Главная
Коллекция "Revolution"
Безопасность жизнедеятельности и охрана труда
Проблемы прикладной спекторометрии и радиометрии ППСР-2004
Проблемы прикладной спекторометрии и радиометрии ППСР-2004
Расчет поправок на суммирование при измерениях с каскадными источниками гамма-излучения. Ознакомление с новыми разработками для контроля технологических процессов на АЭС и радиоактивности в окружающей среде (спектрометрическими преобразователями).
| Рубрика | Безопасность жизнедеятельности и охрана труда |
| Вид | тезисы |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 11.03.2014 |
| Размер файла | 118,4 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
Размещено на http://www.allbest.ru/
VIII Международное совещание
ПРОБЛЕМЫ ПРИКЛАДНОЙ СПЕКТРОМЕТРИИ И РАДИОМЕТРИИ ППСР-2004
Тезисы докладов
г. Юрмала, Латвия 2004 г.
Новые разработки для контроля технологических процессов на АЭС и радиоактивности в окружающей среде
А.С. Казимиров, В.В. Бабенко, А.Ф. Рудык ООО «НПП «АтомКомплексПрилад», г. Киев, Украина
Для решения разнообразных задач, связанных с измерением ионизирующих излучений, ООО «НПП «АтомКомплексПрилад» успешно разрабатывает и производит серийные и оригинальные приборы для определения активности, качественного и количественного состава радионуклидов, не превышения допустимых уровней их содержания в пробах и объектах, приборы для индивидуального контроля персонала.
В последнее время созданы новые разработки по различным направлениям.
Для радиационного контроля на АЭС предназначено устройство детектирования УДЖГ-А06Р. Устройства типа УДЖГ применяются в составе измерительного канала аппаратуры контроля радиационной безопасности (АКРБ) на АЭС с целью измерения объемной активности гамма-излучающих нуклидов в жидкости технологических контуров АЭС по их гамма-излучению.
Для радиационного технологического контроля в труднодоступных малообслуживаемых узлах и помещениях АЭС, а также для работы в полевых условиях, в условиях мобильной лаборатории или аварийной ситуации разработан многоканальный амплитудный анализатор «АБА-П-07».
Спектрометрический гистограммный амплитудно-цифровой преобразователь «АЦП-АК» служит для измерения амплитуд импульсных сигналов путем аналого-цифрового преобразования с последующей регистрацией полученного цифрового кода в памяти ПК. Анализаторы на базе «АЦП-АК» позволяют проводить накопление, обработку и выдачу информации на внешние устройства. «АЦП-АК» имеет вход признака сигнала на четыре состояния, что позволяет производить измерение от четырех источников излучения и работу в режиме антисовпадений.
Создана серия сцинтилляционных блоков детектирования типа БДЕГ-АК для регистрации гамма-излучения, которые применяются в спектрометрах энергии гама-излучения.
Для определения содержания гамма-излучающих радионуклидов в теле человека, ингаляционной составляющей внутреннего облучения человека разработаны и выпускаются спектрометры излучения человека «СИЧ-АКП». Приборы выпускаются различной модификации и могут применяться как средство индивидуального контроля персонала и населения.
Спектрометрический комплекс СТПК-01 ориентирован на обеспечение дискретно-непрерывного оперативного контроля удельной активности радионуклидов йода (131-135J) в широком диапазоне значений в теплоносителе 1-го контура (ТПК) ВВЭР-1000, а также периодического контроля удельной активности ряда реперных радионуклидов, важных для оценки технологического состояния ТПК.
Устройство детектирования «УДПП-01-АКП» предназначено для определения протечек между первым и вторым контуром в парогенераторах посредством регистрации радионуклида 16N на выходе парогенератора на трубопроводе второго контура. Данный метод обнаружения течей считается наиболее современным, оперативным и чувствительным.
Новые разработки НПП «АтомКомплексПрибор» позволяют решать ряд проблем в области радиационной безопасности, задач охраны окружающей среды и здоровья человека.
Сбор, коррекция и визуализация данных радиационного загрязнения местности
А.В. Ушанков ЗАО НПЦ «АСПЕКТ», г. Дубна, Россия
ЗАО НПЦ Аспект разработал базовый комплект системы, предназначенной для локализации и измерения характеристик источников ионизирующего излучения, а также пространственного распределения интенсивности ионизирующего излучения. Система включает в себя многофункциональные дозиметрические приборы МКС-05А (до десяти приборов) и центральный пульт управления. Данные измерения МКС-05А, включают в себя: мощность эквивалентной дозы (при использовании блока детектирования гамма-частиц или нейтронов) или плотность потока бета-частиц (блок детектирования бета-частиц), географические координаты точки измерения, а также дату и время измерения. Данные с носимых приборов передаются на центральный пульт, где производится обработка, анализ и хранение накопленных данных.
Доклад посвящен решению следующих проблем, возникающих при проектировании и реализации системы:
· погрешность в определении географических координат;
· возможно искажение данных в момент передачи;
· графическое представление полученных данных позволяющее осуществить интерактивное управление работой операторов носимых приборов.
Спектрометр излучений человека для определения содержания плутония и америция в некоторых органах и тканях человека
А.П. Исаков, В.П. Романцов ООО НПП «Радиационный контроль. Приборы и методы», г.Обнинск, Россия
Разработано методическое обеспечение по измерению трансурановых радионуклидов в различных частях тела человека.
Прижизненное определение содержания плутония и америция в организме человека основано на регистрации выходящего из тела характеристического L-излучения или гамма-излучения сцинтилляционными детекторами с тонкими кристаллами йодистого натрия.
Рассмотрено два варианта смесей изотопов: энергетический плутоний, в котором заметно содержание 238Pu, 240Pu, 241Pu, 241Am и 244Cm, и оружейный, где преобладает 239Pu.
Варианты поступления радионуклидов могут быть различными. Однократное аэрозольное поступление будет обеспечивать преимущественное содержание радионуклидов в легких. В зависимости от вида соединения (его растворимости) возможна долгосрочная локализация в лимфатических узлах легких или в плевральной полости. Дальнейшая миграция обуславливает накопление радионуклидов в печени и в скелете. Костное депонирование тоже может быть различным. Возможно накопление на поверхности кости или в рыхлой кости. В плотной кости накопление значительно меньше. В аварийных ситуациях поступление сопровождается поверхностным и внутрикожным загрязнением тела, а также возможно раневое поступление, при котором радионуклиды могут достаточно быстро мигрировать, а могут и долговременно оставаться в ране.
В связи с этим разработаны три методики: измерение содержания 241Am в легких, измерение 241Am в коленном суставе и измерение средней глубины залегания плутония при раневом поступлении.
Линии гамма-излучения плутониев очень слабы, а линии характеристического излучения L, L, Lимеют очень малые пробеги в тканях человека (5.3 мм, 10.2 мм, 16.7 мм соответственно, а в костных тканях почти на порядок меньше), поэтому для реальных измерений не пригодны. Для измерений выбран 241Am, имеющий интенсивную гамму-линию 59.5 кэВ. Для этой линии пробег в мягкой ткани составляет примерно 54 мм, а в костной - 22 мм. Для легочной ткани пробег примерно в 4 раза больше, чем для мягкой ткани.
В методике по измерению содержания 241Am в легких используются четыре детектора - два в подключичной области и два в области нижних ребер. Показано, что для каждого детектора в качестве модели излучателя в условиях стандартного человека можно воспользоваться сферическим гомогенным источником радиусом 13.8 см с плотностью 0.5 г/см3 . При этом ток на детектор будет отличаться от истинного не более чем на 30%.
Для методики по измерению содержания 241Am в коленном суставе стандартного человека показано, что здесь можно воспользоваться моделью сферического источника радиусом 5 см с плотностью 1.85 см. Ошибка также не превысит 30%.
В этих двух методиках предполагается равномерное распределение радионуклида по органу, поэтому ошибка, связанная с неопределенностью распределения, может быть достаточна велика (до двукратной).
Особенность измерений линии 59.5 кэВ в том, что очень велика доля рассеянного излучения: в среднем 54.3 кэВ после однократного рассеяния, 49.7 кэВ в среднем после двукратного рассеяния. Поэтому воспользоваться обычной обработкой пика 59.5 кэВ невозможно, и для определения содержания используется интеграл с нижним пределом 25 кэВ.
В методике по измерению глубины залегания плутония при раневом поступлении измеряется участок спектра от 7 кэВ до 28 кэВ. Энергетическое разрешение йодистого натрия не позволяет различить L, L и L-линии характеристического излучения, поэтому разработано соответствующее математическое обеспечение по разделению непрерывного участка спектра и определению глубины залегания и величины суммарной активности 238Pu, 239Pu и 240Pu в ране. Если активность составляет величину примерно 2500 Бк, то среднеквадратичный разброс в определении глубины составит примерно 30% при глубине примерно 10 мм, а среднеквадратичный разброс в оценке активности также составит величину примерно в 30%. Здесь основная ошибка будет связана с составом, поскольку для 239Pu выход характеристического излучения примерно в 2 раза меньше, чем для 238Pu и 240Pu.
Все методики снабжены соответствующим программным обеспечением для градуировки и проведения измерений.
Технические средства и комплексы контроля радиационной обстановки
Е.И. Зайцев ЗАО НПЦ «АСПЕКТ», г. Дубна, Россия
1.Концепция разработки технических средств и комплексов
При разработке технических средств контроля РО были реализованы следующие подходы:
Сетевая конфигурация комплекса. Возможность компоновать комплексы с разным количеством и различными типами измерительных устройств без дополнительных программно-аппаратных затрат
Интеллектуальные измерительные устройства..
Использование единого физического интерфейса RS 485 и программного протокола MODBUS.
Программное задание параметров и режимов работы всех измерительных устройств комплекса
Возможность удаленного доступа к настройкам измерительных устройств
Возможность архивирования данных измерений различных измерительных устройств в единой базе данных.
Поддержка принятия решения оператором в случае возникновения тревожных событий
2.Состав технических средств и решаемые задачи
В настоящее время НПЦ «Аспект» серийно выпускает широкую гамму оборудования, позволяющего выполнять функции контроля РО: блоки детектирования на газовых счетчиках БДГ, БДН, БДБ; сцинтилляционные интеллектуальные блоки и устройства детектирования БДС-Г, УДС-Г, БДС-Б; лабораторные спектрометры альфа, бета и гамма излучения; радиометр-спектрометр жидких сред РСКВ-01; паспортизатор радиоактивных отходов СКГ-02; активный счетчик нейтронных совпадений АСНС; радиационные мониторы «Янтарь»; радиометры-спектрометры портативные МКС-А02, МКС-А03; дозиметр-радиометр поисковый МКС-05А.
3.Комплексы контроля РО объекта
Решаемые задачи:
контроль РО объекта (измерение МЭД, удельной активности радиоактивных газов, радиоактивного иода);
установка параметров элементов системы;
отображение мнемосхем контролируемого объекта;
архивирование текущих данных измерений, данных измерений и видеороликов тревожных событий в единой базе данных, генерация отчетов.
4.Комплексы контроля РО территории
Назначение комплекса:
непрерывный контроль РО территории;
сбор, обработка, анализ и представление данных о РО;
формирование прогноза развития РО в случае аварийных ситуаций;
информационное обслуживание как локальных, так и удаленных пользователей;
радиационный контроль питьевой воды;
выработка рекомендаций по необходимости проведения защитных мероприятий для населения, попавшего в зону аварии.
5.Перспективы развития
Программно-аппаратные решения, использованные при разработке технических средств контроля РО и комплексов на их основе, позволяют осуществить интеграцию комплексов любой конфигурации и практически любого территориального образования.
Автоматизированные комплексы АКИДК в индивидуальной дозиметрии
А.А. Козлов, В.Д. Богдан-Курило, М.П. Мурашова ФГУП Ангарский электролизный химический комбинат (АЭХК), г. Ангарск, Россия
Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) внешнего облучения персонала и населения это одно из необходимых звеньев в цепи радиационного контроля. Современными нормативными документами к средствам, применяемым для ИДК, предъявляется целый ряд технических требований по диапазону измерения доз, энергетическому диапазону, погрешности измерения операционных величин, энергетической зависимости чувствительности, угловой зависимости чувствительности и др.
В настоящее время существует целый ряд систем ИДК с различными физическими принципами и метрологическими характеристиками. Разработанные АЭХК автоматизированные комплексы АКИДК-201 и АКИДК-301 предназначены для измерения индивидуального эквивалента дозы в полях фотонного излучения и в смешанных гамма - нейтронных полях. Комплексы относятся к средствам измерений применяемым для контроля внешнего облучения персонала на предприятиях ядерного топливного цикла, атомных станций, в научно-исследовательских и медицинских учреждениях и населения проживающего на территориях с повышенным радиационным фоном. Работа комплексов основана на методе термолюминесцентной дозиметрии и осуществляется под управлением персонального компьютера с ПО. Индивидуальные дозиметры ДТЛ-01, ДВГН-01 и ДВГ-01, входящие в состав комплексов защищены патентом и имеют оригинальную конструкцию, которая позволяет значительно снизить погрешность измерения и порог регистрации излучения, а также использовать их в различных климатических условиях. Используемые в дозиметрах монокристаллические детекторы ДТГ-4, ДТГ-4-6, ДТГ-4-7 (фторид лития, активированный магнием и титаном) тканеэквивалентны, а за уникальный способ их получения АЭХК имеет патент на изобретение. Считывание доз с дозиметров производится считывателем СТЛ-200 или СТЛ-300 автоматически, также автоматически дозы разносятся в индивидуальную карточку. Предусмотрена индивидуальная калибровка дозиметров с расчетом коэффициентов чувствительности каждого детектора и выдача отчетов по накопленным дозам за любой период и год. Накопленная за год доза хранится в базе данных компьютера и суммируется к общей дозе полученной работником за весь период работы или населением за весь период проживания на загрязненной территории. База данных комплексов позволяет обслуживать до 10 тысяч дозиметров.
Комплексы сертифицированы и внесены в Государственный реестр СИ, а также единственные в России сертифицированы в системе сертификации ОИТ. излучение радиоактивность спектрометрический
В настоящее время накоплен большой опыт по использованию комплексов АКИДК-201 и АКИДК-301 в различных отраслях промышленности. Их отличает невысокая стоимость по сравнению с зарубежными аналогами, соответствие всем современным нормативным требованиям, удобство обслуживания и высокий сервис. Более 50 комплексов АКИДК-201 и 10 комплексов АКИДК-301 изготовлены АЭХК и успешно эксплуатируются в различных регионах.
Комплексы и их элементы удостоены “золотых медалей” на международном конкурсе изобретений “Брюссель-Эврика”, IV международном Салоне промышленной собственности “Архимед”, 32-м международном конкурсе изобретений в Женеве.
Исследование динамики накопления радиоактивности в системе “почва-папоротник”
Е. Г. Кузнецова, Л. П. Шура Томский политехнический университет, Томск, Россия
Для оценки воздействия радиоактивных изотопов на человека принципиальное значение имеет изучение их распределения и миграции в земной коре, почвах, воде, в воздухе, растительном и животном мире.
Растения рассматриваются как биогенные индикаторы радиоэкологической обстановки. Способность растений накапливать радионуклиды в разных концентрациях может быть использована: во-первых для получения продукции с минимальным содержанием радиоактивных веществ; во-вторых для дезактивации почвы с помощью скоса растений и дальнейшего захоронения. Папоротники относятся к споровым растениям, они способны накапливать радионуклиды лучше, чем растения наиболее организованные фенологически. Поэтому для изучения динамики накопления радионуклидов были выбраны два вида папоротника: орляк и “страусовое перо”, произрастающие на территории Томской области и употребляемых в пищу. Накопление радионуклидов зависит от многих факторов: удельной активности почвы, типа почвы, влажности почвы, количества гумуса, рН почвы, вида растений, физико-химических форм радионуклида и т.д. Интерес представляет данные о подвижности радионуклидов в системе почва-почвенный раствор, характеризующий доступность радионуклидов растениям.
Одна из основных задач радиационного контроля окружающей среды состоит в -излучающих нуклидов в различных объектахобнаружении и измерении активности среды. Проботбор был проведен согласно стандартным методикам отбора почвы и растительности в направлении, которое характеризуется более высоким уровнем радионуклидного загрязнения в почве в результате близкого соседства с санитарно-защитной зоной Северского химического комбината.
Специфика измерения проб растительности заключается в малом количестве образца, следовательно, геометрия “Маринелли” не может быть применена. Нами получен калибровочной источник в геометрии “чашка Петри” из имеющегося материала при известной внесенной активности. Рассчитали значение минимально детектируемой активности для каждого радионуклида, которая зависит от вещества пробы, энергии гамма-излечения, геометрии измерения, эффективности регистрации, интенсивности фона и времени измерения. На гамма-спектрометрическом комплексе АЦП-4К-LT измерены удельные активности 137Cs и 40K проб почвы и двух видов папоротника. Для части отобранных образцов почвы было проведено сравнение значений удельной активности по 137Cs и 40K в Томском политехническом университете и в университете г. Ницца (Франция) для одних и тех же проб почвы.
В работе приведены спектральные распределения и корреляционные соотношения между параметрами накопления. Это позволило выявить основные закономерности в процессе накопления радионуклидов растениями и получить сравнения с литературными данными.
Науч. Руководители: Е. А. Травин, В.Д. Каратаев.
Измерение радона-222 в воздухе помещений с помощью прибора "TRACK 2010z"
Н.В. Аксенов, Т.А. Павленко Институт гигиены и медицинской экологии им. А.М. Марзеева АМН Украины, г. Киев, Украина
Природный радиоактивный газ радон-222, продукт распада природного урана-238, по данным НКДАР ООН (1978, 1982, 1996 гг.), вносит вклад в суммарную дозу облучения населения планеты от всех источников облучения более 50 %. Радон-222 в воздухе помещений является основным дозоформирующим фактором и на территории Украины (вклад в суммарную дозу составляет более 60 %).
Согласно регламентирующим гигиеническим нормативам Украины (НРБУ-97), измерение радона в воздухе помещений должно проводиться интегральными методами с длительной экспозицией. Этим требованиям отвечает разработанный и выпускаемый в Украине прибор - искровой автоматический счетчик треков "TRACK 2010Z", который позволяет одновременно проводить большое количество измерений при достаточно приемлемой стоимости одного измерения.
Измерение радона-222 включает следующие операции: калибровку, химическую обработку детектора (нитрат-целлюлозная пленка LR-115, type 2, Kodak, Франция) для проявления треков и считывание их количества искровым методом. По количеству подсчитанных треков с учетом коэффициентов пересчета определяется объемная активность радона-222 в воздухе помещений.
Для обеспечения системы гарантий качества измерений активности радона-222 в воздухе помещений проводится аттестация радонометров в стандартной радоновой атмосфере (определяется эффективность регистрации и пересчетный коэффициент перехода от количества треков к объемной активности радона-222), а также контролируются режимы химической обработки каждой партии радонометров при помощи облучения контрольных детекторов плоским источником излучения плутония.
Программное обеспечение «LSRM»: Новые возможности, тенденции развития
Д.А. Булах, В.Н. Даниленко, Е.А. Ковальский, С.Ю. Федоровский, А.Ю. Юферов ООО «ЛСРМ», п. Менделеево, Россия
Программное обеспечение фирмы «ЛСРМ», обеспечивающее альфа-, бета-, гамма-спектрометрический анализ различных объектов, постоянно совершенствуется и развивается. Совершенствование ПО «LSRM» в прошедшем году происходило по нескольким направлениям:
1. Номенклатура подключаемой аппаратуры:
Традиционно ПО «LSRM» поддерживает работу всех спектрометрических устройств, выпускаемых НПЦ «Аспект». В 2003-2004 году ПО было адаптировано для работы c анализаторами ряда других фирм:
Спектрометрическое устройство MULTISPECTRUM ( BSI);
Многоканальный анализатор InSpector (Canberra) ;
АМАЦП (Автономный многовходовый АЦП) - (Парсек);
РСУ «СИГНАЛ» (Экспертцентр);
2. Функциональность:
Режим мониторинга;
Пакетная обработка спектров;
3. Метрологическое и методическое обеспечение:
Учет поправок на каскадное суммирование;
Учет экранирования фонового вклада измеряемым образцом;
Переработка методик выполнения измерений;
4. Методы обработки:
Одновременная обработка нескольких информативных участков спектра;
Совершенствование описания аппаратной функции спектрометра;
5. Программирование. В течение последних двух лет ведется разработка нового базового пакета LSRM2005, который должен заменить LSRM2000.Основное отличие нового пакета связано с развитием пользовательского интерфейса. Первая программа из этого пакета LSRMLite, предназначенная для тестирования работоспособности анализатора уже эксплуатируется с 2003г. В настоящее время завершена очередная программа этой серии LSRMSpectr, которая должна заменить программу предыдущей серии LSRMAnalyzer.
Программа обработки спектров сложных проб
С.В. Малиновский, И.А. Каширин, А.И. Ермаков, В.А. Тихомиров, А.И. Соболев ГУП МосНПО «Радон», Москва, Россия
Представлена программа SpectraDecAlpha, предназначенная для обработки спектров, измеренных на полупроводниковых и жидкосцинтилляционных спектрометрах. Алгоритм обработки основан на моделировании спектров модельной функцией, представляющей комбинацию ассиметричного распределения Гаусса, экспоненты и гиперболы. Показаны проблемы, возникающие при анализе спектров и пути их решения.
Программа позволяет надежно разделять радионуклиды в сложных смесях при значительном перекрытии энергетических спектров составляющих изотопов. Процесс обработки полностью автоматизирован и требует минимального участия оператора.
Расчет поправок на истинное суммирование при измерениях с каскадными источниками гамма-излучения
А.Н. Берлизов ИЯИ, г. Киев, Украина
В.Н. Даниленко ООО «ЛСРМ», п. Менделеево, Россия
А.С. Казимиров НПП «АКП» г. Киев, Украина
Эффект уменьшения либо увеличения числа зарегистрированных в пиках полного поглощения импульсов за счет «истинного» суммирования импульсов на выходе детектора представляет серьезную проблему во многих приложениях гамма-спектрометрии, которая может оказать сильное влияние на точность получаемых результатов. Для решения данной проблемы создана программная утилита TCCFCALC (True Coincidence Correction Factor CALCulation). Она позволяет рассчитывать поправки на истинное суммирование для любых гамма-излучающих радионуклидов и широкого набора геометрий измерения, включающего сцинтилляционные и HPGe детекторы с точечными, а также объемными источниками в виде цилиндрического сосуда и сосуда Маринелли произвольных размеров. Расчет базируется на методе Монте-Карло с привлечением наиболее полной и точной информации о характеристиках распада из библиотеки оцененных данных по структуре атомных ядер ENSDF.
Точность и надежность расчетов с использованием TCCFCALC, подтвержденные экспериментальными тестами, обеспечивается наиболее полным учетом возможных процессов истинного суммирования, которые кроме гамма-гамма корреляций включают также корреляции гамма-лучей с аннигиляционными квантами, сопровождающими +-распад, а также рентгеновскими характеристическими квантами K- и L-серий, возникающими вследствие эффектов внутренней конверсии и К-захвата. Кроме того, учитывается пространственная неоднородность поля гамма-излучения (т.н. угловые корреляции гамма-лучей).
Утилита TCCFCALC включена в состав пакета «Нуклид-Мастер».
Результаты расчета активности по тестовым спектрам МАГАТЭ (A0 - паспортное значение активности).
|
Nuclide |
Без поправок |
С использованием TCCFCALC |
|||
|
A/A0 |
A/A0 |
||||
|
Сосуд Маринелли, HPGe-33% |
|||||
|
Ba-133 |
0.93 |
0.04 |
0.975 |
0.034 |
|
|
Co-60 |
0.91 |
0.11 |
1.003 |
0.012 |
|
|
Cr-51 |
1.016 |
0.023 |
1.016 |
0.023 |
|
|
Eu-152 |
0.93 |
0.07 |
0.971 |
0.031 |
|
|
Na-22 |
0.80 |
0.12 |
0.988 |
0.028 |
|
|
Цилиндрический сосуд, HPGe-96% |
|||||
|
Ba-133 |
0.83 |
0.04 |
1.006 |
0.035 |
|
|
Co-60 |
0.81 |
0.12 |
1.004 |
0.018 |
|
|
Cr-51 |
0.982 |
0.025 |
0.982 |
0.025 |
|
|
Eu-152 |
0.85 |
0.09 |
1.036 |
0.027 |
|
|
Na-22 |
0.70 |
0.15 |
1.016 |
0.020 |
О потере чувствительности радиометров радона типа РРА
Ю.О. Козында НТЦ «РАДЭК», г. С-Петербург, Россия
С.В. Сэпман ВНИИМ им. Д.И. Менделеева, г. С-Петербург, Россия
С.В. Кривашеев, А.А. Афонин ООО «НТМ-Защита», г. Москва, Россия
Ю.В. Кузнецов, Н.А. Неволина, С.Ю. Кузнецов ВНИИФТРИ, Менделеево, Россия
Радиометры радона типа РРА (РРА-01, РРА-01М, РРА-01М-01, РРА-01М-03), производимые компанией «НТМ-Защита», являются наиболее распространенными в России средствами измерения (СИ) объемной активности радона-222 (ОАР) и эксплуатируются уже более 10 лет, а их общее количество превысило 2000 шт. В связи с этим вопрос вторичной поверки радиометров является актуальным.
По результатам сличений радиометров в Красноярском крае и вторичных поверок, проводимых в Северно-Западном регионе, обнаружилось систематическое занижение чувствительности радиометров радона типа РРА относительно первичной поверки, проводимой во ВНИИФТРИ на Государственном эталоне радона-222. При этом во всех поверках использовалась одна и та же рекомендованная Госстандартом методика поверки.
Целью настоящей работы было выяснение причин вышеуказанных расхождений в показаниях радиометров. Для этого были проведены совместные эксперименты в МИФИ и ВНИИФТРИ в июле 2004 г. Были тщательно изучены условия поверки и радиометры радона, аттестованные в качестве рабочих эталонов для передачи размера единицы ОАР. Как правило, в качестве эталонных радиометров использовались радиометры радона AlhaGUARD PQ2000. Для экспериментов, в качестве сличаемого радиометра использовался радиометр радона РРА-01М-01 №53301, привезенный в Москву из Северо-Западного региона, имевший по результатам вторичной поверки, проведенной во ВНИИМ им. Д.И. Менделеева, чувствительность в два раза ниже значения, полученного по результатам первичной поверки, проведенной во ВНИИФТРИ в 2001г.
Эксперименты проводились в диапазоне ОАР 400ч5000 Бк•м-3 при температуре от 18 до 25 0С и относительной влажности от 39 до 84%. При этом отбор воздушных проб в радиометр радона РРА-01М-01 осуществлялся через дополнительный фильтр объемом 50 мл на основе CaCl2. Относительное отклонение результатов в показаниях сличаемого радиометра радона и радиометра AlhaGUARD PQ2000 №2330 составило менее 0.3%.
По результатам экспериментов сделаны следующие выводы:
при поверках, сличениях и измерениях часто не соблюдаются условия эксплуатации радиометров, описанные в руководстве по эксплуатации (при повышенной влажности необходим отбор проб через осушительный фильтр);
важна история эксплуатации радиометра - если измерения часто проводились в условиях повышенной влажности (больше 60%) или проводились измерения радона в воде, для последующих измерений необходимо осушить камеру радиометра через дополнительный фильтр CaCl2 в течение 30 минут или больше.
Данная работа, по мнению авторов, является хорошим примером сотрудничества изготовителей СИ, потребителей и метрологов из разных организаций.
Исследование применимости метода тройных-двойных совпадений и метода канальных отношений для построения калибровочной зависимости эффективности регистрации при жидкостных сцинтилляционных измерениях
Ю.В. Дубасов, С.А. Пахомов НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», С.-Петербург, Россия
Ю.В. Кулишов, Ю.А. Дубовцев ФГУП «ПО «МАЯК», г. Озерск, Россия
С.В. Сэпман ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева», С.-Петербург, Россия
Качество получаемых результатов при проведении жидкостных сцинтилляционных измерений в большой степени зависит от используемых методов учета влияния на эффективность регистрации -частиц и, особенно, низкоэнергетических -частиц, таких, как -частицы трития, фактора тушения сцинтилляций. Особенно важно правильно учитывать тушение сцинтилляций при использовании для приготовления счетных образцов современных сцинтиллирующих коктейлей, способных растворять пробы большого объема (до 50% и более).
Обычно, для построения зависимости эффективности регистрации от величины тушения используют параметризацию ее значений величиной отношения счета тройных и двойных совпадений (метод тройных-двойных совпадений) или величиной отношения счета в смежных энергетических каналах (метод канального отношения). Первый из методов используют для калибровки сцинтилляционных установок, в конструкции которых предусмотрено три ФЭУ, второй - установок с двумя ФЭУ. При проведении калибровок удобно использовать многоразовый калибратор тритиевого жидкостного сцинтилляционного радиометра с переменным тушением, принцип действия которого докладывался авторами на VI Международном Совещании ППСР-2002, проходившем в п. Менделеево.
В докладе представлены результаты измерения модельных счетных образцов, приготовленных на основе отечественного сцинтиллятора ЖС-8И и импортных сцинтилляторов TriSafe и Ultima Gold. Измерения проводились на установке БЕТА-2, которая позволяет одновременно реализовывать оба метода калибровки эффективности. В качестве модельных проб использовались вода, спирт, раствор аммиака и моча, меченные известным количеством трития. Насыщение сцинтилляторов пробой проводилось или до начала расслоения (ЖС-8И), или до прохождения максимума счетной характеристики (TriSafe и Ultima Gold). По результатам модельных экспериментов строились калибровочные зависимости как по методу двойных-тройных совпадений, так и по методу канального отношения. Также проводились калибровки с использованием калибраторов переменного тушения, изготовленных с использованием всех перечисленных сцинтилляторов.
Анализ полученных данных показал, что метод тройных-двойных совпадений уступает методу канальных отношений при построении калибровочной кривой в области малых значений эффективности. Использование калибраторов переменного тушения позволяет адекватно описывать кривую эффективности для модельных (и реальных) проб. Полученные результаты легли в основу Методики выполнения измерений на низкофоновом тритиевом радиометре РЖБ-Н2, разработанном на ФГУП МАЯК.
Разработка методики поточного контроля дозировки радоносодержащих фармпрепаратов
Ю.В. Дубасов, С.А. Пахомов, С.П. Ерофеев ГУП НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», С.-Петербург, Россия
В.В. Кирьянова ГОУ ДПО СПб МАПО, С.-Петербург, Россия
С.В. Сэпман ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева», С.-Петербург, Россия
Лечебное применение радоносодержащих препаратов (радонотерапия) является традиционным и весьма эффективным методом физиотерапии. Физическим фактором воздействия на организм больного при проведении радонотерапии служит ионизирующее излучение радона-222 и короткоживущих продуктов его распада, которое стимулирует широкий спектр компенсаторно-восстановительных функций организма. Наиболее распространенным видом радонотерапии является применение препаратов радона приготовленных на водной основе. Другим перспективным направлением радонотерапии является применение препаратов радона приготовленных на основе различных масел. Актуальной задачей методического обеспечения радонотерапии остается задача точной дозировки радона и, соответственно, задача осуществления сплошного поточного контроля его содержания в выпускаемых фармпрепаратах (задача контроля качества). Типовые значения активности терапевтических доз радоносодержащих препаратов заключены в интервале от 10 кБк (в масле) до 300 кБк (в воде).
Наиболее распространенным методом контроля дозировки радона до настоящего времени остаются т.н. метод калиброванного гамма-радиометра. Погрешность этого метода весьма велика (достигает 50%), он не удобен для автоматизации. Поэтому, обычно, с помощью этого метода проводят лишь выборочный контроль, что не соответствует современным требованиям контроля качества выпускаемой фармацевтической продукции.
Авторами была разработана методика поточного (сплошного) контроля дозировки радона во всей приготовленной партии фармпрепарата, основанная на регистрации излучения Черенкова с помощью установки БЕТА-2. Погрешность метода не превышает 10% при времени измерения одного препарата от 10 до 100 с. Использование для измерений установки БЕТА-2 позволяет осуществлять измерения в автоматическом режиме. Наиболее привлекательной особенностью метода является пригодность готовых и загерметезированных фасовок препарата (пенициллиновых флаконов вместимостью 10 или 20 см3) для непосредственных измерений на установке БЕТА-2, что исключает необходимость отбора проб и обеспечивает 100% охват контролем.
Метод был успешно апробирован при проведении контроля качества водных и масляных радоновых концентратов, выпуск которых недавно был возобнавлен на базе Радиевого института. Внедрение предлагаемой методики в широкую практику позволит оптимизировать лечебный эффект, достигаемый применением радоносодержащих фармпрепаратов за счет более точной дозировки радона и исключить при этом получение избыточных дозовых нагрузок на медперсонал и пациентов.
Низкофоновый спектрометрический радиометр в-г-излучений МКС-Р1-«СПРУТ»
Ю.В. Дубасов, С.А. Пахомов, Л.И. Ильин ГУП НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», С.-Петербург, Россия
С.В. Сэпман ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева», С.-Петербург, Россия
Общепринятая методология проведения радиоэкологических исследований включает в себя отбор проб, их подготовку к измерениям и последующее измерение с использованием соответствующей аппаратуры. Процесс подготовки проб предусматривает несколько стадий, служащих для приведения материала пробы к необходимому для измерения виду и во многих случаях включает процедуру химического концентрирования и очистки, которая обычно является наиболее трудоемкой, длительной и дорогостоящей частью аналитической методики. Поэтому актуальной остается задача разработки более селективной измерительной аппаратуры, менее критичной к чистоте измеряемых проб, применение которой во многих случаях позволяет отказаться от применения радиохимических процедур.
В Радиевом институте разработан радиометр-спектрометр МКС-Р-1 «СПРУТ» предназначенный для измерения содержания в-г излучающих радионуклидов в различных пробах как непосредственно, так и с использованием метода в-г-совпадений. Анализатор «СПРУТ» записывает 3-х мерные спектры в-г-совпадений. Блок детектирования «СПРУТ» оснащен пассивной защитой толщиной 50 мм с механизмом пробоподачи карусельного типа, рассчитанного на две пробы, детектором -канала на основе сцинтиблока NaI(Tl) размерами 100х150 мм и блоком фотоприемников -канала в котором использованы 3 высокочувствительных фотоэлектронных умножителя включенных по схеме совпадений. Измеряемую пробу равномерно распределяют на планшете площадью 300 см2 и накрывают сцинтиллятором, толщина которого определяется энергией регистрируемых -частиц. Так, например, при измерении - и --излучающих радионуклидов с граничной энергией -частиц до 200 кэВ, толщина сцинтиллятора составляет 0,1 мм, а минимально измеряемая удельная активность таких радионуклидов, как 203Hg, 35S, 14C в различных средах составляет 0,2 Бк/г. Для регистрации более высоко энергетических -частиц пробу накрывают более толстым слоем сцинтиллятора.
МКС-Р-1 «СПРУТ» оказался весьма эффективен при проведении массовых анализов проб грунта на содержание 90Sr+90Y. Оптимальная масса пробы составляет при этом 200 г, а толщина сцинтиллятора 5 мм. Приборная скорость счета импульсов фона, не связанная с радиоактивностью пробы, не превышает 1 имп/с. Скорость счета при измерении реального грунта, не содержащего техногенных радионуклидов, достигает 6 имп/с. На стадии калибровки записывают 3-х мерные базисные спектры от образцовых препаратов 90Sr+90Y, 137Cs, 40K, 238U(226Ra) и 232Th (и других радионуклидов). Полученный при измерении реальной пробы 3-х мерный спектр раскладываютя по известному базису с использованием метода многомерной оптимизации. Минимально измеряемое содержание 90Sr+90Y в реальном грунте в отсутствие иных техногенных радионуклидов не превышает 20 Бк/кг без предварительной радиохимической подготовки.
Анализатор легких элементов
Д.А. Гоганов, А.Д. Гоганов, Р.И. Плотников НПП "Буревестник", ОАО, г. Санкт-Петербург, Россия
В НПП "Буревестник", ОАО был создан недорогой рентгеновский портативный энергодисперсионный анализатор легких элементов АЛЭ, предназначенный для определения химических элементов, аналитические линии которых расположены в спектральной области от 0.19 до 0.98 нм (6.5 - 1.2 кэВ). В этом диапазоне расположены К-серии легких элементов с атомными номерами Z от 12 (Mg) до 26 (Fe)
Потребляемая прибором мощность - 20 Вт, масса - 8,5 кг, габаритные размеры 295х210х210 мм.
Действие анализатора основано на возбуждении рентгеновской флуоресценции определяемых элементов излучением миниатюрной низковольтной рентгеновской трубки БХ-2 и ее регистрации 4-мя отпаянными пропорциональными счетчиками с Ве окнами толщиной до 30 мкм в сочетании с селективными фильтрами. Таким образом, каждый из 4-х детекторов настроен на определенный химический элемент, выбранный заказчиком.
Рентгеновская трубка, анод которой (слой Ag или Ti толщиной 0,5 мкм) расположен непосредственно на Ве окне толщиной 0.2 мм, работает при регулируемом анодном напряжении от 3 до 9 кВ и номинальной мощности 0.5 Вт.
Анализатор имеет одноканальный регистрирующий тракт, состоящий из усилителя и одноканального амплитудного дискриминатора, к которому поочередно подключается каждый из 4-х детекторов. При этом для каждого детектора в соответствии с пожеланием заказчика выбирается свой селективный фильтр для выделения линии требуемого элемента.
Анализатор работает с персональным компьютером.
В ходе анализа выполнение всех операций, необходимых при переходе от одного элемента к другому, осуществляются автоматически.
Программа количественного анализа КОРСА-L дает возможность выполнять градуировку и расчет содержаний способами множественной регрессии, стандарта-фона и теоретических поправок. Специальная программа (КОРСА-WL) обеспечивает работу анализатора совместно со спектрометром СПАРК-1-2М.
Мы использовали АЛЭ для определение Al и Si в некоторых сплавах; анализ цемента и цементных сырьевых смесей, огнеупорных материалов и сырья для их производства; анализ глин, золы, определение Fe в файнштейне производства никеля, Ti в песках, S в нефтепродуктах.
На комбинат ОАО “МАГНЕЗИТ” АЛЭ используется для анализа сырья (доломита и магнезита) и продуктов производства огнеупорных материалов на основе обожженного магнезита (MgO).
ЗАО “ВТОРМЕТ” использует АЛЭ совместно со спектрометром СПАРК-1М для анализа чугунов (определение Si, P, Mn, Ni), сплавов цветных металлов на основе меди (латуней и бронз), цинка (сплавы типа ЦАМ) и алюминиевых сплавов типа АК-9.
Относительные средние квадратичные погрешности анализа находились в пределах от 0.5 до 10 %, в зависимости от анализируемого материала, элемента и его содержания, что соответствуют допускам к точности экспресс-анализа.
Рентгенофлюоресцентный анализатор для анализа руд и других материалов на конвеере
С. Попов, Д. Доценко, А. Соколов. «Baltic Scientific Instruments», Рига, Латвия
Анализатор включает рентгеновскую трубку, Si(Li) детектор, охлаждаемый холодильником Пельтье, и обрабатывающую электронику. Спектр, полученный в течение времени измерения, передаётся на персональный компьютер, который может находится на расстоянии до 1500 метров от анализатора. Анализирующее программное обеспечение обеспечивает обработку спектра, определяет величину интенсивности спектральной линии и рассчитывает концентрацию химического элемента. Внешняя механическая вибрация, которая ухудшает параметры детектора, гасится на рамке анализатора.
Для полностью автоматизированного количественного анализа материала на конвейере мы использовали программу AssayKit для элементного состава с использованием метода фундаментальных параметров. Эта программа имеет следующие особенности. Метод определения концентрации с использованием интенсивности нормированной спектральной линии и стандартного фона исключает существенную зависимость от расстояния до образца и размера образца в большинстве случаев. Возможность включения любых стехиометрических отношений в анализ позволяет рассчитать любые молекулы в измеренном образце. Изменение содержания лёгких элементов рассчитывается путём нахождения линейных корреляций между ними и видимыми элементами, и ручной заменой « типа руды» .
Анализатор измеряет концентрации элементов от Ca (Z=20) до Ba (Z=56) на K-линиях и от Ba (Z=56) до U (Z=92) по L-линиям. Расположение конуса луча от рентгеновской трубки и конуса регистрирующего детектора, позволяет выполнять измерения в большом диапазоне расстояний между анализатором и материалом, так что размер образца может быть до 20 см. Модификация с более близкой геометрией анализа измеряет концентрации элементов от S (Z=16) до Ba (Z=56) по K-линиям и от Mo (Z=42) до U (Z=92) по L-линиям. Для этой модификации, размер образца не должен превышать 5 мм.
При анализе хром-железной руды анализатором стандартное отклонение составило 1,1% для хрома и 0,8% для железа. Сравнение результатов проведено с более чем 300 измерениями с помощью химического анализа.
Анализатор полностью безопасен в действии - уровень дозы рентгеновского излучения на поверхности устройства не превышает уровня излучения, в соответствии с международными радиационными требованиями безопасности.
О применении ППД для регистрации дифракционных спектров
П.П. Коваленко, И.Г. Толпекин «НТЦ Экспертцентр», г. Москва, Россия
В рентгенографии измеряется пространственное распределение дифрагировавшего монохроматического излучения. Мешающим фактором при измерении интенсивности слабых отражений является наличие фоновой составляющей.
Эта составляющая определяется сплошным спектром тормозного излучения рентгеновских трубок, характеристическим излучением исследуемого вещества, рассеянным и флюоресцентным излучением от деталей дифрактометра, формирующих рентгеновский луч.
Мешающим фактором является также отражение Kв - линий излучения трубки, которые создают дополнительные отражения в дифракционной картине.
Поэтому излучение сначала монохроматизируется с помощью кристаллов-монохроматоров или фильтров, а регистрируется, в основном, газовыми, сцинтилляционными или координатными детекторами.
Применение кристаллов-монохроматоров означает использование их в качестве детектора с хорошим разрешением. Но, из-за небольшого коэффициента отражения, приходится мириться с потерей интенсивности или увеличивать мощность источника рентгеновского излучения.
Поэтому, применение ППД для регистрации дифракционных спектров заслуживает внимания.
Впервые для регистрации дифракционных спектров ППД применялись в исследованиях дифракции резонансного гамма-излучения на кристаллах соединений железа во ВНИИФТРИ под руководством В.Г.Лабушкина.
В докладе приведено сравнение дифракционных спектров, измеренных с помощью обычных детекторов и ППД.
Приведенные данные показывают преимущества ППД по отношению пик/фон.
Это обстоятельство говорит о том, что в ряде случаев можно отказаться от кристаллов-монохроматоров и фильтров, а это может существенно упростить рентгенооптические схемы дифрактометров и уменьшить мощность первичного рентгеновского излучения.
Использование рентгенофлуоресцентной спектрометрии при тестировании драгоценных камней
П. Брангулис, Я. Упмалис, М. Гертанс «Государственная инспекция пробирного надзора», Рига, Латвия
Тестирование драгоценных камней в современной лаборатории немыслимо без использования инструментальных методов. Государственная инспекция пробирного надзора в год проверяет больше 15000 изделий, в которых заложены установленные законом драгоценные камни. Качественное тестирование в лаборатории инспекции невозможно без применения энерго-дисперсионной рентгенофлуоресцентной спектрометрии (ED-XRF).
Спектры ED-XRF дают следующую информацию:
· о химическом составе драгоценных камней (микроэлементы и макроэлементы);
· о кристаллическом построении;
· о возможном происхождении драгоценных камней.
Главные преимущества рентгенофлуоресцентной спектрометрии при
тестировании драгоценных камней:
- метод недеструктивный
- для тестирования хватает небольшого участка (0,1 - 2 мм2)
- выдается информация о кристаллическом строении и химическом составе драгоценных камней
- для анализа необходимо небольшое время (5-180 c)
- простая расшифровка спектров
- небольшая себестоимость анализов
- нет необходимости в приготовлении образцов
- сравнительно низкая цена аппаратуры
- в отдельных случаях есть возможность определить характеристические размеры кристаллической решетки d, используя диффракционные линии спектра для монокристаллических веществ
- возможность быстро менять режимы измерений, изменяя параметры возбуждающей энергии (напряжение на рентгеновской трубке, фильтр, диаметр раскрытия коллиматора).
Измерение толщины металлических и оксидных покрытий на металлах рентгенофлуоресцентным методом
З.Струве, А.Соколов «Baltic Scientific Instruments», Рига, Латвия
...Подобные документы
Физические основы процесса радиоактивности, особенности гамма-излучения. Исторические факты об открытии радиоактивности, ее сфера применения и опасность воздействия на все живое. Симптомы и стадии заболевания, которое вызвано радиоактивным излучением.
контрольная работа [71,2 K], добавлен 22.11.2010Понятие радиоактивности, виды радиации. Действие радиоактивного излучения на белки и ДНК человека. Повреждения азотистых оснований ДНК. Причины гибели клеток. Пространственная организация молекул ДНК в хромосомах. Процесс репарации повреждённых хромосом.
реферат [263,1 K], добавлен 02.03.2012Источники ионизирующих излучений. Предельно допустимые дозы облучения. Классификация биологических защит. Представление спектрального состава гамма-излучения в ядерном реакторе. Основные стадии проектирования радиационной защиты от гамма-излучения.
презентация [812,1 K], добавлен 17.05.2014Классификация радиационных объектов по потенциальной опасности. Комплекс организационных, технических, санитарно-гигиенических мероприятий, ограничивающих облучение персонала и радиоактивное загрязнение окружающей среды. Приборы дозиметрического контроля.
презентация [1,1 M], добавлен 01.06.2015Производство фосфорных удобрений как источник загрязнения окружающей среды. Характеристика технологических процессов и сырья. Разработка экологических нормативов предприятия; выбор методов и расчет оборудования для проведения природоохранных мероприятий.
курсовая работа [258,8 K], добавлен 23.07.2013Измерение уровня гамма-излучения и радиоактивной зараженности объектов с помощью полевого дозиметра ДП-5. Диапазон измерения прибора, его комплектация и подготовка к работе. Измерительный пульт рентгенометра дозиметра ДП-5А. Порядок измерения излучения.
презентация [4,9 M], добавлен 23.08.2014Изучение понятия радиоактивности, способности ряда химических элементов самопроизвольно распадаться и испускать невидимое излучение. АЭС и урановые рудники как источники радиоактивного загрязнения. Действия населения при аварии на атомных электростанциях.
реферат [36,7 K], добавлен 11.03.2014Основные источники излучения и классификация средств защиты. Понятие об ультрафиолетовом, инфракрасном и ионизирующем излучении. Радиоактивное загрязнение окружающей среды. Источники и зашита от электромагнитных полей, безопасность при работе с лазерами.
реферат [2,1 M], добавлен 01.05.2010История Тюменского водоканала, оценка кадровой политики. Правила работы с персоналом. Технические характеристики Метелёвской водоочистной станции, ее проектная производительность. Безопасность технологических процессов Тюменского Аккумуляторного завода.
отчет по практике [5,5 M], добавлен 14.01.2015История кафедры надежности и безопасности технологических процессов. Направление подготовки "Техносферная Безопасность". Инструктажи работников по охране труда. Нормативы, применяемые при проведении работ в лаборатории технологии водонапорных систем.
отчет по практике [525,3 K], добавлен 07.09.2014Лазеры как генераторы электромагнитного излучения оптического диапазона, основанные на использовании вынужденного излучения, их классификация по уровню опасности. Анализ влияния их излучения на человеческий организм, а также оценка его последствий.
презентация [326,7 K], добавлен 01.11.2016Понятие ионизирующих излучений, их взаимодействие с веществом. Природа и виды рентгеновского излучения. Два основных типа распада. Излучения, образующиеся при радиоактивном распаде. Закон ослабления ионизирующего излучения при взаимодействии с веществом.
презентация [131,2 K], добавлен 16.01.2017Понятие и виды радиации, ее воздействие на органы и ткани человека. Источники общего радиационного фона. Последствия воздействия радиоактивного излучения. Вред бразильского ореха. Уровень радиоактивности Центрального железнодорожного вокзала в Нью-Йорке.
презентация [4,7 M], добавлен 23.10.2015Влияние ультрафиолетового излучения на трофические, регуляторные и обменные процессы у растений и живых организмов. Глобальное распределение интенсивности ультрафиолетового излучения. Нормирование ультрафиолетового излучения в производственных помещениях.
контрольная работа [333,9 K], добавлен 24.04.2014Радиация и её разновидности. Источники радиационной опасности. Основные пути проникновения излучения в организм человека. Характеристика проникающей способности различных видов ионизирующего излучения. Механизм действия ионизирующего излучения.
реферат [1,2 M], добавлен 07.01.2017Требования к безопасности производственного оборудования и производственных процессов. Охрана труда в проекте производства работ. Нормы естественного и искусственного освещения. Расчет необходимой площади световых проемов производственного помещения.
контрольная работа [93,7 K], добавлен 03.06.2010Явление радиоактивности в физике. Приборы, применяемые для регистрации ядерных излучений, сущность их источников, их свойства и характеристики. Описание естественных и искусственных источников радиации. Природа радиоактивных излучений, пути их изучения.
реферат [81,8 K], добавлен 27.01.2012Теплообмен между человеком и окружающей средой как основа гигиены одежды, основное уравнение теплового баланса. Свойства текстильных материалов, обеспечивающих соответствие одежды окружающей среде. Требования к одежде различного назначения.
реферат [30,5 K], добавлен 20.01.2010Обмен веществ и его природа. Саморегуляция как механизм поддержания жизнедеятельности организма на постоянном уровне. Безопасность и экологичность технических средств и технологических процессов: основные требования, их нормативная база и реализация.
контрольная работа [31,6 K], добавлен 16.06.2009Физическая сущность лазерного излучения. Воздействие лазерного излучения на организм. Нормирование лазерного излучения. Лазерное излучение-прямое, рассеянное, зеркальное или диффузно отраженное. Методы защиты от лазерного излучения. Санитарные нормы.
доклад [19,2 K], добавлен 09.10.2008
