энергетический порог и малопригодны для излучения с энергией меньше 1 МэВ.

Торцовые счетчики можно применять для регистрации бета-частиц с энергией около кэВ. Проточные счетчики с окном и без окна имеют более низкий порог по энергии (до нескольких десятков кэВ).

При использовании газоразрядных счетчиков измерения проводятся либо путем введения газа в рабочий объем счетчика, либо погружением счетчика в исследуемый газ. В последнем случае используются тонкостенные газоразрядные счетчики, помещаемые в цилиндрическую камеру, которая наполняется радиоактивным газом.

В радиометрах применяются также ионизационные камеры, при этом регистрация осуществляется путем прокачки исследуемого газа через рабочий объем камеры или использованием камеры с воздушными стенками. Так, для контроля газов с бета-частицами низкой энергии (тритий и углерод) используются ионизационные камеры с газовой стенкой, рабочий объем которых окружен слоем воздуха с радиоактивным газом толщиной, равной максимальному пробегу бета-частиц в воздухе. Ионизационная камера состоит из двух коаксиальных цилиндров: внутренний является собирающим электродов, а внешний изготовлен в виде сетки для обмена воздуха и ограничивает измерительный объем.

В радиометрах газов находят применение и сцинтил-ляционные детекторы. Их основное преимущество в сравнении с газонаполненными – более высокая плотность материала (полное поглощение энергии электронов), легкость изготовления детекторов любой формы, большие амплитуда импульса и быстродействие.

К недостаткам можно отнести низкий коэффициент преобразования энергии в число носителей заряда и шумы ФЭУ. Путями уменьшения шумов ФЭУ являются: амплитудная дискрими-нация (но при этом снижается эффективность регистрации), охлаждение счетчика, использование двух ФЭУ, включенных на совпадения, с одним детектором. Основные требования к сцинтил-ляторам: минимальная чувствительность к фотонному излучения и минимальное рассеяние электронов.

В радиометрах применяются в основном органические сцинтилляторы, например, антрацен и стильбен, имеющие меньший Zэфф, чем неорганические, пластмассовые сцинтилляторы на основе полистирола и жидкие сцинтилляторы..

Для измерения суммарного потока -частиц разных нуклидов используются предельно тонкие сцинтилляторы. Например, сцинтиллирующие пленки толщиной до 0,15 мм.

Для определения вклада в общую активность отдельных нуклидов требуются толстые детекторы (пробежного типа) и методы амплитудного отбора импульсов с выхода детектора.

Жидкостные сцинтилляционные детекторы получили в последние годы широкое распространение. Их основное преимущество — детектирование чистых бета- излучателей низкой энергии. Принцип их работы основан на растворении соединений, меченых -активными нуклидами (3Н, 14С, 32Р), в сцинтиллирующей жидкости. Такой активный образец размещается в зазоре между катодами пары ФЭУ, включенных на совпадения. Из-за отсутствия самопоглощения такие приборы обеспечивают наибольшую эффективность регистрации при минимальном фоне.

Важная задача при этом – выбор активатора (собственно сцинтиллятора) и растворителя. В качестве активатора часто используется n-терфенил, РОРОР, в качестве растворителя – толуол и диоксан.

6.3 Радиометры бета- активных газов Одними из наиболее распространенных радиометров объемной активности газов являются радиометры газов РГБ-06 и РГБ-07, в которых в качестве детекторов используются ионизационные камеры. Одним из достоинств этого прибора является возможность измерения низкоэнергетических бета- излучателей трития и углерода. Прибор выполнен в виде универсального измерительного пульта, к которому присоединяется блок детектирования БДГБ- на основе ионизационной камеры.

Радиометр газов РГБ-06 имеет несколько модификаций, в которых используются ионизационные камеры объемом от 0,1 до 10 дм3 с диапазоном измерения от 104 до 5 1014 Бк/м3 и погрешностью (20 30) %.

Для измерения криптона-85 используется радиометр РБГ-08П, в котором контролируемый воздух прокачивается через измерительный объем, в котором находится пленочный сцинтилляционный детектор с малой сорбцией, имеющий свинцовую защиту толщиной 5 см.

Для оперативного контроля трития используется портативный радиометр трития ПРТ 1М, в котором осуществляется селективный отбор проб трития из воздуха в специальные кюветы с пленочным сцинтиллятором (из воды — в сосуды с жидким сцинтиллятором). Измерение активности проводятся двумя ФЭУ, включенными в схему совпадений. Диапазон измерений (1, — 1,5 104) Бк, погрешность измерения (5 — 20) %.

Глава 7. Радиометры жидкости и проб окружающей среды 7.1 Задача измерения активности проб жидкости и окружающей среды В связи с возрастающим применением в народном хозяйстве различных источников ионизирующих излучений радиационный мониторинг окружающей среды становится одной из важнейших задач обеспечения радиационной безопасности. Это привело к установлению в НРБ- новых значений объемной и удельной активности наиболее опасных нуклидов в воде, почве, продуктах растениеводства и животноводства. Так, допустимые удельные активности наиболее опасных бета-излучающих нуклидов уменьше-ны в 2 3 раза, а альфа- излучающих нуклидов в 40 раз.

Авария на Чернобыльской АЭС привела к тому, что существенно расширился объем контроля за радиоактивным загрязнением окружающей среды и пищевых продуктов не только в районе ЧАЭС, но и в районах, находящихся на больших расстояниях от нее.

Радиационный мониторинг природной среды важен и для районов, в которых расположены АЭС и предприятия ядерно-технологического цикла (ЯТЦ). Из этих предприятий в окружающую среду поступают подвижные радионуклиды широкого класса, которые включаются и в оборот сельскохозяйственной продукции. Так, при работе АЭС во внешнюю среду поступает большое число радиоактивных продуктов деления, в том числе и таких интенсивно мигрирующих, как 90Sr, I, 137Cs. Добыча и переработка уранового сырья сопровождается выходом таких изотопов как Рb, 210Po, 226Ra, 238U.

Распространение радионуклидов в окружающей среде, их способность мигрировать и отлагаться в пищевых продуктах приводит к необходимости контроля за их содержанием в почвах, водах, растительных кормах, в животноводческой продукции. Начальным этапом такого контроля является отбор проб и подготовка из них счетных образцов для последующего измерения удельной или объемной активности и определения ее соответствия требованиям нормативных документов.

7.2 Отбор и подготовка проб Отбор проб воды из открытых водоемов проводится из верхнего слоя на глубине (0,3 0,5) м в нескольких точках. В глубо-ких водоемах пробы берутся с разных глубин. При наличии источника загрязнения пробы берутся как выше спуска сточных вод, так и ниже. В случае забора проб из скважин необходима их предварительная прокачка. Объем пробы для определения суммар-ной альфа- и бета-активности должен составлять не менее 2 литров.

Подготовка пробы воды к измерениям состоит в ее концентрировании: выпаривании в стеклянной термостойкой посуде при температуре не выше 90 (не доводя до кипения) и последующем выпаривании уменьшившегося объема в фарфоровом тигле до получения сухого остатка. После этого сухой остаток растирают в тигле, добавляют несколько миллилитров растворителя (спирта или ацетона), помещают в кювету, выпаривают под инфракрасной лампой и измеряют на радиометре. По полученным результатам рассчитывается активность воды.

Для питьевой воды общая альфа-активность не должна превышать 0,1 Бк/л, общая бета активность 1,0 Бк/л. При превышении норм общей активности проводятся спектрометри-ческие или радиохимические исследования для идентификации радионуклидов и определения их концентрации. Если в воде возможно присутствие 3H, 14C, 131I, 210Pb, 228Ra, 232Th, то обязательно определение их удельной активности.

Пробы пищевых продуктов исследуются на содержание 90Sr и 137Cs. Порядок отбора и количество проб регламентируется нормативными документами. При выборе ассортимента необходимо учитывать основные продукты, свойственные данной местности, в которых может содержаться максимальное количество радионуклидов. Как правило, отбираются молоко, хлеб, мясо, рыба, картофель. В некоторых районах отбираются фрукты, чай, зелень.

После отбора проводится подготовка проб, которая состоит в их концентрировании: сушке, обугливании, озолении, кислотном створоживании и выпаривании. Подготовка проб для продуктов разных видов проводится по принятой для них технологии. Так, пробы молока выпаривают, полученный остаток прокаливают в тигле и образовавшуюся золу готовят для измерений. Пробы круп и других сыпучих продуктов сжигают, прокаливают в тигле и из образовавшейся золы готовят препарат для измерения.

Пробы почвы после их отбора высушивают, прокаливают до удаления органических веществ и озоляют.

Пробы растительности сушат, измельчают с помощью мельницы, озоляют в муфельной печи и после охлаждения заливают азотной кислотой.

7.3 Методики определения содержания радионуклидов в пробах Процедура определения содержания радионуклидов в жидкости и пробах окружающей среды состоит из следующих основных этапов:

отбор проб;

подготовка проб;

определение суммарной альфа- и бета- активности с помощью радиометров;

отбор проб для последующего определения радионуклидного состава на спектрометрах;

проведение при необходимости радиохимического анализа проб с целью выделения и идентификации радионуклидов и определения их активности.

Таким образом, методы контроля проб можно разделить на радиометрические, спектрометрические и радиохимические. В настоящем разделе будут рассмотрены радиометрические методы и средства измерений проб жидкости и окружающей среды.

В зависимости от толщины пробы разделяют на тонкие и толстые. Тонким считается препарат, толщина которого состав-ляет не более 0,1 слоя половинного ослабления. В таких препаратах практически не происходит самопоглощения излучения. Тонко-слойные пробы позволяют измерять более низкие уровни активности, чем при измерении натуральных продуктов.

Толстым считается препарат, дальнейшее увеличение толщины которого не приводит к увеличению выхода частиц, выходящих из нижних слоев. Так, для бета- излучения это происходит при утроенном значении слоя половинного ослабления. Для воды и продуктов питания толстой считается пробы толщиной 10 мм и более.

Методы измерения активности проб подразделяются на абсолютные и относительные.

При абсолютном методе измерений активность пробы определяется по полученному счету радиометра с учетом целого ряда поправок: на схему распада (выход частиц на один распад), самопоглощение, рассеяние в препарате, поглощение в окне или упаковке детектора, рассеяние от подложки, эффективность регистрации, разрешающее время детектора и т.п. В связи со сложностью определения многих из этих поправок абсолютный метод применяется довольно редко и обычно используется относительный метод определения активности.

При относительном методе измерения активности сравниваются показания от измеряемой пробы и от эталонного образца с известной активностью при проведении измерений в одинаковой геометрии. При использовании относительного метода сокращается число поправок, что уменьшает погрешность и упрощает процедуру измерений. Но при использовании этого метода возникает ряд требований к измеряемым пробам и эталонам вид излучения, энергия, объем, плотность, подложка пробы и эталона, активности должны быть близки.

Радиометры, на которых проводятся измерения суммарной активности, должны иметь возможность измерять приготовленные соответствующим образом пробы (по форме, размерам и агрегатному состоянию) и иметь близкие значения эффективности регистрации для всех нуклидов, которые имеются в пробе.

В качестве детекторов в радиометрах используются про-точные пропорциональные счетчики с тонкими окнами, кремниевые полупроводниковые детекторы, газоразрядные счетчики.

Из сцин-тилляционных детекторов применяются пластины-сцинтиллято-ры с большой поверхностью, что позволяет измерять низкие уровни активности. Для уменьшения фона в радиометрах используется как пассивная защита (из свинца), так и активная с использованием защитных детекторов, работающих со схемой антисовпадений.

7.4 Радиометры жидкости и проб окружающей среды Одним из наиболее широко применяемых в настоящее время радиометром удельной и объемной активности проб воды, почвы, растительности и пищевых продуктов является Универсальный комплект приборов РУБ-01П, состоящий из нескольких видов. В приборах такого типа применяются сцинтилляционные детекторы разных модификаций, в том числе детекторы на основе пластин-сцинтилляторов с большой поверхностью (до 1800 см2). Из приборов этого типа наибольшее распространение получил радиометр РУБ-01П5 с набором блоков детектирования, которые позволяют измерять суммарную объемную активность бета- и бета гамма- активных нуклидов. Прибор имеет пассивную свинцовую защиту толщиной 50 мм. Он позволяет измерять плоские тонкие, объмные жидкие и сыпучие пробы, кюветы с жидкими и твердыми пробами.

Радиометр РУБ-01П7 предназначен для контроля гамма-активности проб, обусловленных содержанием радионуклидов 134Cs и 137Cs техногенного происхождения на фоне естественного радионуклида 40К.

Для лабораторных измерений удельной активности альфа- и бета-излучающих проб предназначена установка малого фона УМФ-2000 с кремниевым полупроводниковым детектором площадью 4,5 см2. Установка имеет пассивную защиту из 30 мм свинца и активную защиту из гейгеровских счетчиков, включенных в схему антисовпадений. В ней предусмотрено одновременное измерение альфа- и бета-излучения одной плоской пробы, подготовленной с использованием радиохимических и физико-химических методов концентрирования радиоактивных нуклидов.

Другим примером низкофонового радиометра является прибор УРФ-1, предназначенный для одновременного и раздельного измерения суммарной альфа- активности и суммарной бета активности проб. В приборе используется фосфич-детектор (двухслойные сцинтилляторы разной толщины, работающие с одним ФЭУ). Возможность одновременного измерения альфа- и бета- излучения таким детектором основана на дискриминации импульсов по форме от каждого сцинтиллятора. Прибор имеет пассивную стальную защиту толщиной 30 мм. Нижний энергетический порог по бета-излучению составляет 70 кэВ, по альфа-излучению 800 кэВ. По своим характеристикам этот радиометр является перспективным современным прибором для измерения проб окружающей среды.

Глава 8. Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей 8.1 Источники поверхностной загрязненности радионуклидами Под радиоактивным загрязнением поверхности понимается наличие радиоактивных веществ, на различных открытых поверхностях: рабочих помещений, кожи, средств защиты, спецодежды и др. в количествах, превышающих их естественное содержание. Возникать такое загрязнение может при работе с открытыми ИИИ, обработке радиоактивных деталей, несанкционированных захоронениях радиоактивных материалов, их утере и хищении, радиационных авариях (например, на ЧАЭС) и т.п.

Источники радиоактивного загрязнения поверхностей могут иметь как техногенное происхождение (они перечислены выше), так и природное. Примеры последнего наличие естественных радионуклидов в строительных материалах, в песке, щебне, граните.

Опасность радиоактивного загрязнения поверхностей связана как с внешним облучением, так и с внутренним. Внешнее облучение обусловлено непосредственным воздействием альфа-, бета- и фотонного излучения с этих поверхностей. Внутренне облучение возникает при образовании радиоактивных аэрозолей и газов из материалов, загрязненных нуклидами, и при возможности попадания частиц внутрь организма с рук и кожных покровов.

Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей позволяет выявить факт переноса радиоактивных веществ из рабочих помещений и технологического оборудования за их пределы.

Задача контроля загрязнения поверхностей в рабочих помещениях и загрязнения рук, ног, одежды персонала состоит в получении информации с целью защиты персонала и планировании мероприятий по ликвидации и/или уменьшению поверхностных загрязнений.

8.2 Виды радиоактивного загрязнения поверхностей Радиоактивное загрязнение поверхностей может быть снимаемым и неснимаемым. При снимаемом загрязнении радиоактивные вещества могут переходить с поверхности в воздух помещение или на другие поверхности. При неснимаемом радионуклиды не могут переходить с загрязненных поверхностей, так как они прочно зафиксированы на них за счет механического удерживания, физико-химического взаимодействия радионуклида и материала (сорбции), химических реакций радионуклидов с молекулами материала или диффузии частиц радионуклида вглубь материала поверхностей.

Изотопный состав радионуклидов, загрязняющих поверхности, может быть очень широк и зависит от источника загрязнения. Так, опасность от радиоактивного загрязнения территорий в результате аварии на ЧАЭС обусловлена прежде всего 137Cs и 90Sr, в меньшей степени 239Pu и Am. В связи с этим загрязненные поверхности могут являться источниками альфа-, бета- и фотонного излучения.

8.3 Определение загрязненности поверхностей с помощью мазков Измерение уровней загрязненности поверхностей радионуклидами проводят прямыми методами (с помощью радиометров) и методом мазков.

Метод мазков состоит в снятии радиоактивных веществ в загрязненной поверхности с помощью различных материалов (материи, бумаги, ваты). Метод мазков применяется в случаях, когда высок фон фотонного излучения, мешающий применению радиомет-ров, или когда форма поверхности ограничивает их применение. Он используется также для определения снимаемой загрязненности.

Мазки делятся на сухие (берутся сухим материалом), влажные (материалом, смоченным в воде) и кислые (материалом, смоченным в растворе слабой азотной кислоты). Наиболее удобным является влажный мазок, сухие мазки дают большой разброс в показаниях, кислые мазки берутся лишь в крайних случаях.

Мазки характеризуются коэффициентом снятия — отношением полной активности мазка к полной активности протертой поверхности. Так, при снятии мазка сухой фильтро-вальной бумагой он равен 20 %, а марлевым тампоном, смоченным водой, 60 %.

При взятии мазка исследуемую поверхность протирают тампоном в различных направлениях. После этого тампон складывают загрязненной поверхностью внутрь, помещают в конверт или чашку Петри и отправляют для измерений.

Уровни загрязненности с помощью мазков определяют двумя способами.

Непосредственным измерением активности тампонов с помощью радиометров (они будут рассмотрены ниже) или счетных установок с блоками детектирования, проградуированными по соответствующим излучениям.

Концентрированием активности мазков путем сжигания тампонов. После полного сгорания тампона активность пепла измеряют на радиометрах или радиометрических установках и загрязненность поверхности А в част./(см2 мин) определяют по формуле:

N Nф 100, A 2KS где N и Nф скорость счета установки от образца и от фона, имп/мин.;

К коэффициент снятия мазка, %;

S площадь снятия мазка, см2;

эффективность установки, определенная по рабочему эталону (радионуклидному источнику).

Полученный результат сравнивают с допустимыми уровнями загрязнения. Так как альфа активные вещества более опасны, чем бета- активные, то допустимые уровни загрязнения ими в сотни раз меньше.

8.4 Контроль загрязненности с помощью приборов и установок Аппаратура для контроля загрязненности поверхностей, различных участков тела персонала и одежды разделяется по видам регистрируемого излучения и по типам измерений (измерения различных поверхностей, лица, рук, ног, спецодежды).

Единицей измерения поверхностной активности является Бк/см2, но допустимые уровни загрязненности до сих пор нормируются в единицах част./(см2 мин), Это связано с тем, выпускаемые ранее приборы имеют широкое распространение и проградуированы именно в таких единицах.

В приборах для контроля загрязненности наиболее часто применяются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы. Причем, в последнее время широко используются сцинтилляторы больших размеров.

Среди многообразия типов радиометров приборы для контроля поверхностной активности радионуклидов являются срав-нительно «простыми» по использованию методических решений, конструктивному исполнению и метрологическому обеспечению.

Из ранних приборов, которые широко использовались на предприятиях атомной промышленности, следует упомянуть переносной радиометр поверхностного загрязнения ТИСС, который был самым массовым прибором первого поколения. Он предназначался для контроля загрязнения поверхности рук, одежды и пр. Одним из первых приборов для контроля загрязненности являлся также универсальный радиометр РУП-1, который предназначался не только для измерения степени загрязненности поверхностей альфа- и бета- активными веществами, но и для определения мощности дозы фотонного излучения и плотности потоков тепловых и быстрых нейтронов. Более современным аналогом РУП-1 по назначению являлся универсальный носимый прибор МКС-01. Следует отметить, что эти приборы до сих пор используются в некоторых службах радиационной безопасности.

В конце 70-х годов были разработаны приборы нового поколения для контроля загрязненности поверхностей. Это различные модификации приборов типа СЗБ2 и РЗБ2.

Приборы СЗБ2- 1еМ и СЗБ2-2еМ являются сигнализаторами загрязнения поверхности рук бета- активными веществами. В них используются счетчики Гейгера-Мюллера типа СТС-5 и СИ 8Б.

Прибор РЗБ2-03 («Катран») это стационарная установка, состоящая из пяти радиометрических каналов. Она предназначена для контроля степени загрязнения поверхностей (рук, ног, одежды и пр.) бета-активными веществами в санпропускниках и радиохими-ческих лабораториях промышленных предприятий. Установка позволяет проводить измерения уровня бета- излучения с выводом информации о степени загрязнения на световое табло – «Чисто» и «Грязно». Два канала используются для контроля загрязнения рук, два – для ног и один – для контроля других поверхностей тела и одежды. Диапазон плавной регулировки порога сигнализации по плотности потока составляет от 30 до 600 бета-частиц/(см2.мин).

В последнее время появились новые типы арок, которые предназначены для контроля несанкционированного перемещения радиоактивных материалов: портальные мониторы гамма излучения, пешеходные портальные мониторы и др.

До настоящего времени недостаточное внимание уделялось массовым измерениям различных по габаритным размерам изде-лий, предметов, материалов и т.д., загрязненных радиоактивными веществами. В этом случае может оказаться достаточным использование приборов-индикаторов уровня радиоактивного загрязнения. К таким приборам относится Индикатор РЗС-06П для обследования упаковочной тары, почтовых отправлений, одежды, обуви и т.д. на складах, почте, прачечных, химчистках, а также банках и таможенных пунктах по бета- и гамма-излучению. Индикатор обеспечивает также непрерывный контроль радиационной обстановки в месте его расположения. В процессе работы индикатора в случае появления загрязненных изделий автоматически формируется звуковой и световой сигналы. К таким приборам-индикаторам также относится сигнализатор денежных билетов, загрязненных радиоактивными веществами «ИРИДА».

Глава 9. Спектрометрические приборы 9.1 Спектры излучения и спектрометры Под спектром понимается совокупность значений, которые может принимать данная физическая величина. Это распределение числа частиц ИИ по измеряемым величинам — параметрам, которыми могут быть энергия, скорость, масса и т.п. В этом случае мы говорим о спектре излучения.


Если параметром являются наблюдаемые физические или пространственно-временные характеристики (амплитуда электрического импульса, момент регистрации частицы и т.п.), то речь идет об аппаратурном спектре.

По возможным значениям параметра спектры разделяют на дискретные и сплошные (непрерывные). В дискретных спектрах параметры могут принимать дискретный набор значений.

К таким параметрам относятся заряд, масса, номер канала анализатора. В непрерывных спектрах параметр может принимать произвольные значения в виде некоторого интервала на действительной числовой оси. Например, интервалы времени между событиями, амплитуды сигналов.

Если параметр х является непрерывной величиной, то под спектром Ф(х) понимается среднее число частиц, имеющих значение х в интервале х около х, т.е. Ф(х) х представляет собой среднее число частиц со значением параметра в интервале (х, х+х). Функцию Ф(х) называют дифференциальным спектром или распределением.

Иногда используют интегральный спектр F(x), под которым понимается среднее число частиц со значением параметра, превышающем данное х, т.е.

Ф( x)dx F ( x) x Часто спектр нормируют на полное число частиц, т.е. принимают, что Ф(x)dx Предметом нашего рассмотрения будут энергетические спектры, как наиболее важные в дозиметрии и радиометрии. Например, при контроле активности различных проб (продуктов питания, воды и т.п.) нужно не просто зарегистрировать фотонное излучение образца, но и знать, ядра каких нуклидов их испускают. По совокупности энергий, которые испускает нуклид (линий в спектре), можно однозначно определить наличие этих нуклидов в пробе. Т.е. в таком случае проводится спектральный анализ проб по измеренному энергетическому спектру.

Спектр излучения, относящийся к одному переходу между дискретными энергетическими уровнями, называют спектральной линией (линией). Такое излучение фактически не является строго моноэнергетическим из-за конечной ширины энергетических уровней, между которыми осуществляется переход. Оно характеризуется средним значением энергии, спектром Ф(Е), который называют формой линии, и относится к одному энергетическому переходу ядра (нуклида). Кроме того, существует спектр излучения нуклида, т.е. суммарный спектр излучения, относящегося ко всем переходам данного типа ( - спектр, - спектр и др.), и спектр излучения источника – суммарный спектр излучения данного типа, относящегося ко всем нуклидам в источнике.

Спектр излучения реальных источников может отличаться от спектра частиц, покидающих источник (эмиссионный спектр) из-за взаимодействия излучения с материалом источника, упаковкой, подложкой и т.п. с образованием вторичного излучения.

Непрерывные спектры характеризуются максимальной энергией Емакс и средней энергией Ф(E)EdE / Ф( E )dE E Основными процессами испускания фотонного излучения являются:

разрядка возбужденного состояния атомов и ядер;

распад и аннигиляция элементарных частиц;

торможение заряженных частиц.

Спектр при разрядке возбужденных состояний ядер является дискретным, но реально наблюдается практически сплошным из-за большого числа разнообразных ядер и вклада рассеянного излучения.

Спектр рентгеновского излучения атомов, возбужденных при электронном захвате или внутренней конверсии, имеет ряд дискретных линий в диапазоне от десятков эВ до 150 кэВ.

Линии разных изотопов элементов имеют незначительно различающиеся энергии, поэтому спектры, получающиеся при возбуждении атомов с природной смесью изотопов, имеют сложную структуру.

Тормозное излучение имеет сплошной спектр с максимальной энергией, равной максимальной энергии тормозящихся заряженных частиц.

Синхротронное излучение возникает при движении электронов по кривой траектории, например, по круговой орбите в синхротроне. Оно имеет сплошной спектр и испускается в узком конусе, ось которого направлена по касательной к траектории.

При альфа- распаде ядер энергия распределяется между двумя частицами, при этом дочернее ядро может оказаться как в основном, так и в возбужденном состоянии. Так как возбужденные состояния характеризуются определенными значениями энергии возбуждения, то для каждого состояния альфа-спектр будет представлять набор точных значений энергии в виде вертикальных линий, длина которых пропорциональна вероятности распада в какое-либо состояние дочернего ядра.

При бета-распаде образуется бета-частица и нейтрино, которое уносит часть энергии. Это вызывает непрерывность спектра бета-частиц от нуля до граничной энергии, равной энергии распада в основное состояние дочернего ядра.

Спектры излучения измеряются с помощью спектрометров. К спектрометрам ИИ относятся приборы, определяющие распре-деления частиц излучения по одному или нескольким параметрам. Например, по энергии, массе частиц, их заряду. Спектрометры разделяются на виды для измерения распределений по:

энергиям энергетические спектрометры;

массам – массовые спектрометры;

зарядам – зарядовые спектрометры;

пространственно-временным характеристикам – угловые и временные спектрометры.

Для измерения по нескольким параметрам применяются многопараметровые спектрометры.

Спектрометры классифицируются по нескольким признакам. По видам измерения классификация приведена выше. Кроме того, они классифицируются по:

виду излучения (альфа-, бета-, гамма-, нейтронные);

-методу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные, активационные и др.);

числу параметров (одномерные и многомерные).

Определение энергии основано, как правило, на измерении функции распределения по параметру, однозначно связанному с величиной энергии. Существуют четыре основных метода измерения энергетических спектров:

с линейным преобразованием энергии частиц в амплитуду сигнала и определением полученного амплитудного распределения;

с измерением интервалов времени, за которое частицы пролетают определенное расстояние (по времени пролета);

с измерением спектра удельных потерь энергии в веществе детектора (спектра линейных потерь);

по координатам, через которые проходят частицы после отклонения в электрическом или магнитном поле.

Спектрометры по времени пролета и координатные применяются в физических исследованиях и в дозиметрии и радиометрии не используются 9.2 Функция отклика и форма линии спектрометра Непосредственной задачей спектрометрии является измерение спектра. Исследуемые характеристики частиц ИИ, например, энергетический спектр Ф(Е), преобразуются в наблюдаемые физические величины А амплитуду электрического импульса. Но измеренный спектр амплитуд (А) не будет однозначно соответствовать спектру излучения Ф(Е), так как преобразование физической характеристики частицы (энергии) в измеряемую величину (амплитуду импульса) носит вероятностный характер и не является однозначным по различным причинам. Например, из-за флуктуаций переданной энергии в детекторе.

В результате регистрации частиц со спектром Ф(Е) будет получено некоторое распределение сигналов (А), которое называется дифференциальным аппаратурным спектром.

Измеренный спектр (А) связан со спектром излучения Ф(Е) соотношением G( A, E )Ф( E )dE ( A) где G(А,E) – функция отклика спектрометра, представляющая собой плотность вероятности того, что в результате регистрации частицы с энергией Е сигнал будет равен А. Т.е. G(А,E) dА это вероятность наблюдать сигнал в интервале (А, А+dА). Наиболее удобно для спектрометрических целей, когда функция отклика имеет колоколообразную форму с малой конечной шириной. Но не всегда можно сконструировать спектрометр с такой функцией отклика.

Вид функции отклика определяется характером взаимодействия излучения с материалом детектора и характеристиками процесса преобразования сигнала. Как правило, она не имеет простого аналитического выражения и дается в виде таблиц, графиков, матриц. Она может быть рассчитана, но чаще всего исследуется экспериментально.

Задача спектрометрии состоит в восстановлении спектра Ф(Е) по известным (А) и G(А,E), т.е. в решении уравнения Фредгольма первого рода относительно Ф(Е). Если исследуется моноэнергетическое излучение со спектром Ф(Е) в виде -функции: Ф(Е) = (Е – Е0), то получающийся при этом аппаратурный спектр совпадает с функцией отклика для Е = Е0, т.е.

( A) G( E, A) ( E E0 )dE G( E0, A) Его называют аппаратурной формой линии (АФЛ) спектрометра. В таком определении АФЛ аналогична функции G (Е=Е0, А).

Характерные особенности АФЛ рассмотрим на примере сцинтилляционного спектрометра гамма-излучения. Параметром частицы в нем является энергия Е, параметром сигнала – амплитуда импульса А. Для такого спектрометра АФЛ представляет спектр амплитуд импульсов в виде непрерывного распределения с некоторым количеством узких колоколообразных пиков. Для спектрометра с кристаллом NaI(Tl) типичная AФЛ представлена на рис. 9. 1.

Как правило, в конце распределения (в области А = А0, Е = Е0) присутствует пик, соответствующий полному поглощению энергии первичного излучения в детекторе – пик полного поглощения (ППП). Т.к. основной вклад в него дает фотоэффект, то его называют также фотопиком.

Неполное поглощение энергии излучения связано с тем, что энергия частицы не поглощается полностью в детекторе — частица вылетает из него, унося часть энергии. Из-за этого ППП может смещаться в область меньших амплитуд, расширяться, в спектре образуется непрерывное распределение и дополнительные пики. Непрерывное распределение в спектре обусловлено комптон-эффектом, т.к. фотон передает электрону только часть своей энергии.

В начале комптоновского распределения на него накладывается пик, отвечающий фотопоглощению фотонов, обратно рассеянных в детекторе и в самом кристалле.


С увеличением размеров сцинтиллятора площадь ППП растет за счет многократного рассеяния фотонов, приводящего к полной потере энергии частицы в детекторе.

Основные характеристики АФЛ показаны на рис. 9.2.:

ширина пика на половине высоты А, который обычно аппроксимируется распределением Гаусса;

высота пика Нп;

высота непрерывного распределения Нк;

площадь ППП Sп;

отношение высоты пика к высоте непрерывного распределения Нп/Нк;

отношение площади ППП к площади S всего спектра:

R =Sп / S так называемый фотовклад.

Сравнение характеристик детекторов или спектрометров параметры АПЛ обычно приводят по линии 662 кэВ 137Cs для спектрометров с NaJ(Tl) и по линии 1333 кэВ 60Со для спектрометров с Ge(Li) детектором.

Реальный аппаратурный спектр искажается дополнительно из-за наложения сигналов и фона, обусловленных космическим излучением и р/а материалов спектрометра. Для уменьшения фона спектрометры изготавливают из специальных материалов и окружают защитой из свинца и железа.

9.3 Основные характеристики спектрометров Спектрометры характеризуются следующими основными характеристиками.

1. Энергетическое разрешение – минимальный интервал между линиями А1 и А2, равный разности А = А1 – А2, при котором эти линии еще наблюдаются раздельно:

Энергетическое разрешение равно ширине аппаратурной линии на половине высоты ее A (A1 A 2 ) 100 % A 0,5(A1 A 2 ) максимума. Причинами размытия пика являются флуктуации ионизации (статистические флуктуации числа частиц) и шумы детекторов и электронной аппаратуры.

У сцинтилляционных гамма-спектрометров энергетическое разрешение находится в районе 10 % относительно линии 137Cs, у полупроводниковых спектрометров оно примерно в 100 раз меньше.

2. Эффективность регистрации отношение потока регистри-руемых сигналов n к потоку частиц Фд, попадающих в детектор:

= n / Фд.

Величина Фд определяется по формуле Фд = Ф, где Ф поток частиц из источника, отношение числа частиц, попавших в детектор к числу частиц, выпущенных в его направлении в телесный угол.

Эффективность есть вероятность получения сигнала спектро-метра при попадании в его детектор частицы. Чаще всего эффек-тивность определяется экспериментально. Эффективность спектро-метра зависит от типа детектора (размеров, конфигурации, мате-риала и т.д.), энергии фотонов и геометрии взаимного распо-ложения источника конкретной формы и детектора.

Стандартными являются точечная геометрия (источник расположен над детек-тором на его оси), сосуд Маринелли, «геологическое кольцо».

Различают также эффективность спектрометра в фотопике п – отношение потока сигналов, регистрируемых спектрометром в пике ППП к потоку частиц, попавших в чувствительный объем детектора.

3. Временное разрешение – способность зарегистрировать два сигнала, разделенные минимальным интервалом времени. Это параметр зависит от типа детектора и составляет от долей мс (ионизационные камеры) до 10-9 с для ППД и органических сцинтилляторов.

9.4 Градуировка спектрометра Градуировка спектрометра по энергии заключается в установлении зависимости между амплитудой импульса А на выходе спектрометра (практически номера канала анализатора, в который попадает импульс с амплитудой А) и энергией частицы Е.

В спектрометрах с линейным преобразованием энергии в амплитуду используется амплитудно цифровой преобразователь (АЦП). С его помощью весь диапазон измеряемых амплитуд А делится на некоторое число интервалов — каналов, в каждый из которых попадают импульсы с определенной амплитудой. После этого число импульсов с данной амплитудой суммируется в каналах. АЦП и устройство суммирования импульсов с данной амплитудой представляет собой амплитудный анализатор импульсов.

Наиболее точно связь между энергией и амплитудой импульса связь может быть установлена по положению пика, чаще всего ППП. Положению пика ставится в соответствие энергия частицы Е.

При градуировке снимают спектры излучения нуклидов с хорошо известными значениями энергий линий. После этого определяют положения ППП для каждой линии – номера каналов анализатора N0i, соответствующие энергии Е0i. Полученные экспериментальные точки со значениями энергии Е0ш на одной оси и N0i канала на другой оси наносят на график и получают таким образом градуировочную характеристику анализатора. На таком спектрометре можно по положению пика определять энергию частицы. Исследуя спектры образцов, по характерным линиям можно определить наличие ядер данного типа в образце, а по интенсивности этих линий, т.е. числу квантов с данной энергией, и концентрацию таких ядер. Этим занимается активационный анализ.

Для целей градуировки спектрометров обычно используются наборы образцовых спектрометрических источников (ОСГИ) с простой схемой распада, для которых хорошо известна энергия и поток частиц или активность источника.

9.5 Нейтронные спектрометры Особый класс спектрометров составляют спектрометры нейтронов. Существуют различные методы определения энергии нейтронов. Прямым методом является метод времени пролета, когда определяется время пролета нейтроном известного расстояния и по нему определяется энергия нейтрона.

Другим способом определения энергии является анализ вторичных продуктов взаимодействий с участием нейтронов. Так, при упругом рассеянии нейтронов в веществе возникают ядра отдачи, энергия которых связана с энергией нейтронов. Измеряя энергетический спектр протонов отдачи с помощью, например, сцинтилляционного спектрометра с органическим кристаллом, можно получить искомый спектр нейтронов.

На регистрации протонов отдачи основаны стандартные спектрометры нейтронов СЭН2- и 03 на основе пропорциональных счетчиков типа СНМ-38, наполненного водородом, и СНМ-39, наполненного метаном. Энергетическое разрешение спектрометра со счетчиком СНМ-38 для энергии 0,74 МэВ равно 6%, для энергии 140 кэВ – 8%. Недостатком такого спектрометра является сильная угловая зависимость из-за его цилиндрической формы. Другим недостатком таких спектрометров является малый верхний предел измерений по энергии (сотни кэВ).

В активационном методе спектрометрии нейтронов измеряется активность, наведенная нейтронами в образцах с известным изотопным составом. Энергетический спектр нейтронов восстанавливается путем решения обратной задачи по известным энергетическим зависимостям сечения активации.

Если облучается n различных мишеней и масса i-го образца равна mi, то число ядер в нем равно (mi N0)/Ai, где Ai – атомный номер вещества, N0 – число Авогадро. Пусть i(E) – зависимость от энергии сечения реакции на ядрах i-го вещества. Тогда в поле нейтронов со спектром Ф(Е) число актов реакции аi за единицу времени равно:

mi ( E )Ф( Е )dE ai N0 i Ai Определив экспериментально число актов реакции, получим систему уравнений, где неизвестным является спектр Ф(Е).

В активационном методе спектрометрии используются два основных типа мишеней – резонансные и пороговые детекторы, основные из которых рассмотрены при изучении активационных методов дозиметрии нейтронов. У резонансных детекторов сечение (Е) имеет ярко выраженный резонансный характер – оно очень велико в районе энергии резонанса Ерез и мало при других энергиях.

Сечения пороговых детекторов практически отличны от нуля начиная с некоторого значения энергии Епор, после которого оно сильно возрастает, оставаясь далее более или менее постоянным.

Наиболее распространенным типом спектрометров нейтронов, используемых в радиационных исследованиях и в радиационном контроле, является многошаровой спектрометр, аппаратурное обеспечение которого рассмотрено в главе 4. Его основными достоинствами являются относительная доступность, простота процесса измерений, широкий диапазон энергий (до 150 МэВ) и высокая чувствительность.

Принцип этого метода состоит в том, что детектор тепловых нейтронов поочередно размещают в центре шаровых водородсодержащих (в основном, полиэтиленовых) замедлителей разного диаметра. Зная ЭЗЧ таких шаровых детекторов, которые либо рассчитываются, либо определяется экспериментально, по измеренным показаниям (скоростям счета) прибора с разными шарами можно восстановить спектр нейтронов. Достоинством такого метода является то, что ЭЗЧ можно варьировать в широких пределах, изменяя размер и состав шаровых замедлителей.

Существует много разновидностей спектрометров такого типа, которые отличаются набором замедлителей (диаметром), типами детекторов тепловых нейтронов и способами регистрации показаний детекторов. Чаще всего в качестве детекторов служат:

неорганический сцинтиллятор LiJ(Eu);

сцинтиллятор ZnS(Ag) в смеси с 10В;

пропорциональные гелиевые или борные счетчики;

полупроводниковые детекторы тепловых нейтронов;

термолюминесцентные или активационные детекторы.

Наиболее распространенным набором замедлителей являются шары с диаметрами 2, 3, 5, 8, 10, 12 и 18 дюймов. Причем, шар диаметром 18 дюймов используется при восстановлении спектров нейтронов с верхней границей в сотни МэВ.

Спектр нейтронов Ф(Е) восстанавливается по результатам измерения скорости счета детектора Ni с i-м замедлителем, имеющем ЭЗЧ i(Е), из решения системы интегральных уравнений Фредгольма 1-го рода:

Ф( Е )dE Ni i Cуществуют различные методы восстановления спектров нейтронов и все они основаны на использовании той или иной априорной информации. Например, о виде искомого спектра, о гладкости искомого решения и др.

В качестве примера на рис. 9.3. приведены спектры нейтронов, измеренные за защитой синхрофазотрона и синхроциклотрона ОИЯИ с помощью многошарового спектрометра.

Спектры представлены в виде Е Ф(Е) для большей наглядности. Заштрихованная область представляет неопределен-ность восстановленного спектра.

9.6 Структурное построение спектрометров Спектрометры гамма-, бета- и альфа-излучений и нейтронов, представляющие информацию об энергетическом распределении частиц, являются наиболее информативными средствами измерений, применяемыми в радиационном контроле внешнего и внутреннего облучения.

В качестве детекторов в спектрометрах используются все типы рассмотренных выше детекторов ИИ. В зависимости от решаемой задачи в них используются сцинтилляционные детекторы NaJ(Tl), CsJ(Tl), ZnS(Ag), фосвич-детекторы и пластические сцинтилляторы разного размера, полупроводниковые детекторы (германиевые, кремниевые и теллуридкадмиевые), газонаполненные пропорциональные счетчики и ионизационные камеры.

В спектрометрах гамма-излучения для рутинных измере-ний чаще всего используются сцинтилляционные детекторы NaJ(Tl), CsJ(Tl) и пластические сцинтилляторы. Пластические сцинтил-ляторы имеют низкое энергетическое разрешение, но из них можно создавать детекторы большого объема до 1 м3.

Из ППД в спектрометрах гамма-излучения чаще всего используются германиевые детекторы, энергетическое разрешение которых существенно выше, чем сцинтилляционных. В связи с тем, что в настоящее время появились ППД с эффективностью регистрации, соизмеримой с эффективностью сцинтилляционных детекторов, то они находят все более широкое применение в спектрометрах.

В спектрометрах альфа-излучения используются ионизационные камеры и кремниевые ППД с тонким чувстви-тельным слоем. Спектрометры с ППД, несмотря на низкую чувствительность этих детекторов, более просты в эксплуатации. Кроме того, новые типы ППД позволяют получить характеристики спектрометров с ними не хуже, чем спектрометров с ионизационными камерами. Поэтому ППД находят все более широкое применение в альфа спектрометрах.

В спектрометрах бета-излучения для жидких проб применяются жидкие сцинтилляторы и ППД, для твердых проб — сцинтилляционные пластмассы.

При обработке аппаратурных спектров решаются две основные задачи, которые называются качественным и количественным анализом спектров.

Качественный анализ спектров состоит в выявлении в измеренных аппаратурных спектрах участков, которые позволяют интерпретировать полученные результаты измерений. Как правило, это пики полного поглощения энергии излучения в детекторе.

Количественный анализ спектров состоит в том, что для выделенных участков спектра, в основном пиков, определяется положение в шкале спектрометра (характеризует энергию радионуклида) и площадь (пропорциональна активности радионуклида).

По результатам качественного и количественного анализа аппаратурных спектров определяется энергетический спектр зарегистрированных или испущенных образцом частиц, изотопный состав проб и количественное содержание того или иного изотопа в данной пробе.

Существуют различные варианты структурного построе-ния спектрометров.

Традиционный вариант это цепочная после-довательность функциональных блоков, в которых поочередно преобразуется и обрабатывается поступающий с детектора сигнал. Выходной информацией построенных таким образом спектро-метров является аппаратурный спектр.

Обычно спектрометры строятся по модульному принципу набору блоков (модулей), которые могут выполнять различные функции в зависимости от поставленной задачи. В некоторых случаях спектрометры оснащаются дополнительными узлами, управляющими спектрометром по заданной программе. Например, выполнение следующих операций при измерении проб окружающей среды:

доставка образца для измерения;

проведение измерений и набор спектра за заданное время или с заданной статистической неопределенностью;

обработка результатов измерений по определенному алгоритму;

представление обработанных результатов измерений (распечатка на принтере, вывод на дисплей или запись в память прибора);

удаление измеренного образца из зоны измерения;

сигнализация об окончании измерения.

Более современным вариантом построения спектрометров является использование ЭВМ, в том числе персональных, которая выполняет функции управления спектрометром, накопления и обработки информации. В таких спектрометрах широко применяются интегральные микросхемы, что позволяет на одной встроенной в персональную ЭВМ плате скомпоновать весь спектрометрический тракт, амплитудно-цифровой преобразователь, источник питания детектора.

Большой объем памяти ПЭВМ обеспечивает хранение и использование не только программ управления и обработки, но также банка справочных данных. Это позволяет проводить полную обработку спектра, которая необходима при выполнении элементного или радионуклидного анализа. Все результаты измерений и их обработки могут храниться в ПЭВМ, а при необходимости выдаваться оператору или передаваться в информационную сеть. Благодаря различным вариантам исполнения ПЭВМ сами спектрометры на их базе могут быть стационарными, передвижными или носимыми.

Конкретная структура спектрометра определяется следующими их особенностями:

типом спектрометрического детектора (сцинтилляционный, ППД, газонаполненный);

видом регистрируемого излучения (альфа-, бета-, гамма- и рентгеновское);

оперативностью работы (быстрая обработка большого объема информации непосредственно на месте измерения, непрерывная работа в автоматическом и полуавтоматическом режимах, возможность работы в информационных сетях);

режимами работы (длительная автономная работа, в том числе без присмотра оператора);

условиями эксплуатации (в лаборатории, в производственных и полевых условиях;

для научных исследований, технологичес-кого, оперативного и инспекционного контроля, работы в чрезвычайных условиях и т.п.).

Например, переносные спектрометры с одним детектором создаются на базе ПЭВМ типа Notebook. Они могут работать в автономном режиме несколько часов на собственных источниках питания и используются как мобильные спектрометры для оперативного и инспекционного контроля.

9.7 Некоторые типы современных спектрометров и их характеристики В настоящее время находят применение большое количество типов стационарных, переносных и носимых спектрометров. Ниже в качестве примера представлены некоторые типы современных спектрометров и их характеристики.

Спектрометр гамма-излучения СПЕДОГ на основе Si(Li) полупроводникового детектора предназначен для решения практи-ческих радиоэкологических задач, в том числе и в качестве дози-метра фотонного излучения. Достоинством данного спектрометра является то, что он может эксплуатироваться без охлаждения при комнатной температуре.

Назначение приборов – экспрессное определение спектрального состава источников гамма излучения, идентификация радионуклидов с одновременным определением их активности и мощности дозы. Спектрометр может использоваться в переносном варианте после окончания измерений он подключается к компьютеру с помощью которого определяется радионуклидный состав излучения и активность излучателей.

Основные характеристики переносного варианта спектрометра:

диапазон энергий (0,05 3) МэВ;

энергетическое разрешение по линии 137Cs 5 %;

число каналов АЦП 256;

систематическая погрешность определения плотности потока гамма- квантов в пиках не более 10 %;

погрешность определения мощности дозы 10 %;

- максимальное расстояние между детектором и блоком 50 м.

Спектрометр бета-излучения «Бета-1С» состоит из сцин-тилляционного блока детектирования с пластическим сцинтилля-тором. Спектрометр имеет свинцовую защиту от фона внешнего фотонного излучения и оснащен кюветами для измеряемых проб. Диапазон регистрируемых энергий составляет (0,05 3) МэВ, энергетическое разрешение по пику конверсионных электронов с энергией 664 кэВ не более 15 %. Порог чувствительности в Бк со ставляет: 30 для 90Sr, 90 для 137Cs и 100 для 40K. Основная погреш-ность определения активности находится в диапазоне (10 50) %.

В спектрометре альфа-излучения «СЭА-13П» в качестве де-тектора используется кремниевый ППД с площадью от 400 до 3000 мм2. Диапазон энергий альфа-частиц (3 9) МэВ.

Энергетическое разрешение зависит от размера детектора и составляет 40 кэВ для детектора с площадью 400 мм2 и 90 кэВ для 3000 мм2. Максимальный диаметр измеряемого образца составляет 70 мм.

Прибор СМГИ2 предназначен для картографирования полей гамма-излучения, определения энергетического состава гамма-излучения и поиска источников гамма-излучения, находящихся внутри крупногабаритных объектов. Он обеспечивает возможность организации квазистационарных пунктов радиологического контроля. Прибор имеет память на 15 спектров для последующей передачи и обработки в ЭВМ. В качестве детектора в нем используется сцинтилляционный детектор на основе кристалла NaI(Tl) диаметром 40 мм и высотой 40 мм.

Стационарный спектрометр МКС-АТ1315 предназначен для спектрометрического и радиометрического контроля радионук-лидов в воде, продуктах питания, сельскохозяйственном сырье, про-мышленных, строительных и лесоматериалах, объектах окружаю-щей среды, в продукции металлургической промышленности. Сцинтилляционный гамма-, бета-спектрометр измеряет объемную и удельную активность гамма-излучающих радионуклидов и 90Sr, а также удельную активность 40K, 226Ra, 232Th естествен-ных радионуклидов в пробах различных объектов окружающей среды.

Диапазон измеряемых энергий гамма-излучения составляет 50 кэВ 3 МэВ, бета излучения 150 кэВ 3,5 МэВ.

Энергетическое разрешение по 137Cs (7,0 8,5) %.

Нижняя граница измерения по 90Sr при концентрировании проб составляет для питьевой воды 0,2 Бк/л, для молока 1,5 Бк/л, для сельскохозяйственной продукции 2,0 Бк/кг.



Pages:     | 1 | 2 || 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.