Министерство образования Республики Беларусь БЕЛОРУССКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ Кафедра «Техническая физика» ДОЗИМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ с помощью БЫТОВОГО ДОЗИМЕТРА Методические указания к лабораторной работе М и н с к БИТУ 2010 Министерство образования Республики Беларусь БЕЛОРУССКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ Кафедра «Техническая физика» ДОЗИМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ с помощью БЫТОВОГО ДОЗИМЕТРА Методические указания к лабораторной работе М и н с к Б И Т У 20 1 0 УДК 539.1.074(076.5X075.8) Б£К-34^42=5я7 Д 62 С о с т а в и т е л и : Н.Н. Митъкина, И.К. Султанова, Е.Е. Трофгшенко Р е ц е н з е н т ы : П. Г. Кужир, А.Г. Литвинко В методических указаниях рассмотрены дозовые характеристики ионизирующих излучений, приведены принцип действия, устройст­ во и технические характеристики бытового дозиметра. Описано формирование радиационного фона Земли. ©БИТУ, 2010 Лабораторная работа № 406 Дозиметрия ионизирующих излучений с помощью бытового дозиметра Цель работы 1. Ознакомиться с факторами, обуславливающими форми­ рование естественного радиационного фона, технологически измененного естественного радиационного фона и искусст­ венного радиационного фона. 2. Изучить дозовые характеристики ионизирующих излучений. 3. Изучить принцип действия, устройство и технические характеристики бытового дозиметра Анри 01 «Сосна». 4. Используя бытовой дозиметр Анри 01 «Сосна», провес­ ти оценку радиационной обстановки в естественных и смоде­ лированных условиях. 5. Решить задачи. Указания по технике безопасности 1. Включение дозиметра производится с разрешения пре­ подавателя или инженера лаборатории. 2. Белые пластины, моделирующие сильнозагрязненные ра­ дионуклидами территории, не подносить к глазам ближе 0,5 м. 3. После проведения измерений пластины, моделирующие за­ грязненные радионуклидами территории тотчас сдать препода­ вателю для ограничения работы с радиоактивными пластинами. Контрольные вопросы 1. Экспозиционная доза, мощность экспозиционной дозы. Единицы измерения. 2. Поглощенная доза, мощность поглощенной дозы. Едини­ цы измерения. 3 3. Относительная биологическая эффективность ионизи­ рующего излучения. 4. Эквивалентная доза, мощность эквивалентной дозы. Единицы измерения. 5. Эффективная доза. Единицы измерения. 6. Эквивалентная коллективная доза. Единицы измерения. 7. Основные источники естественного и повышенного ра­ диационного фона. 8. Принцип действия и устройство бытовых дозиметров. 9. Для регистрации каких видов радиоактивного излучения наиболее эффективны счетчики Гейгера-Мюллера? Почему? 10. Можно ли дозиметром, в котором детектором служит счетчик Гейгера-Мюллера, измерить дозы: а) экспозицион­ ную; б) поглощенную; в) эквивалентную? 1. Дозовые характеристики ионизирующих излучений Рентгеновское излучение, у-излучение, потоки а-частиц, электронов, позитронов, протонов и нейтронов называют ио­ низирующими излучениями, так как при прохождении через вещество они производят ионизацию атомов и молекул веще­ ства. Количественной мерой воздействия любого вида излу­ чения на облучаемый объект является доза. Экспозиционная доза X характеризует ионизирующее дей­ ствие фотонного излучения (у- и рентгеновского излучения) на сухой атмосферный воздух. Экспозиционная доза равна отношению суммарного заряда dq ионов одного знака, возни­ кающих в воздухе при полном торможении электронов и по­ зитронов, образованных фотонным излучением в элементар­ ном объеме воздуха, к массе воздуха dm в этом объеме: dm 4 Единицы измерения экспозиционной дозы СИ [Я] = Кл/кг (Кулон/килограмм) Внесистемные единицы М = Р (Рентген) 1 Кл/кг = 3876 Р 1 Р = 2,58*1 O'4 Кл/кг Экспозиционная доза названа в честь Вильгельма Конрада Рентгена (1845-1923) - немецкого физика, который открыл излучение, названное его именем. Мощность экспозиционной дозы X - отношение прира­ щения экспозиционной дозы dX за малый промежуток време­ ни Л к его длительности: Единицы измерения мощности экспозиционной дозы Измерив мощность экспозиционной дозы, можно рассчитать экспозиционную дозу за определенный промежуток времени: Проходя через вещество, излучение теряет энергию, а об­ лучаемое вещество поглощает энергию. Для определения ме­ ры поглощенной энергии любого вида излучения введено по­ нятие поглощенной дозы. СИ [X ] = А/кг (Ампер/килограмм) Внесистемные единицы [АГ] = Р/час (Рентген/час) Х = Х t , при условии, что *(<) = const. 5 Поглощенная доза D - основная дозиметрическая величи­ на, равная отношению средней энергии dE , переданной ио­ низирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме: dE D - ——-. dm Единицы измерения поглощенной дозы СИ Внесистемные единицы [Л] = ГР [D] = рад (Грей) (рад) 1 Гр = 100 рад Единица измерения поглощенной дозы в СИ получила на­ звание в честь английского ученого Луиса Гарольда Грея, внесшего большой вклад в развитие радиационной дозимет­ рии. Один Грей равен поглощенной дозе излучения, при кото­ рой веществу массой 1кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж. Рад - аббревиатура от англ. radiation absorbed dose - по­ глощенная доза излучения. Мощность поглощенной дозы D - отношение прираще­ ния поглощенной дозы dD за малый промежуток времени dt к его длительности: Единицы измерения мощности поглощенной дозы СИ Внесистемные единицы [Х>] = Гр/с [ Х> J = рад/час (Грей/секунду) (рад/час) 6 Предполагая, что мощность поглощенной дозы остается постоянной в течение некоторого времени, легко рассчитать поглощенную дозу за это время: D = D t . Измерение поглощенной дозы в веществе часто вызывает большие трудности, поэтому используют связь между экспо­ зиционной и поглощенной дозами: D = f X , где f - коэффициент перехода от экспозиционной к погло­ щенной дозе: в воздухе: в биологической ткани: / = 0,873 рад/Р; / = 0,96 рад/Р; / = 33,85 Гр/Кл/кг; / = 36,9 Гр/Кл/кг. Для сравнения биологических эффектов, вызываемых раз­ личными видами ионизирующих излучений, введено понятие относительной биологической эффективности q: где А - поглощенная доза образцового излучения, вызываю­ щего определенный биологический эффект, Dx - поглощенная доза данного излучения, вызывающего тот же биологический эффект. В качестве образцового излучения принимают рент­ геновское излучение с граничной энергией фотонов 200 кэВ. Относительная биологическая эффективность ц зависит от многих факторов: поглощенной дозы излучения, вида облу­ чаемого объекта и условий облучения, вида ионизирующего 7 излучения и т.д. Так как дозы облучения населения невелики и условия облучения за счет существующего радиационного фона практически постоянны, Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям рекомендовала ис­ пользовать регламентированные значения коэффициентов от­ носительной биологической эффективности, которые получи­ ли название «взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения (WR)». Эти коэффициенты учитывают разли­ чие поражающего действия разных видов излучения (табл. 1). Таблица 1 Взвешивающие коэффициенты Wr для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы Вид излучения Зв бэр w*> г ’Гр рад Рентгеновское и у-излучения 1 Электроны любых энергий 1 Протоны с энергией более 2 МэВ 5 Нейтроны с энергией менее 10 кэВ 5 Нейтроны с энергией от 10 кэВ до 100 кэВ 10 Нейтроны с энергией от 100 кэВ до 2 МэВ 20 Нейтроны с энергией от 2 МэВ до 20 МэВ 10 Нейтроны с энергией более 20 МэВ 5 а-частицы, осколки деления, тяжелые ядра 20 Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядер- ном превращении. Эквивалентная доза Н учитывает особенности радиаци­ онного эффекта в биологической ткани при облучении раз­ личными видами ионизирующего излучения и равна произве­ дению поглощенной дозы D в органе или ткани на взвеши­ вающий коэффициент Wr для определенного вида излучения: H = WR D . Единицы измерения эквивалентной дозы СИ Внесистемные единицы [Н] = Зв [Я] = бэр (Зиверт) (биологический эквивалент рада) 13в =100 бэр При одновременном облучении биологической ткани (тела человека) разными видами ионизирующего излучения эквива­ лентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для разных видов излучения. н = i Мощность эквивалентной дозы Н - отношение прира­ щения эквивалентной дозы dH за малый промежуток време­ ни dt к его длительности: Я = — . dt Единицы измерения мощности эквивалентной дозы СИ Внесистемные единицы [Я ] = Зв/с [Я ] = бэр/час Предполагая, что мощность эквивалентной дозы остается постоянной в течение некоторого времени, легко рассчитать эквивалентную дозу за это время: 9 Эффективная доза Е - величина воздействия ионизирующего излучения, используемая как мера риска возникновения отдален­ ных последствий облучения организма человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Эффективная доза равна сумме произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты (табл. 2): E = ^£WT НТ, т где Нт - эквивалентная доза в органе или ткани, Wx - взвешивающий коэффициент для органа или ткани. Единицы измерения эффективной дозы СИ Внесистемные единицы [Е] = Зв [Е] = бэр (Зиверт) (биологический эквивалент рада) Таблица 2 Взвешивающие коэффициенты Wr для органов и тканей при расчете эффективной дозы Название органа WT Гонады 0,20 Костный мозг (красный) 0,12 Толстый кишечник 0,12 Легкие 0,12 Желудок 0,12 Мочевой пузырь 0,05 Г рудная железа 0,05 Печень 0,05 Пищевод 0,05 10 Окончание табл. 2 Название органа Wy Щитовидная железа 0,05 Кожа 0,01 Клетки костных поверхностей 0,01 Остальное 0,05* Примечание. При расчетах учитывать, что «Остальное» вклю­ чает надпочечники, головной мозг, экстроторокальный отдел орга­ нов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелу­ дочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. Коллективная эффективная доза - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения. Она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-Зиверт (чел.-Зв). Знание этой дозы позволяет прогнозировать количество боль­ ниц, врачей, лекарств и т.д. в регионе, подвергшемся радиоак­ тивному загрязнению. Стохастические эффекты излучения - вредные биологи­ ческие эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность воз­ никновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы. Детерминированные эффекты излучения - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ио­ низирующим излучением, в отношении которых предполага­ ется существование порога, ниже которого эффект отсутству­ ет, а выше которого тяжесть эффекта зависит от дозы. 2. Основы нормирования ионизирующих излучений Нормы радиационной безопасности НРБ-2000 устанавли­ вают две категории облучаемых лиц. Персонал - физические лица, работающие с источниками излучения или находящиеся по условиям работы в зоне их 11 воздействия. Поскольку персонал работает во вредных усло­ виях, стандартное время работы 1700 часов в год. Население - все лица, включая персонал вне работы с ис­ точниками ионизирующего излучения. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три клас­ са нормативов: • основные пределы доз (ПД); • допустимые уровни монофакторного воздействия, явля­ ющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые удельные активности (ДОА), среднегодовые удельные актив­ ности (ДУА) и др; • контрольные уровни. Предел дозы (ПД) - величина годовой эффективной или эк­ вивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы или проживания. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возник­ новение детерминированных эффектов, а вероятность стохасти­ ческих эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне. Основные пределы доз облучения приведены в табл. 3. Таблица 3 Основные пределы доз облучения (НРБ-2000) Нормируемые величины* Пределы доз Персонал Население Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем за любые последова­ тельные 5 лет, но не более 50 мЗв в год 1 мЗв в год в среднем за любые последова­ тельные 5 лет, но не более 5 мЗв в год Эквивалентная доза за год: — в хрусталике глаза; — коже; — кистях и стопах 150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв 15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв 12 Примечание. Основные пределы доз не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие ра­ диационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специ­ альные ограничения. Например, решение об отселении с загрязнен­ ных радионуклидами территорий принимается при величине ожи­ даемой годовой эквивалентной дозы облучения 10 мЗв. Среднемировое значение эквивалентной дозы от внеш­ него природного у-нзлучения считается равным 1 мЗв в год по оценкам НКДАР (научного комитета по действию атомной радиации при ООН). Учитывая техногенное облуче­ ние населения согласно НРБ-2000 допустимое значение эк­ вивалентной дозы внешнего облучения составляет 2 мЗв в год, что согласуется с мировой практикой. 3. Радиационный фон Земли Радиационный фон — совокупность всех ионизирующих из­ лучений, облучающих все живые существа на нашей планете. Радиационный фон складывается из естественного (при­ родного) радиационного фона, технологически измененного естественного радиационного фона и искусственного радиа­ ционного фона. 3.1. Естественный радиационный фон Естественный радиационный фон создается космиче­ ским излучением и излучением естественных радионуклидов. Космическое излучение по своему происхождению под­ разделяется на первичное и вторичное. Первичное космическое излучение образуется в пределах нашей галактики при взрывах новых и сверхновых звезд. Оно состоит, в основном, из протонов (~92 %), а-частиц (~6 %). Небольшая доля (~2 %) приходится на нейтроны, электроны, фотоны и более тяжелые ядра. Частицы первичного космиче­ ского излучения обладают очень большой энергией, равной в 13 среднем 1010 эВ. Первичное космическое излучение практиче­ ски не доходит до поверхности земли. Заряженные частицы первичного космического излучения, попав в магнитное поле Земли, изменяют направление распространения и начинают двигаться по замкнутым траекториям, образуя радиационные пояса. Только очень немногие частицы вырываются из маг­ нитной ловушки и достигают атмосферы Земли. Вторичное космическое излучение образуется в результа­ те ядерных реакций частиц космического излучения и ядер атомов, составляющих атмосферу. Вторичное космическое излучение представляет собой поток из всех известных эле­ ментарных частиц. Состав и интенсивность вторичного кос­ мического излучения зависит от высоты над уровнем моря, географической широты и изменяется в соответствии с 11-лет­ ним циклом солнечной активности (табл. 4). Минимуму сол­ нечной активности соответствует максимум интенсивности космического излучения. Таблица 4 Изменение мощности дозы космического излучения в зависимости от высоты над уровнем моря Высота, км Н , мкЗв/ч Н , мкЗв/год 0 0,035 4 0,02 0,3 8,048 1,0 1,75 10 2,9 8,0 20 12,7 Естественные радионуклиды по своему происхождению подразделяются на космогенные радионуклиды и радионук­ лиды земного происхождения. Космогенные радионуклиды образуются в результате ядер­ ных реакций частиц космического излучения и ядер атомов, 14 составляющих атмосферу. Всего известно около двадцати кос­ могенных радионуклидов. Наибольший вклад в естественный радиационный фон вносят тритий (Н-3) и радиоуглерод (С-14). Земные радионуклиды присутствуют во всех объектах био­ сферы. Наибольший вклад в естественный радиационный фон вносят калий (К-40), рубидий (Rb-87) и члены радиоактивных радов урана (U-238) и тория (Th-232). 3.2. Технологически измененный естественный радиационный фон Деятельность человека приводит к изменению сложивше­ гося в природе распределения радионуклидов. Это вызывает изменение естественного радиационного фона, которое назы­ вают технологически измененным естественным радиацион­ ным фоном. Источники технологически измененного естественного ра­ диационного фона: • добыча полезных ископаемых; • сжигание ископаемого топлива (особенно каменного угля), содержание радионуклидов в золе на порядок выше, чем в топливе; • использование подземных вод с повышенным содержа­ нием радионуклидов (радоновые источники); • применение минеральных удобрений в сельском хозяйстве; • использование стройматериалов; • полеты на самолетах; • бомбардировка территорий снарядами с обедненным ураном. За несколько лет до аварии на ЧАЭС геологи и геохимики республики сделали съемку естественной радиоактивности ее территории. Естественный радиационный фон по мощности экспозиционной дозы колебался в зависимости от пункта из­ мерения от 2 до 12 мкР/ч. Самая малая величина радиацион­ ного фона была отмечена в районе Мозыря - 2 мкР/ч, наиболее 15 высокие значения были характерны для северных районов Бе­ ларуси - 12 мкР/ч, где имеются глинистые осадочные породы, обогащенные ураном. В целом дополнительное облучение человека за счет вы­ шеперечисленных источников невелико и не превышает 1 % от дозы, создаваемой естественным радиационным фоном. 3.3. Искусственный радиационный фон Развитие научно-технического прогресса привело к возник­ новению искусственных источников ионизирующего излучения. Источники искусственного радиационного фона: • рентгеновские установки, необходимые для диагностики; • радионуклиды, использующиеся для диагностики и терапии; • радионуклиды, возникающие при проведении промыш­ ленных ядерных взрывов и испытаний ядерного оружия; • ядерный топливный цикл (добыча и производство ядер­ ного топлива, эксплуатация АЭС, переработка и захоронение радиоактивных отходов). Среди источников искусственного радиационного фона наибольший вклад в облучение населения вносит рентгенов­ ская диагностика. Величина индивидуальной эффективной дозы зависит от вида обследования, технического состояния оборудования и квалификации персонала. По данным НКДАР (Научный комитет по действию атомной радиации) она лежит в пределах от 0,05 до 10 мЗв на одно обследование. 4. Принцип действия и устройство бытовых дозиметров Дозиметрические приборы для населения предназначены для оценки радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях. Наиболее распространенным видом ионизирующего излучения является гамма-излучение. Необ­ ходимость в контроле бета-частиц и нейтронного излучения возникает реже. 16 Дозиметры измеряют мощность экспозиционной дозы в воздухе (мкР/ч). Их полезно иметь в загрязненных районах для того, чтобы контролировать уровень гамма-фона и избе­ гать сильно загрязненных цезием пятен. Невозможно достаточно точное измерение с помощью при­ боров поглощённой, эквивалентной дозы или эффективной дозы, а именно она является объективным показателем воз­ действия радиоактивных излучений на организм. Значения эквивалентной дозы, измеряемые дозиметром, являются толь­ ко оценочными. Основным элементом любого прибора, измеряющего коли­ чественные характеристики ионизирующих излучений, явля­ ется детектор. В дозиметрах детектором чаще всего является газоразрядный счетчик Гейгера-Мюллера. Газоразрядный счет­ чик (рис. 1) выполняется в виде металлического или стеклян­ ного, покрытого внутри слоем металла, цилиндра (катода), по оси которого расположена тонкая металлическая нить (анод). Рабочий объем счетчика заполняется газом при пониженном давлении (десятки мм рт. ст.). На электроды счетчика подает­ ся напряжение в несколько сотен вольт. При взаимодействии ионизирующих частиц (электронов или у-квантов) с материа­ лом катода и молекулами газа вследствие фотоэффекта возни­ кают первичные свободные электроны, которые под действи­ ем электрического поля перемещаются к аноду. Рис 1 СаешикГейгера-Мюллера 17 Энергия электрона, приобретенная на длине свободного пробега, превышает энергию ионизации молекул газа. В этом случае столкновение электрона с нейтральной молекулой при­ водит к ионизации и к появлению новых электронов, уско­ ряющихся электрическим полем. По мере приближения к нити число вторичных электронов лавинообразно нарастает. Воз­ никает самостоятельный коронный разряд, который распро­ страняется вдоль нити. Электрические импульсы во внешней цепи, возникающие при вспышках разряда в газоразрядном счетчике, регистриру­ ются специальной электронной схемой (РУ - регистрирующее устройство). Количество импульсов пропорционально экспо­ зиционной дозе (мощности экспозиционной дозы). Для обес­ печения показаний прибора в мкР/ч производится специальная градуировка прибора с соответствующим подбором парамет­ ров электронных схем. Используя при градуировке прибора радионуклиды определенного изотопного состава (например, стронций и иттрий), с помощью счетчиков Гейгера-Мюллера можно измерять плотность потока бета-частиц для проб, со­ держащих указанные радионуклиды. На рис. 2 представлена упрощенная структурная схема ти­ пичного бытового дозиметра. Устройство детектирования из­ лучения (УД) состоит обычно из одного-двух газоразрядных счетчиков. Таймер (Т) является устройством, формирующим интервал времени измерений. Устройство управления (УУ) преобразует сигналы, поступившие в течение интервалов вре­ мени измерения от устройства детектирования, в импульсы стандартной амплитуды и длительности и передает их на счетчик импульсов (СИ). Счетчик импульсов предназначен для подсчета импульсов за время измерения и выведения ре­ зультатов на табло жидкокристаллического индикатора. Уст­ ройство звуковой сигнализации (УЗС) включает прерывистый или непрерывный звуковой сигнал в зависимости от режима работы прибора. 18 Рис. 2. Структурная схема дозиметра Конструктивно дозиметры выполнены так, что газоразрядные счетчики экранированы специальным металлическим фильтром, препятствующим попаданию бета-частиц в рабочий объем счетчика. При необходимости эти фильтры могут быть сняты. Эффективность регистрации заряженных частиц (электронов) счётчиками Гейгера-Мюллера достигает 100%. Эффектив­ ность регистрации гамма-квантов не превышает 7 %. Альфа- частицы этими счетчиками не регистрируются. 5. Порядок выполнения работы Для оценки радиационной обстановки в естественных и смоделированных условиях в данной лабораторной работе ис­ пользуется дозиметр Анри 01 «Сосна». 5.1. Измерение естественного радиационного фона в г. Минске (мощности экспозиционной дозы фонового гамма-излучения) 5.1.1. Задняя крышка дозиметра должна быть закрыта. 5.1.2. Переведите переключатель режима работы в положе­ ние «МД». 19 5.1.3. Включите дозиметр и нажмите кратковременно кноп­ ку «ПУСК/СТОП». 5.1.4. Через 20±5 с измерение закончится. Окончание счета импульсов сопровождается звуковым сигналом. На цифровом табло зафиксируется число, соответствующее мощности экс­ позиционной дозы в мР/ч. Занесите данное измерение в табл. 5, переведя его значение в мкР/ч. Измерения повторите 10 раз, нажимая кнопку «ПУСК/СТОП». 5.1.5. Выключите прибор. Таблица 5 Мощность экспозиционной дозы № п/п Х ( , мкР/ч ААГ{, мкР/ч е, % 1 2 3 4 5 6 7 8 9 ю" Средние значения Средние значения измеренных величин рассчитываются по формуле лгср=(лг1 +лг2 +...+лгя)/11, где п - число измерений. 20 Абсолютная погрешность г-го измерения 1^^ист L Относительная погрешность измерения е = ^ £ Р .Ю 0 % . *ср АХср округляется до первой значащей цифры, £ округляет­ ся до второй значащей цифры. Ответ в выводах должен быть записан в виде х = лгср+Ад:ср. 5.2. Оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в условиях повышенного радиационного фона Слабозагрязненная радионуклидами почва моделируется жел­ той пластиной, сильнозагрязненная почва - белой пластиной. 5.2.1. Задняя крышка дозиметра должна быть закрыта. 5.2.2. Переведите переключатель режима работы в положе­ ние «МД». 5.2.3. Расположите дозиметр на исследуемой пластине (желтой, затем белой или наоборот). 5.2.4. Включите дозиметр и нажмите кратковременно кнопку ПУСК/СТОП. 5.2.5. Через 20±5 с измерение закончится. На цифровом табло зафиксируется число, соответствующее мощности экс- 21 позиционной дозы в мР/ч. Для получения мощности эквива­ лентной дозы в мкЗв/ч показание дозиметра умножьте на 10. Измерения повторите 5 раз для каждой пластины нажатием кнопки «ПУСК/СТОП». Данные занесите в табл. 6. 5.2.6. Выключите прибор. Таблица 6 Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения № п/п Н; , МКЗв/Ч Пластина желтая Пластина белая 1 2 3 4 5 Средние значения 5.3. Измерение плотности потока бета-излучения в условиях повышенного радиационного фона Слабозагрязненная радионуклидами почва моделируется жел­ той пластиной, сильнозагрязненная почва - белой пластиной. 5.3.1. Задняя крышка прибора должна быть закрыта. 5.3.2. Переведите переключатель режимов в положение «МД» и включите прибор. 5.3.3. Установите прибор на исследуемой пластине и крат­ ковременно нажмите кнопку «ПУСК/СТОП». Через 20±5 с счет импульсов прекратится. Запишите фоновое показание прибора Ny без учета запятой на табло в табл. 7. Например, показание на табло 0,045. Тогда Ny = 45. 5.3.4. Выключите прибор. 5.3.5. Откройте заднюю крышку прибора. 22 5.3.6. Выполните измерения с открытой задней крышкой аналогично п. 5.3.3. Запишите показания прибора Ny+р без уче­ та запятой на табло в табл. 7. 5.3.7. Рассчитайте по формуле плотность потока бета- частиц, испускаемых исследуемой пластиной: фр = л (лгр+у - i v y ), где к - 0,008 част/(с • см2 • имп.) - градуировочный коэффици­ ент, определенный при заводской аттестации дозиметра Анри 01 «Сосна»; Ny (имп.) - показание прибора без учета запятой на табло при измерении с закрытой задней крышкой, экранирующей бета-излучение; JVP+T (имп.) - показание прибора без учета запятой на табло при измерении с открытой задней крышкой. Результаты вы­ числений занесите в табл. 7. 5.3.8. Сравните значения плотности потока бета-частиц, испускаемых с различных поверхностей, со значениями пре­ дельно допустимого потока (ПДП). Проанализируйте резуль­ таты проведенного сравнения. 5.3.9. Укажите, соответствует ли допустимым уровням заг­ рязненность исследуемых в работе поверхностей бета-излуча­ ющими радионуклидами. Таблица 7 Измерение плотности потока бета-излучения Пластина Показания дозиметра Плотность потока, част./см2 ■ с пдп, част./см2 • с Ny А'у+р Фр желтая 26 белая 23 6. Задачи 1. Исходя из измеренной мощности эквивалентной дозы, определить, может ли персонал работать в данных условиях повышенного радиационного фона в соответствии с нормами радиационной безопасности НРБ-2000 (см. параграф 2). Рас­ считать возможную продолжительность работы персонала в данных условиях повышенного радиационного фона. 2. Определить, может ли население проживать в данных ус­ ловиях повышенного радиационного фона в соответствии с нор­ мами радиационной безопасности НРБ-2000 (см. параграф 2). Рассчитать возможную продолжительность проживания Насе­ ления в данных условиях повышенного радиационного фона. 3. Исходя из измеренной мощности экспозиционной дозы, рассчитать эквивалентную дозу, которую получает житель Минска за год. Сравнить эквивалентную дозу со среднемиро­ вым значением. 4. Рассчитать эквивалентную дозу облучения, которую по­ лучил студент за время работы с пластинками, моделирую­ щими загрязненную радионуклидами территорию. 24 Литература 1. Кужир, П.Г. Радиационная безопасность / П.Г. Кужир, И.А. Сатиков, Е.Е. Трофименко. - Минск, 1999. 2. Лукашевич, В.К. Географические очерки природы Бело­ руссии / В.К. Лукашевич. - Минск, 1983. 3. Защита от ионизирующих излучений. В 2 т. Т. 1 / Н.Г. Гусев [и др.]. - М.: Энергоатомиздат, 1989. 4. Люцко, А.М. Выжить после Чернобыля / А.М. Люцко, И.В. Ролевич, В.И. Тернов. - Минск: Вышэйшая школа, 1990. 5. Радиационная безопасность. Нормы радиационной безо­ пасности (НРБ-2000). Основные санитарные правила обеспе­ чения радиационной безопасности (ОСП-2002). - Минск, 2003. 25 ПРИЛОЖЕНИЕ Дозиметр-радиометр бытовой АНРИ-01 «СОСНА» 1. Назначение Прибор предназначен для измерения мощности экспозици­ онной (эквивалентной) дозы гамма-излучения, измерения плотности потока бета-излучения загрязненных поверхностей и оценки объемной активности радионуклидов в веществах. 2. Технические данные Диапазон измерения мощности экспозиционной дозы - 0,010-^9,999 мР/ч, мощности эквивалентной дозы гамма- излучения - 0,1^-99,99 мкЗв/ч. Основная относительная по­ грешность измерения ±30 %. Примечание. Значение мощности эквивалентной дозы в мкЗв/ч определяют путем умножения показаний прибора на коэффициент 10. Диапазон измерения плотности потока бета-излучения - 10-5000 1/(см2-мин). Основная относительная погрешность измерения ±45 %. Диапазон оценки активности радионуклида цезий-137 - 10'7+ -10'6 Ки/л (3,7-103-7,4-104 Бк/л). 3. Описание и устройство прибора Внешний вид бытового радиометра-дозиметра АНРИ-01 «СОСНА» показан на рис. П1. Блок детектирования и измери­ тельный блок смонтированы в едином пластмассовом корпусе. Детектирование излучения осуществляется с помощью четырех газоразрядных цилиндрических счетчиков Гейгера-Мюллера типа СБМ-20, схема которого приведена на рис. 1. Для индика­ ции результатов измерений в приборе используется жидкокри­ сталлический цифровой индикатор 1. Управление прибором 26 осуществляется переключателем режимов работы 2, кнопками 3 - «КОНТР», 4 - «ПУСК», 5 - «СТОП», выключателем 6. Рис. П1 Источником питания радиометра-дозиметра «СОСНА» слу­ жит батарея постоянного тока типа 6PLF22, размещенная в отсеке для питания, закрытом легко съемной крышкой 7. Дозиметр регистрирует гамма-излучение с энергией 0,06- 1,25МэВ и бета-излучение с энергией 0,5-3,0 МэВ. К нижней части корпуса крепится поворотная задняя крышка, являющаяся экранизирующим фильтром. Под крышкой распо­ ложена плата с установленными на ней счетчиками излуче­ ния. При попадании в рабочие объемы счетчиков ионизирую­ щих частиц на нагрузке счетчиков появляются электрические импульсы. Число импульсов подсчитывается электронной схемой (рис. 2) и отображается на табло индикатора. При ус­ тановке переключателя режимов работы в положение «МД» 27 в приборе работает внутренний таймер, который через задан­ ное время прекращает счет импульсов. Величины длительности временного интервала таймера и частоты следования импульсов генератора таймера подбира­ ются при регулировании таким образом, чтобы обеспечить прямой отсчет экспозиционной дозы гамма-излучения в мР/ч. При установке переключателя режимов работы в положение «Т» таймер не работает и на табло регистрируется общее коли­ чество импульсов за заданный потребителем период времени. Схема сигнализации прибора выдает звуковой сигнал по окончании времени измерения (положение «МД») или корот­ кий звуковой сигнал при прохождении каждого десятого им­ пульса (положение «Т»). В схеме прибора предусмотрена возможность проверки ис­ правности работы пересчетной схемы. Прибор имеет четыре режима работы: • режим «поиск» для грубой оценки радиационной обста­ новки по частоте следования звуковых сигналов; • режим измерения мощности экспозиционной (эквива­ лентной) дозы гамма-излучения; • режим измерения плотности потока бета-излучения. В ра­ диометрическом режиме работы прибор измеряет плотность по­ тока бета-частиц в диапазоне 10 5000 част./(мин • см2); • режим оценки объемной активности радионуклидов. Ра­ ботать в этом режиме данным прибором бессмысленно в связи с его малой чувствительностью. Однако при большом времени измерения и малом уровне фона можно достаточно точно оценить объемную (удельную) активность. Примечание. Прибор проградуирован на измерение плотности по­ тока бета-частиц по радионуклидам стронций-90 + иттрий-90. Для других радионуклидов необходима соответствующая градуировка. Учебное издание ДОЗИМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ С ПОМОЩЬЮ БЫТОВОГО ДОЗИМЕТРА Методические указания к лабораторной работе Со с т а в и т е л и : МИТЬКИНА Нина Николаевна СУЛТАНОВА Ирена Константиновна ТРОФИМЕНКО Евгений Евгеньевич Редактор Т.А. Подолякова ______Компьютерная верстка Д.К. Измайлович______ Подписано в печать 06.08.2010. Формат 60x84Vi6. Бумага офсетная. Отпечатано на ризографе. Гарнитура Таймс. Уел, печ. л. 1,69. Уч.-изд. л. 1,32. Тираж 100. Заказ 371. Издатель и полиграфическое исполнение: Белорусский национальный технический уш ЛИ№ 02330/0494349 от 16.03.2009. Проспект Независимости, 65. 220013, IV