خانه » مبلمان » روش اندازه گیری رادیواکتیویته هوا رادیواکتیویته طبیعی هوا روش های نمونه برداری از هوا و روش های تعیین رادیواکتیویته خاص

روش اندازه گیری رادیواکتیویته هوا رادیواکتیویته طبیعی هوا روش های نمونه برداری از هوا و روش های تعیین رادیواکتیویته خاص

رادیواکتیویته داروها را می توان با روش مطلق، محاسبه شده و نسبی (مقایسه ای) تعیین کرد. مورد دوم رایج ترین است.

روش مطلق.یک لایه نازک از ماده مورد مطالعه بر روی یک فیلم نازک ویژه (10-15 میکروگرم بر سانتی‌متر مربع) اعمال می‌شود و در داخل آشکارساز قرار می‌گیرد، در نتیجه از زاویه کامل جامد (4) برای ثبت ساطع شده استفاده می‌شود. ، ذرات بتا و تقریبا 100% راندمان شمارش به دست می آید. هنگام کار با یک شمارنده 4، مانند روش محاسبه، نیازی به انجام اصلاحات متعدد ندارید.

فعالیت دارو بلافاصله در واحدهای فعالیت Bk، Ku، mKu و غیره بیان می شود.

با روش محاسبهفعالیت مطلق ایزوتوپ های گسیل کننده آلفا و بتا را با استفاده از شمارشگرهای معمولی تخلیه گاز یا سوسوزن تعیین کنید.

تعدادی از فاکتورهای تصحیح در فرمول تعیین فعالیت یک نمونه با در نظر گرفتن تلفات تشعشع در طول اندازه گیری وارد می شود.

A =ن/  q r متر 2,22  10 ¹²

آ- فعالیت دارو در Ku;

ن- نرخ شمارش در imp/min منهای پس زمینه.

 - تصحیح شرایط اندازه گیری هندسی (زاویه جامد)؛

- تصحیح برای زمان حل نصب شمارش.

- تصحیح برای جذب تشعشع در لایه هوا و در پنجره (یا دیوار) پیشخوان.

-اصلاح برای خود جذب در لایه دارو.

q-تصحیح برای پراکندگی پشتی از بستر؛

r- اصلاح طرح پوسیدگی؛

- تصحیح تابش گاما با تابش مخلوط بتا و گاما.

متر- بخش وزن شده داروی اندازه گیری بر حسب میلی گرم؛

2,22  10 ¹² - ضریب تبدیل از تعداد تجزیه در دقیقه به Ci (1Ci = 2.22*10¹² انحلال در دقیقه).

برای تعیین فعالیت خاص، لازم است فعالیت در هر 1 میلی گرم به 1 کیلوگرم تبدیل شود .

آئودی= A*10 6 ، (بهتو/کیلوگرم)

آماده سازی برای رادیومتری را می توان تهیه کرد نازک ضخیمیا لایه میانیمواد مورد مطالعه

در صورتی که مواد مورد آزمایش دارای نیم لایه میرایی - 1/2,

که لاغر - در d<0,11/2, حد واسط - 0,11/2ضخیم (فرآورده های لایه ضخیم) d>41/2.

همه عوامل تصحیح به نوبه خود به عوامل زیادی بستگی دارند و به نوبه خود با استفاده از فرمول های پیچیده محاسبه می شوند. بنابراین، روش محاسبه بسیار کار بر است.

روش نسبی (مقایسه ای).کاربرد وسیعی در تعیین فعالیت بتا داروها پیدا کرده است. این مبتنی بر مقایسه سرعت شمارش از یک استاندارد (دارویی با فعالیت شناخته شده) با نرخ شمارش داروی اندازه گیری شده است.

در این حالت، هنگام اندازه گیری فعالیت استاندارد و داروی مورد آزمایش، باید شرایط کاملاً یکسانی وجود داشته باشد.

آوریل = Aet*نو غیره/ناین، جایی که

Aet - فعالیت داروی مرجع، dis/min.

آوریل - رادیواکتیویته دارو (نمونه)، پراکندگی در دقیقه؛

خالص نرخ شمارش از استاندارد، imp/min است.

Npr - نرخ شمارش از دارو (نمونه)، imp/min.

گذرنامه تجهیزات رادیومتریک و دزیمتری معمولاً نشان می دهد که اندازه گیری ها با چه خطایی انجام می شود. حداکثر خطای نسبیاندازه گیری ها (گاهی اوقات خطای نسبی اصلی نامیده می شود) به عنوان یک درصد نشان داده می شود، به عنوان مثال، 25٪ برای انواع مختلف ابزار می تواند از 10٪ تا 90٪ باشد (گاهی اوقات خطای نوع اندازه گیری به طور جداگانه نشان داده می شود. برای بخش های مختلف مقیاس).

بر اساس حداکثر خطای نسبی ± % می توانید حداکثر را تعیین کنید مطلقخطای اندازه گیری. اگر قرائت از ابزار A گرفته شود، آنگاه خطای مطلق A = A/100 است. (اگر A = 20 mR، a =25٪، در واقع A = (205) mR. یعنی در محدوده 15 تا 25 mR.

آشکارسازهای تشعشعات یونیزان طبقه بندی. اصل و نمودار عملکرد آشکارساز سوسوزن.

تشعشعات رادیواکتیو را می توان با استفاده از دستگاه های ویژه - آشکارسازهایی که عملکرد آنها بر اساس اثرات فیزیکی و شیمیایی ناشی از تعامل پرتو با ماده ایجاد می شود (جداسازی، شناسایی) شناسایی کرد.

انواع آشکارسازها: یونیزاسیون، سوسوزن، عکاسی، شیمیایی، کالریمتری، نیمه هادی و غیره.

پرکاربردترین آشکارسازها بر اساس اندازه گیری اثر مستقیم برهمکنش تابش با ماده - یونیزاسیون محیط گازی هستند: - اتاق های یونیزاسیون؛

- شمارنده های متناسب؛

- شمارشگرهای گایگر مولر (میزان تخلیه گاز);

- شمارنده کرونا و جرقه،

و همچنین آشکارسازهای سوسوزن.

سوسوزن (شوم آور) روش تشخیص تشعشع بر اساس خاصیت سوسوزن ها برای ساطع تابش نور مرئی (چشمک های نور - سوسوزن) تحت تأثیر ذرات باردار است که توسط یک فتومولتیپلایر به پالس های جریان الکتریکی تبدیل می شوند.

آند داینودهای کاتدی شمارنده سوسوزن از یک سوسوزن تشکیل شده است و

PMT سوسوزن ها می توانند ارگانیک و

غیر آلی، جامد، مایع یا گاز

وضعیت. این لیتیوم یدید، سولفید روی است،

یدید سدیم، تک بلورهای آنگراسن و غیره

100 + 200 + 400 + 500 ولت

عملیات PMT:- تحت تأثیر ذرات هسته ای و گاما کوانتوم ها

در سوسوزن، اتم‌ها برانگیخته می‌شوند و کوانتوم‌هایی با رنگ مرئی - فوتون‌ها - ساطع می‌کنند.

فوتون ها کاتد را بمباران می کنند و فوتوالکترون ها را از آن خارج می کنند:

فوتوالکترون ها توسط میدان الکتریکی دینود اول شتاب می گیرند، الکترون های ثانویه را از آن خارج می کنند، که توسط میدان دینود دوم شتاب می گیرند و غیره، تا زمانی که جریان بهمنی از الکترون ها تشکیل شود که به کاتد برخورد می کند و توسط کاتد ثبت می شود. مدار الکترونیکی دستگاه راندمان شمارش شمارنده های سوسوزن به 100% می رسد. وضوح بسیار بالاتر از اتاقک های یونیزاسیون است (10 v-5 - 0 v-8 در مقابل 10¯3 در اتاقک های یونیزاسیون). شمارنده های سوسوزن کاربرد بسیار گسترده ای در تجهیزات رادیومتری پیدا می کنند

رادیومترها، هدف، طبقه بندی.

با تعیین وقت قبلی.

رادیومترها - دستگاه های در نظر گرفته شده برای:

اندازه گیری فعالیت داروهای رادیواکتیو و منابع تشعشع.

تعیین چگالی شار یا شدت ذرات و کوانتوم های یونیزه کننده.

رادیواکتیویته سطحی اجسام؛

فعالیت ویژه گازها، مایعات، جامدات و مواد دانه ای.

رادیومترها عمدتاً از شمارنده های تخلیه گاز و آشکارسازهای سوسوزن استفاده می کنند.

آنها به دو دسته قابل حمل و ثابت تقسیم می شوند.

به عنوان یک قاعده، آنها شامل: - یک سنسور پالس - یک دستگاه تبدیل کننده - یک منبع ولتاژ برای تمام تجهیزات.

به منظور بهبود، موارد زیر تولید شد: رادیومترهای B-2، B-3، B-4.

رادیومترهای دکاترون PP-8، RPS-2؛ آزمایشگاه های خودکار "Gamma-1"، "Gamma-2"، "Beta-2" مجهز به رایانه هایی هستند که امکان محاسبه تا چندین هزار نمونه با نصب خودکار DP-100، KRK-1، SRP را فراهم می کنند -68 رادیومتر به طور گسترده استفاده می شود -01.

هدف و ویژگی های یکی از دستگاه ها را مشخص کنید.

دزیمترها، هدف، طبقه بندی.

این صنعت تعداد زیادی از انواع تجهیزات رادیومتریک و دزیمتری تولید می کند که می توان آنها را طبقه بندی کرد:

با روش ثبت تابش (یونیزاسیون، سوسوزن و غیره)؛

بر اساس نوع تابش شناسایی شده (,,,n,p)

منبع تغذیه (برق، باتری)؛

بر اساس محل استفاده (ایستا، میدانی، فردی)؛

با تعیین وقت قبلی.

دزیمترها - دستگاه هایی که قرار گرفتن در معرض و دوز جذب شده (یا میزان دوز) پرتو را اندازه گیری می کنند. اساساً از یک آشکارساز، یک تقویت کننده و یک دستگاه اندازه گیری تشکیل شده است. آشکارساز می تواند یک محفظه یونیزاسیون، یک شمارنده تخلیه گاز یا یک شمارنده سوسوزن باشد.

تقسیم شده به دوز سنج ها- اینها DP-5B، DP-5V، IMD-5 و دزیمترهای شخصی- دوز تابش را در یک دوره زمانی اندازه گیری کنید. اینها DP-22V، ID-1، KID-1، KID-2 و غیره هستند. آنها دزیمترهای جیبی هستند، برخی از آنها خواندن مستقیم هستند.

آنالایزرهای طیف سنجی (AI-Z، AI-5، AI-100) وجود دارد که به شما امکان می دهد به طور خودکار ترکیب رادیوایزوتوپ هر نمونه (به عنوان مثال، خاک) را تعیین کنید.

همچنین تعداد زیادی آلارم وجود دارد که تابش بیش از حد پس زمینه و میزان آلودگی سطح را نشان می دهد. به عنوان مثال، SZB-03 و SZB-04 سیگنال می دهند که میزان آلودگی دست با مواد بتا فعال بیشتر شده است.

هدف و ویژگی های یکی از دستگاه ها را مشخص کنید

تجهیزات بخش رادیولوژی آزمایشگاه دامپزشکی. مشخصات و عملکرد پرتو سنج SRP-68-01.

تجهیزات کارکنان بخش های رادیولوژی آزمایشگاه های دامپزشکی منطقه ای و گروه های رادیولوژی منطقه ای یا بین ناحیه ای ویژه (در آزمایشگاه های دامپزشکی منطقه ای)

رادیومتر DP-100

رادیومتر KRK-1 (RKB-4-1em)

رادیومتر SRP 68-01

رادیومتر "Besklet"

رادیومتر - دزیمتر -01Р

رادیومتر DP-5V (IMD-5)

مجموعه دزیمتر DP-22V (DP-24V).

آزمایشگاه ها را می توان به انواع دیگر تجهیزات رادیومتری مجهز کرد.

بیشتر رادیومترها و دزیمترهای فوق در آزمایشگاه موجود است.

دوره‌بندی خطرات در هنگام حادثه نیروگاه هسته‌ای.

راکتورهای هسته ای از انرژی درون هسته ای آزاد شده در طی واکنش های زنجیره ای شکافت U-235 و Pu-239 استفاده می کنند. در طی یک واکنش زنجیره ای شکافت، هم در یک راکتور هسته ای و هم در یک بمب اتمی، حدود 200 ایزوتوپ رادیواکتیو از حدود 35 عنصر شیمیایی تشکیل می شود. در یک راکتور هسته ای، واکنش زنجیره ای کنترل می شود و سوخت هسته ای (U-235) به تدریج طی 2 سال در آن "سوخته" می شود. محصولات شکافت - ایزوتوپ های رادیواکتیو - در عنصر سوخت (عنصر سوخت) تجمع می کنند. انفجار اتمی چه از لحاظ نظری و چه از نظر عملی نمی تواند در یک راکتور رخ دهد. در نیروگاه هسته‌ای چرنوبیل، در نتیجه اشتباهات پرسنل و نقض فاحش فناوری، یک انفجار حرارتی رخ داد و ایزوتوپ‌های رادیواکتیو به مدت دو هفته در جو منتشر شدند که توسط بادها در جهات مختلف حمل شده و در مناطق وسیعی مستقر شدند. ایجاد آلودگی نقطه ای در منطقه از بین تمام ایزوتوپ های r/a، خطرناک ترین آنها از نظر بیولوژیکی عبارت بودند از: ید-131(I-131) - با نیمه عمر (T 1/2) 8 روز، استرانسیوم - 90(Sr-90) - T 1/2 -28 سال و سزیم - 137(Cs-137) - T 1/2 -30 سال. در نتیجه این حادثه، 5٪ از سوخت و ایزوتوپ های رادیواکتیو انباشته شده در نیروگاه هسته ای چرنوبیل - 50 MCi فعالیت آزاد شد. برای سزیم-137، این معادل 100 عدد است. 200 کیلو تن بمب های اتمی اکنون بیش از 500 راکتور در جهان وجود دارد و تعدادی از کشورها 70 تا 80 درصد برق مورد نیاز خود را از نیروگاه های هسته ای تامین می کنند، در روسیه 15 درصد است. با در نظر گرفتن کاهش ذخایر سوخت آلی در آینده قابل پیش بینی، منبع اصلی انرژی هسته ای خواهد بود.

دوره‌بندی خطرات پس از حادثه چرنوبیل:

1. دوره خطر حاد ید (ید - 131) برای 2-3 ماه.

2. دوره آلودگی سطحی (رادیونوکلئیدهای کوتاه و متوسط) - تا پایان سال 1986.

3. دوره ورود ریشه (Cs-137، Sr-90) - از سال 1987 برای 90-100 سال.

منابع طبیعی تشعشعات یونیزان تشعشعات کیهانی و مواد رادیواکتیو طبیعی. دوز از ERF.

اثر فوتوالکتریک تشکیل جفت اثر کامپتون

2. در پراکندگی کامپتون کوانتوم گاما بخشی از انرژی خود را به یکی از الکترون های بیرونی اتم منتقل می کند. این الکترون پس‌کش، با کسب انرژی جنبشی قابل‌توجهی، آن را صرف یونیزاسیون ماده می‌کند (این در حال حاضر یونیزاسیون ثانویه است، زیرا g-کوانتوم، با از بین بردن الکترون، قبلاً یونیزاسیون اولیه ایجاد کرده است).

کوانتوم g پس از برخورد بخش قابل توجهی از انرژی خود را از دست می دهد و جهت حرکت خود را تغییر می دهد. متلاشی می کند.

اثر کامپتون در طیف وسیعی از انرژی های پرتو گاما (0.02-20 MeV) مشاهده می شود.

3. تشکیل بخار. پرتوهای گاما که از نزدیک هسته اتم می گذرند و انرژی حداقل 1.02 مگا ولت دارند، تحت تأثیر میدان هسته اتم به دو ذره، یک الکترون و یک پوزیترون تبدیل می شوند. بخشی از انرژی یک کوانتوم گاما به جرم معادل دو ذره تبدیل می شود (طبق رابطه انیشتین) E=2me*C²=1.02 MeV). انرژی باقیمانده گاما کوانتوم به شکل انرژی جنبشی به الکترون و پوزیترون در حال ظهور منتقل می شود. الکترون حاصل، اتم‌ها و مولکول‌ها را یونیزه می‌کند و پوزیترون با هر یک از الکترون‌های محیط از بین می‌رود و دو کوانتا گامای جدید با انرژی 0.51 مگا ولت تشکیل می‌دهد. کوانتوهای گاما ثانویه انرژی خود را صرف اثر کامپتون و سپس اثر فوتوالکتریک می کنند. هر چه انرژی پرتوهای گاما و چگالی ماده بیشتر باشد، احتمال تشکیل جفت بیشتر می شود. بنابراین از فلزات سنگین مانند سرب برای محافظت در برابر اشعه گاما استفاده می شود.

به دلیل همین سه اثر، پرتوهای ایکس با ماده به روشی مشابه تعامل دارند.

تابش اشعه ایکس مشخصه و bremsstrahlung. تفاوت و شباهت بین اشعه ایکس و تابش گاما. قانون تضعیف تابش گاما

bremsstrahlung مشخصه در نتیجه برانگیختگی یک اتم بوجود می آید، زمانی که الکترون هایی که به مدار بیرونی منتقل شده اند به نزدیک ترین مدار به هسته باز می گردند و انرژی اضافی را به شکل تابش پرتو ایکس مشخص می کنند (فرکانس آن مشخصه هر عنصر شیمیایی). دستگاه های اشعه ایکس از تشعشعات پرتو ایکس مشخصه استفاده می کنند. هنگامی که ذرات بتا (الکترون ها) با یک ماده تعامل می کنند، علاوه بر یونیزاسیون اتم های این ماده، ذرات بتا (الکترون ها) در تعامل با بار مثبت هسته ها، مسیر حرکت خود را خم می کنند (کاهش می کنند) و در عین حال انرژی خود را در قالب اشعه ایکس برمسترالونگ از دست می دهند.

پرتوهای گاما از هسته ایزوتوپ های p/a در طول واپاشی آنها ساطع می شوند و پرتوهای ایکس در طول انتقال الکترون در لایه های الکترونی یک اتم به وجود می آیند قدرت در ماده و اثرات متقابل تقریباً یکسان است.

هرچه لایه جاذب ضخیم تر باشد، شار پرتو گاما که از آن عبور می کند، ضعیف تر می شود.

برای هر ماده، یک لایه نیمه میرایی D1/2 به طور تجربی ایجاد شد (این ضخامت هر ماده ای است که تابش گاما را به نصف کاهش می دهد.)

برای هوا -190 متر، چوب -25 سانتی متر، بافت بیولوژیکی -23 سانتی متر، خاک -14 سانتی متر، بتن -10 سانتی متر، فولاد -3 سانتی متر، سرب -2 سانتی متر برابر است. (D1/2 » r /23)

با استدلال به همان روشی که قانون زوال p/a را استخراج می کنیم، به دست می آوریم:

D/D1/2 -D/D1/2 - 0.693D/D1/2

I = Iо / 2یا I = Iо * 2(نوع دیگری از نماد I = Iоe)

جایی که: I شدت پرتوهای گاما پس از عبور از لایه جاذب به ضخامت D است.

Iо - شدت اولیه پرتوهای گاما.

10. مسائل دزیمتری و رادیومتری. تابش خارجی و داخلی بدن. رابطه بین فعالیت و دوز تولید شده توسط تابش گامای آنها. روشهای حفاظت از منابع پرتوهای محلی .

دزیمتری- این یک تعیین کمی و کیفی مقادیر است که اثرات پرتوهای یونیزان بر روی ماده را با استفاده از روش های مختلف فیزیکی و استفاده از تجهیزات ویژه مشخص می کند.

رادیومتری- تئوری و عمل اندازه گیری رادیواکتیویته و شناسایی رادیو ایزوتوپ ها را توسعه می دهد.

اثر بیولوژیکی اشعه ایکس و تشعشعات هسته ای بر بدن به دلیل یونیزه شدن و تحریک اتم ها و مولکول های محیط زیستی است.

یک ¾¾¾® B.object

b ¾¾¾® یونیزاسیون

G ¾¾¾® متناسب با ¾¾¾®g است

n ¾¾¾® انرژی جذب شده ¾¾¾® n

r ¾¾¾® تابش ¾¾¾® r (تابش اشعه ایکس)

دوز تشعشعمقدار انرژی تابش یونیزان جذب شده در واحد حجم (جرم) ماده تابیده شده است.

تابش منابع تابش خارجی را تابش خارجی می نامند. تابش مواد رادیواکتیو که با هوا، آب و غذا وارد بدن می شود، تشعشعات داخلی ایجاد می کند.

با استفاده از مقدار کیلوگرم (مقدار ثابت گاما در کتاب های مرجع برای همه ایزوتوپ های p/a آمده است)، می توانید نرخ دوز یک منبع نقطه ای از هر ایزوتوپ را تعیین کنید.

P = کیلوگرم A / R²،جایی که

R - میزان دوز مواجهه، R/h

کیلوگرم - ثابت یونیزاسیون ایزوتوپ، R/h cm² / mKu

A - فعالیت، mKu

R - فاصله، سانتی متر.

شما می توانید با محافظت، افزایش فاصله تا منبع و کاهش زمان قرار گرفتن در معرض آن در بدن، خود را در برابر منابع محلی تشعشعات رادیواکتیو محافظت کنید.

11. دوز و میزان دوز. واحدهای اندازه گیری نوردهی، جذب شده، معادل، دوز موثر.

دوز تشعشعمقدار انرژی تابش یونیزان جذب شده در واحد حجم (جرم) ماده تابیده شده است. در ادبیات، اسناد ICRP (کمیسیون بین المللی حفاظت در برابر تشعشع)، NCRP (کمیته ملی روسیه) و SCEAR (کمیته علمی تأثیرات تشعشعات اتمی در سازمان ملل متحد)، مفاهیم زیر متمایز می شوند:

- دوز قرار گرفتن در معرض (قدرت یونیزاسیون اشعه ایکس و پرتوهای گاما در هوا) در رونتژن ها. اشعه ایکس (P) - دوز قرار گرفتن در معرض اشعه ایکس یا تابش g (یعنی تابش فوتون)، ایجاد دو میلیارد جفت یون در 1 سانتی متر مکعب هوا. (اشعه ایکس میزان قرار گرفتن در معرض منبع، میدان تابش، همانطور که رادیولوژیست ها می گویند، تابش تابشی را اندازه گیری می کند).

- دوز جذب شده - انرژی پرتوهای یونیزان جذب شده توسط بافت های بدن بر حسب واحد جرم بر حسب راد و گری.

خوشحالم (دوز جذب پرتو - انگلیسی) - دوز جذب شده از هر نوع پرتوهای یونیزان که در آن انرژی برابر با 100 ارگ در 1 گرم از جرم یک ماده جذب می شود. (در 1 گرم بافت بیولوژیکی با ترکیبات مختلف، مقادیر متفاوتی انرژی جذب می شود.)

دوز بر حسب راد = دوز در رونتگن ضربدر kt، منعکس کننده انرژی تابش و نوع بافت جذب کننده است. برای هوا: 1 راد = 0.88 رونتگن؛

برای آب و بافت های نرم 1rad = 0.93R (در عمل آنها 1rad = 1R می گیرند)

برای بافت استخوان 1rad = (2-5)P

واحد پذیرفته شده در سیستم C است خاکستری (1 کیلوگرم جرم، 1 ژول انرژی تشعشع را جذب می کند). 1Gy=100 راد (100R)

- دوز معادل - دوز جذب شده ضرب در ضریب منعکس کننده توانایی نوع خاصی از تشعشع برای آسیب رساندن به بافت بدن در Rem و Sievert. BER (معادل بیولوژیکی پرتو ایکس) دوزی از هر تابش هسته ای است که در آن همان اثر بیولوژیکی در یک محیط زیستی ایجاد می شود که با دوز پرتو ایکس یا گاما 1 رونتگن ایجاد می شود. D in rem = D در رونتگن*RBE. RBE - ضریب اثربخشی بیولوژیکی نسبی یا ضریب کیفیت (QC)

برای b، g و رونتگن. تشعشع RBE (KK) = 1; برای a و پروتون = 10;

نوترون آهسته = 3-5; نوترون های سریع = 10.

Sievert (Sv) دوز معادل هر نوع تشعشعی است که در 1 کیلوگرم بافت بیولوژیکی جذب می شود و همان اثر بیولوژیکی دوز جذب شده 1 گری تابش فوتون را ایجاد می کند. 1 Sv = 100 رم(u = 100R)

-دوز معادل موثر - دوز معادل ضرب در یک ضریب با در نظر گرفتن حساسیت متفاوت بافت های مختلف به تشعشع، در Sieverts.

ضرایب خطر تشعشع برای بافت‌ها (ارگان‌های) مختلف انسانی، توصیه‌شده توسط ICRP: (به عنوان مثال، 0.12 - مغز استخوان قرمز، 0.15 - غدد پستانی، 0.25 - بیضه‌ها یا تخمدان‌ها؛) ضریب سهم هر اندام فردی را با تابش یکنواخت نشان می‌دهد. کل بدن

از نظر بیولوژیکی، دانستن نه تنها دوز تابش دریافت شده توسط یک جسم، بلکه دوز دریافتی در واحد زمان نیز مهم است.

میزان دوز دوز تابش در واحد زمان است.

D = P / tبه عنوان مثال، R/h، mR/h، μR/h، μSv/h، mrem/min، Gy/s و غیره.

نرخ دوز جذب شده به عنوان افزایش دوز در واحد زمان گفته می شود.

12 ویژگی های ذرات a-، d- و تابش g.

خواص انواع پرتوهای یونیزان را در قالب جدول در نظر خواهیم گرفت.

نوع تشعشع	چه چیزی را نشان می دهد؟	شارژ	وزن	انرژی MeV	سرعت	یونیزاسیون در هوا در مسیر 1 سانتی متری	مسافت پیموده شده ... در: هوا بیولوژیکی. پارچه های فلزی
آ	جریان هسته های هلیوم	دو ایمیل بار مثبت ÅÅ	4	2 – 11	10-20 هزار کیلومتر در ساعت	100-150 هزار جفت یون	2 تا 10 سانتی متر	کسری از میلی متر (~0.1 میلی متر)	صدم میلی متر
ب	جریان الکترون	ننگ ابتدایی شارژ(-)	0.000548 صبح	0 – 12	0.3-0.99 سرعت نور (C)	50-100 جفت یون	تا 25 متر	تا 1 سانتی متر	چند میلی متر
g	ال فوری تابش - تشعشع ل<10 -11 м (в.свет 10 -7 м)	ندارد	g-کوانتوم دارای جرم سکون = 0 است	از keV تا چندین MeV	از 300000 کیلومتر بر ثانیه	ضعیف	100-150 متر	متر	ده ها سانتی متر

13. ویژگی های آلودگی رادیواکتیو در هنگام حادثه نیروگاه هسته ای.

ید-131 استرانسیوم - 90(Sr-90) - T 1/2 -28 سال و سزیم - 137

پهنه بندی پس از حادثه (بر اساس آلودگی خاک به Cs-137 و دوز سالانه):

منطقه محرومیت (جابجایی) - بیش از 40 Ci/km² (دوز بیش از 50 mSv/سال).

منطقه جابجایی (داوطلبانه) - از 15 تا 40 Ci/km². (دوز 20 - 50 mSv / سال)؛

منطقه سکونت محدود (با اسکان موقت زنان باردار و کودکان) 5 - 15 Ci/km². (دوز از 5 تا 20 mSv / سال)؛

منطقه کنترل تشعشع (منطقه سکونت با وضعیت اقتصادی-اجتماعی ترجیحی) 1-5 Ci/km² (دوز از 1 تا 5 mSv/سال).

در فدراسیون روسیه، 15 منطقه (بریانسک، کورسک، کالوگا، تولا، اوریول، ریازان، و غیره - از 1 تا 43 درصد از قلمرو) آلودگی رادیواکتیو جزئی (بیش از 1 Ci/km2) ناشی از حادثه چرنوبیل دریافت کردند.

طبق قوانین فدراسیون روسیه، جمعیت ساکن در زمین های دارای آلودگی (سزیم) بیش از 1 Ci/km² حق برخورداری از حداقل مزایا را دارند.

14. آشکارسازهای تشعشعات یونیزان طبقه بندی. اصل و طرح عملکرد اتاقک یونیزاسیون.

اتاق های یونیزاسیون؛

- شمارنده های متناسب؛

نمودار شماتیک عملکرد یک آشکارساز یونیزاسیون.

این محفظه پر از هوا یا یک گاز بی اثر است که در آن دو الکترود (کاتد و آند) قرار دارند و میدان الکتریکی ایجاد می کنند.

هوای خشک یا گاز عایق خوبی هستند و جریان الکتریسیته را هدایت نمی کنند. اما ذرات باردار آلفا و بتا که وارد محفظه شده‌اند، محیط گازی را یونیزه می‌کنند و کوانتوم‌های گاما ابتدا الکترون‌های سریع (فتوالکترون، الکترون‌های کامپتون، جفت الکترون-پوزیترون) را در دیواره‌های محفظه تشکیل می‌دهند که محیط گازی را نیز یونیزه می‌کنند. یون های مثبت حاصل به کاتد و یون های منفی به آند حرکت می کنند. یک جریان یونیزاسیون در مدار ظاهر می شود که متناسب با مقدار تابش است.

جریان یونیزاسیون برای همان مقدار تابش یونیزان به روشی پیچیده به ولتاژ اعمال شده به الکترودهای محفظه بستگی دارد. این وابستگی نامیده می شود مشخصه جریان-ولتاژ آشکارساز یونیزاسیون

محفظه یونیزاسیون برای اندازه گیری انواع تشعشعات هسته ای استفاده می شود. از نظر ساختاری، آنها به صورت مسطح، استوانه ای، کروی یا انگشتانه با حجم از کسری از سانتی متر³ تا 5 لیتر طراحی شده اند. معمولا با هوا پر می شود. مواد محفظه پلکسی گلاس، باکلیت، پلی استایرن، شاید آلومینیوم است. به طور گسترده در دزیمترهای فردی (DK-0.2؛ KID-1، KID-2، DP-22V، DP-24، و غیره) استفاده می شود.

15. ویژگی های آلودگی رادیواکتیو در طی یک انفجار هسته ای.

در طی یک واکنش زنجیره‌ای شکافت، U-235 و Pu-239 در یک بمب اتمی، حدود 200 ایزوتوپ رادیواکتیو از تقریباً 35 عنصر شیمیایی تشکیل می‌شوند، در طول یک انفجار هسته‌ای، یک واکنش زنجیره‌ای شکافت فوراً در کل جرم ماده شکافت‌پذیر رخ می‌دهد. و ایزوتوپ های رادیواکتیو حاصل در اتمسفر رها می شوند و سپس به شکل یک دنباله رادیواکتیو گسترده روی زمین می افتند.

کل منطقه آلودگی رادیواکتیو منطقه، با توجه به درجه آلودگی، به 4 منطقه تقسیم می شود که مرزهای آن به شرح زیر است: دوزهای تشعشع در طول پوسیدگی کامل – D ∞در Roentgens و سطح تشعشع 1 ساعت پس از انفجار P 1در R/h

برنج. 2.1. مناطق آلودگی رادیواکتیو در طی یک انفجار هسته ای

نام مناطق (در پرانتز مقادیر P 1 (R/h)، D ∞ (P)): الف – عفونت متوسط(8 R/h، 40 R)، ب - قوی(80 R/h, 400 R) ب - خطرناک(240 R/h، 1200 R) G - عفونت بسیار خطرناک(800 R/h, 4000 R).

کتاب های مرجع اندازه مناطق را بسته به قدرت انفجار و سرعت باد در لایه های بالایی جو نشان می دهد - طول و عرض هر منطقه بر حسب کیلومتر نشان داده شده است. به طور کلی، اگر سطح تشعشع باشد، منطقه ای آلوده در نظر گرفته می شود 0.5 R/h -در زمان جنگ و 0.1mR/hدر زمان صلح (تابش پس زمینه طبیعی در یاروسلاول - 0.01 mR/h,)

به دلیل پوسیدگی مواد رادیواکتیو، با توجه به نسبت، سطح تشعشع کاهش می یابد.

Р t = Р 1 t - 1.2

آر

برنج. 2.2. کاهش سطح تشعشعات در پی انفجار هسته ای

از نظر گرافیکی، این یک نمایی به شدت در حال سقوط است. تجزیه و تحلیل این نسبت نشان می دهد که با هفت برابر افزایش زمان، سطح تابش 10 برابر کاهش می یابد. کاهش تشعشعات پس از حادثه چرنوبیل بسیار کندتر بود

برای تمام موقعیت های ممکن، سطوح و دوز تشعشع محاسبه و جدول بندی می شود.

برای تولیدات کشاورزی، آلودگی رادیواکتیو منطقه بیشترین خطر را به همراه دارد، زیرا افراد، حیوانات و گیاهان نه تنها در معرض تابش گامای خارجی قرار می گیرند، بلکه زمانی که مواد رادیواکتیو با هوا، آب و غذا وارد بدن می شوند، در داخل نیز در معرض تابش گامای خارجی قرار می گیرند. در افراد و حیوانات محافظت نشده، بسته به دوز دریافتی، ممکن است بیماری تشعشع رخ دهد و گیاهان کشاورزی رشد خود را کند کرده، عملکرد و کیفیت محصولات زراعی را کاهش داده و در صورت آسیب شدید، مرگ گیاه رخ می دهد.

16. روش های اساسی اندازه گیری رادیواکتیویته (مطلق، محاسبه شده و نسبی (مقایسه ای) راندمان کنتور. مشخصه شمارش (عملیاتی).

رادیواکتیویته داروها را می توان با روش مطلق، محاسبه شده و نسبی (مقایسه ای) تعیین کرد. مورد دوم رایج ترین است.

روش مطلق.یک لایه نازک از ماده مورد مطالعه روی یک فیلم نازک ویژه (10-15 میکروگرم بر سانتی‌متر مربع) اعمال می‌شود و در داخل آشکارساز قرار می‌گیرد، در نتیجه از زاویه کامل جامد (4p) برای ثبت ذرات بتا ساطع شده استفاده می‌شود. به عنوان مثال، و تقریبا 100٪ کارایی شمارش به دست می آید. هنگام کار با یک شمارنده 4p، مانند روش محاسبه، نیازی به انجام اصلاحات متعدد ندارید.

فعالیت دارو بلافاصله در واحدهای فعالیت Bk، Ku، mKu و غیره بیان می شود.

A = N/w×e×k×r×q×r×g m×2.22×10¹²

آ- فعالیت دارو در Ku;

ن- نرخ شمارش در imp/min منهای پس زمینه.

w-تصحیح شرایط اندازه گیری هندسی (زاویه جامد)؛

ه- تصحیح برای زمان حل و فصل نصب شمارش.

ک- تصحیح جذب تابش در لایه هوا و در پنجره (یا دیوار) پیشخوان.

r- اصلاح خود جذب در لایه دارو؛

q- اصلاح برای پراکندگی پشتی از بستر؛

r- اصلاح طرح پوسیدگی؛

g- تصحیح تابش گاما با پرتوهای مخلوط بتا و گاما؛

متر- بخش وزن شده داروی اندازه گیری بر حسب میلی گرم؛

2.22×10¹² -ضریب تبدیل از تعداد تجزیه در دقیقه به Ci (1 Ci = 2.22*10¹² تجزیه در دقیقه).

برای تعیین فعالیت خاص، لازم است فعالیت در هر 1 میلی گرم به 1 کیلوگرم تبدیل شود .

Aud = A*10 6، (Ku/kg)

آماده سازی برای رادیومتری را می توان تهیه کرد نازک ضخیمیا لایه میانیمواد مورد مطالعه

در صورتی که مواد مورد آزمایش دارای نیم لایه میرایی - D1/2،

که لاغر - در d<0,1D1/2, حد واسط - 0.1D1/2 ضخیم (آماده سازی لایه ضخیم) d>4D1/2.

Apr = Aet* Npr/Net، جایی که

Aet فعالیت داروی مرجع، پراکندگی در دقیقه است.

آوریل - رادیواکتیویته دارو (نمونه)، پراکندگی در دقیقه؛

خالص - سرعت شمارش از استاندارد، imp/min.

Npr - نرخ شمارش از دارو (نمونه)، imp/min.

گذرنامه تجهیزات رادیومتریک و دزیمتری معمولاً نشان می دهد که اندازه گیری ها با چه خطایی انجام می شود. حداکثر خطای نسبیاندازه گیری ها (گاهی اوقات خطای نسبی اساسی نامیده می شود) به عنوان یک درصد نشان داده می شود، به عنوان مثال، ± 25٪. برای انواع مختلف ابزار می تواند از ± 10٪ تا ± 90٪ باشد (گاهی اوقات خطای نوع اندازه گیری برای بخش های مختلف مقیاس به طور جداگانه نشان داده می شود).

از حداکثر خطای نسبی ± d% می توانید حداکثر را تعیین کنید مطلقخطای اندازه گیری. اگر قرائت هایی از ابزار A گرفته شود، خطای مطلق DA=±Ad/100 است. (اگر A = 20 mR و d = ± 25٪، در واقع A = (20 ± 5) mR. یعنی در محدوده 15 تا 25 mR.

17. آشکارسازهای تشعشعات یونیزان طبقه بندی. اصل و نمودار عملکرد آشکارساز سوسوزن.

انواع آشکارسازها: یونیزاسیون، سوسوزن، عکاسی، شیمیایی، کالریمتری، نیمه هادی و غیره.

- شمارنده های متناسب؛

- شمارنده های گایگر مولر (میزان شمارش تخلیه گاز).

- شمارنده کرونا و جرقه،

و همچنین آشکارسازهای سوسوزن.

آند داینودهای کاتدی شمارنده سوسوزن از یک سوسوزن تشکیل شده است و

PMT سوسوزن ها می توانند ارگانیک و

غیر آلی، جامد، مایع یا گاز

وضعیت. این لیتیوم یدید، سولفید روی است،

یدید سدیم، تک بلورهای آنگرسن و غیره.

100 + 200 + 400 + 500 ولت

عملیات PMT:- تحت تأثیر ذرات هسته ای و گاما کوانتوم ها

در سوسوزن، اتم‌ها برانگیخته می‌شوند و کوانتوم‌هایی با رنگ مرئی - فوتون‌ها - ساطع می‌کنند.

فوتون ها کاتد را بمباران می کنند و فوتوالکترون ها را از آن خارج می کنند:

18. رادیومترها، هدف، طبقه بندی.

با تعیین وقت قبلی.

رادیومترها - دستگاه های در نظر گرفته شده برای:

اندازه گیری فعالیت داروهای رادیواکتیو و منابع تشعشع.

تعیین چگالی شار یا شدت ذرات و کوانتوم های یونیزه کننده.

رادیواکتیویته سطحی اجسام؛

فعالیت ویژه گازها، مایعات، جامدات و مواد دانه ای.

رادیومترها عمدتاً از شمارنده های تخلیه گاز و آشکارسازهای سوسوزن استفاده می کنند.

آنها به دو دسته قابل حمل و ثابت تقسیم می شوند.

به عنوان یک قاعده، آنها از موارد زیر تشکیل شده اند: - یک سنسور آشکارساز پالس. - تقویت کننده پالس؛ - دستگاه تبدیل؛ - شمارشگر الکترومکانیکی یا الکترونیکی؛ - منبع ولتاژ بالا برای آشکارساز؛ - منبع تغذیه برای تمامی تجهیزات

به منظور بهبود، موارد زیر تولید شد: رادیومترهای B-2، B-3، B-4.

هدف و ویژگی های یکی از دستگاه ها را مشخص کنید.

19. دزیمترها، هدف، طبقه بندی.

این صنعت تعداد زیادی از انواع تجهیزات رادیومتریک و دزیمتری تولید می کند که می توان آنها را طبقه بندی کرد:

با روش ثبت تابش (یونیزاسیون، سوسوزن و غیره)؛

بر اساس نوع تابش شناسایی شده (a,b,g,n,p)

منبع تغذیه (برق، باتری)؛

بر اساس محل استفاده (ایستا، میدانی، فردی)؛

با تعیین وقت قبلی.

هدف و ویژگی های یکی از دستگاه ها را مشخص کنید

20. تجهیزات بخش رادیولوژی آزمایشگاه دامپزشکی. مشخصات و عملکرد پرتو سنج SRP-68-01.

رادیومتر DP-100

رادیومتر KRK-1 (RKB-4-1em)

رادیومتر SRP 68-01

رادیومتر "Besklet"

رادیومتر - دزیمتر -01Р

رادیومتر DP-5V (IMD-5)

مجموعه دزیمتر DP-22V (DP-24V).

آزمایشگاه ها را می توان به انواع دیگر تجهیزات رادیومتری مجهز کرد.

بیشتر رادیومترها و دزیمترهای فوق در آزمایشگاه موجود است.

21. دوره‌بندی خطرات در هنگام حادثه نیروگاه هسته‌ای.

دوره‌بندی خطرات پس از حادثه چرنوبیل:

1. دوره خطر حاد ید (ید - 131) برای 2-3 ماه.

2. دوره آلودگی سطحی (رادیونوکلئیدهای کوتاه و متوسط) - تا پایان سال 1986.

3. دوره ورود ریشه (Cs-137، Sr-90) - از سال 1987 برای 90-100 سال.

22. منابع طبیعی تشعشعات یونیزان تشعشعات کیهانی و مواد رادیواکتیو طبیعی. دوز از ERF.

1. منابع طبیعی تشعشعات یونیزان (iii)

تشعشعات پس زمینه طبیعی شامل موارد زیر است:

تشعشعات کیهانی؛

تابش مواد رادیواکتیو طبیعی موجود در زمین

سنگ، آب، هوا، مصالح ساختمانی؛

تابش مواد رادیواکتیو طبیعی موجود در گیاهان

و دنیای حیوانات (از جمله انسان).

تشعشعات کیهانی - تقسیم بر اولیه این یک جریان پیوسته در حال سقوط از هسته های هیدروژن (پروتون) است - 80٪ و هسته های عناصر سبک (هلیوم (ذرات آلفا)، لیتیوم، بریلیم، بور، کربن، نیتروژن) - 20٪، تبخیر از سطوح ستارگان، سحابی ها و خورشید و به طور مکرر در میدان های الکترومغناطیسی اجرام فضایی تا انرژی 10 10 eV و بالاتر تقویت می شود (شتاب می شود). (در کهکشان ما - راه شیری - 300 میلیارد ستاره و کهکشانها 10 14)

این تابش اولیه کیهانی در تعامل با اتم های پوسته هوای زمین، جریان هایی را به وجود می آورد. ثانوی تابش کیهانی، که بزرگترین در بین تمام ذرات و تشعشعات بنیادی شناخته شده است (± مزون های mu و pi - 70٪؛ الکترون ها و پوزیترون ها - 26٪، پروتون های اولیه - 0.05٪، گاما کوانتا، نوترون های سریع و فوق سریع).

مواد رادیواکتیو طبیعی به سه گروه تقسیم می شوند:

1) اورانیوم و توریم با محصولات پوسیدگی آنها و همچنین پتاسیم 40 و روبیدیم 87.

2) ایزوتوپ های کمتر رایج و ایزوتوپ های با T 1/2 بزرگ (کلسیم-48، زیرکونیوم-96، نئودیمیم-150، ساماریوم-152، رنیم-187، بیسموت-209، و غیره)؛

3) کربن-14، تریتیوم، بریلیم -7 و -9 - به طور مداوم در جو تحت تأثیر تشعشعات کیهانی تشکیل می شوند.

رایج ترین در پوسته زمین روبیدیم-87 (T 1/2 = 6.5.10 10 سال)، سپس اورانیوم-238، توریم-232، پتاسیم-40 است. اما رادیواکتیویته پتاسیم 40 در پوسته زمین از رادیواکتیویته سایر ایزوتوپ‌ها بیشتر است (T 1/2 = 1.3 10 9سال ها). پتاسیم-40 به طور گسترده در خاک ها به ویژه در خاک های رسی پراکنده است، فعالیت ویژه آن 6.8.10 -6 Ci/g است.

در طبیعت، پتاسیم از 3 ایزوتوپ تشکیل شده است: K-39 پایدار (93٪) و K-41 (7٪) و K-40 رادیواکتیو (01٪). غلظت K-40 در خاک 3-20 nKu/g (pico - 10-12) است.

میانگین جهانی 10 در نظر گرفته شده است. بنابراین، در 1 m³ (2 تن) - 20 μKu، در 1 کیلومتر مربع - 5Ku (لایه ریشه = 25 سانتی متر). میانگین محتوای U-238 و Th-232 0.7 nKu/g در نظر گرفته شده است. این سه ایزوتوپ میزان دوز پس‌زمینه طبیعی را از خاک ایجاد می‌کنند = تقریباً 5 μR/h (و همین مقدار از تابش کیهانی) پس‌زمینه ما (8-10 میکروR/h کمتر از حد متوسط. نوسانات در سراسر کشور 5-18، در جهان تا 130 و حتی تا 7000 میکروR/h..

مصالح و مواد ساختمانیایجاد تشعشعات گامای اضافی در داخل ساختمان ها (در بتن مسلح تا 170 میلی گرم در سال، در چوبی - 50 میلی گرم در سال).

اب،به عنوان یک حلال، حاوی ترکیبات پیچیده محلول اورانیوم، توریم و رادیوم است. در دریاها و دریاچه ها غلظت عناصر رادیواکتیو بیشتر از رودخانه ها است. چشمه های معدنی حاوی مقدار زیادی رادیوم (7.5*10 -9 Cu/l) و رادون (2.6*10 -8 Cu/l) هستند. پتاسیم 40 در آب رودخانه ها و دریاچه ها تقریباً همان رادیوم است (10-11 Cu/l).

هوا(اتمسفر) حاوی رادون و تورون آزاد شده از سنگ‌های زمین و کربن 14 و تریتیوم است که تحت تأثیر نوترون‌های تشعشعات ثانویه کیهانی که با نیتروژن و هیدروژن اتمسفر برهم‌کنش می‌کنند، پیوسته در جو تشکیل می‌شوند. تجمع رادون در ساختمان های با تهویه ضعیف به ویژه خطرناک است. استانداردی در ساختمان‌های تازه‌ساخته 100 Bq/m³ £، در ساختمان‌های اشغالی £ 200 Bq/m³ اتخاذ شده است، اگر از 400 Bq/m³ فراتر رفت، اقداماتی برای کاهش گاز رادون یا استفاده مجدد از ساختمان انجام می‌شود. محاسبات نشان می دهد که با غلظت های رادون 16 و 100 Bq/m³، دوز سالانه به ترتیب 100 mrem و 1 rem خواهد بود. غلظت واقعی "11 Bq/m³

گیاهان و حیوانات به شدت ایزوتوپ های رادیواکتیو K-40، C-14، H-3 را از محیط جذب می کنند (اینها بلوک های سازنده مولکول های پروتئین هستند). سایر رادیونوکلئیدها به میزان کمتر.

تابش داخلی اکثر اندام ها به دلیل وجود K-40 در آنها است. دوز سالانه از K-40 خواهد بود: برای مغز استخوان قرمز - 27 mrad

ریه ها - 17 mrad

غدد جنسی -15 میلی گرم

از سایر رادیونوکلئیدها در بدن، دوز 1/100، 1/1000 از این مقادیر خواهد بود. استثناء رادون است که با استنشاق وارد ریه ها می شود و دوز آن تا 40 میلی گرم در سال ایجاد می کند.

بنابراین، تنها از طریق طبیعی و به دلیل تابش خارجی و داخلی، فرد سالانه دوز دریافت می کند 200 mrad (mrem) (یا 2mSv)

از جانب iii گذر زمینی.- 167 (پرتوگیری داخلی از K-40 و Rn-222......... 132 میلی متر)

(تابش خارجی از K-40، U-238، Th-232، Rb-87........... 35 میلی متر)

از جانب iii منشاء کیهانی .- 32 (تابش خارجی از g-quanta، m، p-mesons .... 0.30mrem)

(تابش داخلی از S-14، N-3................. 2 mrem)

نتیجه گیری.1. دوز از قرار گرفتن در معرض خارجی در برابر تابش طبیعی 65 mrem است که 30٪ از دوز کل است که ما فقط این قسمت از دوز را با دزیمتر اندازه گیری می کنیم.

2. سهم رادون در دوز سالانه 25-40٪ است.

سیگاری هادوز اضافی تابش را از Po-210 رادیواکتیو به ریه ها دریافت کنید (در یک سیگار 7mBq Po وجود دارد). طبق آمار ایالات متحده، مرگ و میر ناشی از سیگار بیشتر از الکل است - 150000 ساعت در سال.

در هزاره های گذشته، وضعیت تشعشعات روی زمین پایدار بوده است، در شرایط این پس زمینه تابش، تکامل گیاهان و جانوران اتفاق افتاده است و همه نسل های قبلی مردم زندگی می کردند.

24. منابع مصنوعی پرتوهای یونیزان (تاسیسات اشعه ایکس، انفجارهای آزمایش هسته ای، انرژی هسته ای، دستگاه های فنی مدرن).

منابع تشعشع مصنوعی یک بار دوز اضافی بر روی انسان ایجاد می کنند و به چهار گروه بزرگ تقسیم می شوند.

1) دستگاه های اشعه ایکس که در پزشکی برای اهداف تشخیصی و درمانی استفاده می شود.

2) انفجارهای آزمایشی هسته ای.

3) انرژی هسته ای (شرکت های چرخه سوخت هسته ای - NFC).

4) تعدادی از دستگاه های فنی مدرن (شماره های ساعت نورانی و ابزار اندازه گیری، تلویزیون، نمایشگر رایانه، تاسیسات اشعه ایکس و گاما برای تشخیص عیب، مشاهده اشیا در فرودگاه ها، توموگرافی کامپیوتری و غیره).

بر اساس ICDAR، اگر دوز معادل سالانه منابع تابش طبیعی (200 mrem) را 100٪ در نظر بگیریم، آنگاه منابع مصنوعی علاوه بر این موارد زیر را شامل می شوند:

تابش از دستگاه های اشعه ایکس - 20٪ (40 mrem)؛ (به ازای هر فرد متوسط)

سموم را آزمایش کنید انفجار از 7٪ در اوایل دهه 60. تا 0.8٪ در دهه 80 (روند کاهشی)؛

انرژی هسته ای از 0.001% پس زمینه طبیعی در سال 1965 به 0.05% در سال 2000 (روند رشد کوچک).

برای دستگاه های فنی (تلویزیون، کامپیوتر و غیره) - مقادیر ناچیز.

تاسیسات اشعه ایکس - با دستور وزارت بهداشت دوز برای

· فلوروگرافی اندام های قفسه سینه تا 0.6 mSv (تصویر دندان 0.1-0.2 mrem)

· فلوروسکوپی ریه تا 1.4 mSv، معده تا 3.4 mSv (340 mrem)

انفجارهای آزمایشی هسته ای

از سال 1945 تا 1962، 423 انفجار آزمایشی در جو با قدرت کل بیش از 500 تن (اتحادیه شوروی، ایالات متحده آمریکا، فرانسه، چین، بریتانیا) انجام شد. آزمایشات زیرزمینی هنوز در حال انجام است.

در طی یک انفجار هسته ای، یک واکنش زنجیره ای از شکافت هسته های عناصر سنگین (U 235، Pu 239) تحت تأثیر نوترون ها رخ می دهد. در طی واکنش، حدود 250 ایزوتوپ 35 x تشکیل می شود. عناصری که 225 عنصر رادیواکتیو هستند. (به عنوان مثال - بریدن هندوانه با 235 دانه) رادیونوکلئیدهای حاصل نیمه عمر متفاوتی دارند - کسری از ثانیه، ثانیه، دقیقه، ساعت، روز، ماه، سال، قرن، هزاره و میلیون سال.

از این تعداد زیاد قطعات هسته ای و محصولات دختر آنها، 10 رادیونوکلئید به دلیل ویژگی های رادیوتوکسیکولوژیکی و فیزیکی مورد توجه رادیو بیولوژی دامپزشکی و رادیواکولوژی حیوانات مزرعه هستند.

بیشتر رادیونوکلئیدها بتا و گاما ساطع کننده های ید-131، باریم-140، استرانسیوم-89 هستند به ویژه در ماه های اول. متعاقباً استرانسیوم-90 و سسنیم-137.

در طول 35 سال پس از توقف آزمایش تسلیحات هسته‌ای، تمام محصولات انفجارهای هسته‌ای از مخزن جو و استراتوسفر به سطح عمدتاً نیمکره شمالی زمین سقوط کردند و آلودگی زمین به Sr-90 و Cs را افزایش دادند. -137 به 0.2 Ku/km²، اکنون به 0.1 Ku/km² کاهش یافته است (برای انسان - خوراکی).

قدرت هسته ای - اینها شرکت های چرخه سوخت هسته ای به هم پیوسته هستند (معدن، غنی سازی و فرآوری سنگ معدن اورانیوم، تولید میله های سوخت، سوزاندن آنها در نیروگاه های هسته ای، پردازش میله های سوخت، دفع زباله، برچیدن نیروگاه های هسته ای مصرف شده).

با وجود تشعشعات و خطرات زیست محیطی نیروگاه های هسته ای، تعداد آنها سال به سال در حال افزایش است. بیش از 500 راکتور برق در سراسر جهان در حال فعالیت هستند که مجموع ظرفیت آنها حدود 30 هزار مگاوات است. آنها 17 درصد از مصرف انرژی جهانی را تامین می کنند.

انرژی هسته ای در بین تمام روش های موجود برای تولید برق (با عملکرد بدون مشکل) سازگار با محیط زیست است. یک نیروگاه زغال سنگ چندین برابر بیشتر از یک نیروگاه هسته ای با همان قدرت، محیط را با تشعشعات آلوده می کند.

اما تعدادی از حوادث در دهه های اخیر در نیروگاه های هسته ای، از جمله. بزرگترین در نیروگاه هسته ای چرنوبیل - 04/26/86، منجر به آلودگی شدید رادیواکتیو مناطق بزرگ می شود.

خطرناک ترین ایزوتوپ های بیولوژیکی ید-131، اوترنتیم-90 و chii-137 بودند.

25. الگوهای حرکت مواد رادیواکتیو در بیوسفر. واحدهای استرانسیوم

مواد رادیواکتیو ناشی از انفجارهای هسته ای، انتشار اضطراری از شرکت های چرخه سوخت هسته ای، زباله های رادیواکتیو که به روش تعیین شده دفن نشده اند در اجزای زیست کره گنجانده شده است - غیر زنده (خاک، آب، هوا) و زیستی (گیاه، جانوران) و شرکت در چرخه بیولوژیکی مواد.

کوتاه ترین مسیر مواد رادیواکتیو به انسان، به استثنای ورود مستقیم از جو، از راه های کشاورزی است. گیاهان و حیوانات در زنجیر: خاک - گیاه - انسان. خاک - گیاه - حیوان - انسان. در طول حادثه چرنوبیل، 50 Mcu از فعالیت در جو منتشر شد. از این تعداد 20 درصد ید 131 و 15 درصد ایزوتوپ سزیم و تا 2 درصد استرانسیوم است.

ید که وارد بدن انسان و حیوانات می شود، به بیشترین مقدار (از 20 تا 60٪) در غده تیروئید متمرکز شده و عملکرد آن را مختل می کند.

با حرکت از یک شی بیوسفر به جسم دیگر، سزیم و استرانسیوم رفتار مشابهی با پتاسیم و کلسیم دارند (از آنجایی که از نظر خواص فیزیکی مشابه آنها هستند)، در نهایت وارد بدن حیوانات و انسان می شوند و در اندام هایی که از نظر فیزیولوژیکی غنی از این عناصر هستند به حداکثر غلظت می رسند. سزیم در ماهیچه ها، استرانسیوم در استخوان ها، پوسته).

نسبت مشخصی از این تجمع در هر 1 گرم کلسیم یا پتاسیم وجود دارد که در واحدهای استرانسیم (SU).

1CE = 1 nCu Sr-90 در هر 1 گرم کلسیم (نانو = 10-9)

نسبت تعداد CE پیوند بعدی یک سیستم بیولوژیکی به سیستم قبلی نامیده می شود. ضریب تبعیض (CD) Sr-90 نسبت به کلسیم.

CD = CE در نمونه علوفه / CE در خاک.

بسیاری از مسائل دیگر مربوط به انتقال در پیوندهای زنجیره های بیولوژیکی به طور ضعیف مورد مطالعه قرار گرفته اند.

26. سمیت ایزوتوپ های رادیواکتیو

ایزوتوپ های رادیواکتیو هر عنصر شیمیایی، هنگامی که وارد بدن می شوند، مانند ایزوتوپ های پایدار یک عنصر در متابولیسم شرکت می کنند. سمیت رادیونوکلئیدها به دلایل زیر است:

· نوع و انرژی تابش (ویژگی اصلی که سمیت را تعیین می کند)،

· نیمه عمر

· خواص فیزیکی و شیمیایی ماده ای که در آن رادیونوکلئید وارد بدن شده است.

· نوع توزیع بین بافت ها و اندام ها.

· سرعت دفع از بدن.

مفهوم LET معرفی شد - انتقال انرژی خطی (این مقدار انرژی (بر حسب کو) است که توسط یک ذره یا کوانتوم به یک ماده در واحد مسیر (در میکرون) منتقل می شود). LET - یونیزاسیون خاص را مشخص می کند و با RBE (اثر بیولوژیکی نسبی) نوع خاصی از تشعشع همراه است. (این مورد قبلاً در سخنرانی ها ذکر شد)

رادیونوکلئیدها با نیمه عمر بسیار کوتاه (کسری از ثانیه) و بسیار طولانی (میلیون ها سال) نمی توانند دوز موثری در بدن ایجاد کنند و در نتیجه آسیب زیادی به بار می آورند.

خطرناک ترین ایزوتوپ ها نیمه عمری از چند روز تا چند دهه دارند.

به ترتیب نزولی خطر تشعشع، رادیونوکلئیدها به 4 گروه سمیت پرتویی (بر اساس NRB - گروه های خطر تشعشع) تقسیم می شوند.

گروه سمیت رادیویی	رادیونوکلئید	میانگین غلظت مجاز سالانه در آب، K u/l
الف - سمیت پرتوزایی بالا (r/t)	Pb-210، Po-210، Ra-226، Th-230 و غیره.	10 -8 - 10 -10
ب - با رادیوتوکسیسیته بالا	J-131، Bi-210، U-235، Sr-90 و غیره.	10 -7 - 10 -9
الف - سمیت رادیویی متوسط	P-32، Co-60، Sr-89، Cs-137، و غیره.	10 -7 - 10 -8
الف - کمترین سمیت رادیویی	C-14، Hg-197، H-3 (تریتیوم)، و غیره.	10 -7 - 10 -6

NRB - غلظت مجاز همه رادیونوکلئیدها را در هوای منطقه کار، جو، آب، ورود سالانه به بدن از طریق اندام های تنفسی، از طریق اندام های گوارشی، محتوای موجود در یک اندام بحرانی تعیین می کند.

27. دریافت، توزیع، تجمع مواد رادیواکتیو در بافت ها و اندام ها و حذف آنها از بدن حیوانات.

رادیونوکلئیدها می توانند وارد بدن حیوانات شوند:

· آئروسل - از طریق ریه ها هنگام استنشاق هوای آلوده؛

· شفاهی - از طریق دستگاه گوارش با غذا و آب (مسیر اصلی)؛

· جذب کننده - از طریق غشاهای مخاطی، پوست و زخم ها.

اثر بیولوژیکی رادیونوکلئیدها در طول مصرف داخلی به وضعیت تجمع ماده بستگی دارد. بیشترین اثر را مواد رادیواکتیو به شکل گاز و ترکیبات محلول در آب اعمال می کنند. آنها به شدت و به مقدار زیاد در خون جذب می شوند و به سرعت در سراسر بدن پخش می شوند یا در اندام های مربوطه متمرکز می شوند. ذرات رادیواکتیو نامحلول می توانند برای مدت طولانی روی غشاهای مخاطی ریه ها و دستگاه گوارش باقی بمانند و باعث آسیب پرتوهای موضعی شوند.

آئروسل‌های P/active با اندازه کمتر از 0.5 میکرون، که وارد ریه‌ها می‌شوند، تقریباً به طور کامل در هنگام بازدم حذف می‌شوند، ذرات 0.5 تا 1 میکرون تا 90٪ حفظ می‌شوند، ذرات گرد و غبار بزرگ‌تر از 5 میکرون تا 20٪ ثبت می‌شوند. ذرات بزرگتر که در دستگاه تنفسی فوقانی ته نشین می شوند، خلط می شوند و وارد معده می شوند. بیشتر نوکلیدهای بتا که در ریه ها باقی می مانند به سرعت جذب خون می شوند و برخی برای مدت طولانی در ریه ها باقی می مانند.

مقدار نسبی جذب رادیوایزوتوپ توسط بدن به نسبت آن با حامل بستگی دارد. حامل ایزوتوپ ایزوتوپ غیر رادیواکتیو این عنصر است (به عنوان مثال J-125 برای J-131). حامل غیر ایزوتوپی - عنصر دیگر آنالوگ شیمیایی یک ایزوتوپ رادیواکتیو است (Ca برای Sr-90، K برای Cs-137).

جذب و رسوب یک رادیونوکلئید در بافت ها با نسبت آن به حامل رابطه مستقیم دارد.

با مسیر اصلی ورود مواد رادیواکتیو به بدن از طریق دستگاه گوارش، جذب (جذب) برخی رادیونوکلئیدها در محدوده 100 تا 0.01٪ قرار دارد (Cs, J - 100٪، Sr - از 9 تا 60٪، Cj. - 30٪، پو - 6٪، U-3٪، Pu-0.01٪.

توزیع رادیونوکلئیدها در بدن می تواند مشابه ایزوتوپ های پایدار این عناصر باشد (مثلاً کلسیم به سیستم اسکلتی می رود، ید به غده تیروئید) یا در سراسر بدن یکنواخت باشد.

انواع زیر از توزیع عناصر رادیواکتیو متمایز می شود:

لباس فرم(H، Cs، Rb، K، و غیره) - کبدی (سریم، Pu، Th، منیزیم و غیره)

اسکلتی (استئوتروپیک)(Ca، Sr، Ra، و غیره) کلیه (Bi، Sbantimony، U، Asarsenic)

محرک تیروئید(J، Br برم).

اندامی که غلظت انتخابی رادیونوکلئید در آن اتفاق می افتد و در نتیجه آن در معرض بیشترین تشعشع و آسیب قرار می گیرد) نامیده می شود. بحرانی.

ریه ها و دستگاه گوارش زمانی که ترکیبات رادیونوکلئیدی نامحلول از طریق آنها وارد می شوند، اندام های حیاتی هستند. برای ید، اندام مهم همیشه غده تیروئید است، برای استرانسیم، کلسیم، رادیوم - همیشه استخوان ها.

سیستم خونساز و غدد جنسی، به عنوان آسیب پذیرترین سیستم ها حتی در دوزهای کم تابش، اندام های حیاتی برای همه رادیونوکلئیدها هستند.

انواع توزیع رادیونوکلئیدها در بدن برای همه گونه های پستانداران (از جمله انسان) یکسان است.

حیوانات جوان با جذب و رسوب شدیدتر رادیونوکلئیدها در بافت ها مشخص می شوند. در زنان باردار، ایزوتوپ‌های رادیواکتیو از جفت عبور کرده و در بافت‌های جنین رسوب می‌کنند.

ایزوتوپ های رادیواکتیو (و همچنین ایزوتوپ های پایدار) در نتیجه تبادل از بدن با مدفوع، ادرار، شیر، تخم مرغ و راه های دیگر دفع می شوند.

نیمه عمر بیولوژیکی(Tb) زمانی است که در طی آن نیمی از مقدار ورودی یک عنصر از بدن دفع می شود. اما از دست دادن ایزوتوپ در بدن به دلیل واپاشی رادیواکتیو تسریع می شود (مشخصه T 1/2).

از دست دادن واقعی رادیونوکلئیدها از بدن بیان می شود نیمه عمر موثر ، (تف ).

تف = (T b · T 1/2)/(T b + T 1/2)

بیایید محاسبه کنیم Сs-137(T b = 0.25 سال، T 1/2 = 30 سال. T eff = (0.25*30)/(0.25+ 30) = 0.24 سال (90 روز)

رادیونوکلئیدهای دارای تف کوتاه (Cs-137، Y-90yttrium، Ba-140، و غیره)، هنگامی که یک بار یا برای مدت کوتاهی با دوز تقریباً یکسان وارد بدن شوند، می توانند باعث یک دوره حاد یا مزمن بیماری تشعشع شوند. که عادی سازی سریع تصویر خون و وضعیت عمومی حیوان رخ می دهد.

تحت شرایط یکسان قرار گرفتن در معرض رادیونوکلئیدها با Teff بالا (Sr-90، Ra-226 Pu-239، و غیره)، تفاوت قابل توجهی در دوزهای ایجاد کننده سیر حاد یا مزمن بیماری وجود دارد. دوره نقاهت بیماری بسیار طولانی است، تومورهای بدخیم اغلب ایجاد می شوند، ترومبوسیتوپنی، کم خونی، ناباروری و سایر اختلالات برای سال ها باقی می مانند.

در حیواناتی که برای کشتار برای گوشت در نظر گرفته شده اند، ممکن است این اثرات زمان خود را نداشته باشد، اما در دام های پرورشی و شیری خطر وقوع آنها کاملاً واقعی است.

حیوانات در زنجیره غذایی انسان به عنوان نوعی فیلتر برای رادیونوکلئیدها عمل می کنند و ورود آنها را با غذا به بدن انسان کاهش می دهند.

28. سم شناسی ایزوتوپ فعال بیولوژیکی J-131.

طبق کتاب درسی

29. سم شناسی ایزوتوپ فعال بیولوژیکی Cs-137.

طبق کتاب درسی

30. سم شناسی ایزوتوپ فعال بیولوژیکی Sr-90.

طبق کتاب درسی

31. ایده های مدرن در مورد مکانیسم عمل بیولوژیکی پرتوهای یونیزان.

1 ایده های مدرن در مورد مکانیسم عمل بیولوژیکی i.i.

هنگامی که ذرات آلفا، بتا، تابش گاما و اشعه ایکس و نوترون ها با بافت بدن تعامل دارند، مراحل زیر به طور متوالی از بین می روند:

-برهمکنش الکتریکی تابش نافذ با اتم ها (زمان - تریلیونم ثانیه) - جداسازی الکترون - یونیزاسیون محیط (این یک فرآیند انتقال انرژی است، اگرچه در مقادیر کم، اما بسیار موثر است).

-تغییرات فیزیکی و شیمیایی (میلیاردم ثانیه)، یون های حاصل در زنجیره پیچیده ای از واکنش ها شرکت می کنند و محصولاتی با فعالیت شیمیایی بالا تشکیل می دهند: اکسید هیدراته HO 2، پراکسید هیدروژن H 2 O 2 و غیره، و همچنین رادیکال های آزاد H، OH (بافت ها) در 60-70٪ از آب تشکیل شده است در یک مولکول آب، نسبت H به O 2: 16 یا 1: 8 (با آمو) است. بنابراین از 50 کیلوگرم آب در یک فرد استاندارد با وزن 70 کیلوگرم، تقریباً 40 کیلوگرم آن اکسیژن است.

-تغییرات شیمیایی رادیکال‌های آزاد در یک میلیونیم ثانیه بعد با یکدیگر و با مولکول‌های پروتئین، آنزیم‌ها و غیره از طریق زنجیره‌ای از واکنش‌های اکسیداتیو (هنوز به طور کامل شناخته نشده‌اند) واکنش می‌دهند و باعث اصلاح شیمیایی مولکول‌های مهم بیولوژیکی می‌شوند.

-اثرات بیولوژیکی - فرآیندهای متابولیک مختل می شود، فعالیت سیستم های آنزیمی سرکوب می شود، سنتز DNA و سنتز پروتئین مختل می شود، سموم تشکیل می شود، فرآیندهای فیزیولوژیکی اولیه رخ می دهد (ممانعت از تقسیم سلولی، تشکیل جهش، تغییرات دژنراتیو). مرگ سلولی در عرض چند ثانیه یا تغییرات بعدی در آن امکان پذیر است که می تواند منجر به سرطان شود (شاید در 2-3 دهه).

در نهایت، عملکردهای حیاتی عملکردها یا سیستم های فردی و ارگانیسم به عنوان یک کل مختل می شود.

نتیجه اثر بیولوژیکی پرتو، به عنوان یک قاعده، اختلال در فرآیندهای طبیعی بیوشیمیایی با تغییرات عملکردی و مورفولوژیکی بعدی در سلول ها و بافت های حیوان است.

مکانیسم عمل بیولوژیکی پیچیده است و به طور کامل درک نشده است.

اتفاق افتادن:

تئوری عمل مستقیم و غیرمستقیم پرتوهای یونیزان که در اثر رقت و اثر اکسیژن آشکار می شود.

تئوری هدف یا ضربه،

فرضیه تصادفی (احتمالی)،

تئوری رادیوتوکسین های لیپیدی (اولیه) و واکنش های زنجیره ای،

نظریه ساختاری متابولیک (کوزین)،

فرضیه یک پس‌زمینه درون‌زای افزایش مقاومت رادیویی و مفهوم ایمونوبیولوژیکی.

همه تئوری ها فقط جنبه های خاصی از مکانیسم عمل بیولوژیکی اولیه پرتوهای یونیزان را توضیح می دهند و در حیوانات خونگرم کاملاً آزمایشی تأیید نشده اند.

مرحله در نظر گرفته شده به این صورت تعریف می شود اولیه (فوری) تأثیر تابش بر فرآیندهای بیوشیمیایی، عملکردها و ساختار اندام ها و بافت ها.

فاز دوم- اقدام غیر مستقیم ، ناشی از تغییرات نوروژنیک و هومورال است که تحت تأثیر تابش در بدن ایجاد می شود.

(دو شکل تنظیم در بدن: عصبی و هومورال (تعامل از طریق رسانه های داخلی مایع - خون، مایع بافت و غیره) - پیوندهای یک تنظیم عصبی-هومورال عملکردها).

اثر هومورال یا غیرمستقیم تابش از طریق مواد سمی (رادیوتوکسین ها) در بدن در طی بیماری تشعشع تشکیل می شود (سندرم های اصلی آسیب تشعشع ایجاد می شوند - تغییرات خونی، استفراغ و غیره).

32. تأثیر پرتوهای یونیزان بر سلول.

این اختراع به روش هایی برای ثبت تشعشعات مربوط می شود. این روش شامل گرفتن یک نمونه هوا در یک ظرف، ایجاد میدان الکتریکی در آن بین دو سیستم رشته‌های رسانا (سیم) که در صفحات موازی نسبت به یکدیگر قرار دارند، ایجاد یک قدرت میدان الکتریکی در نزدیکی هر رشته برای یونیزاسیون با برخورد الکترون کافی است. و ثبت تعداد پالس های الکتریکی از ذرات آلفا نزدیک رشته ها که میزان رادیواکتیویته هوا را تعیین می کند.

این اختراع مربوط به فیزیک و فناوری هسته ای، یعنی روش هایی برای ثبت تشعشعات است. روش شناخته شده ای برای اندازه گیری رادیواکتیویته هوای جوی وجود دارد که شامل نمونه برداری از هوا در یک ظرف، اندازه گیری تعداد واپاشی آلفا در آن در یک دوره زمانی معین است که توسط آن رادیواکتیویته هوا تعیین می شود (گوساروف). I.I., Lyapidevsky V.K., Atomic Energy vol 10, in 1, 1961, pp. 64 - 67). در نتیجه تجزیه و تحلیل سطح فناوری، نزدیکترین آنالوگ (نمونه اولیه) روش خشک شده ایجاد شد (اختراع ایالات متحده N 4977318، کلاس G 01 T 1/18، 1990). یک روش شناخته شده برای اندازه گیری رادیواکتیویته هوای اتمسفر شامل گرفتن نمونه در محفظه ای است که در آن یک میدان الکتریکی بین الکترودهای موازی ایجاد می شود که یکی از آنها در پتانسیل مثبت و دیگری در پتانسیل منفی است. قدرت میدان الکتریکی برای یونیزاسیون ضربه ای گاز کافی انتخاب می شود. رادیواکتیویته هوا و محتوای ناخالصی های رادیواکتیو در آن به طور جداگانه با جذب ذرات باردار منفی و مثبت به الکترودهای باردار مربوطه تعیین می شود. نقطه ضعف نمونه اولیه استفاده از یک محفظه مسطح است که در آن یک میدان الکتریکی بین الکترودهای موازی ایجاد می شود و قدرت میدان الکتریکی برای یونیزاسیون ضربه کافی انتخاب می شود. بنابراین، محفظه ای که در آن رادیواکتیویته هوا تعیین می شود، یک آشکارساز تخلیه گاز با دو الکترود تخت و تقویت کننده گاز است. یک نقطه ضعف قابل توجه چنین آشکارساز با دو الکترود مسطح، وابستگی نمایی دامنه پالس های ثبت شده به فاصله تا الکترود مثبت یونیزاسیون تولید شده در آشکارساز است (Lyapidevsky V.K. Methods for detecting radiation. M. Energoatomizdat، 1987، ص 225). علاوه بر این، آشکارسازهای صفحه تخت نیاز به تراز دقیق دارند. بنابراین در حال حاضر از آشکارسازهایی با هندسه مسطح عملاً استفاده نمی شود. محفظه های سیم متناسب با هندسه مسطح به طور قابل توجهی ویژگی های بهتری دارند (Lyapidevsky V.K., Methods of radiation detection, M:, Energoatom-izdat, 1987 p. 320) ماژول محفظه تخت سیستمی از الکترودهای سیمی است که در همان صفحه قرار دارد و بین سیم یا الکترودهای جامد. سیم ها سیستمی از آشکارسازهای متناسب را تشکیل می دهند. دوربین های متناسب به طور گسترده در آزمایش های فیزیکی استفاده می شوند. با در نظر گرفتن سطح فعلی تکنولوژی، اختراع پیشنهادی از یک سیم (محفظه رشته ای) استفاده می کند. هدف از اختراع ایجاد روشی برای اندازه گیری رادیواکتیویته هوا با استفاده از حالت عملکرد پایدار یک آشکارساز سیمی (یک آشکارساز با سیستم رشته های رسانا) است. هدف از طریق استفاده از محفظه‌های چند سیمی موازی صفحه پر از هوا و ایجاد قدرت میدان الکتریکی در نزدیکی هر سیم (رشته رسانا) کافی برای ایجاد یونیزاسیون توسط برخورد الکترون در نزدیکی هر سیم به دست می‌آید. ماهیت اختراع این است که برای اندازه گیری رادیواکتیویته هوای اتمسفر، یک نمونه هوا در یک ظرف (محفظه) گرفته می شود و تعداد پالس های ذرات آلفا در آن در مدت زمان معینی با استفاده از یک آشکارساز اندازه گیری می شود. برای تعیین میزان رادیواکتیویته هوا استفاده می شود. روش پیشنهادی با روش های شناخته شده تفاوت دارد زیرا در حجم ظرف (محفظه) بین دو سیستم الکترود سیمی (رشته ای) با قطر 10-10 میکرون که در دو صفحه موازی با یکدیگر قرار دارند، یک میدان الکتریکی ایجاد می شود. و در یک صفحه تمام نخ ها بار مثبت دارند و در دیگری - در طول زمان اجرای روش منفی. در نزدیکی هر رشته، شدت میدان الکتریکی به اندازه‌ای ایجاد می‌شود که یونیزاسیون ضربه الکترون در نزدیکی هر رشته اتفاق بیفتد، و رادیواکتیویته هوا و ناخالصی‌های رادیواکتیو موجود در آن با تعداد تکانه‌های الکتریکی ذرات آلفا که به طور جداگانه در نزدیکی مثبت ثبت می‌شوند تعیین می‌شود. رشته های باردار و نزدیک رشته های دارای بار منفی. با افزایش اختلاف پتانسیل و با تعداد زیادی ناخالصی حامل، تخلیه نزدیک رشته به یک تاج (حالت شمارنده گایگر-مولر) و به یک جریان (Lyapidevsky V.K. Methods for detection radiation, M: Energoatomizdat, 1987) تبدیل می شود. ص 232) بر خلاف در مورد تخلیه جریان در یک میدان یکنواخت بین دو الکترود مسطح، جریان تشکیل شده در نزدیکی سیم در طول توسعه خود به منطقه یک میدان الکتریکی ضعیف می افتد. استریمر در فاصله قابل توجهی از سیم (نخ) متوقف می شود، جایی که قدرت میدان الکتریکی به طور قابل توجهی کمتر از نزدیک به نخ است. در شکل 8.10 صفحه 236، نقل شده از کتاب درسی توسط لیاپیدفسکی V.K.، تمام حالت های عملیاتی را نشان می دهد که وقتی قدرت میدان الکتریکی در نزدیکی رشته آشکارساز پر از گاز افزایش می یابد. اطلاعاتی که امکان اجرای اختراع را تایید می کند. محفظه‌های پر از گاز حاوی سیم‌های رسانای جریان (نخ‌ها) که در دو صفحه موازی با یکدیگر قرار دارند، به طور گسترده در آزمایش‌های فیزیکی استفاده می‌شوند (مواد کارگاهی در مورد روش اتاق‌های متناسب، دوبنا، 27-30 مارس 1973، ص. 102 - 103 و شکل 1 در صفحه 103). مدل مشابهی به درخواست نویسنده در آزمایشگاه مسائل هسته‌ای JINR ساخته شد که توسط نویسنده آزمایش شد و در حال حاضر در MEPhI قرار دارد. استفاده گسترده از محفظه های سیمی در فیزیک و فناوری، امکان اجرای این اختراع را تایید می کند.

مطالبه

روشی برای اندازه گیری رادیواکتیویته هوای اتمسفر، که شامل گرفتن نمونه هوا در یک ظرف، اندازه گیری آن در یک دوره زمانی معین با استفاده از آشکارساز تعداد پالس های ذرات آلفا، که رادیواکتیویته هوا را تعیین می کند، است. که یک میدان الکتریکی در حجم ظرف بین دو صفحه موازی ایجاد می شود، سیستم های رزوه ای با قطر 10 تا 100 میکرون هر کدام، و در یک صفحه همه رشته ها دارای بار مثبت و در دیگری - منفی هستند. در طول زمان اجرای روش، قدرت میدان الکتریکی کافی برای وقوع یونیزاسیون در نزدیکی هر نخ توسط برخورد الکترون ایجاد کنید و به تعداد تکانه های الکتریکی از ذرات آلفا، که به طور جداگانه در نزدیکی رشته های دارای بار مثبت و نزدیک به رشته های دارای بار منفی ثبت شده اند، تعیین کنید. رادیواکتیویته هوا و ناخالصی های رادیواکتیو موجود در آن.

اختراعات مشابه:

این اختراع مربوط به تکنیک‌هایی برای استفاده از پرتوهای الکترونی شتاب‌دار است، یعنی سیستم‌هایی برای نظارت بر پرتوهای الکترونی شتاب‌دهنده‌ها، و برای استفاده در درجه اول در پزشکی، در دستگاه‌هایی برای پرتودرمانی در نظر گرفته شده است.

این اختراع مربوط به تکنیک‌هایی برای اندازه‌گیری پرتوهای یونیزه است و می‌تواند در دستگاه‌های تابشی و دزیمتری یا در سیستم‌های کنترل راکتورهای هسته‌ای استفاده شود که در آن‌ها، تنظیم دقیق جبران‌سازی با تغییر درجه اشباع جریان در جبران‌سازی انجام می‌شود. در هنگام تنظیم پتانسیل الکترود ولتاژ بالا، کاهش درجه اشباع کمتر از 100 درصد، خطی بودن ویژگی های عملکرد محفظه یونیزاسیون را مختل می کند در جهات مخالف متصل شده و توسط سطوح الکترودهای فشار قوی و کنترل و الکترود جمع کننده ای که بین آنها قرار داده شده است، تشکیل شده است.

به منظور ایجاد امکان دریافت تابش خارجی توسط بدن و تعیین کمیت آن، با در نظر گرفتن خطر ابتلا به یک یا درجه دیگری از بیماری تشعشع مرتبط با تشعشع، روش‌های دزیمتری تشعشع هم در محیط و هم در رابطه با یک فرد انجام می‌شود.

در شرایط احتمال قرار گرفتن در معرض تابش، به منظور اطمینان از این واقعیت و تعیین دوز گاما و اشعه ایکس دریافتی در یک دوره زمانی معین، روشی برای کنترل عکاسی فردی با استفاده از فیلم های عکاسی پیشنهاد شده است. شخص یک نوار کاست کوچک با فیلم حساس عکاسی می پوشد که تحت تأثیر تشعشع سیاه می شود. درجه سیاه شدن بستگی به دوز تابش دارد و با آن افزایش می یابد. با اندازه گیری میزان سیاه شدن فیلم در مدت زمان معین می توان دوز دریافتی را تعیین کرد.

یکی دیگر از روش های نظارت شخصی استفاده از محفظه های کوچک یونیزاسیون قابل حمل است. دوربین‌هایی که از قبل شارژ می‌شوند، وقتی در شرایط تشعشع استفاده می‌شوند، شارژ خود را از دست می‌دهند. بر اساس کاهش بار در یک زمان معین، می توان مقدار دوز دریافتی را محاسبه کرد.

دوز دریافتی تابش نوترون با درجه فعالیت ناشی از نوترون تعیین می شود. تحت تأثیر نوترون ها، بسیاری از عناصر تشکیل دهنده آنها در بافت ها فعال می شوند: سدیم، فسفر، کلر، گوگرد، کربن، کلسیم و غیره. بیشترین دوز توسط تابش سدیم و فسفر تولید می شود.

برای تعیین دوز نوترون ها، محاسبه می شود که چه بخشی از سدیم و فسفر در بدن، که محتوای آن کمی متفاوت است، تحت تأثیر نوترون ها فعال شده است. تعیین با خون و ادرار انجام می شود. غلظت سدیم و فسفر به صورت شیمیایی در حجم دقیق زیرلایه تعیین می شود. بستر خشک می شود، سوزانده می شود و باقی مانده خشک روی هدف اعمال می شود. با استفاده از شمارنده بتا، درجه فعالیت به دست آمده با در نظر گرفتن فعالیت خاص و غلظت سدیم و فسفر در بستر تعیین می شود.

چند ساعت پس از تابش نوترون، فعالیت القا شده عمدتاً به دلیل سدیم است که ذرات بتا و پرتوهای گاما را ساطع می کند. با نیمه عمر کمی سدیم فعال (15 ساعت)، تنها پس از چند ساعت از ارزش این ایزوتوپ کاسته می شود و فعالیت عمدتاً به دلیل فسفر است که نیمه عمر آن 14.3 روز است.

از آنجایی که فردی که تحت تابش نوترون قرار می گیرد به منبع تابش گاما تبدیل می شود، دوز نوترون را نیز می توان از شدت این تابش تعیین کرد که با شمارنده های بزرگی که در اطراف بدن قربانی قرار دارند اندازه گیری می شود. هنگام ارزیابی دوز دریافتی، زمان سپری شده از تابش تا مطالعه در نظر گرفته می شود، زیرا درجه فعالیت القایی به طور مداوم کاهش می یابد.

پس از ورود مواد فعال به بدن و ته نشین شدن، این مواد می توانند تا حدی به صورت مخفیانه و مدفوعی دفع شوند، جایی که می توان وجود آنها را با روش شیمیایی خاص (اگر این مواد در شرایط طبیعی برای بدن بیگانه باشند)، یا توسط فعالیتی که در زیرلایه های زیستی مورد مطالعه ایجاد می کنند. مدفوع و ادرار اغلب مورد بررسی قرار می گیرند. مواد فعال می توانند آلفا، بتا و گاما باشند.

تشعشعات گاما از بدن انسان را می توان با روشی که برای تعیین دوز نوترون دریافتی استفاده می شود، تعیین کرد. فعالیت ادرار و مدفوع پس از خشک کردن و سوزاندن بستر، اعمال آن بر روی هدف و اندازه گیری آن با استفاده از شمارنده های آلفا و بتا تعیین می شود.

با این حال، نمی توان انتظار روابط دقیق و ثابتی بین محتوای ماده موجود در بدن و مقدار دفع آن داشت.

برخی از ایزوتوپ‌های فعال را می‌توان با اندازه‌گیری فعالیت در خون تعیین کرد اگر این مواد که به طور مساوی در تمام اندام‌ها توزیع می‌شوند، رابطه شناخته‌شده‌ای بین محتوای آنها در بدن و غلظت خون (سدیم، کربن، گوگرد) تعیین کنند.

اگر مواد فعال یا محصولات تجزیه آنها به صورت گازی از طریق ریه ها آزاد شود، وجود آنها را می توان با اندازه گیری فعالیت خاص هوای بازدمی با استفاده از یک محفظه یونیزاسیون متصل به دستگاهی که جریان یونیزاسیون را اندازه گیری می کند، تشخیص داد.

فعالیت های بسیار کم در آماده سازی را می توان با استفاده از صفحات حساس لایه ضخیم تعیین کرد. این دارو روی امولسیون عکاسی اعمال می شود و پس از قرار گرفتن در معرض مناسب و توسعه صفحه در امولسیون، مناطق سیاه شده - خطوط ناشی از عمل حرکت ذرات باردار فعال (آهنگ) کشف می شود.

ذرات آلفا مسیرهای کوتاه، ضخیم و مستقیم ایجاد می کنند، در حالی که الکترون ها (ذرات بتا) مسیرهای نازک تر، طولانی تر و منحنی ایجاد می کنند. صفحات زیر میکروسکوپ با بزرگنمایی 200-600 برابر بررسی می شوند.

این اختراع مربوط به فیزیک و فناوری هسته ای است و می توان از آن برای ایجاد آشکارسازهایی استفاده کرد که رادیواکتیویته محیطی را نظارت می کنند. ماهیت اختراع: این روش شامل تشخیص ذرات آلفا به دلیل یونیزاسیون ضربه در نزدیکی الکترود مرکزی یک آشکارساز استوانه‌ای پر از هوای جوی است. 3 حقوق پرواز.

اختراع حاضر مربوط به فیزیک و فناوری هسته ای است و می تواند برای ایجاد آشکارسازهایی برای نظارت بر رادیواکتیویته محیطی استفاده شود. یک روش شناخته شده برای تعیین فعالیت گاز شامل اندازه گیری تعداد ذرات آلفای ساطع شده در نتیجه تجزیه محصولات دختر رادون جمع آوری شده روی یک فیلتر از یک جسم تمیز شده مداوم است. عیب این روش نیاز به استفاده از دمنده است که عملکرد روش را پیچیده می کند. نزدیکترین راه حل فنی (نمونه اولیه) روشی برای تعیین غلظت رادون و محصولات دختر آن در هوا و وسیله ای برای اجرای آن است در آن، پالس های الکتریکی را با تمایز آنها از نظر دامنه و شکل ثبت کنید. عیب این روش نیاز به استفاده از تجهیزات پیچیده رادیویی است. روش پیشنهادی از این جهت متفاوت است که از یک آشکارساز یونیزاسیون استوانه ای استفاده می شود، یک پتانسیل ثابت به الکترود مرکزی اعمال می شود، و شدت میدان الکتریکی برای انجام یونیزاسیون ضربه کافی تنظیم می شود، شعاع r الکترود خارجی بسته به محدوده انتخاب می شود. از ذرات آلفا R از محصولات دختر رادون که برای مدت زمان معینی ثبت شده است، تعداد ذرات آلفا که از ناحیه یونیزاسیون ضربه عبور می کنند و از آن با در نظر گرفتن حجم آشکارساز، رادیواکتیویته هوای اتمسفر محاسبه می شود. مشخص. طبق ادعای 1 فرمول اختراع، یک پتانسیل مثبت به الکترود داخلی اعمال می شود و ذرات آلفا در r>R ثبت می شوند. ذرات آلفا محصولات دختر رادون روی الکترود خارجی رسوب می‌کنند و ثبت نمی‌شوند، زیرا شعاع الکترود خارجی بزرگ‌تر از محدوده ذرات آلفا انتخاب می‌شود، در نتیجه به ناحیه یونیزاسیون ضربه‌ای که وجود دارد نمی‌رسند. نزدیک رشته ذرات آلفا تولید شده توسط رادون از ناحیه یونیزاسیون ضربه عبور می کنند. بنابراین، آشکارساز تنها رادیواکتیویته رادون و ذرات معلق در هوا با بار منفی را ثبت می کند. با پتانسیل منفی الکترود داخلی، کل حجم آشکارساز به ذرات آلفا حساس است، بنابراین ذرات آئروسل، محصولات دختر رسوب‌شده روی الکترود مرکزی و رادون را شناسایی می‌کند. شکل و دامنه پالس های الکتریکی ذرات آلفا که از سطح الکترود مرکزی بیرون می آیند با ذرات آلفای ثبت شده از حجم آشکارساز متفاوت است. این اجازه می دهد تا آنها را به طور جداگانه ثبت نام کنید. طبق بند 3 ادعاها، یک پتانسیل منفی به الکترود مرکزی اعمال می شود، شعاع الکترود بیرونی کمتر از محدوده ذرات آلفا محصولات دختر رادون و تعداد پالس های الکتریکی ایجاد شده توسط رادون و تعداد پالس های الکتریکی ایجاد شده توسط محصولات دختر آن در یک دوره معین به طور جداگانه ثبت می شود. برای تعیین غلظت رادون در هوای اتمسفر، ابتدا هوا از ذرات معلق در هوا و محصولات تجزیه رادون تصفیه می شود.

مطالبه

1. روشی برای اندازه‌گیری رادیواکتیویته هوا با شمارش ذرات آلفای تشکیل‌شده در حجم آشکارساز یونیزاسیون استوانه‌ای با الکترودهای داخلی و خارجی پر از هوای اتمسفر، که مشخصه آن این است که در نزدیکی الکترود داخلی ناحیه‌ای ایجاد می‌شود که در آن قدرت میدان الکتریکی کافی است. برای انجام یونیزاسیون ضربه ای که توسط میدان الکتریکی رسوب می کند، محصولات دختر رادون و ذرات آئروسل روی الکترودها اعمال می شود، ذرات آلفا که از ناحیه یونیزاسیون ضربه عبور می کنند، ثبت می شوند و با تعداد آنها در یک دوره زمانی معین، حجم آشکارساز و نسبت انتخاب شده r/R را در نظر بگیرید، جایی که r شعاع الکترود خارجی است، R محدوده ذرات آلفا رادیواکتیویته هوا را تعیین می کند. 2. روش طبق ادعای 1، مشخص می شود که یک پتانسیل مثبت به الکترود داخلی آشکارساز یونیزاسیون اعمال می شود، و ثبت ذرات آلفا در r > R انجام می شود. 3. روش مطابق ادعای 1، مشخص می شود. به این ترتیب که پتانسیل منفی و ذرات آلفا در r ثبت می شوند< R, при этом дополнительно регистрируют альфа-частицы, не проходящие через область ударной ионизации. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что атмосферный воздух предварительно очищают от аэрозолей и продуктов распада радона и дополнительно определяют концентрацию радона в воздухе.

تایپ کنید

یا

روش اندازه گیری رادیواکتیویته هوا رادیواکتیویته طبیعی هوا روش های نمونه برداری از هوا و روش های تعیین رادیواکتیویته خاص

مطالبه

پست های مرتبط: