МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ Белорусский национальный технический университет Кафедра «Физика» РАДИОАКТИВНОСТЬ ПРИРОДНЫХ СТРОИТЕЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ Методические указания к лабораторной работе по физике Минск БНТУ 2013 МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ Белорусский национальный технический университет Кафедра «Физика» РАДИОАКТИВНОСТЬ ПРИРОДНЫХ СТРОИТЕЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ Методические указания к лабораторной работе по физике для студентов строительных специальностей Минск БНТУ 2013 УДК 539.16:691.1(076.5)(075.8) ББК 22.383я7 Р15 Составители: П. Г. Кужир, Н. П. Юркевич, Г. К. Савчук, Е. В. Журавкевич, В. А. Потачиц, И. А. Климович Рецензенты: И. А. Хорунжий, И. Ф. Медведева В издании представлены основные сведения об одной из составляющих радиационного фона Земли – излучении естественных радионуклидов. Описан метод определения удельной активности естественных радионуклидов в строительных материалах с помощью радиометра РКГ-АТ1320. © Белорусский национальный технический университет, 2013 3 Цель работы: ознакомиться с одной из составляющих естественного радиационного фона Земли – излучением есте- ственных радионуклидов; экспериментально определить удельную активность радионуклидов, содержащихся в неко- торых строительных материалах. Оценить степень загрязне- ния строительных материалов и сделать заключение о воз- можности их использования при возведении жилых и произ- водственных сооружений. Оборудование и материалы: радиометр РКГ-АТ1320, набор проб. Состав атомных ядер Атом состоит из положительно заряженного ядра, которое окружено электронами, образующими электронные оболочки. В целом атом электрически нейтрален. Размеры ядер имеют порядок 10−14–10−15 м, в то время как линейные размеры атомов составляют 10−10 м. Вместе с тем именно в ядре сосредоточена почти вся масса атома (более 99,95 %). Ядра состоят из двух элементарных частиц – протонов и нейтронов. Протон представляет собой ядро атома водорода. Он имеет положительный заряд, численно равный заряду электрона (qпр = 1,6 · 10−19 Кл), и массу покоя mпр = 1,6726 · 10−27 = 1836 mэл, где mэл – масса покоя электрона. Атомным номером Z называется число протонов в ядре, которое равно порядковому номеру химического элемента в таблице Менделеева. Нейтрон не обладает электрическим зарядом, его масса по- коя составляет 4 mн = 1,6749 · 10−27 = 1839 mэл. Протоны и нейтроны имеют общее название нуклоны. Массовым числом A называется общее число нуклонов в ядре. Нуклидом называется ядро с данным числом протонов и нейтронов. Для обозначения нуклида используется символ химического элемента с указанием атомного номера и массо- вого числа ядра: XAZ . Изотопами называются ядра, содержащие одинаковое чис- ло протонов, но различное число нейтронов. Явление радиоактивности Радиоактивность – самопроизвольное превращение одних атомных ядер в другие, сопровождаемое испусканием различ- ных видов излучений (, β, γ) и некоторых элементарных ча- стиц. Самопроизвольное превращение ядер называют также радиоактивным распадом. Радиоактивный распад сопро- вождается выделением энергии и возбуждением в веществе других процессов. При этом выполняются законы сохране- ния энергии, импульса, момента импульса и электриче- ского заряда. В процессе радиоактивного распада у ядра могут изменять- ся как массовое число А, так и атомный номер Z, при этом полное число нуклонов остается неизменным, несмотря на то, что нуклоны одного вида могут превращаться в нуклоны дру- гого вида (протоны – в нейтроны и наоборот). Радиоактивным или ионизирующим излучением назы- вают излучения, испускаемые при превращении ядер. Иони- зирующее излучение при воздействии на вещество вырывает из атомов электроны и создает ионы разных знаков. Процесс образования ионов разных знаков называется ионизацией. Для ионизации атома необходимо затратить энергию равную 5 работе, совершаемой против сил электрического притяжения между вырываемым электроном и образующимся ионом. Химические свойства иона отличаются от химических свойств исходного атома. В частности, химическая активность иона значительно больше, чем нейтрального атома. Ионизирующее излучение делится на непосредственно ионизирующее излучение и косвенно ионизирующее излу- чение. Непосредственно ионизирующим излучением называет- ся излучение, состоящее из потока заряженных частиц, име- ющих кинетическую энергию, достаточную для ионизации атомов при непосредственном столкновении. К непосред- ственно ионизирующему излучению относятся альфа- и бета- излучение, протоны, электроны. Косвенно ионизирующим излучение называется излуче- ние, состоящее из незаряженных частиц, которые при взаимо- действии с веществом могут создавать непосредственно иони- зирующее излучение и вызывать ядерные превращения. Кос- венно ионизирующее излучение может состоять из нейтронов или фотонов. Радиоактивные ядра называются радионуклидами. Радио- активность – явление статистическое. Одинаковые по типу радионуклиды распадаются за разное время независимо друг от друга. При этом указать, какие именно ядра распадутся за рассматриваемый промежуток времени, не представляется возможным. Однако с хорошей степенью точности можно определить число ядер, которые испытывают радиоактивный распад за данный промежуток времени. Чем больше исходное число радионуклидов, тем точнее будет это определение. Число ядер dN, распадающихся за интервал времени от t до t + dt, будет пропорционально промежутку времени dt и числу ядер N, еще не распавшихся к моменту времени t: –dN = λ N dt, (1) 6 где λ – постоянная распада, которая определяет вероят- ность распада ядра за единицу времени. Разделим переменные в равенстве (1): .λdt N dN  После интегрирования получим ,λln 0 t N N  или teNtN λ)( 0  , (2) где N0 – первоначальное (в момент времени t = 0) число ра- диоактивных ядер; N(t) – число радиоактивных ядер, не распавшихся к мо- менту времени t. Выражение (2) называют законом радиоактивного распа- да, который гласит: число радиоактивных ядер с течением времени убывает по экспоненциальному закону. Период полураспада T1/2 – время, в течение которого пер- воначальное число радиоактивных ядер уменьшится пример- но в два раза. Из формулы (2) следует связь периода полураспада T1/2 с постоянной распада λ:     693,02ln T . Период полураспада может составлять от миллионных до- лей секунд до 1015 лет. 7 Активность Количественной мерой радиоактивности источника являет- ся физическая величина, называемая активностью A. Актив- ность радионуклида в источнике – это отношение числа dN' самопроизвольных радиоактивных ядерных превращений, происходящих в источнике за малый интервал времени dt, к величине этого интервала:   dt Nd  tA . Благодаря распаду, количество радиоактивных ядер в пер- воначальной массе вещества с течением времени уменьшает- ся, соответственно снижается активность радионуклида. Чис- ло радиоактивных распадов dN' равно убыли числа радиоак- тивных ядер dN за время dt: dN' = –dN. Тогда   )(λλ)( λ λ 0 0 tNN dt Nd dt dN t t      tA . (3) Единицей активности в СИ является беккерель (Бк). Один беккерель равен активности радионуклида в источнике, в котором происходит один распад в секунду. В практических приложениях часто используется внеси- стемная единица измерения активности кюри (Ки). Один кюри – активность такого радиоактивного источника, в котором за 1 секунду происходит 3,7·1010 распадов: 1 Ки = 3,7·1010 Бк. 8 Масса радионуклида m в граммах в источнике вычисля- ется по формуле ,104,2 2/1 24 AATm  где А – атомная масса данного радионуклида в граммах; A – активность радионуклида в беккерелях; T1/2 – период полураспада радионуклида в секундах. Удельная активность радионуклида – отношение актив- ности A радионуклида в источнике к массе источника m: m m A A  . Единица удельной активности – беккерель на килограмм (Бк/кг). Объемная активность радионуклида в образце объемом V V V A A  характеризует активность радионуклида в источнике единич- ного объема (Бк/м3). Поверхностная активность S A As  характеризует активность радионуклида в источнике с еди- ничной площадью поверхности (Бк/м2). Как следует из формулы (3) активность радионуклида в об- разце уменьшается с течением времени по закону tet λ 0 )(  AA , 9 где A0 – активность образца в начальный момент времени. Дозы облучения Ионизирующее излучение, проходя через вещество, иони- зирует и возбуждает атомы и молекулы среды. Ионизирую- щим излучением являются γ-излучение, рентгеновское из- лучение, пучки электронов и позитронов, протонов, нейтронов, α-частиц и т.д. Ионизируя и возбуждая атомы и молекулы среды излуче- ние теряет свою энергию, а облучаемое вещество поглощает ее. Степень воздействия ионизирующего излучения на веще- ство характеризуется количеством поглощенной энергии. Основной физической величиной, принятой для измерения ионизирующего излучения, является доза излучения. Поглощенная доза ионизирующего излучения D равна от- ношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме dm dE D  . В системе СИ поглощенная доза измеряется в Дж/кг, и имеет специальное название – грей (Гр или Gy). Один грэй равен такой поглощенной дозе, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж: 1 Гр = 1 Дж/кг. Скорость увеличения дозы характеризуется мощностью до- зы. Мощность поглощенной дозы W – это отношение при- ращения дозы D за некоторый промежуток времени t к ве- личине этого промежутка: 10 t D W    . Мощность поглощенной дозы в СИ измеряется в едини- цах грэй в секунду (Гр/с). Поражающее действие ионизирующих излучений зависит не только от поглощенной дозы, но и от вида излучения форми- рующего эту дозу. Это учитывается путем взвешивания значе- ния поглощенной дозы с помощью множителя, отражающего «качество» излучения. Такой коэффициент называется весо- вым множителем излучения w (табл. 1), а взвешенная погло- щенная доза называется эквивалентной дозой H. Таблица 1 Весовые множители излучения для некоторых видов излучений Виды излучений Весовой множитель излучения w Фотоны любых энергий 1 Рентгеновское и γ-излучение 1 Электроны любых энергий 1 Нейтроны 10 Альфа-частицы 20 Эквивалентная доза ионизирующего излучения Н – произведение поглощённой дозы D на средний весовой мно- житель ионизирующего излучения w в данном элементе объема вещества: Н = wD. Численные значения весовых множителей для некоторых излучений приведены в табл. 1. 11 Если ионизирующее излучение смешанного состава, то  i iiDwH , где wi, Di – весовой множитель и поглощенная доза i-го вида излучения соответственно. Единицей эквивалентной дозы H в СИ является зиверт (Зв). Для ионизирующего излучения, весовой множитель кото- рого равен единице, 1 Зв = 1 Гр. Для ионизирующего излучения, весовой множитель кото- рого w не равен единице, 1 Зв = 1/w Гр. Для рентгеновского, бета- и гамма-излучений числен- ные значения поглощенной и эквивалентной дозы совпа- дают. Радиационный фон Земли Все живые существа на Земле, начиная с простейших и за- канчивая человеком, облучаются ионизирующими излучени- ями различных источников естественного и искусственного происхождения. Совокупность этих ионизирующих излуче- ний называют радиационным фоном. Радиационный фон Земли складывается из естественного (природного) радиаци- онного фона и искусственного радиационного фона. Диа- грамма вкладов ионизирующих излучений от различных ис- точников естественного и искусственного происхождения в общую радиацию показана на рис. 1. 12 Рис. 1. Диаграмма вкладов в радиационный фон Земли ионизирующего излучения от различных источников естественного и искусственного происхождения Как видно из приведенной диаграммы, радиационный фон Земли складывается из следующих основных компонентов: 1) излучение, обусловленное космическим излучением; 2) излучение от содержащихся в земной коре, почве, возду- хе, воде естественных радионуклидов, из которых основной вклад в дозу облучения человека вносят 40K, 87Rb и члены ра- диоактивных семейств 238U, 232Th; 3) излучение от искусственных радионуклидов, образовав- шихся при испытаниях ядерного оружия, от радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности, от радиоак- тивных веществ, используемых в медицине, науке, технике, сельском хозяйстве и т.д. Ионизирующие излучения от природных источников кос- мического и земного происхождения образуют естественный радиационный фон. Естественный радиационный фон – радиоактивное излу- чение, источником которого являются космические лучи и радиоактивные вещества, которые в естественных условиях содержатся в незначительных количествах в атмосфере, а 13 также естественные радионуклиды, содержащиеся в земной коре. Космическое излучение – ионизирующее излучение, ко- торое непрерывно воздействует на поверхность Земли. Его подразделяют на первичное и вторичное. Первичное излуче- ние приходит из космического пространства. Оно состоит в основном из протонов высоких энергий (примерно 90 %) и α-частиц (около 10 %). В результате взаимодействия высоко- энергетических частиц первичного космического излучения с атомами воздуха образуется поток вторичного космическо- го излучения, которое содержит практически все известные в настоящее время элементарные частицы. Население Земли подвергается воздействию в основном только вторичного космического излучения. Все природные радионуклиды, содержащиеся в атмо- сфере, условно можно разделить на следующие группы: кос- могенные радионуклиды, радиоактивные газы, поступающие в атмосферу с земной поверхности и радионуклиды, поступа- ющие в атмосферу с земной поверхности вместе с пылью в результате жизнедеятельности человека. Основные радиоактивные изотопы, которые встречаются в горных породах Земли – это калий-40, рубидий-87 и радиоак- тивные ряды или радиоактивные семейства, берущие начало от изотопов – урана-238, урана-235 и тория-232. В природном уране изотоп урана-238 составляет 99,3 %, в то время как изо- топ урана-235 всего 0,7 %. Радиоактивный ряд – последовательность радионукли- дов, каждый из которых образуется посредством радиоак- тивного распада предыдущего. Распады продолжаются до тех пор, пока не будет получен стабильный изотоп. Характер- ной особенностью радиоактивных рядов является наличие в середине цепочки инертного радиоактивного газа радона-222, торона (радон-220) и актинона (радон-219), при этом каждый ряд заканчивается стабильным изотопом свинца. 14 Радон-222 и торон-220 – это наиболее важные радио- нуклиды, определяющие уровень радиоактивности атмосферы (рис. 1). Основную часть дозы облучения от радона человек получа- ет, находясь, в закрытом, непроветриваемом помещении. Концентрация радона в закрытых помещениях в среднем при- мерно в восемь раз выше, чем в наружном воздухе (рис. 2). Рис. 2. Диаграмма процентного содержания радона, при излучении от различных источников Как видно из рис. 2, в помещениях источником радона по- мимо почвы под зданием являются строительные материалы, поэтому очень важно при строительстве жилых и производ- ственных помещений правильно сделать выбор строительных материалов. Самые распространенные строительные материа- лы – дерево, кирпич и бетон – выделяют относительно не- много радона. Гораздо большей удельной активностью обла- дают пемза, глиноземы. Довольно высокой удельной радиоак- тивностью обладает силикатный шлак – побочный продукт, получаемый при переработке фосфорных руд и применяемый 15 в качестве компонента бетона и других строительных матери- алов. Фосфогипс – побочный продукт, образующийся при другой технологии переработки фосфорных руд, широко при- меняется при изготовлении строительных блоков, сухой шту- катурки, перегородок и цемента. Фосфогипс обладает гораздо большей удельной активностью, чем природный гипс, и люди, живущие в домах, построенных с его применением, подвер- гаются облучению на 30% более интенсивному, чем жильцы других домов. В зависимости от концентрации изотопов 226Ra, 232Th и 40K в строительных материалах мощность дозы излучения в по- мещениях изменяется от 4·10-8 до 12·10-8 Гр/ч. В кирпичных, каменных и бетонных зданиях мощность дозы в 2-3 раза вы- ше, чем в деревянных. Дома, в которых живут и работают люди, с одной стороны, защищают их от внешних радиационных облучений, а с другой – увеличивают общую дозу облучения за счет ради- онуклидов, которые содержатся в строительных материа- лах, и радона, который также находится внутри помеще- ний. Таблица 2 Удельная активность естественных радионуклидов в строительных материалах (Бк/кг) Вид материала 226Ra 232Th 40K эффA Бетон легкий 21,8 15,2 155,0 59 Бетон тяжелый (цемент) 23,7 16,7 149,0 63 Песок 7,8 12,3 33,0 16 Кирпич 15,0 4,0 333,0 48 Щебень из гранита 27,4 35,9 111,0 204 Мрамор 18,0 18,0 37,0 45 Гранит 100,8 80,0 1299,0 315 16 Возможность использования при сооружении зданий тех или иных строительных материалов определяют по значению эффективной удельной активности (табл. 2). Удельная эф- фективная активность природных радионуклидов в строи- тельных материалах (песок, щебень, цементное и кирпичное сырье и др.) и отходах промышленного производства, исполь- зуемые для изготовления строительных материалов (зола, шлаки и др.), рассчитывается по формуле: эффA = RaA + 1,31 ThA + 0,065 KA + 0,22 CsA , где RaA , ThA , CsA , KA – удельные активности 226Ra, 232Th, 137Сs, 40K соответственно. Все удельные активности в приве- денной формуле измеряются в Бк/кг. Согласно «Нормам радиационной безопасности – 2000» для материалов, используемых в строящихся и рекон- струируемых общественных зданиях, эффA < 370 Бк/кг. Для материалов, используемых в дорожном строитель- стве в пределах территории населенных пунктов и для производственных сооружений, эффA ≤ 740 Бк/кг. Для материалов, используемых в дорожном строитель- стве вне населенных пунктов, эффA ≤ 1350 Бк/кг. 17 Если 1350 Бк/кг < эффA < 4000 Бк/кг, вопрос об использова- нии материалов решается совместно с республиканскими орга- нами санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь. При эффA > 4000 Бк/кг материалы не используются в строительстве. Радиометры Радиометрами называются приборы, предназначенные для измерения удельной и объемной активности гамма- излучающих радионуклидов 137Cs, 40K, 226Ra, 232Th в воде, продуктах питания, кормах, почве, строительных материалах, промышленном сырье и других объектах окружающей среды. Радиометры – это приборы с газоразрядными счетчиками, сцинтилляционными счетчиками и другими видами детекторов. Основные блоки радиометра РКГ-АТ1320: блок детекти- рования (рис. 3) и блок обработки информации. Детектор ФЭУ Светодиод БП Усилитель АЦП Рис. 3 Схема блока детектирования Блок детектирования (рис. 3) содержит сцинтилляционный детектор NaJ(Tl) и электронную часть, состоящую из светоди- ода, фотоумножителя (ФЭУ), усилителя, блока питания (БП) и аналого-цифрового преобразователя (АЦП). 18 Принцип действия радиометра основан на использова- нии сцинтилляционного эффекта, при котором световые вспышки, возникающие в кристалле-сцинтилляторе NaJ(Tl) при попадании в него гамма квантов, регистрируются фотоде- тектором. Световые вспышки, возникающие в сцинтилляторе, через светодиод попадают на фотокатод фотоэлектронного умножителя и преобразуются в электрические импульсы, ко- торые после усиления поступают в устройство селекции. Устройство селекции производит сортировку импульсов по их амплитудам (пропорционально энергии регистрируемых γ-квантов). Устройство обработки ин- формации управляет работой устройства селекции и вы- числяет количественные ха- рактеристики ионизирующе- го излучения. Устройство индикации и управления за- дает режим работы γ- радиометра и индуцирует на табло результат измерений. Режим работы задается с помощью кнопок, располо- женных на лицевой панели прибора (рис. 4). Исследуе- мый образец (проба) разме- щается в кювете, в качестве которой используется сосуд Маринелли объемом 1,0 л. Кювета с пробой устанавли- вается вовнутрь свинцового защитного экрана, уменьша- ющего влияние внешнего фонового излучения. Сверху Рис. 4. Внешний вид блока обработки информации радиометра РКГ-АТ1320 19 экран закрывается свинцовой защитной крышкой. Программ- но выбирается состав радионуклидов, эффективную актив- ность которых необходимо измерять. Порядок выполнения работы 1. Перед началом работы подключите сетевой кабель ра- диометра РКГ-АТ1320 к сети питания. 2. На экране блока обработки информации нажиме кнопку «ВКЛ». На экране на несколько секунд появится надпись «АТОМТЕХ», а затем сообщение: Прогрев прибора Установите контрольн. пробу Меню Прервать 3. Прогрев радиометра производится в течение 10 мин. В процессе прогрева установите контрольную пробу в радио- метр и закройте блок защиты. 4. После того как на экране появится сообщение «Провер- ка завершена» извлеките контрольную пробу из радиометра. 5. Выполните измерения активности следующих проб строительных материалов: гранита, гравия, мрамора и дре- весных опилок. 6. Поместите сосуд с пробой гранита в блок защиты радио- метра и закройте блок. Нажмите кнопку «Меню», автомати- чески Вы попадаете в режим «Отображение спектра». На экране Вы будете видеть изображение спектра. 7. Нажмите клавишу «Набор» и введите значения параметров:  продолжительность измерения 900 с (15 мин);  масса пробы в граммах (указана на сосуде);  геометрия измерения – сосуд Маринелли, 1 л . После ввода параметров нажмите кнопку «Ввод». 20 8. По окончании процесса измерений, который длится 15 мин, определите удельную активность естественных ради- онуклидов в пробе гранита. Для этого на клавиатуре нажмите «Меню». 9. В режиме «Обр» при помощи клавиши «→» выберите функцию «Активн». Нажмите «Ввод». На экране появится сообщение: Выбор нуклидов Маринелли, 1 л Состав нуклидов Cs+K Ввод Активность 10. Для определения в пробе четырех нуклидов (137Сs, Ra266, Th232, K40) нажимайте клавишу «→» и выберите опцию EPH+Cs . Затем нажмите «Ввод». На экране появятся резуль- таты измерений удельной активности пробы гранита в виде: Нуклид Бк/кг % Сs-137 K-40 Ra-226 Th-239 11. Полученные данные занесите в рабочую тетрадь в табл. 3 и нажмите клавишу «Набор». Откройте блок защиты радиометра, достаньте пробу гранита и поместите туда сле- дующую по таблице пробу – пробу гравия. Закройте блок 12. Введите значения параметров для гравия. Для этого клавишей «→» очистите данные для предыдущей пробы. 13. Повторите пункты 7–12 для всех проб, указанных в табл. 3. 21 14. Вычислите удельную эффективную активность эффA природных радионуклидов в строительных материалах по формуле эффA = RaA + 1,31 ThA + 0,065 KA + 0,22 CsA , где RaA , ThA , CsA , KA – удельные активности 226Ra, 232Th, 137Сs, 40K соответственно. Таблица 3 Результаты измерений Наименование пробы Удельная активность, Бк/кг Погрешности измерений удельной активности, % Удельная эф- фективная ак- тивность эффA , Бк/кг гранит 137Сs 40K 226Ra 232Th гравий 137Сs 40K 226Ra 232Th мрамор 137Сs 40K 226Ra 232Th древесные опилки 137Сs 40K 226Ra 232Th 22 15. Проведите сравнительный анализ полученных данных для эффA с нормами радиационной безопасности (НРБ-2000). Сделайте вывод о возможности использования строительных материалов. 16. Кнопка «ВКЛ» служит для включения и выключения радиометра. Для выключения радиометра три раза нажмите кнопку «ВКЛ». После появления на экране дисплея сообще- ния «Выключить прибор?» еще раз нажмите кнопку «ВКЛ». Достаньте вилку прибора из сети питания Контрольные вопросы 1. Что такое радиоактивность? 2. Сформулируйте закон радиоактивного распада. 3. Дайте определение постоянной радиоактивного распада и периода полураспада? 4. Что называется активностью радиоактивного препарата (в том числе удельной, объемной, поверхностной ак- тивностью)? 5. Приведите единицы измерения активности. 6. Дайте определения поглощенной дозы излучения и ее мощности. Укажите единицы их измерения. 7. Что такое весовой множитель излучения? Приведите его значение для известных вам видов излучений. 8. Из каких составляющих складывается радиационный фон Земли? 9. Назовите составляющие естественного радиационного фона Земли. 10. Какие природные радионуклиды присутствуют в стро- ительных материалах? 11. Какие радионуклиды обычно измеряются в образцах строительного материала? 12. Устройство и принцип работы радиометра РКГ- АТ1320? 23 Литература 1. Савельев, И.В. Курс общей физики / И.В. Савельев. – М.: Наука, 1977–1989. – Т. 3. 2. Детлаф, А.А. Курс физики / А.А. Детлаф, Б.М. Явор- ский. – М.: Высшая школа, 1973–1979. – Т. 2. – 1989. 3. Кужир, П.Г. Радиационная безопасность / П.Г. Кужир, И.А. Сатиков, Е.Е. Трофименко. – Минск: Пион, 1999. 4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000). – Минск, 2000. 24 Учебное издание РАДИОАКТИВНОСТЬ ПРИРОДНЫХ СТРОИТЕЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ Методические указания к лабораторной работе по физике для студентов строительных специальностей Составители: КУЖИР Павел Григорьевич ЮРКЕВИЧ Наталья Петровна САВЧУК Галина Казимировна и др. Технический редактор Д. А. Исаев Компьютерная верстка Д. А. Исаева Подписано в печать 12.04.2013. Формат 6084 1/16. Бумага офсетная. Ризография. Усл. печ. л. 1,39. Уч.-изд. л. 1,09. Тираж 100. Заказ 289. Издатель и полиграфическое исполнение: Белорусский национальный технический университет. ЛИ № 02330/0494349 от 16.03.2009. Пр. Независимости, 65. 220013, г. Минск.