Задание 2. Измерение плотности потока β-излучения с загрязненных поверхностей с помощью дозиметра АНРИ-01 "Сосна"

Цель задания: определить необходимость дезактивации личного ав­томобиля и одежды при выезде из зоны радиоактивного загрязнения с помощью бытового дозиметра.

Оборудование и приборы: дозиметр АНРИ-01 " Сосна", НРБ-2000, карта загрязненности поверхностей.

Порядок выполнения задания. 1. Включите прибор, переведя переключатель питания в положение «ВКЛ».

2. Проведите переключатель режима работы в положение " МД".

3. Нажмите кнопку " контр" и удерживайте ее в нажатом состоянии до конца проведения контрольной проверки, затем нажмите кнопку " пуск". На цифровом табло должны появиться три точки между циф­ровыми знаками и начнется отсчет чисел. По окончании счета на таб­ло должно идентифицироваться число 1, 024. Отпустите кнопку " пуск".

4. Поднесите прибор с закрытой задней крышкой к исследуемой по­верхности на расстоянии 0, 5–1 см и кратковременно нажмите кнопку " пуск".

5. По окончании измерения запишите показания прибора в табл.14.

6. Откройте заднюю крышку и повторите измерение в этой же точ­ке, запишите показания в табл.15.

7. Величину плотности потока бета-частиц с поверхности вычисли­те по формуле

q = К_S·(N_{β +γ} – N_γ ), част/см²× мин,

 

где N_{β +γ} – показания прибора с открытой задней крышкой без учета запятой на табло импульсов;

N_γ – показания прибора с закрытой задней крышкой без учета за­пятой на табло импульсов;

К_S – коэффициент счета прибора, част/см²мин× импульс.

Коэффициент счета прибора К_S для прибора составляет 0, 5 част/см²мин× импульс.

 

Таблица 15. Результаты измерений

Номер контроль­ных точек	С закрытой крышкой, Nγ	С открытой крышкой, Nβ γ	q = част/см2× мин

 

8. Повторите пункты 4, 5, 6, 7 в других точках обследования по­верхностей, предложенных преподавателем.

9. Сделайте выводы о необходимости дезактивации рабочих по­верхностей, сравнив данные табл. 15 с нормами радиационной безопас­ности (НРБ-2000).

Контрольные вопросы

 

1. В каких случаях осуществляется контроль с помощью перенос­ных приборов?

2. Эффективен ли данный метод для регистрации альфа-излу­чения?

3. Как устроены многоканальные сигнализаторы?

4. Какое основное правило при регистрации бета-излучения?

5. Назовите основные области применения сигнализаторов загряз­ненности.

6. Какое основное назначение сигнализатора СЗБ-04?

7. Объясните принцип работы сигнализатора СЗБ-04.

8. Поясните назначение двух табло: красного и зеленого.

9. На основании чего делают вывод о необходимости дезактивации?

10. Поясните принцип измерения плотности потока β -частиц с по­мощью дозиметра АНРИ-01 " Сосна".

 

Лабораторная работа № 7. ОПРЕДЕЛЕНИЕ СОДЕРЖАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ И ГАЗОВ В ВОЗДУХЕ

 

Дозиметрия радиоактивных аэрозолей и газов

 

Постоянное развитие ядерной промышленности неразрывно связано с увеличением накопления радиоактивных изотопов. Причем опасность мо­жет возникнуть в случае непредвиденной утечки из хранилища радио­активных отходов, а также при аварийных ситуациях на ядерных реак­торах или на заводах по регенерации ядерного топлива.

Помимо потенциальной опасности вследствие радиационных ава­рий ядерная промышленность является постоянным источником за­грязнения атмосферы газообразными радиоактивными веществами.

Если выбросы короткоживущих изотопов создают проблемы защиты персонала и населения, проживающего вблизи предприятий, то выбросы долгоживущих изотопов приводят к глобальному загрязнению атмосферы. Особое место среди таких радионуклидов занимают газообразные, например Кr-85, С-14, Н-3, I-131, Хе-133, Аг-41, Rn-222.

Для выбора оптимальных критериев степени радиационной опасно­сти радиоактивных газов и аэрозолей необходимо знать факторы, влияющие на формирование тканевой дозы в теле человека.

Сведения о тканевых дозах при внутреннем облучении могут быть получены, если известны закономерности накопления, распределения и выделения радиоактивных газов и аэрозолей из организма человека. Немаловажная роль отводится здесь дозиметрии радиоактивных газов и аэрозолей, основной целью которой является своевременное преду­преждение персонала или населения.

Инкорпорированными называются такие радионуклиды, которые попали внутрь живого организма. Различают три основных пути посту­пления радионуклидов в организм: через органы дыхания (ингаляци­онный путь), через органы пищеварения (пероральный путь) и через кожу. Органы дыхания, пищеварения и кожа в данном случае высту­пают не только в качестве " ворот" и " путепровода" для радионукли­дов. В течение некоторого времени они содержат в себе поступившие радионуклиды, и в данном случае их можно назвать входным «депо», так как часть радионуклидов попадает в кровь и с кровотоком разносится по внутренним органам и тканям, непосредственно связанным с внешней средой. В результате эта часть радионуклидов переходит из крови во внутренние органы и ткани человека и животных. Их дальнейшая судьба определяется как свойствами самих радионуклидов, так и процессами, протекающими в живых организмах. В конечном итоге инкорпорированные радионуклиды частично распадаются и частично выводятся из организма в результате биологических обменных процессов.

Будучи инкорпорированными в течение некоторого времени в органах и тканях, радионуклиды создают внутреннее облучение живых ор­ганизмов. Поглощенная доза при внутреннем облучении может быть сопоставима с биологическими последствиями, и в этом случае она выступает в качестве меры радиационной опасности тех радиоактив­ных веществ, которые, находясь во внешней среде, могут попасть внутрь организма.

Источниками инкорпорированных радионуклидов служат любые радиоактивные вещества естественного и искусственного происхож­дения, которые находятся во внешней среде в жидкой, газообразной и пылеобразной формах и с которыми возможен контакт человека или животных. В каж­дом из перечисленных первичных " депо" механизм попадания радио­нуклидов в кровь имеет свои особенности. Важными факторами при этом являются химическая форма радионуклида, его растворимость в жидкой среде входного " депо" и время нахождения в нем, а также состояние живого организма; в частности избыток или недостаток жизненно важного элемента, аналогом которого может являться рассматриваемый радионук­лид, а также функциональное назначение данного " депо".