Измерение радиационных характеристик гамма-излучения

И радиационной обстановки в помещении

 

Человек подвергается воздействию ионизирующих излучений при работе на ядерных установках и с радиационными препаратами. Кроме того, в течение всей жизни на человека воздействует радиационный фон от источников природного и техногенного происхождения. Обеспечение радиационной безопасности связано с измерением и контролем одной из важнейших характеристик - мощности эквивалентной дозы гамма-излучения.

Радиационный контроль жилищного фонда, производственных помещений и прилегающих территорий осуществляется для проверки соответствия фактических значений радиационно-гигиенических характеристик требованиям санитарных норм и для оценки эффективности мероприятий по радиационной безопасности.

В случае превышения фактических значений радиационных характеристик, допускаемых нормами, на основе контрольных испытаний должно быть определено содержание и объем мероприятий, обеспечивающих выполнение требований норм.

При выполнении работ студенты применяют серийные профессиональные дозиметры, радиометры и дозиметры-радиометры СРП-68-01, ДКС-96 и ДРГ3-01. Наладку прибора и проверку контрольных показателей приборов осуществляют инженерно-технические сотрудники лаборатории.

Допускается измерять и представлять результаты измерения в единицах мощности дозы гамма-излучения P(мкР/ч), связанной с мощностью эквивалентной дозы внешнего гамма-излучения H (мкЗв/ч) приближенным соотношением:

 

H = 0,09 · P

 

Экспериментальная аппаратура

 

Сцинтилляционный геологоразведочный прибор СРП-68-01 предназначен для поиска радиоактивных руд по их гамма-излучению, для радиометрической съемки местности, а также для радиометрического опробования карьеров и горных выработок.

Прибор СРП-68-01 позволяет проводить измерение мощности в пределах от 0 до 3000 мкР/ч.

Дозиметр-радиометр ДКС-96 с блоком детектирования БДПГ-96 применяется для измерения мощности дозы гамма-излучения от источника цезия-137 от 0,05 до 50 мкЗв/ч. Начальный порог регистрации естественного фона гамма-излучения не превышает 50 кэВ.

Дозиметр ДРГ3-01 служит для измерения мощности дозы гамма-излучения в диапазоне измерений от 0 до 2.58х10^-8 Кл/(кг х с) (от 0 до 100 мкР/с).

Диапазон измерения разбит на поддиапазоны: от 0 до 1,0; от 0 до 3,0; от 0 до10,0; от 0 до 30; от 0 до 100, мкР/с.

 

Лабораторная работа № 4

Измерение мощности дозы в помещениях

 

Измерения мощности эквивалентной дозы (МЭД) производят в два этапа.

Первый этап служит для предварительной оценки радиационной обстановки в помещениях с целью выявления возможных локальных источников гамма-излучения производят предварительное обследование. С поисковым радиометром (дозиметром) производят обход помещений по периметру каждой комнаты и производят замеры на высоте 1 м от пола на расстоянии 5 – 10 см от стен и по оси каждой комнаты, производя замеры на высоте 5 – 10 см над полом. При обнаружении локальных повышений показаний производят поиск максимума и фиксируют в журнале положение и показание прибора в точке максимума.

Второй этап - измерение мощности дозы в обследуемом помещении выполняют в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола, а также в выявленных участках с максимальным значением мощности дозы гамма-излучения.

Значения мощности дозы внешнего гамма-излучения в новых зданиях и сооружениях не должно превышать среднее значение на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

Предварительная оценка радиационной обстановки

Порядок работы

1. Получите у сотрудника лаборатории переносной дозиметр СРП-68-01 и план помещения с указанием точек детектирования.

2. Подготовьте дозиметр к работе согласно краткой инструкции.

3. Проведите обход по периметру помещений с поисковым дозиметром и проведите соответствующие измерения.

4. Зафиксируйте на плане показания поискового прибора.

5. Выделите на плане наиболее опасные участки.

6. Проведите измерение МЭД внешнего гамма-излучения в обследуемых помещениях согласно описанной выше процедуре в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола, а также в выявленных участках с максимальным значением мощности дозы.

7. Занесите результаты измерений в табл. 6.2.1.

8. Проанализируйте радиационную обстановку в помещении по результатам измерений.

 

Окончательное измерение радиационной обстановки

в помещении

 

9. Проведите измерения мощности дозы Р_i в точках детектирования (не менее 3-х раз в одной точке) согласно полученной схеме.

10. Определите среднее значение мощности дозы в каждой точке детектирования.

Занесите результаты измерений в табл. 6.2.2.

11. Проанализируйте радиационную обстановку в помещении лаборатории по результатам измерений.

12. Выделите на плане наиболее радиационно-опасные участки.

Таблица 6.2.1

№ п.п	Место измерения	Заводской номер дозиметра	Дата измерения	Показания поискового прибора	Результаты измерения H, мкЗв/ч	Погрешность

 

Таблица 6.2.2

№ точки Детектирования
Pi, мкЗв/ч
мкЗв/ч

 

Контрольные вопросы

 

1. Порядок проведения измерений мощности дозы.

2. Выбор мест измерений.

3. Порядок проведения измерений.

 

Литература

 

1. ГОСТ 15484-81, Ионизирующие излучения и их измерения. Терми­ны и определения». М., Атомиздат, 1981.

2. Государственная система обеспечения единства измерений. ГОСТ 8.417-81. Единицы физических величин. Методические указания. М., Атомиздат, 1981.

3. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), Минздрав, 1999

4. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ), Минздрав, 2000.

5. Иванов В.Н., Машкович В.П., Центер Э.М. Международная сис­тема единиц (СИ) в атомной науке и технике: Справочное ру­ководство. М., Энергоиздат, 1981.

6. Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. М., Энергоиздат, 1982.

7. Большаков В.Д. Теория ошибок наблюдений. М., Недра, 1963.

8. ГОСТ 8.011-72. Показатели точности измерений и формы пред­ставления результатов измерений. М., Стандарты, 1972.

9. ГОСТ 8.207-76. Прямые изменения с многократными наблюдения­ми. Методы обработки результатов наблюдений. М., Стандарты, 1976.

 

8. Приложение 1

Основные термины и определения

 

Ионизирующее излучение - излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков.

Радиоактивность - самопроизвольное превращение неустойчивого нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения. Радионуклид - нуклид, обладающий радиоактивностью.

Источник ионизирующего излучения - объект, содержащий радиоак­тивный материал или техническое устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.

Естественный фон излучения - ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и излучения естественно распределенных при­родных радиоактивных веществ (на поверхности Земли, в природной ат­мосфере, в продуктах питания, в воде, в организме человека и др.).

Активность радионуклида - отношение числа спонтанных ядерных переходов из определенного состояния радионуклида dN₀ за ин­тервал времени dt. Единицей активности ра­дионуклида в источнике является в системе СИ распад в секунду - беккерель (Бк).

Внесистемная единица активности - кюри (Ки), I Ки = 3,7·10¹⁰ распадов в секунду.

Поглощенная доза излучения (доза излучения) Д - отношение средней энергии dW, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме. Единицей поглощенной дозы в СИ является грэй (Гр), I грэй соответст­вует поглощению I Дж энергии излучения в I кг облученного вещества.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения - произведение погло­щенной дозы излучения в биологической ткани на взвешивающий коэффициент этого излучения в данном элементе биологической ткани. Единицей эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). I Зв = I Гр/кг. Внесистемной единицей экви­валентной дозы является бэр: I бэр = 100 Зв.

Взвешивающий коэффициент - безразмерный коэффициент определяет зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека для разных видов излучения, например, для рентгеновского, фотонного и бета-излучения К = I, для альфа-излучения К = 20.

Гамма-излучение – электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц.

γ - постоянная изотопа - мощность дозы, создаваемая γ - излучением точечного изотропного источника это­го изотопа активностью 1 мКи на расстоянии 1 см.

Закрытый источник - радиоактивный источник, излучение кото­рого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду.

Открытый источник - радиоактивный источник излучения, при использовании
которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

Гамма-эквивалент источника - условная масса точечного источника ²²⁶Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность дозы, как данный источник.

Внешнее облучение - воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников излучения.

Внутреннее облучение - воздействие на организм ионизирующих излучений радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.

Естественный фон излучения - ионизирующее излучение, состоящее из кос­мического излучения и излучения от естественно распределенных природных радио­активных веществ (на поверхности земли, в приземной атмосфере, в продуктах питания, в воде, в организме человека и др.).

Примечание. Естественный фон внешнего излучения на территории РФ создает мощность экспозиционной дозы 4 - 20 мкБэр/ч (40 - 200 мБэр/год).

 

Критический орган - часть тела или все тело, облучение которого в данных условиях причиняет наибольший ущерб здоровью данного лица или его потомства. Критические органы разделяют на группы, различающиеся радиочув­ствительностью.

Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

Население - население области, края, республики, страны.

Критическая группа - лица, которые по принадлежности к возрастной груш»,
по условиям жизни или другим факторам подвергаются наибольшему радиацион­ному воздействию среди данного контингента людей.

Предел дозы ПД - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Радиационная опасность радионуклида - радиационно-гигиеническая характе­ристика радионуклида как потенциальный источник внутрен­него облучения.

Санитарно-защитная зона - территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов, на которой уровень облучения может превысить предел дозы ПД. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.

Зона наблюдения - территория, где возможно влияние радиоактивных сбро­сов и выбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы. На территории зоны наблюдения прово­дится радиационный контроль.

 

 

Методические указания к лабораторным работам

по дисциплине

«История и технология ядерной энергетики»

для студентов дневного отделения факультета

«Теплоэнергетическое строительство»

 

Лицензия

Подписано в печать	Формат 69x90 1/16	Печать офсетная
И-	Объем п.л.	Тираж 500 экз.	Заказ

 

Московский государственный строительный университет

Типография МГСУ, 129337, Москва, Ярославское ш., 26