Дозиметрический контроль

Если к детектору приложить напряжение, то рабочей областью будет i-слой, где свободные заряды отсутствуют. Главная особенность таких детекторов в том, что можно получить детектор с большой глубиной чувствительности областей (до десятков мм), а следовательно, с большим чувствительным объемом (до 100 см ³). Это обстоятельство позволяет применять их в спектрометрии г -излучения и для регистрации в-частиц в широком энергетическом диапазоне.

На практике более широкое применение получили диффузионно-дрейфовые германиевые детекторы, которые хранятся и эксплуатируются при температуре жидкого азота. Также разработаны кристаллические германиевые детекторы, которые можно хранить в нормальных условиях.

7.1 Приборы для регистрации ионизирующего излучения

Приборы для регистрации ионизирующего излучения предназначены для измерения величин, характеризующих источники и поля ионизирующих излучений и взаимодействие ионизирующих излучений с веществом.

Приборы и установки, используемые для регистрации ионизирующих излучений, подразделяются на следующие основные группы:

1. Дозиметры - приборы для измерения дозы ионизирующего излучения (экспозиционной, поглощенной, эквивалентной), а также коэффициента качества. К ним относятся дозиметр ДКГ-07БС, портативный индивидуальный дозиметр ДКГ-03Д "ГРАЧ", комплект индивидуальных дозиметров ДВГИ-8Д, установка дозиметрическая термолюминесцентная ДВГ-02ТМ и др. В настоящее время в индивидуальном дозиметрическом контроле широко применяются следующие типы дозиметров:

- термо- и радиофотолюминесцентные дозиметры. В качестве детектора радиофотолюминесцентных дозиметров используется активированное фосфатное стекло. В качестве термолюминесцентных детекторов в России применяются детекторы на основе фтористого лития и оксида алюминия LiF (Ti, Mg), LiF (na, Mg), LiF (Mg, Cu), Al2O3, но оксид алюминия при высокой чувствительности имеет недопустимо высокую потерю информации о дозе (5% за 2 недели);

- электронные дозиметры;

- дозиметры на основе ионизационных камер (так называемые "конденсаторные дозиметры").

2. Радиометры - приборы для измерения плотности потока ионизирующего излучения. К ним относятся: радиометр загрязненности поверхностей б- и в -активными веществами РЗБА-04-04М, установки радиометрические УДИ-1Б и УДГБ-01, радиометр РИС-А 1 "Дозкалибратор" и др.

3. Универсальные приборы - устройства, совмещающие функции дозиметра и радиометра, радиометра и спектрометра и пр. К ним относятся дозиметры-радиометры ДКС-96 и МКС-07Н (ИМД-7), радиометр-дозиметр ДРПБ-03, многоканальная установка радиационного контроля УМКС-99 "АТЛАНТ-К" и др. Современные дозиметры-радиометры можно условно разделить на 2 группы:

- приборы, где чувствительным элементом является сцинтиллятор с ФЭУ или фотодиодами;

- приборы, где чувствительным элементом является газоразрядный детектор.

4. Спектрометры ионизирующих излучений - приборы, измеряющие распределение (спектр) величин, характеризующих поле ионизирующих излучений. К ним относятся портативный спектрометр СКС-99 "СПУТНИК-БГ", спектрометр МКС-АТ 6101С, комплекс спектрометрический "Прогресс" и др.

В соответствии с поверочной схемой по метрологическому назначению приборы и установки для регистрации ионизирующих излучений подразделяются на образцовые и рабочие. Образцовые приборы и установки предназначены для поверки по ним других средств измерений, как рабочих, так и образцовых менее высокой точности. Образцовые приборы запрещается использовать в качестве рабочих. Рабочие приборы и установки - средства для регистрации и исследования ионизирующих излучений в экспериментальной и прикладной ядерной физике, промышленности и т.д.

Приборы для регистрации ионизирующего излучения разделяются также по виду измеряемого излучения (б-, в-, г-, нейтронное), по эффекту взаимодействия излучения с веществом (ионизационные, сцинтилляционные, фотографические и т. д.) и другим признакам.

По оформлению приборы для регистрации ионизирующего излучения подразделяют на стационарные, переносные и носимые, а также на приборы с автономным питанием, питанием от электрической сети и не требующие затрат энергии.

8. Радиационный контроль

В учреждениях, где проводятся работы с радиоактивными веществами или источниками ионизирующих излучений, должен осуществляться радиационный дозиметрический контроль. В зависимости от объема и характера работ контроль проводится либо штатной службой радиационной безопасности (в каждой смене), либо специально выделенным лицом.

Радиационный контроль должен быть организован так, чтобы в помещениях, где ведутся работы на стационарных установках с источниками с керма-эквивалентом более 2000 нГр•м ²/с (1 г-экв. Ra) на ускорителях заряженных частиц, с нейтронными источниками с выходом более 109 нейтр./с, с делящими материалами, а также на ядерных реакторах и критических сборках, были установлены дозиметрические приборы с автоматическими звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами. При необходимости предусматривается сигнализация трех уровней: нормального, предварительного, аварийного.

При проведении оперативного дозиметрического контроля, согласно НРБ-99/2009, следует руководствоваться допустимыми и контрольными уровнями. Объем контроля устанавливается в зависимости от дозы в-, г-, n- и других излучений; содержанием газов и аэрозолей в воздухе и радионуклидов в твердых и жидких отходах; выбросом радионуклидов в атмосферу; уровнем загрязнения радионуклидами поверхностей, кожных покровов и одежды, объектов внешней среды, транспортных средств; индивидуальной дозой внешнего и внутреннего облучения. Результаты всех видов радиационного контроля должны храниться в течение 50 лет.

Персонал, работающий с делящимися веществами, на ядерных реакторах и критических сборках, а также в условиях непредвиденного аварийного облучения, должен быть обеспечен индивидуальными аварийными дозиметрами.

Персонал, для которого условия труда таковы, что доза не может превышать 1/3 ППД, не обязательно обеспечивать индивидуальными дозиметрами, позволяющими контролировать квартальную, годовую и дневную дозы внешнего облучения. Для этой группы осуществляется контроль мощности доз внешнего излучения и объемной активности радиоактивности радионуклидов в воздухе рабочей зоны. Оценка облучения проводится по этим данным.

8.1 Работа с радиоактивными веществами в фармацевтике

Обращение с радиационными фармацевтическими препаратами и их испытания требуют применения специальных методов, обеспечивающих получение правильных результатов и сведение до минимума риска облучения для обслуживающего персонала. Все операции должны проводиться людьми, специально обученными обращению с радиоактивными веществами, или под их наблюдением.

Как правило, количество радиоактивного вещества в фармацевтических радиоактивных препаратах слишком мало, чтобы его можно было измерить обычными химическими или физическими методами. Так как столь малые количества вещества нельзя разделить или очистить обычными методами, для удобства обращения с активным веществом к нему в процессе производства может быть добавлен носитель в виде неактивного материала - изотопа данного элемента или неизотопа, но химически близкого к изотопу. Например, в некоторых коллоидных препаратах технеция-99m в качестве носителя используется рений. Количество добавляемого носителя должно быть достаточно малым, чтобы избежать нежелательных физиологических эффектов. Масса элемента, образующегося при ядерной реакции, может быть увеличена за счет массы неактивного изотопа, присутствующего в облучаемом материале или в реактивах, используемых в процессе облучения. Термин "без носителя" применяется к радиоактивным препаратам, в которые в процессе производства не добавляется намеренно никаких носителей.

Излучение радиоактивного источника распространяется во все стороны. Метод стандартизации и измерения таких источников, при которых излучение подсчитывается во всех направлениях, известен как 4р-расчет. Метод, основанный на подсчете излучения в постоянном угловом интервале 180єС, известен как 2р-расчет. Методы, основанные на выделении доли излучений в определенном угловом интервале, определяемом взаимным расположением источника и противолежащего ему приемника излучений, известны как методы расчета с помощью фиксированной геометрии. Обычно количественное определение радиоактивности препарата проводится путем сравнения со стандартизированным образцом в идентичных геометрических условиях. Валидность такого количественного определения в значительной степени зависит от воспроизводимости пространственных отношений источника и детектора, а также от точности стандартизированного образца. Если схема распада изотопа позволяет, то для первичной стандартизации такого изотопа используют методику совпадений, а не простой 4р-расчет. Чаще всего применяется методика совпадений, представляющая собой представляющая собой 4р-бета/гамма-расчет совпадений, используемый для изотопов, у которых некоторые или все распады сопровождаются быстрым излучением фотонов. Для измерения эффективности в 4р-счетчике тех распадов, с которыми совпадают фотоны, используют дополнительный смежный детектор, чувствительный только к фотонам. Для стандартизации чистых гамма-излучателей часто используют 4р-гамма/гамма-расчет совпадений.

Конструкция и принцип действия приборов и вспомогательных приспособлений различны. При использовании определенного вида аппаратуры методика подготовки образцов должна быть модифицирована для получения удовлетворительных результатов. Чтобы обеспечить работу приборов в оптимальном режиме, оператор должен неукоснительно следовать инструкциям фирмы-изготовителя и для повышения надежности результатов тщательно сравнивать исследуемые образцы с известными. Контроль за работой прибора и надежностью его показаний должен быть повседневным; для этого используются вторичные стандартные образцы.

Во все измерения радиоактивности образцов должна вноситься поправка на радиоактивный фон, величина которого вычитается из полученных результатов. При работе с образцами высокой радиоактивности должна вводиться поправка на просчеты совпадений вследствие того, что прибор не может разрешать импульсы, поступающие в узком интервале времени. Такая поправка на просчеты совпадений должна быть сделана до того, как вводят поправку на фон.

8.2 Защитные экраны

Для защиты лабораторного персонала от всех видов излучения и для защиты регистрирующей аппаратуры от радиоактивного фона следует применять соответствующие защитные экраны.

Защита от альфа - и бета-излучений легко осуществима благодаря их малой проникающей способности, хотя следует принимать во внимание тормозную радиацию, продуцируемую при поглощении бета-излучения. Глубина проникновения альфа- и бета-частиц изменяется в зависимости от их кинетической энергии. Альфа-излучение представляет собой поток моноэнергетических частиц и полностью поглощается воздушным слоем толщиной в несколько сантиметров. Поглощение бета-излучения в связи с его непрерывным энергетическим спектром и рассеянием подчиняется приблизительной экспоненциальной зависимости. Пробег бета-частиц в воздухе составляет расстояние от нескольких сантиметров до нескольких метров.

При поглощении бета-излучения экранирующим материалом возникает вторичная радиация - так называемое тормозное излучение, по проникающей способности подобное мягкому рентгеновскому излучению. Чем выше атомный номер или плотность поглощающего материала, тем выше энергия тормозного излучения. Элементы с низким атомным номером продуцируют тормозное излучение низкой энергии, которое легко поглощается. Следовательно, при изготовлении защитных экранов для источников бета-излучения должны применяться материалы с небольшим атомным номером или невысокой плотностью, такие, как алюминий, стекло, прозрачные пластмассы.

Гамма-лучи проникают в материал на большую глубину. Ослабление гамма-излучения в материале подчиняется экспоненциальной зависимости и определяется количественно по слоям половинного поглощения. Слой половинного поглощения - это толщина защитного материала, необходимая для того, чтобы уменьшить интенсивность радиации вдвое по сравнению с ее первоначальной величиной. Экран, состоящий из 7 слоев половинного поглощения, имеет толщину, снижающую интенсивность радиации до величины, составляющей менее 1% интенсивности неэкранированного первоначального излучения. Защитным материалом для поглощения гамма-излучения обычно служит свинец.

Интенсивность гамма-излучения уменьшается обратно пропорционально квадрату расстояния между источником и точкой замера. Радиоактивные материалы, излучающие энергию в несколько десятков милликюри, могут быть использованы в лабораториях без опасения, если при этом применяются соответствующие экраны или с помощью приспособлений дистанционного управления устанавливается максимальное расстояние между источником и оператором.

Список литературы

1. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. - 4-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1991. - 352 с., ил.

2. Шаров Ю.Н., Шубин Н.В. Дозиметрия и радиационная безопасность: Учебник для техникумов. - М.: Энергоатомиздат, 1982. - 256 с., ил.

3. Международная фармакопея. Издание третье. Т. 1. Общие методы анализа. - Всемирная организация здравоохранения, Женева, 1981. - 242 стр., ил.

4. Иванов В.И. Курс дозиметрии: Учебник для вузов. - 3-е изд., перераб. и доп. - М.: Атомиздат, 1978. - 392 стр.

5. Максимов М.Т., Оджагов Г.О. Радиоактивные загрязнения и их измерение: Учебное пособие. - М.: Энергоатомиздат, 1986. - 224 стр., ил.

6. Технический бюллетень 2008 "Современные отечественные средства радиационной и химической разведки и контроля для нештатных аварийно-спасательных формирований". - М: Международный салон "Комплексная безопасность-2008", 2008.

Размещено на Allbest.ru