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 | 3 ||

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

-- [ Страница 4 ] --

В связи с аварией на Чернобыльской АЭС большие территории были заражены радионуклидами, в основном 137Cs. Это вызывает необходимость обследования больших территорий, на которых активность гамма-излучения в несколько раз (до 10) превышает обычный фон. Для этих целей проводится аэро-гамма- спектрометрическая съемка (АГС) с использованием аэро-гамма- спектрометров, которые устанавливаются на самолетах (АН-26, ИЛ-14) или вертолетах (МИ-6, МИ-8). Детектором в таких спектрометрах служит обычно NaJ(Tl) большого размера (диаметром 200 мм и высотой 100 мм) или набор таких детекторов с суммарным объемом около 50 литров. Энергетическое разрешение детекторов составляет не более 16 %. Диапазон измеряемых энергий составляет (0,2 3) МэВ. Информация с детекторов поступает на многоканальный анализатор с числом каналов 128 или 256. Спектро-метры позволяют регистрировать до 10 видов радионуклидов одновременно. При этом определяется активность поверхностного загрязнения 134Cs и 137Cs, содержание естественных радио-активных элементов (ЕРН), мощность экспозиционной дозы гамма-излучения. Съемка обычно проводится на высоте от 25 до 100 метров при скорости не более 140 км/ч.

Градуировка таких спектрометров проводится на специальных аттестованных полигонах, на которых предварительно проводятся наземные измерения поверхностной загрязненности с помощью гамма- спектрометров. Полигоны представляют собой ровные участки длиной 2 км и шириной до 1 км.

Глава 10. Счетчики излучения человека Существуют три основных метода определения активности радионуклида, усвоенного организмом, для последующего определения доз внутреннего облучения тела или органа.

Первый из них измерение концентрации радионуклида в источнике поступления (воздухе, воде, продуктах питания) с последующим расчетом отложения и удержания в организме.

Этот метод широко применяем в групповом контроле из-за простоты его приборного решения, однако погрешность его довольно высока (до нескольких раз).

Второй метод измерение содержания радиоактивных веществ в биосреде (крови, волосах, зубах) и особенно в выделениях человека с последующим пересчетом на основании принятых моделей метаболизма. Чувствительность и точность его выше перво-го, однако, он все же может давать значительную погрешность.

Третий метод метод прямого измерение содержания радионуклидов в организме человека или органе на основе регистрации проникающего фотонного излучения, исходящего из тела человека, и служит для определения активности тела или отдельного органа. Этот метод принципиально более точен из всех трех перечисленных, т.к. в нем не используются усредненные параметры метаболизма и даже учитывается их индивидуальный характер. Но он имеет свои ограничения. Область его применения ограничена радионуклидами с высокой интенсивностью фотонного излучения (более одного кванта на распад) с энергией выше 0,1 МэВ. Прямой метод измерения содержания радионуклидов в организме человека или в отдельных органах реализуется в счетчиках (спектрометрах) излучения человека.

Счетчики (спектрометры) излучения человека (СИЧ) предназначены для определения внутреннего облучения человека по результатам измерения активности во всем теле или локализации в теле человека (отдельных органах) инкорпорированных радионуклидов. Они представляет собой комплекс или отдельный прибор для измерения радиоактивности, в состав которых, кроме того, может входить и вспомогательное оборудование. На рис. 10.1. представлены основные типы геометрии, в которой проводятся измерения инкорпорированной активности с помощью счетчиков излучения человека.

На рис. а изображена геометрия дуги, что обеспечивает независимость результатов измерения от поперечного и продольного распределения р/а веществ в теле. На рис. б приведена геометрия стандартного кресла с использованием одного детектора. На рис.в показана многодетекторная статическая геометрия, при которой от 4 до 8 детекторов располагается над и под человеком. При этом уменьшается зависимость эффективности регистрации от распределения активности в теле. Рис. г и д иллюстрируют методы сканирования, при котором один или несколько детекторов перемещаются вдоль тела. На рис. е показана схема сканирующего СИЧ с облегченной защитой, экранирующей только детекторы и исследуемую область тела. Рис. и демонстрирует наиболее простой и грубый метод измерения гамма излучающих нуклидов в теле человека. Измерения в этой геометрии могут быть выполнены любым радиометром, имеющим достаточную чувствительность. Он применяется при массовых исследованиях и при отборе персонала при авариях.

Детектирующая часть СИЧ содержит или может содержать следующие элементы:

детекторы (сцинтилляционные или полупроводниковые, последние обеспечиваются криостатами), предусилители, дополнительные детекторы для измерения радиационного фона, источники питания детекторов, коллиматоры, экраны (стальные, свинцовые или многослойные).

Измерительная часть СИЧ содержит: измерительный канал для основного детектора, измерительный канал для дополнитель-ного детектора, измерительную систему – анализатор или спектро-метрическое устройство, процессор, источник стабильного питания. В зависимости от геометрии измерения в состав СИЧ входят измерительная камера, специализированные кресло, кровать и др.

Вспомогательное оборудование обычно содержит следую-щие элементы: устройства записи и хранения информации, устройства для измерения массы человека, фантомы, спектро метрические источники ИИ и др. Конструкция СИЧ выполняется таким образом, чтобы она обеспечивала возможность их дезактивации в случае радиоактивного загрязнения.

На практике применяют различные типы СИЧ. Деление СИЧ на типы проведено с учетом их назначения, характеристик, условий применения (стационарное помещение или транспортное средство – железнодорожный вагон, автобус и др.), типа аварии, количества и контингента обследуемых лиц.

Счетчики излучения человека по энергетическому диапазону фотонного излучения разделяют на низкоэнергетические (диапазон энергии фотонов от 10 до 200 кэВ) и высокоэнергетические (диапазон энергии фотонов от 100 кэВ до 3 МэВ). Первые, в основном, используют для определения содержания плутония, америция и урана в легких и других органах.

Вторые используют для определения содержания высокоэнергетических радионуклидов, в том числе продуктов активации и деления (137Cs, 60Co) во всем теле человека или в отдельных органах.

Счетчики излучения для измерения низкоэнергетических радионуклидов разделяют на два типа. Минимально-детектируемая активность в стандартных условиях измерения для «низкоэнерге-тического» СИЧ типа 1 должна составлять 20 Бк для 241Am и 235U. Для СИЧ типа она равна 40 Бк для 241Am и 20 Бк для 235U.. Погрешность измерения активности не должна превышать 25 % для СИЧ типа 1 и 30 % для СИЧ типа 2.

Счетчики излучения человека для измерения высокоэнерг-етических радионуклидов в зависимости от их характеристик и минимально-детектируемой активности разделяют на 4 типа.

СИЧ типа 1 – установка для точных измерений содержания малых активностей в теле человека с анализом радионуклидного состава и пространственного распределения в условиях очень малого радиационного фона. В основном применяется для исследовательских или экспертных целей в лабораториях, университетах, госпиталях. Эти СИЧ могут быть использованы для аттестации СИЧ второго и третьего типов. Измерения проводятся в защитной низкофоновой камере, снабженной системой вентиляции. Минимально-детектируемая активность 60Со – 20 Бк, Cs – 40 Бк.

СИЧ типа 2 – установка для измерения содержания активности в теле человека с анализом радионуклидного состава и пространственного распределения в условиях малого фона. Применяется в институтах по исследованию атомной энергии, АЭС, центрах по лечению после ядерных аварий и т.д. Назначение таких СИЧ – периодический контроль. Минимально детектируемая активность 60Со – 40 Бк, 137Cs – 80 Бк.

СИЧ типа 3 – прибор для массовых измерений содержания активности в организме персонала и населения после ядерных аварий с анализом или без анализа радиоактивного состава.

СИЧ с теневой защитой, ограниченной по весу, может применяться для измерения как в стационарных условиях, так и в подвижных средствах (вагон, автобус, автомобиль, вертолет).

Назначение СИЧ массовые обследования населения на территориях, загрязненных радиоактивными веществами в результате аварий. Минимально-детектируемая активность 60Со – 200 Бк, 137Cs – 400 Бк.

СИЧ типа 4 - прибор для измерения содержания нуклидов без определения состава и пространственного распределения нуклидов или при известном радионуклидном составе. СИЧ этого типа относятся к классу портативных или переносных. Назначение предварительная оценка уровней содержания гамма-излучающих радионуклидов в теле человека при массовом обследовании населенных районов, загрязненных радиоактивными веществами. Среди достоинств СИЧ типа 4 – несложные операции по подготовке к работе, простота в эксплуатации и возможность быстрого обследования населения непосредственно в местах проживания.

Минимально-детектируемая активность та же, что и у СИЧ типа 3. При измерениях малых активностей радиационный фон на рабочем месте не должен превышать 0,25 мкЗв/ч.

Погрешность измерения активности для СИЧ со сцинтилляционными детекторами не должна превышать 25 % (тип 1), 30 % (тип 2, 3) и 50 % (тип 4). Для СИЧ с германиевыми полупроводниковыми детекторами погрешность измерения актив-ности не должна превышать % (тип 1) и 30 % (тип 2 и 3).

Использование переносных СИЧ при проведении массового инспекционного контроля содержания радионуклидов в организме человека позволяет:

осуществлять контроль больших групп населения в месте их проживания с целью оперативного выявления людей, нуждаю--щихся в срочном детальном обследовании и создания банка данных по прогнозированию дозовых нагрузок на человека;

проводить периодический контроль населения, проживающего на загрязненных территориях;

проводить регулярное наблюдение и обследование населения, а по желанию - каждого жителя России (как это делается в республике Беларусь и на Украине), чтобы не пропустить случайные поступления с продуктами радионуклидов цезия-137, что исключит повышенное облучение;

контролировать эффективность лечения в стационарных условиях специализированных учреждений.

Основными характеристиками выпускаемых в настоящее время СИЧ являются:

минимальная детектируемая активность в теле и в отдельных органах (от 10 до 1000 Бк в зависимости от органа и радионуклида);

диапазон энергии фотонов (от 6 кэВ до 3 МэВ в зависимости от типа СИЧ);

энергетическое разрешение по линии 662 кэВ (от 8 до 18 %);

время измерения (5 10) мин;

погрешность измерений (10 30) %;

тип и размеры детекторов;

масса (от 2,5 кг до 18000 кг).

Так как СИЧ должны иметь высокую чувствительность, то необходима их защита от внешнего излучения. Как правило, она состоит из стали, слоя свинца и меди (для поглощения характеристического излучения свинца).

В СИЧ используются сцинтилляционные детекторы, в основном, NaJ(Tl) большого размера (диаметром до 220 мм и высотой до100 мм) и ППД объемом до 250 мм3.

Во Всероссийском центре экстренной и радиационной меди-цины МЧС создается диагностико-дозиметрический комплекс высокочувствительный низкофоновый спектрометр излучений человека типа 1 для экспертных обследований. Он предназначен для определения:

активности гамма- излучающих радионуклидов во всем теле;

содержания 90Sr в костной ткани;

содержания трансурановых радионуклидов (241Am, 239Pu и др.) в легких;

содержания и локализации гамма- излучающих радионуклидов в органах и тканях.

Продолжительность одного обследования по полной программе 50-60 мин. СИЧ позволит проводить исследования в целях:

установления фактической суммарной поглощенной дозы облу-чения организма в целом, а также в отдельных органах и тканях;

формирования групп повышенного риска;

диагностики и прогнозирования состояния здоровья спасателей --участников ликвидации последствий радиационных аварий, лиц, пострадавших в результате радиационных аварий, в том числе жителей загрязненных территорий, а также персонала предприятий атомно энергетического комплекса.

Спектрометр излучения человека СКГ-АТ1316А служит для измерения активности гамма излучающих радионуклидов в теле человека и определения доз внутреннего облучения. Он применяется для обследования населения в период и после радиационных аварий и контроля персонала в атомной промышленности. Прибор позволяет определять содержание 60Со в легких человека и контролировать превышение порогового значения суммарной активности радионуклидов 51Cr, 54Mn, 58Co, 59Fe, 65Zn, 103Ru, 141Ce и других в легких человека.

Для измерения содержания 131I и 133I в щитовидной железе после их ингаляционного поступления в организм человека используется спектрометр излучения человека СКГ-АТ1322, который может работать совместно с СКГ-АТ1316А. Минимальная измеряемая активность йода в щитовидной железе за время измерения 3 минуты составляет для 131I и I133 соответственно 85 Бк и 110 Бк. Прибор позволяет обследовать 15 человек в час.

Глава 11. Системы радиационного контроля Современные ядерно-физические установки (ЯФУ), такие, как атомные реакторы, ускорители заряженных частиц, предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ) и другие создают за своей защитой очень многообразные по компонентному составу поля ИИ широкого энергетического диапазона, которые к тому же являются неоднородными во времени и пространстве.

Так, на объектах ЯТЦ изменяется набор радионуклидов, определяющий радиационную обстановку, от радона и торона на стадии добычи и переработки до 235U, 239Pu и продуктов их деления на стадии переработки отработанного топлива, а также трития и 14С.

Радиационная обстановка за защитой ЯФУ характеризуется радиационными параметрами, которые непостоянны во времени и пространстве и распространяются на значительные площади и расстояния.

Все это стало одной из причин того, что уже на самых ранних стадиях разработки приборов для измерения ИИ стали создаваться не только переносные приборы для контроля радиационной обстановки, но и стационарные многоканальные установки для дистанционного контроля. Эти установки позволяли получать оперативную информацию о быстроменяющейся радиационной обстановке в пределах предприятий и даже за их территорией.

На самой заре развития ядерного приборостроения эта задача впервые была решена с созданием установок типа УСИТ. Сигнально-измерительные установки УСИТ предназначались для дистанционного контроля и сигнализации о превышении заданного уровня только мощности экспозиционной дозы гамма-излучения. Диапазон измерения, перекрываемый установками этого типа, составлял от 0,01 до 103 мкР/с. В последующем состав УСИТ был расширен за счет включения блоков детектирования инертных газов, что значительно расширило их возможности в решении задач радиационного контроля.

Развитие электронной техники и расширение измерительных задач обусловило создание многоканальной информационно-измерительной установки «Система» (8004-01). Ее состав в сравнении с установками первых поколений был расширен за счет включения блоков детектирования бета- и альфа-активных аэрозолей, тепловых и промежуточных нейтронов и более совершенных блоков детектирования гамма-излучения. Установка «Система» была построена по опросному принципу и выпускалась в различных модификациях, отличающихся числом каналов (от 50 до 250) и их составом. Эти установки выпускались в течение 1967-78 гг. и на некоторых предприятиях используются до сих пор.

Следующим этапом было создание установки «Антенна», являющейся многоканальной системой контроля радиационной обстановки на территории предприятия и за ней с передачей результатов по радиосвязи. Основу системы составляли посты контроля с блоками детектирования мощности экспозиционной дозы ДГ-1, позволявшие проводить измерения в диапазоне от 0,03 до 30 мкР/с и передавать результаты по радиоканалу.

Накопленный к 70-м годам опыт эксплуатации систем первого и второго поколений, а также значительное расширение требований к радиационному контролю (новые НРБ-99 и ОСПОРБ-99) позволили сформулировать новые подходы к построению систем радиационного контроля третьего и четвертого поколений.

Основными задачами современных (третьего и четвертого поколений) систем радиационного контроля являются:

измерение мощности дозы гамма-излучения;

измерение плотности потока альфа-, бета- и нейтронного излучения;

измерение объемной активности радиоактивных аэрозолей альфа- и бета-активных долгоживущих нуклидов в рабочих помещениях и выбросах;

измерение объемной активности радиоактивных газов и паров в рабочих помещениях и выбросах;

измерение объемной активности радионуклидов в жидкости и в жидких средах;

измерение мощности дозы гамма-излучения, объемной и удельной активности проб объектов окружающей среды.

Системы радиационного контроля нового поколения характеризуются:

широким применением ЭВМ и другой цифровой техники;

использованием спектрометрических методов в радиометрии;

использованием последовательных, петлевых и сетевых схем построения систем;

применением цветных графических дисплеев для организации общения операторов с системой.

Технические средства для построения систем РК включают в себя тракты измерения фотонного излучения, бета- активных газов, альфа- и бета- активных аэрозолей, нейтронного излучения, содержания нуклидов в жидкостях и воздушных сбросах, загрязнения кожных покровов и поверхностей. В качестве детекторов в блоках детектирования этих трактов используются сцинтилляционные детекторы, ионизационные камеры, гейгеровские счетчики, ППД.

Простейшие автономные системы РК строятся по схемам с радиальными связями. Для этого используются многоканальные устройства регистрации и преобразования информации, к которым подключаются блоки детектирования. Примером такого многоканального устройства является УИМ-90, к которому можно подключить до 48 блоков детектирования. Такие одноуровневые системы (блок детектирования и регистратор информации) могут использоваться в качестве автономных систем РК на небольших предприятиях.

Системы с радиальными связями могут быть построены и по двухуровневой схеме. При этом на втором уровне используется система сбора, обработки и представления информации (СП 1) на основе ЭВМ, контроллеров, цветных дисплеев, таймеров и других устройств. Двухуровневые системы позволяют более эффективно решать проблему взаимодействия оператора со сложными системами РК, организовывать удобный диалог операторов с системой через цветной дисплей и клавиатуру, использовать систему как советчик оператору при принятии решений.

На экране дисплея при такой организации системы может изображаться следующая необходимая и полезная информация:

цветовое индицирование различных состояний контролируемо-го радиационного параметра (например, зеленый нормальное, красный превышение заданного уровня, синий отказ канала контроля и т.д.);

мнемосхема радиационной обстановки по помещениям в цветах, связанных с допустимыми уровнями радиации;

базы данных по каждой вызванной точке измерений;

графики развития радиационных процессов во времени;

групповые представления радиационной информации по нескольким каналам (например, в виде вертикальных или горизонтальных полос, размеры которых пропорциональны результатам измерений).

Системы РК с радиальными связями удобны и экономичны для компактно расположенных объектов. Для крупных же объектов такой принцип компоновки систем неэкономичен из-за большой длины и стоимости кабелей, по которым передаются сигналы. Для таких распределенных объектов более экономичны системы на основе последовательного канала. При этом устройства первого уровня, например, УИМ-90, включаются последовательно с устройствами более высокого уровня, например, СП-1. К каждому УИМ-90 возможно подключение нескольких десятков блоков детектирования. Пример подключения УИМ-90 и СП-1 в петлю последовательного канала показан на рис. 12.1.

Для управления петлями последовательных каналов может использоваться одна или несколько систем СП-1, расположенных, например, в зале управления реактором или ускорителем и в помещении дозиметрической службы.

В системах РК в настоящее время применяются ЭВМ, в том числе ПК. Это позволяет автоматизировать в них следующие процессы:

более полный централизованный сбор информации, в том числе данных ИДК;

классификацию полученных данных, организацию и ведение баз данных, проведение различных расчетов (например, доз за определенный период);

представление радиационной обстановки в виде карт и графиков;

составление отчетов;

ранняя диагностика аварийных ситуаций;

прогнозирование радиационной обстановки;

запись и хранение информации о радиационной обстановке.

Системы РК можно разделить на следующие виды:

автоматизированные системы радиационного контроля (АСРК), предназначенные для непрерывного автоматизирован-ного контроля радиационной безопасности;

автоматизированные малоканальные установки и системы;

автоматизированные системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) объектов промышленной площадки, санитарно-защитной зоны, зоны наблюдения и т.д.;

индикаторы радиационного фона.

Примеры представленных видов систем РК рассмотрены ниже.

Автоматизированная система радиационного контроля АСРК-01РБ предназначена для непрерывного автоматизированного контроля радиационной обстановки АЭС. Она представляет собой открытую распределенную трехуровневую информационно-измерительную систему, построенную по модульному принципу. Такой принцип обеспечивает высокую гибкость и многовариант-ность построения системы. Система обеспечивает получение информации о безопасности АЭС (о непревышении доз облучения персонала и населения, содержания радиоактивных веществ в выбросах и окружающей среде допустимых пределов) и сигнализацию о выходе АЭС за пределы безопасной эксплуатации. Система состоит из следующих подсистем в соответствии с решаемыми задачами:

радиационного технологического контроля (РТК);

контроля радиационной обстановки (КРО);

контроля радиоактивных загрязнений (КРЗ);

контроля индивидуальных доз (ИДК).

В качестве детекторов в системе используются счетчики Гейгера-Мюллера, ионизационные камеры, кремниевые ППД, сцинтилляционные пластмассовые детекторы и NaJ(Tl). В систему могут включаться дополнительные блоки детектирования, например, объемной активности йода и спектрометрические блоки.

Современные АСРК строятся, как правило, по трехуровневой схеме.

Первый уровень включает блоки детектирования, в которые могут входить узлы подготовки проб, детекторы ИИ, блоки питания, импульсные фильтры, средства местной сигнализации. В узлах первого уровня происходит преобразование контролируемых физических величин в унифицированный электрический сигнал для передачи на другие уровни системы.

Средства измерений второго уровня состоят из групповых преобразователей, которые обеспечивают нормализацию сигналов с блоков детектирования и преобразование их в унифицированный информационный сигнал для передачи в технические средства третьего уровня.

Третий уровень объединяет устройства обработки, накопления и отображения полученного информационного массива. Они предназначены для получения информации со всех точек контроля, документирования результатов и вывода информации на устройства управления работой системы в целом.

Автоматизированные малоканальные установки и системы предназначены для обеспечения радиационной безопасности небольших объектов (в том числе передвижных) и для решения специальных задач (например, контроля денежных купюр). Они построены, как правило, по радиальной структуре, имеют небольшое количество каналов (до 54) и измеряют всего несколько типов величин (от 2 до 8). Это может быть мощность дозы гамма-излучения, объемная активность жидкости и аэрозолей, плотность потока частиц. В их состав входят блоки детектирования, устройство обработки и представления результатов измерения и сигнализаторы.

Примером такой системы является СРК «Барьер», которая предназначена для измерения мощности дозы гамма-излучения и плотности потока альфа- и бета- излучения с загрязненных поверхностей. Система сохраняет в памяти результаты измерения мощности дозы и спектры источников гамма-излучения и обеспечивает сигнализацию о превышении уровня нормального фона гамма-излучения на объекте. Если границу объекта пересекает персонал с источником повышенной активности, то система сигнализирует об этом.

Автоматизированные системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) включают в себя посты радиационного контроля на местности, соединенные средствами связи с центральным постом контроля. Таких постов в зоне наблюдения может быть несколько десятков, непрерывно контролирующих радиационные и метеопараметры (скорость и направление ветра, температуру, атмосферное давление, влажность). Контролируемыми радиационными параметрами являются, как правило, мощность дозы гамма-излучения, объемная активность жидкости, аэрозолей, йода и трития.

Следующим шагом в развитии АСКРО является создание подсистем территориального радиационного контроля и региональных систем, которые могут стать звеньями Единой Государственной автоматизированной системы контроля радиационной обстановки всей страны (ЕГАСКРО).

Индикаторы радиационного фона (ИРФ) условно относятся с техническим средствам городских, поселковых и других АСКРО. Они предназначены для измерения радиационного фона гамма-излучения на местности, в зданиях, сооружениях и представления наглядной информации для населения о радиационной обстановке. Сначала это были одноблочные устройства с блоком детектирования, устройством обработки информации и информационным табло. Современные ИРФ выполнены с использованием микропроцессоров, имеют более 2-х каналов регистрации и современные средства передачи информации (радиомодемы, сотовую связь).

Глава 12. Дозиметрия эквивалентных доз кожи и хрусталика В случае облучения организма слабопроникающим излучением (бета- и электронным излучением, а также рентге-новским и фотонным излучением с энергией менее 40 кэВ) максимальные значения эквивалентных доз приходятся на поверхностные ткани кожу и хрусталик глаза.

В соответствии с Нормами радиационной безопасности НРБ-99 эквивалентная доза хронического облучения кожи должна относится к среднему по площади 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2, кроме кожи ладоней, для которых толщина экранирующего слоя составляет 40 мг/см2. При аварийном облучении кожи необходимо обеспечивать определение доз на различных глубинах вплоть до мг/см2.

Для хрусталика глаза эквивалентная доза определяется для глубины 300 мг/см2. Это связано с тем, что наиболее чувствительной к ИИ является зона роста эпителия, находящаяся у поверхности глаза на глубине около (300-350) мг/см2.

Поглощенные дозы бета- и мягкого фотонного излучения резко уменьшаются с глубиной в ткани в десятки раз сильнее, чем для гамма-излучения. Это связано с тем, что в данном случае доза создается не вторичными заряженными частицами, возникающими и вне детектора, и в нем (как в случае с гамма-излучением), а собственно заряженными частицами, падающими на детектор извне. Поэтому размеры детектора должны быть много меньше длины свободного пробега бета частиц в веществе детектора. Если же детектор будет «толстым», то его показания будут пропорциональны средней поглощенной дозе в объеме детектора. А так как воздейст-вие внешнего бета-излучения резко уменьшается с глубиной от поверхности тела, то показания «толстого» детектора будут занижать значение поглощенной дозы в наиболее критическом для облучения внешнем слое коже (в слое базальных клеток эпидермиса на глубине от 5 до 10 мг/см2).

Существуют различные способы определения доз облучения кожи и хрусталика. На практике часто используется метод определения дозы с помощью радиометров поверхностной загрязненности. Определяется плотность потока частиц, которая умножается на удельную эквивалентную дозу (эквивалентную дозу на единичный флюенс), на время облучения и в результате получается эквивалентная доза облучения. Значения удельной дозы на единичный флюенс для моноэнергетических электронов, бета-частиц при контактном облучении кожи и моноэнергетических фотонов при облучении кожи и хрусталика глаза приводятся в нормативных документах (НРБ-99) для различных энергий электронов и фотонов и средних энергий бета спектров. Однако оценка энергии электронов, фотонов и средней энергии бета-спектров является довольно сложной задачей, не всегда выполнимой при контроле радиационной безопасности.


Кроме того, характеристики дозиметрической и радиометрической аппаратуры, такие, например, как нижний порог чувствительности по энергии или верхний предел измерения по флюенсу, часто делают проблематичным использование радиометров при измерении доз облучения кожи и хрусталика.

В связи с этим наиболее приемлемым для целей дозиметрии является способ измерения с использованием детекторов, моделирующих энергопоглощение в слоях ткани требуемой толщины. При этом глубина ткани, на которой необходимо определять дозу, должна однозначно задаваться конструкцией кассеты дозиметра. Наиболее подходящим из всех применяемых в настоящее время методов измерения доз облучения кожи и хрусталика является термолюминесцентный метод с использованием ТЛД. Его основные преимущества:

тканеэквивалентность детекторов;

широкий диапазон измеряемых доз облучения;

достаточная точность измерений;

удобство ношения и возможность использования для определения доз облучения различных участков тела (пальцев рук, ладоней и др.);

оперативность измерений.

Для целей измерения доз облучения кожи и хрусталика разработаны и применяются дозиметры с ТЛД разных типов, основные из которых рассмотрены ниже.

12.1. Дозиметр на основе тонких детекторов — ТТЛД-580.

В качестве детектора используются гибкие эластичные детекторы ТТЛД-580 толщиной около 10 мг/см2 и диаметром 15 и 9 мм из гомогенной композиции мелкодисперсного термолюминофора MgB4O7 и полиамидной смолы. ЭЗЧ такого детектора не превышает +25 % при энергии фотонов 30 кэВ. Различие в чувствительности по поглощенной (эквивалентной) дозе бета и гамма- излучения в диапазоне граничной энергии бета-излучения (150 2200) кэВ и энергии фотонов выше 5,9 кэВ не превышает 10 %.

На основе детекторов ТТЛД-580 были разработаны в индивидуальные дозиметры двух типов: для кожи лица и хрусталика и для кожи пальцев рук.

В дозиметре для кожи лица и хрусталика используются ТТЛД-580 для измерения дозы облучения кожи и монокристалл фтористого лития ДТГ-4, расположенный на глубине 300 мг/см и предназначенный для измерения дозы в хрусталике. Дозиметр может крепиться на шапочке или воротнике халата. Необходимо отметить, что важно разместить кожный дозиметр правильно.

Чаще всего наиболее облучаемыми участками кожи являются кисти рук (подушечки пальцев). В этом случае индивидуальные дозиметры должны размещаться на пальцах (дозиметры-перстни).

Если же облучение вызвано общим загрязнением (поверхностей или содержанием в воздухе бета активных газов), то наиболее критическими являются открытые участки кожи и дозиметр должен располагаться на поверхности одежды.

Дозиметр для измерения дозы в коже пальцев рук состоит из набора детекторов ТТЛД- диаметром 9 мм, разделенных поглотителями из тканеэквивалентного вещества. При этом толщины поглотителей выбраны таким образом, чтобы первые два детектора измеряли дозу на глубине (30 40) мг/см2, а остальные на глубинах 90, 130 и 240 мг/см2 (для случая аварийного облучения, когда измерения доз необходимо проводить на разных глубинах). Набор детекторов и поглотителей запаян в полиэтиленовый конверт и помещен на лейкопластырь, с помощью которого он крепится на внутренней стороне фаланг пальцев рук.

На основе дозиметров данного типа разработан комплекс АКИДК-401 для измерения индивидуальных эквивалентной и поглощенной доз слабопроникающего излучениякожи и хрусталика глаза. В комплексе используются два типа индивидуальных дозиметров: ДВДС- для измерения доз в коже и хрусталике и на глубинах (70—80) и (170—180) мг/см2 и ДВСД-2 для измерения эквивалентной и поглощенной доз кожи пальцев рук и на глубинах (90—100) и (130— 140) мг/см2.

12.2. Дозиметр с тонкослойными детекторами из фтористого лития Для измерения кожных доз были разработаны тонкослойные ТЛД на основе LiF:Mg, Cu, P.

Изготовлены детекторы двух типов.

Детекторы первого типа получены методом осаждения из взвеси на ацетоне на алюминиевую фольгу толщиной 0,57 мм (21 мг/см2) с последующим спеканием при высокой температуре. При этом толщина чувствительного слоя составила (19 27) мкм или (5 7) мг/см2.

После этого фольга разрезается на квадраты размером 4х4 мм и используется в качестве детекторов излучения в дозиметрах.

В детекторах второго типа в качестве подложки исполь-зовалась таблетка диаметром 4, мм и толщиной 0,9 мм из нечувствительного к излучению LiF. На нее для устранения влияния на суммарный световыход методом электровакуумного напыления наносили слой алюминия толщиной 1 мг/см2. Затем на него наносили слой чувствительного материала LiF:Mg, Cu, P толщиной (5 7) мг/см2. Детекторы этого типа известны под обозначением TLD-1011T.

Детекторы обоих типов могут использоваться в качестве дозиметров кожной дозы в составе любого подходящего дозиметра, имеющего необходимую конструкцию (в том числе быть гибкими, эластичными, пылевлагосветозащитными и не создавать неудобств в работе). Они обладают хорошей воспроизводимостью и линей-ностью отклика в интервале поглощенной дозы 30 мкГр 19 Гр. Это позволяет использовать их как для текущего, так и аварийного контроля и мониторинга объектов промышленности и окружающей среды.

Контрольные вопросы по курсу «Инструментальные методы радиационной безопасности»

1. Понятие радиационной безопасности (РБ), ее цель и основные задачи.

2. Что является методологической основой РБ?

3. Какие мероприятия обеспечивают приведение радиационной обстановки в соответствие с установленными критериями безопасности?

4. Назовите основополагающие федеральные законы и нормативные документы в области РБ.

5. Что такое радиационная обстановка и радиационный контроль (РК)? Что включает в себя радиационный контроль и какие его виды вы знаете?


6. В чем состоит отличие нормируемых дозиметрических величин от операционных? Назовите основные нормируемые и операционные величины, используемые в РК.

7. Перечислите основные контролируемые радиационные параметры при проведении РК.

8. Перечислите признаки, по которым классифицируется аппаратура для контроля радиационной безопасности?

9. В чем состоит метод преобразований при измерении ионизирующих излучений (ИИ)? Назовите основные стадии преобразования энергии ИИ в детекторах.

10. Что относится к электронно-измерительным устройствам и в чем состоит их назначение? Что является основой современных электронно-измерительных устройств?

11. Блоки детектирования (БД) и их основные параметры. Назовите наиболее важные общие специальные параметры.

12. В чем состоит различие инспекционных и индивидуальных дозиметров? Для каких видов контроля они применяются?

13. Объясните принцип действия и структурную схему дозиметра фотонов с газоразрядными счетчиками. Приведите и объясните зависимость его чувствительности от энергии.

14. Как устроен и работает конденсаторный индивидуальный дозиметр.

15. Опишите принцип действия сцинтилляционных дозиметров фотонов и назовите известные вам такие дозиметры. Для чего в них используются комбинированные сцинтилляторы?

16. Принцип действия фотографического индивидуального дозиметра фотонов.

Сенситометрическая характеристика пленочного дозиметра фотонов – способы ее построения и использования.

17. На чем основан принцип действия термолюминесцентного дозиметра фотонов? В чем состоят пиковый и интегральный методы измерений ТЛД, их сравнительные достоинства и недостатки.

18. Перечислите основные требования к ТЛД при их использовании в дозиметрии.

19. В чем состоят основные преимущества ТЛД из фтористого лития в сравнении с другими ТЛД?

20. Каков состав ТЛ-систем, используемых в индивидуальном дозиметрическом контроле (ИДК) 21. Какие основные типы детекторов и ядерные реакции используются в дозиметрии и радиометрии нейтронов.

22. В чем состоит сущность метода дозиметрии и радиометрии нейтронов на основе воспроизведения требуемой энергетической зависимости чувствительности (ЭЗЧ)? Принцип использования в дозиметрии детекторов тепловых нейтронов в замедлителях.

23. Приведите примеры дозиметров нейтронов, использующих детекторы тепловых нейтронов в замедлителях, и способы их построения.

24. В чем состоят достоинства и недостатки индивидуальных дозиметров нейтронов на основе ядерных эмульсий.

25. Принцип действия альбедного дозиметра нейтронов и почему их необходимо градуировать в реальных полях излучения?

26. Какие типы индивидуальных дозиметров нейтронов, кроме альбедных и эмульсионных, вы знаете?

27. Перечислите основные задачи радиометрии.

28. Из каких основных узлов состоят радиометры? Что такое избирательность радиометров и как она обеспечивается?

29. Аэрозоли и их происхождение. Приведите примеры изотопного состава альфа- и бета активных аэрозолей?

30. В чем состоят особенности прямых и косвенных методов измерения активности аэрозолей? На каких процессах основаны косвенные методы?

31. Перечислите наиболее распространенные детекторы, используемые в радиометрах альфа активных аэрозолей.

32. Какие основные дочерние продукты распада радона (ДПР) вы знаете? С чем связана опасность радона и ДПР? Назовите основные источники радона в жилых помещениях.

33. Эквивалентная равновесная объемная активность радона (ЭРОА) и ее соотношение с объемной активностью (ОА). Объясните смысл коэффициента радиоактивного равновесия между радоном и ДПР.

34. В чем состоят интегральные и мгновенные методы измерений ОА и ЭРОА радона? Приведите примеры приборов для измерения этих величин.

35. Радиоактивные бета-газы и их источники. Основные методы и средства измерений бета активных газов.

36. Чем обусловлена задача измерения активности проб жидкости и окружающей среды? Назовите основные этапы определения содержания радионуклидов в пробах.

37. Какие наиболее распространенные радиометры жидкости и проб окружающей среды вы знаете?

38. Виды и изотопный состав радиоактивного загрязнения поверхностей. В чем состоит контроль загрязнения с помощью мазков и с помощью приборов и установок?

39. Понятие спектра излучения. Спектрометры, их виды и классификация.

40. Что такое функция отклика и аппаратурная форма линии (АФЛ) спектрометра? Основные характеристики АФЛ.

41. Назовите основные методы спектрометрии нейтронов. Объясните принцип действия многошарового спектрометра нейтронов.

42. В чем состоит качественный и количественный анализ спектров? В чем состоит градуировка спектрометра?

43. Какие основные задачи решаются с помощью современных спектрометров? Приведите примеры таких спектрометров.

44. Назовите основные методы определения активности радионуклида, усвоенного организмом.

Что такое счетчик излучения человека (СИЧ)? Приведите основные типы геометрии измерения содержания радионуклидов с СИЧ.

44. Из каких составных частей состоят СИЧ и на какие основные типы они подразделяются?

45. Назовите основные задачи, решаемые с помощью СИЧ. Перечислите основные характеристики СИЧ.

46. Чем вызвано создание систем радиационного контроля? Какие основные задачи решают современные системы РК?

47. На какие виды подразделяются системы РК? Что представляет из себя современная автоматизированная система РК (АСРК)? Перечислите основные задачи, решаемые на различных уровнях АСРК.

48. Какова радиационная опасность слабопроникающего излучения? Перечислите основные способы определения доз облучения кожи и хрусталика и их особенности.

49. Опишите устройство и принцип действия дозиметра для кожи лица и хрусталика на основе ТТЛД- БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК 1. Иванов В.И Курс дозиметрии. Учебник для вузов. М.: Энергоатомиздат, 2. Матвеев В.В., Хазанов Б.И. Приборы для измерения ионизирующих излучений, М:

Атомиздат, 1972.

3. Горн Л.С., Хазанов Б.И.. Избирательные радиометры. М.: Атомиздат, 1975.

4. Волков Н.Г. и др. Методы ядерной спектрометрии. М.: Энергоатомиздат, 1990.

5. Горн Л.С., Хазанов Б.И. Современные приборы для измерения ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 6. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Т.1. М.:

Министерство Российской федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения РФ, Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем. 2001.

7. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Рекомендации по приборному обеспечению дозиметрического и радиометрического контроля в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99. Т. 3. М.: Министерство Российской федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения РФ, Федеральное управление медико биологических и экстремальных проблем. 2003.

8. Руководство по методам контроля за радиоактивностью окружающей среды. Под редакцией И.А. Соболева, Е.Н. Беляева. М.: «Медицина», 2002.

ОГЛАВЛЕНИЕ Глава 1 Радиационная безопасность и радиационный контроль ………………………………………….. Радиационная безопасность, ее цели и задачи, 1. мероприятия по обеспечению …………………… Радиационный контроль и его виды ………...

1.2 Система дозиметрических величин ………… 1.3 Контролируемые радиационные параметр и 1. классификация аппаратуры радиационного контроля ……………………………………… Глава 2 Основные принципы построения приборов радиационной безопасности …... Метод преобразований при измерении 2. ионизирующих излучений ………………….. Преобразование информации в детекторах...

2.1.1 Электронно-измерительные устройства …… 2.1.2 Микросхемы, микропроцессоры и интерфейсы 2.1. …………………………………... Классификация приборов для измерения 2. ионизирующих излучений ………………….. Блоки детектирования и их основные параметры 2. ……………………………………. Условные обозначения средств измерений ИИ и 2. правила их построения ……………….. Дозиметры фотонного излучения ………...

Глава 3 Дозиметры: основные виды и измеряемые 3. величины ……………………………………... Соотношение нормируемых и операционных 3. величин для фотонного излучения ………… Ионизационные газовые дозиметры ………..

3.3 Дозиметры с ионизационными камерами ….

3.3.1 Дозиметры с газоразрядными счетчиками … 3.3.2 Сцинтилляционные дозиметры ……………..

3.4 Полупроводниковые дозиметры …………… 3.5 Индивидуальные дозиметры фотонного 3. излучения …………………………………….. Технические требования к индивидуальным 3.6. дозиметрам …………………………………… Прямопоказывающие индивидуальные 3.6. дозиметры ……………………………………. Фотографические дозиметры ………………..

3.6.3 Термолюминесцентные дозиметры ………… 3.6.4 Глава 4 Дозиметры и радиометры нейтронного излучения ……………………………………. Соотношение нормируемых и операционных 4. величин для нейтронного излучения ……….. Основные методы и средства регистрации 4. нейтронов в дозиметрии …………………….. Основные методы дозиметрии нейтронов ….

4.3 Компонентный метод ………………………...

4.3.1 Измерение спектров ЛПЭ …………………… 4.3.2 Использование ионизационных камер ……...

4.3.3 Воспроизведение энергетической зависимости 4.3. дозы нейтронов ……………….. Всеволновые счетчики (радиометры) нейтронов 4. …………………………………….. Индивидуальные дозиметры нейтронов …… 4.5 Индивидуальные дозиметры на основе ядерных 4.5. эмульсий …………………………… Альбедные дозиметры с ТЛД ………………..

4.5.2 Индивидуальные дозиметры других типов...

4.5.3 Глава 5 Радиометры Основные задачи радиометрии ……………...

5.1 Радиометры аэрозолей ……………………….

5.2 Аэрозоли, их основные характеристики и источники ……………………………………..

Основные методы регистрации аэрозолей….

5.3 Радиометрия радона ………………………….

5.4 Альфа-активные газы и аэрозоли и их основные 5.4. источники ………………………… Величины для нормирования радоновой 5.3. опасности ……………………………………. Методы и средства радиометрии радона…… 5.3.3 Радиометры газов ………………………… Глава 6 Радиоактивные бета-газы и их источники…..

6.1 Методы регистрации бета-активных газов….

6.2 Радиометры бета-активных газов …………...

6.3 Глава 7 Радиометры жидкости и проб окружающей среды ………………………... Задача измерений активности проб окружающей 7. среды ………………………….. Отбор и подготовка проб …………………….

7.2 Методики определения содержания 7. радионуклидов в пробах …………………….. Радиометры жидкости и проб окружающей 7. среды ………………………………………….. Глава 8 Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей ……………………………....... Источники поверхностной загрязненности 8. радионуклидами ……………………………... Виды радиоактивного загрязнения поверхностей 8. …………………………………. Определение загрязненности поверхности с 8. помощью мазков ……………………………... Контроль загрязненности с помощью приборов и 8. установок ……………………….. Спектрометрические приборы …………… Глава 9 Спектры излучения и спектрометры ………..

9.1 Функция отклика и форма линии спектрометра 9. …………………………………. Основные характеристики спектрометров … 9.3 Градуировка спектрометров ………………… 9.4 Нейтронные спектрометры ………………….

9.5 Структурное построение спектрометров …...

9.6 Некоторые типы современных спектрометров и 9. их характеристики ……….. Глава 10 Счетчики излучения человека …………… Глава 11 Системы радиационного контроля ……… Глава 12 Дозиметрия эквивалентных доз кожи и хрусталика ……………………………………. Дозиметр на основе тонких детекторов ТТЛД 12.1 580 ……………………………………..

Дозиметр с тонкими детекторами из фтористого 12.2 лития …………………………….

Контрольные вопросы Библиографический список ………………………………

Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 ||
 





 
© 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.