Размещено на http:www.allbest.ru/

Введение

Зная о всё ухудшающемся состоянии предприятий с радиоактивно-опасными веществами и химических предприятий в России и отсутствие средств на ремонт и обновление хранилищ радиоактивно-опасных и химически опасных объектов, можно констатировать, что угроза радиоактивного и химического заражения местности не утратила своей силы.

В комплексе мероприятий защиты населения и объектов народного хозяйства от последствий чрезвычайных ситуаций важное место занимают выявление и оценка радиационной и химической обстановки, каждая из которых является важнейшей составной частью общей оценки обстановки, складывающейся в условиях чрезвычайных ситуаций.

В случае какой-либо чрезвычайной ситуации могут возникнуть большие очаги ядерного, химического и бактериологического поражения, охватывающие не только отдельные промышленные объекты и населенные пункты, но и крупные административные центры с прилегающими к ним объектами.

При этих условиях от гражданской обороны потребуется в максимально короткие сроки проведение целого комплекса весьма сложных работ в большом объеме, в том числе в первую очередь по спасению людей и оказанию помощи пострадавшему населению. Эти работы должны быть начаты немедленно после нанесения поражения и закончены в самые короткие сроки. дозиметрия радиационный химический

Успех спасательных работ во многом будет зависеть от того, насколько быстро и правильно дана оценка сложившейся обстановки и как четко организованно выполнение их.

Для правильной оценки обстановки, определения характера и объема работ организуется разведка района поражения, которая предшествует остальным видам работ, связанных с ликвидацией последствий ЧС.

Разведка организуется соответствующими штабами и осуществляется главным образом силами и средствами гражданской обороны.

По мере получения этих данных в очаг вводятся соответствующие формирования гражданской обороны, которым ставятся определенные и четкие задачи.

Обнаружение и определение степени заражения ядовитыми, радиационными веществами производится с помощью приборов химической разведки или путем взятия проб и последующего анализа их в химических лабораториях.

Основными из них являются: дозиметр, измеритель мощности дозы (рентгенметр), индикатор радиоактивности и радиометр.

1. Современные технические средства выявления радиационной обстановки

1.1 Общие сведения об ионизирующем излучении

К числу различных современных факторов и явлений, оказывающих вредное влияние на человека и природную среду, относятся и ионизирующие излучения.

Ионизирующими излучениями (ИИ) называют всякие излучения, взаимодействие которых с веществом приводит к образованию электрически заряженных частиц. К ИИ относятся квантовые и фотонные излучения. Источниками ИИ являются ядра атомов радиоактивных элементов. К радиоактивным относятся элементы, ядра атомов которых способны самопроизвольно распадаться. Такими элементами, в основном, являются элементы, в которых соотношение числа протонов и нейтронов превышает 1…1,6, т.е. Р/ > 1…1,6.

В настоящее время из всех элементов таблицы Д.И. Менделеева известно более 1500 изотопов. Из этого количества изотопов лишь около 300 стабильных и около 90 являются естественными радиоактивными элементами.

Продукты ядерного взрыва содержат более 100 нестабильных первичных изотопов. Большое количество радиоактивных изотопов содержится в продуктах деления ядерного горючего в ядерных реакторах АЭС.

Таким образом, источниками ИИ могут быть естественные и искусственные радиоактивные вещества, изготовленные на их основе медицинские и научные препараты, продукты ядерных взрывов при применении ядерного оружия, отходы атомных электростанций при авариях на них.

Основной мерой воздействия ИИ на живые организмы является доза излучения (облучения). Доза излучения (Д) в общем - это количество энергии ИИ, поглощенное единицей массы облучаемой среды за время облучения.

Различают дозы: экспозиционную, поглощенную и эквивалентную.

Экспозиционной дозой гамма-излучения (или просто экспозиционной дозой) Д _э называется количественная характеристика излучений, основанная на их ионизирующем действии в сухом атмосферном воздухе и выраженная отношением суммарного электрического заряда ионов одного знака, поглощенным в некоторой массе воздуха, к этой массе:

d _q

Д _э = d _m , (1)

где q - суммарный электрический заряд, образованный ИИ в воздухе массой m.

Единицей измерения экспозиционной дозы рентгеновского и - излучения системе СИ служит кулон на килограмм (Кл/кг).

Внесистемной единицей измерения величины экспозиционной дозы является рентген (Р). Используются и его дольные единицы: миллирентген (мР); микрорентген (мкР).

Один рентген (1Р) - это такая доза гамма-излучения, под действием которой в 1 см³ сухого воздуха при нормальных условиях образуются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака.

Доза в 1Р соответствует образованию 2,08 10⁹ пар ионов в 1 см³ воздуха. Если учесть, что заряд электрона равен 1,6 10^-19 кулона, масса 1 см³ воздуха - 1,29 10^-6 кг, то 1Р = 2, 58 10^-4 Кл/кг. Тогда 1 Кл/кг = 3880 Р.

Поглощенная доза ИИ (Д _п) - это количество энергии любого вида излучений, поглощенное единицей массы вещества, отнесенное к этой массе:

W

Д _п = m , (2)

где W - поглощенная энергия излучений, Дж; m - масса облучаемого вещества, кг.

Единицей измерения поглощенной дозы в системе СИ является Грей (Гр). 1 Гр - это такая доза, при которой 1 кг вещества поглощает энергию в 1 Дж.

Внесистемной единицей измерения поглощенной дозы является рад. 1 рад - это такая доза излучения, при которой 1 г вещества поглощается энергия в 100 эрг.

Исходя из соотношений: 1 Дж = 0,239 кал = 6,25 10¹⁸ электрон-вольт = 10⁷ эрг, можно записать:

100 эрг 10⁵ эрг

1 рад = 1 г = 1 кг = 10 -² Дж/кг, т.е. 1 рад = 10 -² Гр или 1 Гр = 100 рад

Зная, что 1 Р - это такая доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой в 1 см³ образуется 2,08 10⁹ пар ионов (3,3 10 -¹⁰ Кл), можно определить энергию излучения, затрачиваемую на ионизацию в воздухе при дозе в 1 Р:

2,08 10⁹ 34 10 -⁶ 1,6 10 ^-6

1 Р = 1,29 10 -³ = 88 эрг/г ,

где 34 10 -⁶ - работа, затрачиваемая на образование одной пары ионов, М _эв ;

1,6 10 -⁶ - переводной коэффициент из М _эв в эрг;

1,29 10 -³ - масса 1 см³ воздуха в граммах;

1 эв = 1,6 10 -¹⁹ Дж.

Таким образом, соотношения между единицами измерения экспозиционной и поглощенной дозами составляют:

для воздуха 1 Р = 0,88 рад,

для биоткани 1 Р = 0,93 рад,

1 рад в среднем = 1,44 Р.

Кроме рентгена и рада практическое применение находит и единица измерения дозы - биологический эквивалент рентгена (бэр).

1 бэр - это единица дозы любого вида ИИ в биологической ткани, которая создает тот же эффект, что и доза в 1 Р рентгеновского или гамма-излучения:

1 бэр = 1 _рад К , где К - коэффициент качества.

Эквивалентная доза (Н) - служит для оценки последствий облучения малыми дозами и определяется как произведение поглощенной дозы на коэффициент качества К, т.е.

Н = Д _п К

Еще ее называют эффектной дозой. Единицей измерения эквивалентной дозы служит зиверт (Зв).

1 Зв = 100 бэр = 100 рад К

Для измерения поглощенной и эквивалентной дозы используются также дольные единицы рада и зиверта: миллирад (мрад), миллизиверт (мЗв), микрорад (мкрад), микрозиверт (мкЗв).

Коэффициент качества служит для учета биологической эффективности ИИ различных видов при определении биологического эквивалента рентгена и, следовательно, эквивалентной дозы. Он имеет следующие значения: для рентгеновского, гамма, бета и позитронного излучений - 1; для -излучения с энергией меньше 10 Мэв - 20; для нейтронов с энергией 0,1…10 Мэв - 10; для нейтронов с энергией меньше 20 кэв - 3.

Эквивалентная доза - основная единица в области радиационной безопасности и используется, в основном, в мирное время.

Таким образом, основной мерой, определяющей поражающее действие ИИ, является доза (поглощенная или эквивалентная).

Основным параметром, характеризующим поле или источник ИИ и которым определяется величина возможной дозы излучения, является мощность дозы.

Различают мощности экспозиционной, поглощенной и эквивалентной дозы.

Мощностью дозы излучения Р (или уровнем радиации) называется доза, отнесенная к единице времени: Р = Д / t. Она показывает какую дозу излучения можно получить за единицу времени а данном поле ИИ.

Мощность экспозиционной дозы рентгеновского или гамма-излучения (Р _э) - это экспозиционная доза за время t, отнесенная к этому времени: Р _э = Д _э / t. В системе СИ мощность экспозиционной дозы измеряется в Кулонах на килограмм в секунду (Кл/кг.с). А поскольку Кл/с есть ампер, то Кл/кг.с = А/кг. Внесистемной единицей измерения мощности экспозиционной дозы является рентген в час (Р/ч), а также ее долевые единицы мР/ч, мкР/ч.

Мощность поглощенной дозы (Р _п) - это поглощенная доза за время t, отнесенная к этому времени: Р _п = Д _п / t. Единицей измерения мощности поглощенной дозы служит Грей в секунду: Гр/с = Дж/кг.с = Вт/кг. Внесистемной единицей служит рад в час (рад/ч) и ее долевые единицы: мрад/с и мкрад/с.

Мощность эквивалентной дозы (Р _н) - это величина эквивалентной дозы за время t, отнесенная к этому времени: Р _н = Н / t. Единицей измерения мощности эквивалентной дозы в системе СИ служит Зиверт в секунду (Зв/с). Внесистемная единица - бэр в час (бэр/ч) и ее производные: мбэр/ч и мкбэр/ч.

Основной характеристикой источника ИИ является активность. Активность - есть мера интенсивности распада радиоактивных веществ и определяется как количество распадов ядер атомов радиоактивного вещества в единицу времени. В системе СИ за единицу активности принят Беккерель (Бк). 1 Бк - это количество вещества, в котором происходит один распад в секунду. Внесистемной единицей является Кюри (Ки). 1 Ки - это количество вещества, в котором в одну секунду происходит 37 10⁹ распадов или 2,2 10¹² распадов в минуту. Используют также долевые единицы: мКи, мкКи.

Для определения степени загрязнения местности, продуктов питания и воды используют единицы: Ки/км², Ки/м², Ки/кг, Ки/л.

Чем больше период полураспада (Т) и массовое число радиоактивного элемента, тем большее его количество соответствует 1 Ки. Например, одному Кюри соответствует: 1 мг Со-60 (Т = 5 лет), 1 г Rа-226 (Т = 1590 лет), 16 г Рu-239 (Т = 2400 лет), 570 кг U-235 (Т = 880 млн. лет).

Активность радиоактивных веществ со временем уменьшается по закону:

_t

а = а ₀ е ^{0,693 T} , (3)

где а ₀ - активность вещества в начальный момент времени (t = 0);

t - текущее время, на которое определяется активность;

Т - период полураспада вещества.

Уменьшение активности источника ИИ приводит к уменьшению мощности дозы и дозы излучения.

Наиболее чувствителен к воздействию ИИ человек. В результате облучения ИИ у человека развивается лучевая болезнь, которая может привести к летальному исходу.

Чем больше доза излучения, тем сильнее ее поражающее воздействие. Большое значение имеют условия облучения. Одна и та же доза, полученная в различные промежутки времени или с перерывами, оказывает различный биологический эффект. Так, доза в 1000 рад окажется смертельной при однократном воздействии ИИ на все тело, но такая же доза не вызовет смерти и выраженных расстройств в организме, если будет постепенно воспринята человеком в течение 30 лет.

На степень поражения организма оказывают влияние и индивидуальные особенности. У одних людей заболевания и смерть могут наступить после однократного облучения дозой 200 рад, в то время как другие останутся живы после облучения дозой 400 рад.

Воздействие ИИ на животных также вызывает у них заболевание лучевой болезнью, тяжесть которой зависит от величины поглощенной дозы. Степени лучевой болезни у животных развиваются такие же, как и у человека. При этом вызываются они не очень отличающимися дозами излучения, что видно из нижеприведенной таблицы. Воздействие ИИ на животных также зависит от их индивидуальных особенностей. Сравнительные дозы, вызывающие лучевую болезнь у людей и животных приведены в таблице 1.

Таблица 1. Сравнительные значения доз излучения, вызывающие лучевую болезнь у человека и животных

Степень лучевой болезни	Дозы излучения, вызывающие болезни, рад
	Людей	Животных
Легкая	100-200	150-250
Средняя	200-400	250-400
Тяжелая	400-600	400-750
Крайне тяжелая	более 600	более 750

Радиоактивные вещества любого происхождения оказывают вредное воздействие и на растения. В зависимости от величины радиоактивных частиц на поверхности растений может задерживаться от 8 до 90% выпавших на землю радиоактивных веществ. Растения наиболее чувствительны к облучению в период ранних фаз развития, когда страдают зоны активного роста, т.е. молодые делящиеся клетки. При этом растениям разных видов и сортов присуща неодинаковая радиационная устойчивость. Лучевое поражение у растений проявляется в торможении роста и замедлении развития, снижении урожая, понижении репродуктивного качества семян, клубней, корнеплодов. При больших дозах облучения возможна гибель растений, проявляющаяся в остановке роста и усыхании. В зонах радиоактивного загрязнения поражаются и могут погибать деревья лесных массивов. Величины летальных доз излучения для сельскохозяйственных культур и деревьев различных видов приведены в таблице 2.

Таблица 2. Летальные дозы однократного кратковременного -облучения для различных растений, находящихся на фазах вегетации

Вид растений	Доза облучения, Р	Вид растений	Доза облучения, Р
Овес	330	Картофель, капуста	1260
Кукуруза	420	Свекла сахарная	1340
Рожь, ячмень	435	Естественные травы	1200
Пшеница	450	Тисс	80
Горох огородный	400	Сосна веймутовая	100
Томат вишневоплодовый	1240	Ель сизая	102
Рис	1960	Лиственница японская	125
Лен	2070	Дуб красный, береза	800
Хлопчатник	1010	Клен красный	1000

Радиоактивные вещества, выпадающие на растения, не только загрязняют их, но и частично всасываются внутрь. Внутрь растений радиоактивные вещества поступают также из почвы. Загрязнение земельных угодий исключает их из землепользования или ограничивает возможность использования. Изотопы, попавшие в почву, мигрируют по цепочкам: почва-растение-человек; почва-растение-животное-человек. Радиоактивные вещества попадают также и в водоемы из атмосферы или за счет смыва с почвы. В результате заражается вода, заражаются или гибнут рыбы и другие обитатели водоемов. Человек, употребляя зараженную радиоактивными веществами воду, употребляя в пищу зараженные радиоактивными веществами сельскохозяйственные продукты или продукты зараженных морей, рек, водоемов, подвергается поражению.

Радиоактивные вещества (источники ИИ), попадая на поверхность зданий, сооружений, техники, транспорта, оборудования и других объектов, также представляют опасность для человека.

Воздействию ИИ человек подвергается в той или иной мере практически постоянно: за счет воздействия природных излучений (солнечная и космическая радиация, излучение из недр земли и др.), при работе с источниками ИИ на предприятиях (учреждениях), при проведении медицинских рентгенорадиологических процедур и т.п. Но наиболее массовое облучение людей может иметь место при применении ядерного оружия, а также при крупных авариях на радиационно-опасных объектах. Это требует от федеральных, региональных, местных органов власти, министерств, ведомств, предприятий строгого соблюдения основ радиационной безопасности.

Под радиационной безопасностью населения понимается состояние его защищенности от вредного для здоровья воздействия ионизирующего излучения. Основу радиационной безопасности составляют законодательные и нормативные документы по этому вопросу. Основным документом является Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» (принят Государственной Думой 5 декабря 1995 года).

Вопросы радиационной безопасности находят отражение и в других документах: государственных стандартах; строительных нормах и правилах; правилах охраны труда; распоряжениях, инструкциях, методических и иных документах.

Во всех вышеперечисленных документах вопросы радиационной безопасности рассмотрены применительно к мирному времени. В военное время при применении ядерного оружия масштабы и степени заражения будут несравненно выше тех, которые возможны в мирное время. Поэтому нормы и правила мирного время не могут быть применены для обеспечения радиационной безопасности в военное время. В военное время все нормы будут пересмотрены в сторону их увеличения.

Так, если на мирное время для лиц, работающих с источниками ИИ (категория А) установлена доза суммарного внешнего и внутреннего облучения за календарный год 30 бэр, то на военное время в качестве допустимых установлены дозы:

· при однократном облучении (до 4 суток) 50

· при многократном облучении (до 30 суток) 100

· при многократном облучении (до 3 месяцев) 200

· при систематическом облучении (в течение года) 300

Также увеличиваются допустимые нормы зараженности различных объектов (зданий, сооружений, техники, транспорта, оборудования, продовольствия, воды и т.д.). Но сама задача обеспечения радиационной безопасности и на военное время остается в силе.

Контроль за обеспечением радиационной безопасности осуществляется службой радиационной безопасности различных уровней с применением приборов и методик радиационного контроля и расчетных методов. Наиболее важная роль в этом контроле отводится приборам, т.е. техническим средствам контроля.

Для принятия мер защиты от воздействия ИИ их необходимо своевременно обнаружить и количественно оценить. Наука, занимающаяся вопросами обнаружения и измерения ИИ, называется дозиметрией. Воздействуя на различные Среды ИИ вызывают в них определенные физико-химические изменения, которые можно зарегистрировать. На этом основаны различные методы обнаружения ИИ.

К основным из них относятся:

· ионизационный, в котором используется эффект ионизации газовой Среды, вызываемой воздействием на нее ИИ, и как следствие - изменение ее электропроводности;

· сцинтилляционный, заключающийся в том, что в некоторых веществах под воздействием ИИ образуются вспышки света, регистрируемые непосредственным наблюдением или с помощью фотоумножителей;

· химический, в котором ИИ обнаруживаются с помощью химических реакций, изменения кислотности и проводимости, происходящих при облучении жидкостных химических систем;

· фотографический, заключающийся в том, что при воздействии ИИ на фотопленку на ней в фотослое происходит выделение зерен серебра вдоль траектории частиц (квантов). Место, где произошло выделение металлического серебра воспринимается как черная точка, а совокупность таких точек как черное пятно;

· метод, основанный на проводимости кристаллов, т.е. когда под воздействием ИИ возникает ток в кристаллах, изготовленных из диэлектрических материалов и изменяется проводимость кристаллов из полупроводников;

· тепловой или калориметрический метод, основанный на использовании непосредственного или косвенного теплового эффекта, возникающего при взаимодействии ИИ с веществом.

На основании перечисленных методов обнаружения ИИ изготавливаются различные детекторы этих излучений, которые являются одной из трех составных частей дозиметрических приборов (рис.1).

Детектор ИИ представляет собой устройство, предназначенное для преобразования энергии этих излучений в другой вид энергии, удобный для последующей регистрации измерителем.

К наиболее распространенным детекторам относятся: ионизационные камеры; газоразрядные счетчики; полупроводниковые детекторы; сцинтилляционные детекторы; радиотермолюминисцентные детекторы; химические детекторы и др.

Измеритель

Схема 1. Обобщенная структурная схема дозиметрического прибора.

Ионизационная камера (ИК) представляет собой устройство, состоящее из двух изолированных друг от друга электродов, к которым подведено напряжение. Когда в воздушном пространстве между электродами происходит ионизация, то под воздействием электрического поля ионы приобретают направленное движение и в цепи протекает электрический ток, называемый ионизационным.

Величина его зависит от интенсивности ИИ. Принципиальная схема работы ионизационной камеры представлена на рис.2.

Выполняются ионизационные камеры в виде емкости различной формы (куба, параллелепипеда, цилиндра) и заполняются обычным воздухом при нормальном давлении.



n, , + + +

- - -

Рисунок 1. Принципиальная схема работы ионизационной камеры.

Газоразрядный счетчик (ГС) представляет собой металлический или стеклянный (в этом случае на внутреннюю стенку наносится токопроводящий материал) цилиндр, внутри которого коаксиально расположена тонкая стальная нить. Корпус является отрицательным, а нить положительным электродами, к которым приложено довольно высокое напряжение. Пространство между электродами заполнено инертными газами (неон, аргон, гелий или их смеси) под пониженным давлением. Принципиальное отличие ГС от ИК состоит в том, что в ГС используется усиление ионизационного тока за счет явления ударной ионизации.

Ударная ионизация возникает при значительно больших по сравнению с ИК значениях напряжений. В этих условиях электроны, образованные непосредственным воздействием ИИ, приобретают такую энергию, которая достаточна для ионизации атомов газа. Электроны вторичной ионизации вместе с электронами первичной ионизации в последующих столкновениях ионизируют другие атомы. Таким образом происходит лавинообразное размножение зарядов. При достижении электронами положительного электрода (нити) происходит их нейтрализация, что уменьшает потенциал, поданный на нить, и для его восполнения в цепи появится импульс напряжения. Частота импульсов будет пропорциональна интенсивности ИИ. Принципиальная схема конструкции ГС приведена на рис.3. Газоразрядные счетчики бывают стальные, стеклянные, тонкостенные, толстостенные, торцовые и др.

4 2 1 4

3 3

Рисунок 2. Принципиальная схема конструкции ГС: 1 - корпус (катод)

2-нить(анод), 3 - выводы, 4 - изоляторы.

Полупроводниковые детекторы все чаще находят применение в современной дозиметрической аппаратуре, работающей на основе ионизационного метода регистрации ИИ. Принцип их действия подобен принципу действия ионизационной камеры, однако в основу работы полупроводникового детектора лежит ионизация атомов не газа, а твердого вещества - полупроводника. В качестве основных материалов для изготовления полупроводниковых детекторов используются германий и кремний. Конструкция полупроводникового детектора приведена на рис.4.

+ -

2 3

1

Рисунок 3. Конструкция полупроводникового детектора: 1 - монокристалл полупроводника, 2,3 - напыленные металлические электроды.

Большим достоинством полупроводниковых детекторов являются небольшие размеры и вес.

Сцинтилляционный детектор представляет собой сочетание сцинтиллятора, в котором энергия ИИ преобразуется в световую энергию, и оптически соединенного с ним фотоэлектронного умножителя (ФЭУ), преобразующего световую энергию в электрический импульс (рис.5).

3 4 5

1 2

6

R _Н

Рисунок 4. Сцинтилляционный детектор: 1 - сцинтиллятор, 2 - световод, 3 - фотокатод ФЭУ, 4 - фокусирующий электрод, 5 - диоды, 6 - анод.

Принцип работы такого детектора состоит в следующем. В сцинтилляторе 1 при прохождении ионизирующей частицы возникает квант света. Свет через световод 2 воздействует на фотокатод 3 ФЭУ. Квант света на фотокатоде 3 выбивает электрон, который через фокусирующий электрод 4 попадает на первый диод. В результате вторичной электронной эмиссии на диодах электроны выбивают из них вторичные электроны, образуя нарастающую от диода к диоду электронную лавину. Заканчивается эта лавина при достижении анода 6. В результате в цепи анода потечет ток и на нагрузочном сопротивлении появится импульс напряжения, который может быть зарегистрирован.

Радиотермолюминисцентные детекторы.

Под радиотермолюминисценцией понимают такой процесс, при котором накопленная в кристалле энергия ИИ преобразуется в энергию флюоресценции под действием теплового возбуждения. Для краткости, обычно, вместо термина «радиотермолюминисценция» употребляют термин «термолюминисценция». К наиболее широко применяемым термолюминисцентным материалам относятся фтористый кальций CaF ₂ и фтористый литий LiF. Используют термолюминофоры и на основе алюмофосфарных стекол. Основным материалом стекла являются MgO, P ₂O ₅, Al ₂O ₃. В качестве активатора этого стекла используют MnO ₂ или серебро.

Недостатком алюмофосфарного стекла является его светочувствительность. В связи с этим необходима тщательная упаковка таких детекторов в светонепроницаемую оболочку.

Средства измерения ИИ.

Используя тот или иной детектор, разрабатывают средства измерения ИИ (дозиметрические приборы), которые делятся на три группы.

К первой группе относятся средства радиационной разведки, которые служат для обнаружения радиоактивного заражения и измерения величины мощности дозы радиоактивно зараженной местности или от любого другого источника ИИ. К этим средствам относятся измерители мощности дозы. Результаты измерений, полученные с помощью этих средств, позволяют оценить степень потенциальной опасности облучения человека.

Ко второй группе относятся средства, которые служат для измерения величины поглощенных доз гамма- и гамма-нейтронного излучения (приборы дозиметрического контроля). К ним относятся индивидуальные измерители доз.

К приборам третьей группы относятся средства контроля радиоактивного заражения техники, оборудования, имущества, людей, продовольствия, воды и других объектов. К ним относятся измерители мощности дозы и радиометрические установки (лаборатории).

1.2 Измерители мощности дозы

Переносной измеритель мощности дозы ДП-5В. Предназначен для измерения мощности дозы над радиоактивно зараженной местностью, а также для измерения радиоактивного заражения различных объектов по гамма-излучению. Кроме того, он позволяет обнаруживать бета-излучение. Таким образом, прибор является средством радиационной разведки и дозиметрического контроля.

Диапазон измерений мощности доз гамма-излучения от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч разбит на 6 поддиапазонов с пределами измерений:

I. поддиапазон - 5…200 Р/ч,

II. поддиапазон - 500…5000 мР/ч,

III. поддиапазон - 50…500 мР/ч,

IV. поддиапазон - 5…50 мР/ч,

V. поддиапазон - 0,5…5 мР/ч,

VI. поддиапазон - 0,05…0,5 мР/ч.

Мощность дозы отсчитывается при измерениях на 1 поддиапазоне по нижней шкале, а на всех остальных поддиапазонах - по верхней шкале с последующим умножением на соответствующий множитель поддиапазона.

Основная относительная погрешность измерений прибора при нормальных климатических условиях (0⁰С и 760 мм рт.ст) не превышает - 30%. Прибор сохраняет работоспособность после воздействия транспортной тряски с ускорением 100 м/с ², падения с высоты до 0,5 м. Питание прибора осуществляется от трех элементов 1,6 ПНЦ (один из них для подсвета шкалы). Один комплект элементов обеспечивает время непрерывной работы до 55 ч. Технический ресурс прибора не менее 2500 ч. Срок службы не менее 15 лет. Наибольшее время установления достоверного значения показаний прибора не превышает 45 с. Время прогрева прибора не менее 1 мин.

Прибор состоит из двух блоков: блока детектирования и измерительного пульта. Блок детектирования содержит газоразрядные счетчики ГС1 и ГС2 различной чувствительности и усилитель. В измерительном пульте находится интегрирующий контур с микроамперметром (стрелочное измерительное устройство).

Масса прибора с комплектом источника питания не более 3,2 кг.

Переносной измеритель мощности дозы ИМД-1. Предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, а также для обнаружения - излучения. Выпускается в двух модификациях: ИМД - 1С (стационарный) и ИМД - 1Р (переносной), которые отличаются длиной кабеля между блоками и наличием сетевого блока питания.

Диапазон измерений прибора от 0,01 мР/ч до 999 Р/ч разбит на два поддиапазона «мР/ч» и «Р/ч». Детектор поддиапазона «мР/ч» (СБМ-21 - счетчик большой чувствительности) расположен в блоке детектирования. Детектор поддиапазона «Р/ч» (СИ-38Г - газоразрядный счетчик малой чувствительности) расположен в измерительном пульте.

Быстродействие прибора составляет на поддиапазоне «мР/ч» от 6 до 60 с, а на поддиапазоне «Р/ч» от 1,5 до 15 с в зависимости от мощности дозы.

Основная относительная погрешность прибора не более + 25% (только при значениях 0,1 мР/ч и 0,1 Р/ч, 0⁰С и 760 мм рт.ст.).

Прибор устойчив к механическим ударам многократного действия с ускорением 150 м/с ².

Питание прибора осуществляется от 4-х элементов типа А-343; от бортсети постоянного тока или аккумуляторов с напряжением от 11 до 30В через блок питания; от сети переменного тока через блок питания. Продолжительность работы от одного комплекта элементов А-343 не менее 100 ч.

Ресурс - 10000 ч. Срок службы до списания - 12 лет.

Состав рабочего прибора комплекта: блок детектирования (ИМД - 1-1), измерительный пульт (ИМД - 1-3), блоки питания ИМД - 1-2 (от бортсети), ИМД - 12-6 (от переменного тока). Снятие показаний осуществляется на измерительном пульте по цифровому табло. В приборе предусмотрена звуковая сигнализация.

Масса рабочего комплекта прибора (1Р - переносной вариант) - 3,3 кг.

Бортовой измеритель мощности дозы ИМД-21Б. Модификации прибора: бортовой, бортовой автоматизированный, стационарный, стационарный автоматизированный.

Прибор устанавливается на наземных подвижных объектах и предназначен для измерения мощности дозы гамма-излучения и выдачи светового сигнала о превышении порогов значений мощности дозы.

Диапазон измерений от 1 до 999 Р/ч. В этом диапазоне установлены 5 пороговых значений мощности дозы (1,5; 10; 50; 100 Р/ч), о превышении которых подается световой сигнал.

Быстродействие прибора не превышает 10 с.

Основная относительная погрешность составляет:

30

П = 20 Р _и - 1 %

где Р _и - значение измеряемой величины.

Электропитание от аккумулятора напряжением 12В и 24В.

Ресурс работы - 5000 ч. Ресурс измерителя - 25000 ч.

Прибор включает 2 блока: блок детектирования (детектор - ионизационная камера), блок измерения и отсчета. Отсчет осуществляется по цифровому табло.

Масса комплекта бортового варианта - 7 кг.

Комбинированный измеритель мощности дозы - радиометр ИМД-12. Предназначен для измерения:

удельной и - активности зараженных продовольствия, фуража и воды;

поверхностей - зараженности объектов;

мощности дозы - излучения от радиоактивно зараженных местности и объектов.

Диапазон измерений зависит от вида измерений. Например, при определении удельной - активности от 10 -⁶ до 10 -³ Ки/кг или от 10³ до 10⁷ - частиц/см²мин.; при измерении мощности дозы от 0,1 мкР/ч до 999 Р/ч.

Погрешность прибора может составлять при измерении:

удельной активности радионуклидов а продовольствии, фураже, воде до 80% относительно - излучения источника стронция-90 + иттрия-90;

поверхностей - зараженности не более 50% относительно - излучения источника стронций-90 + иттрий-90;

мощность дозы гамма-излучения не более 25% относительно излучения цезия-137.

Быстродействие также зависит от вида измерения и может составлять до 1000 с при измерениях активности и до 15 с при измерении мощности дозы.

Масса комплекта в укладочных ящиках около 66 кг.

Комплект ИМД-12 включает:

измерительный пульт ИМД-12-1 (с цифровым табло);

блок детектирования гамма-излучений ИМД-12-2 (детекторы - газоразрядный счетчик СБМ-21 и ГС СИ-38Г);

блок детектирования ИМД-12-3 (детектор - газоразрядный счетчик СБМ-19);

блок детектирования ИМД-12-4 (детектор сцинтилляционный с ФЭУ);

блок питания ИМД-12-6 (от сети переменного и постоянного тока).

Блоки детектирования поочередно подключаются к измерительному пульту в зависимости от целей измерения (определения - активности, - активности, мощности дозы излучения).

Сцинтилляционный геологоразведочный прибор СРП-68-01.

Предназначен для определения активности пород при геологоразведочных работах. Может использоваться также для измерения мощности дозы при аварийных ситуациях на радиционно опасных объектах для поисков источника ИИ.

Диапазон измерений прибора от 0 до 3000 мкР/ч разбит на 5 поддиапазонов: 0-30, 0-100, 0-300, 0-1000, 0-3000 мкР/ч.

Измерительное устройство - стрелочное, имеет 2 шкалы: верхняя имеет деления от 0 до 100, нижняя - от 0 до 30.

В комплект прибора входят: блок детектирования; пульт; головные телефоны. Детектор - сцинтилляционный с ФЭУ.

Питание прибора осуществляется от девяти элементов 343.

Масса рабочего комплекта - 3,7 кг.

Измерители мощности дозы, используемые населением.

В последние годы, особенно после катастрофы на ЧАЭС, население стало проявлять повышенный интерес к радиационной обстановке. При этом не следует забывать и то, что население подвергается облучению от малоинтенсивных и техногенных фоновых источников излучения.

Значение естественного радиационного фона колеблется в зависимости от местности или района города и в основном составляет 0,05 - 0,2 мкЗв/ч (5-20 мкбэр/ч). В аномальных местах, где близко к поверхности проходят гранитные массы, грунты или водные источники, содержащие повышенные концентрации естественных радионуклидов, вблизи домов, облицованных гранитом, он достигает 0,4 мкЗв/ч (40 мкбэр/ч).

Радиационный уровень, соответствующий естественному 0,1 - 0,2 мкЗв/ч (10-20 мкбэр/ч), признано считать нормальным. Уровень свыше 0,6 мкЗв/ч (60 мкбэр/ч) считается повышенным. На эти значения население и должно ориентироваться, пользуясь бытовыми приборами.

Если мощность дозы превышает 1,2 мкЗв/ч (120 мкбэр/ч), рекомендуется удалиться с данного места или находиться на нем не более шести месяцев в год.

Если мощность дозы превышает 2,5 мкЗв/ч (250 мкбэр/ч), пребывание следует ограничить тремя месяцами в год.

При превышении 7 мкЗв/ч (700 мкбэр/ч) - одним месяцем.

Бытовые приборы для населения представляют собой особый класс приборов, предназначенных для оценки населением радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях и других местах. Ими можно оценивать загрязнение продуктов питания и воды. При этом оценку радиоактивного загрязнения (удельной или объемной активности) продуктов питания и воды проводят методом прямого измерения на расстоянии 1-5 см от исследуемого объекта массой не менее 1 кг или объемом не менее 1 л по разности результатов измерений излучения от объекта и радиационного фонда.

Радиационный фон не должен превышать 0,1-0,2 мкЗв/ч (10-20 мкР/ч).

Измерение показаний при измерении продуктов питания и воды до уровня 3,7 кБк/кг (10 -⁷ Ки/кг, Ки/л) соответствует примерно 10-15 мкР/ч и наоборот.

При превышении уровня в 3,7 кБк/кг, соответствующего радиоактивному загрязнению продуктов питания, рекомендуется отказаться от их потребления или ограничить потребление вдвое по сравнению с обычным рационом.

Для решения этих задач в настоящее время для населения разработаны десятки дозиметрических приборов, из которых отобраны наиболее удачные модели и освоен их серийный выпуск. Наиболее удачливыми из них являются приборы типа ДРГ-0,1-Т «Белла» («Белла», «Сосна», «Ратон», ДБГ-06Т, РКСБ-104). Диапазон их измерений а зависимости от типа достигает 10000 мкР/ч («Белла», «Юпитер», «Сосна» - от 10 до 10000 мкР/ч; ИМД-70 - от 20 до 10⁵ мкР/ч).

В качестве детекторов в них используются от одного до четырех газоразрядных счетчиков СБМ-20. Питание осуществляется от элементов типа «Крона», А-316. Время непрерывной работы от одного комплекта источников питания составляет от 100 до 500 ч.

Время набора информации (время измерения) в основном не превышает 25-60 с. Масса приборов - в пределах 250-400 г.

Измеритель дозы ИД-1 предназначен для измерения поглощенных доз - и смешанного - нейтронного излучения.

В состав комплекта прибора входят десять измерителей дозы ИД-1 и зарядное устройство ЗД-6, которые размещаются в специальном футляре.

Конструктивно измеритель дозы ИД-1 выполнен в виде авторучки с металлическим корпусом. Внутри корпуса вмонтированы: ионизационная камера объемом около 1 см³ (детектор), микроскоп, шкала, электроскоп, дополнительный конденсатор.

Зарядное устройство служит для зарядки ионизационной камеры и конденсатора измерителя дозы. В качестве источника питания в зарядном устройстве служат 4 пьезоэлемента. В заряженном измерителе дозы нить электроскопа устанавливается на «0» шкалы.

Принцип работы ИД-1 состоит в том, что при воздействии на него ИИ в объеме заряженной до определенного напряжения ионизационной камеры образуются ионы, которые под действием электрического поля приобретают направленное движение и, достигнув электродов, нейтрализуются. В результате этого заряд камеры и заряд на дополнительной емкости уменьшается на величину, пропорциональную дозе излучения. Нить электроскопа перемещается по шкале и показывает величину этой дозы (поэтому дозиметр и называют прямопоказывающим) в радах. Диапазон измерения поглощенных доз - от 20 до 500 рад.

Основная относительная погрешность прибора 20% в диапазоне от 50 до 500 рад. Сходимость показаний измерений при их многократном облучении одной и той же дозой составляет 4%.

Среднее время безотказной работы комплекта не менее 5000 ч. Срок службы - не менее 15 лет. Масса комплекта в футляре - 2 кг, масса дозиметра - 40 г.

Комплект индивидуальных дозиметров ДП-22В (ДП-24) предназначен для измерения индивидуальных доз гамма-излучения с помощью карманных прямопоказывающих дозиметров ДКП-50А (по конструкции аналогичных измерителям дозы ИД-1). В комплект ДП-22В (ДП-24) 50 (5) индивидуальных дозиметров ДКП-50А и зарядное устройство ЗД-5, которые хранятся и переносятся в упаковочном ящике. Принцип работы дозиметра ДКП-50А не отличается от принципа работы ИД-1.

Диапазон измерений ДКП-50А от 2 до 50 Р. Погрешность 10%.

Питание зарядного устройства осуществляется от двух источников 1,6ПМЦ-У-8. Продолжительность работы одного комплекта источников питания - 30 ч. Масса дозиметра - 30 г, масса комплекта - 5,6 кг.

Комплект измерителей дозы ИД-11 предназначен для измерения поглощенных доз и смешанного - нейтронного излучения с целью первичной диагностики степени тяжести радиационных поражений.

В стандартный комплект входят 500 шт. измерителей дозы ИД-11 (детекторов) и измерительное устройство.

В качестве детектора в дозиметре используется пластинка из алюмофосфарного стекла, активированного серебром.

Принцип работы ИД-11. При воздействии на детектор ИИ в нем образуются центры люминесценции, количество которых пропорционально поглощенной дозе. При освещении детектора ультрафиолетовым светом (в измерительном устройстве ИУ-1) центры люминесцируют оранжевым цветом с интенсивностью, пропорциональной поглощенной дозе, что и фиксируется в измерительном устройстве.

Основу измерительного устройства составляет фотометрический блок, состоящий из загрузочного устройства герметичного отсека с ФЭУ-84, лампой ультрафиолетового света ЛУФ-4 и четырьмя светофильтрами.

Диапазон измерений поглощенной дозы прибором - от 10 до 1500 рад.

Измерительное устройство с цифровым отсчетом измеряемой величины дозы. Время его прогрева перед измерениями 30 мин. Время непрерывной работы 20 ч. Время измерения дозы одного ИД-11 не превышает 30 с.

Основная относительная погрешность измерений не превышает 15% при измерении не менее, чем через 6 ч после облучения.

Детектор обладает способность накапливать дозу при многократном облучении, сохранять ее не менее 12 мес. и допускает многократное измерение дозы с точность, не превышающей основную погрешность.

Время безотказной работы ИУ-1 - 1000 ч, его технический ресурс - 10000 ч. Масса Ид-11 не превышает 23 г, ИУ-1 - 18 кг.

Комплект дозиметров термолюминисцентных КДТ-02М.

Предназначен для измерения экспозиционной дозы и индикации - излучения. Выпускается несколько модификаций комплекта: КДТ-02М, КДТ-02М-01, КДТ-02М-02.

В состав комплекта входят: набор дозиметров ДПГ-02, ДПГ-03 и ДПС-11; устройство преобразования термолюминисцентных УИФ-02М, облучатель детекторов и набор пластин.

В состав дозиметров ДПГ-02 и ДПС-11 входят три поликристаллических детектора на основе фтористого лития. Дозиметр ДПС-11 отличается от дозиметра ДПГ-02 тем, что в нем (в ДПС-11) для регистрации - частиц имеется окно, закрытое фольгой.

В состав дозиметра ДПГ-03 входят 3 поликристаллических детектора на основе бората магния.

Детекторы представляют собой таблетки диаметром 5 мм и толщиной 0,9 мм.

В зависимости от комплектности поставок в состав прибора могут входить:

в комплект КДТ-02М - по 100 дозиметров ДПГ-02, ДПГ-03, ДПС-11;

в комплект КДТ-02-01 - 1000 дозиметров ДПГ-03, 200 дозиметров ДПС-11;

в комплект КДТ-02М-02 - 1260 дозиметров ДПГ-03 и 260 дозиметров ДПС-11.

Принцип работы КДТ-02М такой же, как и у ИД-11, только возбуждения накопленной энергии в детекторах осуществляется не за счет освещения, а за счет подогрева (термолюминисценция).

Характеристики дозиметров ДПГ-02, ДПГ-03, ДПС-11 приведены в таблице 3.

Таблица 3.

Параметр дозиметра	ДПГ-02, ДПС-11	ДПГ-03
Диапазон измеряемых доз, Р	0,1 - 1000	0,005 - 1000
Основная погрешность, %	± (15 + 2 / Ри)	± (15 + 2 / Ри)
Фединг при ± 20С, % (потеря информации)	5 за год	35 за квартал
Сходимость, %	5	5

где Р _и - измеряемая доза, Р.

Время снятия показаний с одного детектора около 70 с, а с трех детекторов не более 3 мин.

Своевременное обнаружение радиоактивного заражения, определение степени его влияния на безопасность и деятельность персонала предприятий и населения является важнейшей задачей системы радиационной разведки и дозиметрического контроля. Система радиационной разведки и дозиметрического контроля включает силы и средства.

Под силами понимаются организационные структуры, которые занимаются разведкой и контролем. К ним относятся: учреждения сети наблюдения и лабораторного контроля (гидрометеостанции, центры санитарно-эпидемиологического наблюдения, ветеринарные лаборатории, агрохимлаборатории, объектовые лаборатории, институты и т.д.), посты радиационного и химического наблюдения и другие разведывательные формирования, лаборатории, промышленные предприятия, административные структуры гражданской обороны и т.д.

К средствам радиационной разведки и дозконтроля относятся дозиметрические приборы, которыми те или иные структуры оснащаются. Именно дозиметрическими приборами, в основном, определяется эффективность радиационной разведки и контроля.

1.3 Способ выявления фактической радиационной обстановки дистанционным методом с вертикальной трассы сканирования (патент РФ № 2449318)

Изобретение относится к области обеспечения защиты войск, действующих в условиях воздействия радиационных поражающих факторов. Сущность изобретения заключается в том, что получают панорамное изображение характера радиоактивного загрязнения местности с борта летательного аппарата путем получения проекции пространственно-яркостной структуры области приземного слоя атмосферы, флуоресцирующей под действием ионизирующих излучений и наложения ее на подстилающую поверхность, при этом регистрация

УФ-излучения проводится с вертикальной трассы сканирования с использованием выражения зависимости плотности энергетической яркости флуоресценции от высоты полета, уровней радиоактивного излучения и величины угла наблюдения детектора УФ-излучения, установленного на летательном аппарате. Технический результат - повышение достоверности оценки радиационной обстановки.

Рисунок 5 Схема работы изобретения.

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ

Использование: для решения задач оперативного выявления и оценки фактической радиационной обстановки (РО) при проведении воздушной радиационной разведки местности (ВРРМ).

Сущность изобретения заключается в реализации возможностей дистанционного метода измерения флуоресценции атмосферного азота над радиоактивно загрязненной местностью (РЗМ) в ультрафиолетовой (УФ) области спектра для решения задач ведения ВРРМ в интересах войсковых подразделений.

Технический результат: получение панорамного изображения РЗМ, обеспечивающего повышение достоверности выявления и оценки РО за счет учета неоднородностей радиоактивного загрязнения.

Изобретение относится к области обеспечения защиты войск, действующих в условиях воздействия радиационных поражающих факторов, возникающих в результате применении ядерного оружия (ЯО) или радиационной аварии.

Краткое описание чертежа

На фигуре 3 представлена схема, отражающая математическую модель реализации способа выявления фактической радиационной обстановки с вертикальной трассы сканирования на основе дистанционного метода регистрации флуоресценции атмосферного азота в УФ-области спектра, где:

ИИИ - плоский изотропный источник гамма-излучения, имеющий форму круга;

R - радиус ИИИ, м;

Н - высота ведения радиационной разведки местности (полета ЛА), м;

О - точка расположения детектора, находящегося в ЛА (вершина конуса);

dV - элементарный объем воздуха, являющийся источником УФ-излучения;

L - расстояние от точки О до излучающего объема dV, м;

Анализ состояния вопроса и актуальность изобретения

При проведении оценки РО (прогнозирование доз излучения для военнослужащих, действующих в зонах радиоактивного загрязнения) по данным инструментальных измерений с использованием датчиков, основанных на локальных методах получения информации, суммарная погрешность прогноза дозы характеризуется значительной ошибкой (>50%), связанной с отсутствием учета неоднородностей радиоактивного загрязнения, формирующегося при оседании радиоактивных веществ.

Образующиеся участки со значительно отличающимися уровнями радиации (аномальные участки) появляются за счет турбулентности атмосферы, влияния рельефа местности и сепарации изотопов (Фигура 1). Так как локальные методы регистрации уровней радиации на подстилающей поверхности основаны на принципе измерения мощности дозы (МД) гамма-излучения в точках земной поверхности под движущимся летательным аппаратом (ЛА) и последующей линейной аппроксимацией полученных значений, уровни радиации на «аномальных» участках усредняются при интерполяции функции общего поля МД. За счет этого возникает значительная погрешность в прогнозе доз излучения, выдаваемом для подразделений, находящихся на аномальных участках.

Снижение погрешностей оценки дозы возможно за счет разработки способа ведения ВРРМ, основанного на дистанционных методах получения информации. Одним из наиболее перспективных методов, по мнению авторов [1], является регистрация и измерение эффекта флуоресценции атмосферного азота над РЗМ в УФ-области спектра.

Метод дистанционной регистрации УФ-излучения уже используется для решения задач радиационной разведки (РР), в частности реализован в различных типах аппаратуры дистанционного обнаружения (АДО) источников ионизирующих излучений (ИИИ) для специальной техники войск РХБ защиты [2]. Кроме того, разработан наземный способ дистанционного обнаружения радиоактивных объектов, основанный на данном методе [3].

...