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 = КS·(Nβ +γ – Nγ ), част/см2× мин,
где Nβ +γ – показания прибора с открытой задней крышкой без учета запятой на табло импульсов; Nγ – показания прибора с закрытой задней крышкой без учета запятой на табло импульсов; КS – коэффициент счета прибора, част/см2мин× импульс. Коэффициент счета прибора КS для прибора составляет 0, 5 част/см2мин× импульс.
Таблица 15. Результаты измерений
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".
|