Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия

Дозиметрическая и радиометрическая аппаратура.

Детекторами γ-, α- и β-излучений являются сцинтилляционные и пропорциональные счётчики, счётчики Гейгера-Мюллера (в том числе и 4π-счётчики, в которых радиоактивный источник со всех сторон окружён рабочим объёмом счётчика; если источник газообразный, он помещается в рабочий объём газового счётчика), ионизационные камеры, полупроводниковые счётчики и фотопластинки (фотоплёнки).

Ионизационные камеры, главным образом, используют для дозиметрии. Для этих же целей используются калориметрические и химические методы регистрации излучений. Для радиометрических нужд используют, как правило, сцинтилляционные и газовые счётчики, работающие в режиме счёта импульсов.

Для измерения энергетического распределения γ-лучей разработаны сцинтилляционные (анализируется амплитуда импульсов в анодной цепи ФЭУ), магнитные (в которых анализируется вторичное электронное излучение) и дифракционные (в которых анализируется дифракция γ-лучей на кристаллах) γ-спектрометры.

Для анализа β-спектров применяются β-спектрометры, измеряющие энергию электронов по их воздействию на вещество, либо спектрометры, пространственно разделяющие β-частицы, имеющие разные энергии. К приборам 1-ого типа относят спектрометры, функционирование которых основано на ионизации рабочего вещества спектрометра (ионизационная камера, сцинтилляционный детектор). Но они, обладая большой светосилой, не очень точно измеряют энергию β-частиц. К приборам 2-ого типа относятся спектрометры, в которых используются магнитные или электрические поля. Особенно просты и дают лучшее разрешение спектрометры с поперечным магнитным полем, когда электроны движутся по окружностям, радиусы которых пропорциональны импульсам электронов.

Для определения энергии α-частиц, испускаемых радиоактивными элементами, исследование тонкой структуры α-спектров и идентификации новых ядер по энергии α-излучения разработаны α-спектрометры. Функционирование α-спектрометров основано либо на ионизирующем действии α-частиц, либо на магнитном анализе прохождения α-частиц. Поскольку у α-частиц очень малый пробег в веществе (большие линейные потери энергии) приходится использовать очень тонкие источники, которые получают путем испарения солей или окислов исследуемых веществ в вакууме. Обычно производят не абсолютные измерения энергии a- частиц, а сравнение энергии анализируемых a - частиц с энергией a-частиц, испускаемых веществом, спектр a-излучения которого хорошо изучен. Чаще всего используют 210Po, испускающий a - частицы с Еa=5,3006±0,0026МэВ. Элементарные частицы Сначала элементарными считались частицы, из которых состоят атомы и их ядра – т.е. электроны, протоны и нейтроны.

Обычно рассматривают 6 групп дозиметрической и радиометрической аппаратуры. I группа – это приборы для измерения мощности дозы g-лучей и потока нейтронов. Как правило, датчиками в них являются ионизационные камеры, выбор типа которых зависит от мощности дозы излучения, либо газонаполненные или сцинтилляционные счетчики. II группа – приборы с датчиками измерения потоков a- и b- частиц с загрязненных поверхностей. Для измерения характеристик потоков a -частиц применяются датчики со сцинтиллятором из ZnS∙Ag, либо воздушные плоские многонитные пропорциональные счетчики. Для измерения характеристик b- частиц применяются датчики в виде нескольких b- счетчиков. Существуют приборы, служащие для сигнализации о превышении допустимых уровней загрязненности тела человека и специальной одежды b- и g- активными веществами. III группа – установки для измерения загрязненности воздуха активными газами и аэрозолями. Для этих целей обычно используют ионизационные камеры, которые помещают в замкнутый объем, наполненный загрязненным воздухом. a- и b- активные аэрозоли улавливают мембранными фильтрами при прокачивании через них воздуха, либо осаждают на мишени – электроде с помощью метода электроосаждения (электрофильтры). IV группа – радиометрические установки с датчиками в виде газовых и сцинтилляционных счетчиков, служащих для измерения абсолютной активности проб воды и пищевых продуктов. V группа – комплекты аппаратуры для измерения индивидуальных доз g- лучей и нейтронов. Это фотопленки, малые ионизационные камеры, карманные дозиметры, позволяющие производить отсчеты в процессе работы (внутренний электрод камеры соединен с подвижной нитью, пропорциональное дозе отклонение которой наблюдают с помощью окулярной шкалы малогабаритного микроскопа). VI группа – это установки для измерения внешнего излучения от людей и измерение активности выдыхаемого воздуха, так называемые счетчики импульсов человека – СИЧ. Существуют большие полые сцинтилляционные счетчики и счетные спектрометрические установки с большими кристаллами из NaI для регистрации внешних потоков излучения от людей (g- и жесткое b- излучение). В выдыхаемом человеком воздухе определяют, например, содержание радона и рассчитывают количество радия в организме.

Современное дозиметрическое оборудование для обеспечения лучевой терапии в Республике Беларусь.

В лучевой терапии дозиметрическое оборудование применяется:

а) для настройки аппарата лучевой терапии (АЛТ) перед сдачей его в эксплуатацию;

б) для периодического контроля дозиметрических параметров пучков излучения во время эксплуатации АЛТ;

в) для получения дозиметрической информации, необходимой для планирования сеансов облучения и научных целей;

г) для контроля поглощенной дозы, получаемой пациентами при лучевом лечении.

Современное дозиметрическое оборудование можно разделить на следующие группы:

1) оборудование, содержащее детекторы ионизирующего излучения. В первую очередь это клинические дозиметры различных фирм типа UNIDOS, UNIDOS-E, MULTIDOS, ORTIDOS,VIVODOS (Германия), NOMEX, KEITHLEY (США), FARMER (Англия), ДКС—АТ (Беларусь), APOLLO (Швеция).

2) Приборы для контроля параметров пучка излучения, денситометры, фантомы различных типов, компьютеры с необходимым программным обеспечением и др.

К дозиметрам прилагаются контрольные калибровочные источники со 90Sr и набор детекторов (полупроводниковых, ионизационных камер различного объема). Диапазон измерений мощности поглощенной дозы - от 0,4 мкГр/мин до 300 Гр/мин. Диапазон измерений поглощенной дозы - от 500нГр до нескольких десятков Грей. Диапазон энергий рентгеновского излучения - от 30 до 150 кВ; g- излучения – от 1МэВ до 20МэВ; электронного – от 5 до 20МэВ. Величина тока утечки 10-14—10-15А. Относительная погрешность ± 1-2%.

Применяются также термолюминесцентные дозиметры. Небольшие размеры термолюминесцентных детекторов позволяют использовать их при измерении доз внутри гетерогенных фантомов, на коже и в полостных органах пациентов.

Все современные клинические дозиметры, сканеры, измерители дозы матричного типа, автоматизированные водные фантомы имеют возможность подключения к компьютеру. Некоторые из них, например, сканеры, VIVODOS, Multi Cheek вообще без компьютера не могут работать. Компьютеры управляют процессом измерений, обработки и хранения дозиметрической информации.

Загрязнение Республики Беларусь радионуклидами.

В соответствии с Законом РБ «О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие катастрофы на ЧАЭС» к зонам радиоактивного загрязнения относятся территории, где загрязнение почвы 137Cs составляет 37 кБк/м2 и более, 90Sr 5,5 кБк/м2 и более, 238, 239, 240Pu – 0,37 кБк/м2 и более. После аварии на ЧАЭС на 66% территории РБ уровни загрязнения 137Cs превышали 10 кБк/м2 (до аварии загрязнение почвы 137Cs составляло 1,5 кБк/м2 и лишь в некоторых точках оно доходило до 3,7 кБк/м2). Загрязнения 90Sr выше, чем 5,5 кБк/м2, обнаружены на ~ 10% территории РБ. В Ветковском районе Гомельской области обнаруженная загрязнённость 90Sr составляла 137 кБк/м2. Загрязнение изотопами 238Pu, 239Pu, 240Pu более, чем 0,37 кБк/м2, охватывает ~ 2% площади республики (преимущественно в Брагинском, Наровлянском, Хойникском, Речицком, Добрушском и Лоевском районах Гомельской области и в Чериковском районе Могилёвской области).

Радиационный мониторинг показывает, что Pэксп γ-излучения по сравнению с 1986 г значительно снизилась (в Брагине в 470 раз, в Мозыре и Славгороде – в 80 раз, в Пинске – в 70 раз). Прогноз показывает, что, например, в Брагине Pэксп достигнет доаварийного значения (менее 10 мкР/ч) приблизительно через 65 лет после аварии на ЧАЭС, в Чечерске, Славгороде – через ~ 25 лет.

Прогноз радиационной обстановки также показывает, что будет возрастать загрязнение окружающей среды 241Am и достигнет своего максимума к 2060 году. В момент аварии удельная активность 241Am была меньше удельной активности суммы изотопов плутония (Pu-238, -239, -240, -241) примерно в 22,5 раза. В 2006 г эти величины должны сравняться, а в период достижения максимума удельная активность 241Am превысит сумму изотопов плутония более, чем в два раза. В связи с этим необходимо продолжить радиационный мониторинг трансурановых элементов, в том числе америция-241. Анализ изменения площадей загрязнения территории РБ цезием-137 показывает, что эти площади со временем уменьшаются медленно (от 23,7% в 1986 г (с загрязнением более 1 кБк/м2) до 21% – в 2001 году, до ~ 18% (ожидается) к 2010 году и до 14% – в 2020 г.).

На загрязнённой территории располагалось более 3600 населённых пунктов, в том числе 27 городов, с численностью населения 2,2 ∙ 106 человек, 26,9% из которых составляли дети и подростки. Жители этих территорий подверглись острому «йодному удару» в первые недели после катастрофы. Кроме того, для ликвидации последствий аварии были привлечены несколько сот тысяч человек. Все они в той или иной степени подверглись воздействию вредных для здоровья факторов. Радиационные эффекты многокомпонентного и пролонгированного действия ионизирующего излучения усугубились разнообразными факторами социального, психологического и антропогенного происхождения и непосредственно оказали деструктивное воздействие на все стороны жизнеобеспечения и жизнедеятельности человека.


На главную