Главная » Мебель » Способ измерения радиоактивности воздуха. Естественная радиоактивность воздуха.способы отбора проб воздуха и методы определения удельной радиоактивности воздуха Методы измерения радиоактивности

Способ измерения радиоактивности воздуха. Естественная радиоактивность воздуха.способы отбора проб воздуха и методы определения удельной радиоактивности воздуха Методы измерения радиоактивности

Радиоактивность препаратов можно определить абсолютным, расчетным и относительным (сравнительным) методом. Последний наиболее распространен.

Абсолютный метод. Тонкий слой исследуемого материала наносится на специальную тончайшую пленку (10-15 мкг/см²) и помещается внутрь детектора, в результате чего используется полный телесный угол (4) регистрации вылетающих, например, бета-частиц и достигается почти 100% эффективность счета. При работе с 4-счетчиком не нужно вводить многочисленные поправки, как при расчетном методе.

Активность препарата выражается сразу в единицах активности Бк, Кu, мКu и т.д.

Расчётным методом определяют абсолютную активность альфа и бета излучающих изотопов с применением обычных газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков.

В формулу для определения активности образца введен ряд поправочных коэффициентов, учитывающих потери излучения при измерении.

А = N /  q  r  m  2,22  10 ¹²

A - активность препарата в Кu;

N - скорость счета в имп/мин за вычетом фона;

 - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол);

-поправка на разрешающее время счетной установки;

-поправка на поглощение излучения в слое воздуха и в окне (или стенке) счетчика;

-поправка на самопоглощение в слое препарата;

q -поправка на обратное рассеяние от подложки;

r - поправка на схему распада;

-поправка на гамма-излучение при смешанном бета-, гамма-излучении;

m - навеска измерительного препарата в мг;

2,22  10 ¹² - переводной коэффициент от числа распадов в минуту к Ки (1Ки = 2,22*10¹²расп/мин).

Для определения удельной активности необходимо активность приходящуюся на 1 мг перевести на 1 кг.

Ауд = А*10 6 , (К u /кг)

Препараты для радиометрии могут быть приготовлены тонким, толстым или промежуточным слоем исследуемого материала.

Если исследуемый материал имеет слой половинного ослабления - 1/2,

то тонкие - при d<0,11/2, промежуточные - 0,11/2толстые (толстослойные препараты) d>41/2.

Все поправочные коэффициенты сами в свою очередь зависят от многих факторов и в свою очередь рассчитываются по сложным формулам. Поэтому расчетный метод очень трудоемок.

Относительный (сравнительный) метод нашел широкое применение при определении бета-активности препаратов. Он основан на сравнении скорости счета от эталона (препарат с известной активностью)со скоростью счета измеряемого препарата.

При этом должны быть полностью идентичные условия при измерении активности эталона и исследуемого препарата.

Апр = Аэт* N пр/ N эт , где

Аэт -активность эталонного препарата, расп/мин;

Апр -радиоактивность препарата (пробы), расп/мин;

Nэт-скорость счета от эталона, имп/мин;

Nпр -скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

В паспортах на радиометрическую и дозиметрическую аппаратуру указано обычно с какой погрешностью производятся измерения. Предельная относительная погрешность измерений (иногда ее называют основной относительной погрешностью) указывается в процентах, например,  25%.Для разных типов приборов она может быть от  10% до90% (иногда указывается отдельно погрешность вида измерения для разных участков шкалы).

По предельной относительной погрешности ± % можно определить предельную абсолютную погрешность измерения. Если сняты показания прибора А, то абсолютная погрешностьА=А/100. (Если А=20 мР, а=25%, то реально А= (205)мР. Т.е. в пределах от15до25мР.

Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы сцинтиляционного детектора.

Радиоактивные излучения могут быть обнаружены (выделены, детектированы) с помощью специальных устройств - детекторов, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучении с веществом.

Виды детекторов: ионизационные, сцинтиляционные, фотографические, химические, калориметрические, полупроводниковые и др.

Наибольшее распространение получили детекторы основанные на измерении прямого эффекта взаимодействия излучения с веществом - ионизации газовой среды, Это: - ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

- счетчики Гейгера-Мюллера (газоразрядные счетчики) ;

- коронные и искровые счетчики,

а также сцинтилляционные детекторы.

Сцинтиляционный (люминисцентный) метод регистрации излучений основан на свойстве сцинтилляторов испускать видимое световое излучение (световые вспышки - сцинтилляции) под действием заряженных частиц, которые преобразуются фотоэлектронным умножителем в импульсы электрического тока.

Катод Диноды Анод Сцинтилляционный счетчик состоит из сцинтиллятора и

ФЭУ. Сцинцилляторы могут быть органические и

неорганические, в твердом, жидком или газовом

состоянии. Это йодистый литий, сернистый цинк,

йодистый натрий, монокристаллы анграцена, и др.

100 +200 +400 +500 вольт

Работа ФЭУ: - Под действием ядерных частиц и гамма квантов

в сцинтилляторе возбуждаются атомы и испускают кванты видимого цвета - фотоны.

Фотоны бомбардируют катод и выбивают из него фотоэлектроны:

Фотоэлектроны ускоряются электрическим полем первого динода, выбивают из него вторичные электроны, которые ускоряются полем второго динода и т. д., до образования лавинного потока электронов попадающих на катод и регистрирующихся электронной схемой прибора. Эффективность счета сцинтилляционных счетчиков достигает 100%.Разрешающая способность значительно выше чем в ионизационных камерах(10 в-5-й - !0 в-8-й против 10¯³в ионизационных камерах). Сцинтиллиционные счетчики находят очень широкое применение в радиометрической аппаратуре

Радиометры, назначение, классификация.

По назначению.

Радиометры - приборы, предназначенные для:

Измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения;

Определения плотности потока или интенсивности ионизирующих частиц и квантов;

Поверхностной радиоактивности предметов;

Удельной активности газов, жидкостей, твердях и сыпучих веществ.

В радиометрах в основном используются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы.

Они подразделяются на переносные и стационарные.

Как правило они состоят из: -детектора-датчика импульсов;-импульсного усилителя;-пересчетного прибора;-электромеханического или электронного нумератора;-источника высокого напряжения для детектора;-источника питания для всей аппаратуры.

В порядке совершенствования выпускались: радиометры Б-2, Б-3, Б-4;

декатронные радиометры ПП-8, РПС-2; автоматизированные лаборатории "Гамма-1", "Гамма-2”, "Бета-2"; снабжённые ЭВМ, позволяющие просчитывать до нескольких тысяч образцов проб с автоматической распечаткой результатов. Широко используются установки ДП-100, радиометры КРК-1, СРП-68-01.

Указать назначение и характеристики одного из приборов.

Дозиметры, назначение, классификация.

Промышленностью выпускается большое количество типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, которые могут быть классифицированы:

По способу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные и др.);

По виду регистрируемого излучения (,,,n,p)

Источнику питания (сетевые, батарейные);

По месту применения (стационарные, полевые, индивидуальные);

По назначению.

Дозиметры - приборы, измеряющие экспозиционную и поглощенную дозу (или мощность дозы) излучения. В основном состоят из детектора, усилителя и измерительного устройства, Детектором может служить ионизационная камера, газоразрядный счетчик или сцинтилляционный счетчик.

Подразделяются на измерители мощности дозы - это ДП-5Б, ДП-5В, ИМД-5, и индивидуальные дозиметры - измеряют дозу излучения за промежуток времени. Это ДП-22В, ИД-1, КИД-1, КИД-2 и др. Они являются карманными дозиметрами, часть из них - прямопоказывающие.

Существуют спектрометрические анализаторы (АИ-З, АИ-5, АИ-100) - позволяющие автоматически определять радиоизотопный состав любых образцов (например, почв).

Имеется также большое количество сигнализаторов о превышении радиационного фона, степени загрязненности поверхностей. Например, СЗБ-03 и СЗБ-04 сигнализируют о превышении величины загрязненности рук бета-активными веществами.

Указать назначение и характеристики одного из приборов

Оснащение радиологического отдела ветлаборатории. Характеристика и работа радиометра СРП-68-01.

Табельное оснащение радиологических отделов областных ветбаклабораторий и специальных районных или межрайонных радиологических групп (при районных ветбаклабораториях)

Радиометр ДП-100

Радиометр КРК-1 (РКБ-4-1ем)

Радиометр СРП 68-01

Радиометр “Бересклет”

Радиометр - дозиметр -01Р

Радиометр ДП-5В (ИМД-5)

Комплект дозиметров ДП-22В (ДП-24В).

Лаборатории могут оснащаться и другими типами радиометрической аппаратуры.

Большинство из указанных выше радиометров и дозиметров имеется на кафедре в лаборатории.

Периодизация опасностей при аварии на АЭС.

В ядерных реакторах используется внутриядерная энергия, выделяющаяся при цепных реакциях деления U-235 и Pu-239. При цепной реакции деления, как в ядерном реакторе, так и в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов. В атомном реакторе цепная реакция управляема, и ядерное топливо (U-235) “выгорает” в нём постепенно в течение 2-х лет. Продукты деления – радиоактивные изотопы –накапливаются в ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент). В реакторе атомный взрыв произойти ни теоретически, ни практически не может. На ЧАЭС в результате ошибок персонала и грубого нарушения технологии произошёл тепловой взрыв, и р/а изотопы две недели выбрасывались в атмосферу, разносились ветрами по разным направлениям и, оседая на обширных территориях, создали пятнистое загрязнение местности. Из всех р/а изотопов наиболее биологически опасными оказались: Йод-131 (I-131) – с периодом полураспада (Т 1/2) 8 суток, Стронций - 90 (Sr-90) - Т 1/2 -28 лет и Цезий - 137 (Сs-137) - Т 1/2 -30 лет. На ЧАЭС в результате аварии было выброшено 5% топлива и накопившихся радиоактивных изотопов это - 50 МКи активности. По цезию-137 это эквивалентно 100 шт. 200 Кт. атомных бомб. Сейчас в мире более 500 реакторов, и ряд стран на 70-80 % обеспечивает себя электроэнергией за счёт АЭС, в России 15%. С учётом исчерпания в обозримом будущем органических запасов топлива основным источником энергии будет атомная.

Периодизация опасностей после аварии на ЧАЭС:

1. период острой йодной опасности (йод - 131) в течение 2-3 месяцев;

2. период поверхностного загрязнения (коротко и среднеживущие радионуклиды) - до конца 1986г.;

3. период корневого поступления (Сs-137, Sr-90) - с 1987 года на 90-100 лет.

Естественные источники ионизирующих излучений. Космическое излучение и природные РВ. Доза от ЕРФ.

Фотоэффект Комптон-эффект Образование пар

2. При комптоновском рассеянии гамма-квант передает часть своей энергии одному из внешних электронов атома. Этот электрон отдачи, приобретая значительную кинетическую энергию, затрачивает её на ионизацию вещества (это уже вторичная ионизация, т.к. g-квант, выбив электрон уже произвёл первичную ионизацию).

g-квант после соударения теряет значительную часть энергии и изменяет своё направление движения, т.е. рассеивается.

Эффект Комптона наблюдается в широком интервале энергий гамма-квантов (0,02-20 Мэв).

3. Обраазование пар. Гамма-кванты, проходящие вблизи ядра атома и имеющие энергию не менее 1,02 МэВ, под действием поля атомного ядра превращаются в две частицы алектрон и позитрон. Часть энергии гамма-кванта превращается в эквивалентную массу двух частиц (по соотношению Эйнштейна Е=2me*C²= 1,02 Мэв ). Оставшаяся энергия гамма-кванта передается возникшим электрону и позитрону в виде кинетической энергии. Образовавшийся электрон ионизирует атомы и молекулы, а позитрон аннигилирует с каким-либо из электронов среды, образуя два новых гамма-кванта, обладающих энергией по 0,51 МэВ. Вторичные гамма-кванты расходуют свою энергию на комптон-эффект, а затем на фотоэффект. Чем выше энергия гамма-квантов и плотность вещества, тем вероятнее процесс образования пар. Поэтому для защиты от гамма-лучей используют тяжелые металлы, например, свинец.

Рентгеновские лучи взаимодействуют с веществом аналогично за счет этих же трёх эффектов.

Характеристическое и тормозное рентгеновское излучение. Отличия и сходства рентгеновского и гамма-излучения. Закон ослабления гамма-излучения.

Характеристическое тормозное излучение возникает в результате возбуждения атома, когда электроны перешедшие на внешнюю орбиту возвращаются на орбиту ближайшую к ядру и отдают при этом избыток энергии в виде характеристического рентгеновского излучения (частота его характерна для каждого химического элемента) . В рентгеновских аппаратах используется характеристическое рентгеновское излучение. При взаимодействии бета-частиц (электронов) с веществом кроме ионизации атомов этого вещества, бета-частицы (электроны) ,взаимодействуя с положительным зарядом ядер, искривляют свою траекторию (тормозятся) и при этом теряют свою энергию в виде тормозного рентгеновского излучения.

Гамма-лучи испускаются из ядер р/а изотопов при их распаде, а рентгеновские лучи возникают при переходах электронов в пределах электронных оболочек атома, Частота гамма-лучей выше частоты рентгеновских лучей, а проникающая способность в веществе и эффекты взаимодействия примерно одинаковы.

Чем толще слой поглотителя, тем больше будет ослаблен проходящий через него поток гамма-лучей.

Для каждого материала экспериментально установлен слой половинного ослабления D1/2 (это толщина любого материала вдвое, ослабляющего гамма-излучение.)

Он равен для воздуха -190м, дерева-25см, биологическая ткань-23см, грунт -14см, бетон -10см, сталь-3см, свинец-2см. (D1/2 » r /23)

Рассуждая аналогично, как и при выводе закона р/а распада, получим:

D/D1/2 -D/D1/2 - 0,693D/D1/2

I = Iо / 2 илиI = Iо * 2 (другой вид записи I = Iоe)

где: I - интенсивность гамма-лучей после прохождения слоя поглотителя толщиной D ;

Iо - начальная интенсивность гамма-лучей.

10. Задачи дозиметрии и радиометрии. Внешнее и внутреннее облучение организма. Соотношение между активностью и дозой, создаваемой их гамма-излучением. Методы защиты от локальных источников излучений .

Дозиметрия - это количественное и качественное определение величин, характеризующих действия ионизирующего излучения на вещество с использованием различных физических методов и применением специальной аппаратуры.

Радиометрия - разрабатывает теорию и практику измерения радио -активности и идентификацию радиоизотопов.

Биологическое действие рентгеновского и ядерных излучений на организм обусловлено ионизацией и возбуждением атомов и молекул биолог-ской среды.

A ¾¾¾® Б.объект

b ¾¾¾® Ионизация

G ¾¾¾® пропорциоеально ¾¾¾®g

n ¾¾¾® поглощённой энергии ¾¾¾® n

r ¾¾¾® излучения ¾¾¾® r (рентгеновское излучение)

Доза излучения - это величина энергии ионизирующего излучения, поглощённая в единице объема (массы) облучаемого вещества.

Облучение от внешних р/а источников называют внешним облучением. Облучение от РВ, попавших в организм с воздухом, водой, пищей создаёт внутреннее облучение.

Используя значение Кg (величина гамма-постояннай приведена в справочниках для всех р/а изотопов) можно определить мощность дозы точечного источника любого изотопа.

Р = Кg · А / R² ,где

Р - мощность экспозиционной дозы, Р/ч

Кg - ионизационная постоянная изотопа, Р/ч· см² / мКu

А - активность, мКu

R - расстояние, см.

От локальных источников р/а излучений можно защититься экранированием, увеличением расстояния до источника и уменьшением времени его воздействия на организм.

11. Доза и мощности дозы. Единицы измерения экспозиционной, поглощённой, эквивалентной, эффективной дозы.

Доза излучения - это величина энергии ионизирующего излучения, поглощённая в единице объема (массы) облучаемого вещества. В литературе, документах МКРЗ (международная комиссия по радиационной защите), НКРЗ (национальный комитет России) и НКДАР (научный комитет по действию атомной радиации при ООН) различают понятия:

- Экспозиционная доза (ионизирующая способность рентгеновских и гамма лучей в воздухе) в рентгенах; Рентген (Р) - экспозиционная доза рентгеновского или g-излучения (т.е. фотонного излучения), создающая в 1 см³ воздуха два миллиарда пар ионов. (В рентгенах измеряют экспозицию источника, поле излучения,как говорят радиологи падающее излучение).

- Поглощенная доза - энергия ионизирующего излучения, поглощенная тканями организма в пересчете на единицу массы в Радах и Греях;

Рад (радиацион абсорбет доза - англ.) - поглощенная доза любого вида ионизирующего облучения, при которой в 1 г массы вещества поглощается энергия равная 100 эрг. (В 1 г разной по составу биологической ткани поглощается разное количество энергии.)

Доза в радах = дозе в рентгенах, умноженной на к-т, отражающий энергию излучения и род поглощающей ткани. Для воздуха: 1рад = 0,88 рентг;

для воды и мягких тканей 1рад=0,93Р (в практике принимают 1рад=1Р)

для костных тканей 1рад = (2-5)Р

В системе Си принята единица Грей (в 1 кг массы поглощается 1 Дж энергии излучения). 1Гр=100 рад (100Р)

- Эквивалентная доза - поглощенная доза, умноженная на коэффициент, отражающий способность данного вида излучения повреждать ткани организма в Бэрах и Зивертах. БЭР (биологический эквивалент рентгена)- это доза любого ядерного излучения, при которой в биологической среде создается такой же биологический эффект, как при дозе рентгеновского или гамма-излучения в 1 рентген. Д в бэрах = Д в рентг.*ОБЭ . ОБЭ - коэффициент относительной биологической эффективности или коэффициент качества (КК)

Для b, g и рентг. излучения ОБЭ (КК) = 1; для a и протонов = 10;

медленные нейтроны = 3-5; быстрые нейтроны = 10.

Зиверт(Зв) - это эквивалентная доза любого вида излучения, поглощённая в 1кг биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощённая доза в 1Гр фотонного излучения. 1Зв = 100 бэр (и = 100Р)

- Эффективная эквивалентная доза - эквивалентная доза, умноженная на коэффициент, учитывающий разную чувствительность различных тканей к облучению, в Зивертах.

Коэффициенты радиационного риска для разных тканей (органов) человека, рекомендованные МКРЗ: (например 0,12 - красный костный мозг, 0,15 - молочная железа 0,25 - семенники или яичники;) Коэффициент показывает долю приходящуюся на отдельный орган при равномерном облучении всего тела

В биологическом плане важно знать не просто дозу излучения, полученную каким-либо объектом, а дозу, полученную в единицу времени.

Мощность дозы - это доза излучения, отнесенная к единице времени.

Д = Р / t Например, Р/час, мР/час, мкР/чаc, мкЗв/ч, мБэр/мин, Гр/с и т. д.

О мощности поглощенной дозы говорят как о приращении дозы в единицу времени.

12 Характеристика a-,d-частиц и g-излучения.

Свойства разных видов ионизирующих излучений рассмотрим в виде таблицы.

Вид излучений	Что представляет	Заряд	Масса	Энергия МэВ	Скорость	Ионизация в воздухе на 1 см пути	Величина пробега …в: Воздухе Биологич. Металле Ткани
a	Поток ядер гелия	Два эл. Положит.заряда ÅÅ	4 аем	2 – 11	10-20 тысяч км/час	100-150 тысяч пар ионов	2 – 10 см	Доли мм (~0,1мм)	Сотые доли Мм
b	Поток Электронов	Элементарный отр. Заряд(-)	0,000548 аем	0 – 12	0,3-0,99 скорости света (С)	50-100 пар ионов	До 25 метров	До 1 см	Несколько мм.
g	Эл-мгн. Излуч. l<10 -11 м (в.свет 10 -7 м)	Не имеет	g-квант имеет массу покоя =0	От кэВ до нескольких МэВ	С 300000 км/сек	Слабая	100-150 метров	метры	Десятки см.

13. Характеристика р/а загрязнения при аварии на АЭС.

Йод-131 Стронций - 90 (Sr-90) - Т 1/2 -28 лет и Цезий - 137

Зонирование после аварии (по загрязнению почвы Сs-137 и годовой дозе) :

Зона отчуждения (отселения) - более 40 Ки/км².(доза более 50 мЗв/год);

Зона отселения (добровольного) – от 15 до 40 Ки/км². (доза 20 - 50 мЗв/год);

Зона ограниченного проживания (с временным отселением беременных женщин и детей) 5 - 15 Ки/км². (доза от 5 до 20 мЗв/год);

Зона радиационного контроля (зона проживания с льготным социально-экономическим статусом) 1-5 Ки/ км² (доза от 1 до 5 мЗв/год).

В РФ от аварии на ЧАЭС частичное радиоактивное загрязнение (более 1 Ки/км 2) получили 15 областей (Брянская, Курская, Калужская, Тульская, Орловская, Рязанская и др.- от 1 до 43% территории).

По законодательству РФ население, проживающее на землях с заражением (по цезию) более 1 Ки/км² имеет право на минимальные льготы

14. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы ионизационной камеры.

ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

Принципиальная схема работы ионизационного детектора.

Эта камера заполненная воздухом или инертным газом, в которой расположены два электрода (катод и анод), создающие электрическое поле.

Сухой воздух или газ являются хорошими изоляторами и не проводят электрический ток. Но заряженные частицы альфа и бета, попав в камеру, производят ионизацию газовой среды, а гамма-кванты сначала образуют в стенках камеры быстрые электроны (фотоэлектроны, комптон-электроны, электронно-позитронные пары), которые также ионизируют газовую среду. Образовавшиеся положительные ионы движутся к катоду, отрицательные к аноду. В цепи возникает ионизационный ток, пропорциональный количеству излучения.

Ионизационный ток при одной и той же величине ионизирующего излучения сложным образом зависит от напряжения приложенного к электродам камеры. Эта зависимость называется вольтамперной характеристикой ионизационного детектора.

Ионизационная камера применяется для измерения всех типов ядерных излучений. Конструктивно оформляются плоскими, цилиндрическими, сферическими, напёрстковыми с объемом от долей см³ до 5 литров. Заполнены обычно воздухом. Материал камеры - плексиглас, бакелит, полистирол, может быть алюминий. Широко используются в индивидуальных дозиметрах (ДК-0,2; КИД-1, КИД-2, ДП-22В, ДП-24 и др.).

15. Характеристика р/а загрязнения при ядерном взрыве.

При цепной реакции деления, U-235 и Pu-239 в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов При ядерном взрыве цепная реакция деления проходит мгновенно во всей массе делящегося вещества, и образовавшиеся р/а изотопы выбрасываются в атмосферу, а затем выпадают на местности в виде протяжённого радиоактивного следа.

Вся область радиоактивного заражения местности по степени заражения делится на 4 зоны, границы которых характеризуются дозами радиации за время полного распада – Д ∞ в Рентгенах и уровнями радиации на 1 час после взрыва Р 1 в Р/ч.

Рис. 2.1. Зоны радиоактивного заражения при ядерном взрыве

Названия зон (в скобках величины Р 1 (Р/ч), Д ∞ (Р)): А – умеренного заражения (8 Р/ч, 40 Р), Б – сильного (80 Р/ч, 400 Р), В – опасного (240 Р/ч, 1200 Р), Г - чрезвычайно опасного заражения (800 Р/ч, 4000 Р).

В справочниках приведены размеры зон в зависимости от мощности взрыва и скорости ветра в верхних слоях атмосферы - указана длина и ширина каждой зоны в км. Вообще, местность считается зараженной, если уровень радиации составляет 0,5 Р/ч - в военное время и 0,1мР/ч в мирное время (естественный радиационный фон в Ярославле - 0,01 мР/ч ,)

Вследствие распада РВ постоянно происходит снижение уровня радиации, по соотношению

Р t = Р 1 t – 1,2

Рис. 2.2. Снижение уровня радиации на следе ядерного взрыва

Графически это круто падающая экспонента. Анализ этого соотношения показывает, что при семикратном увеличении времени уровень радиации снижается в 10 раз. Спад радиации после аварии на ЧАЭС происходил значительно медленнее

Для всех возможных ситуаций уровни радиации и дозы рассчитаны и сведены в таблицы.

Для с/х производства радиоактивное заражение местности представляет наибольшую опасность, т.к. люди, животные и растения подвергаются не только внешнему гамма-облучению, но и внутреннему при попадании РВ внутрь организма с воздухом водой и пищей. У незащищённых людей и животных в зависимости от полученной дозы может возникнуть лучевая болезнь, а с/х растения замедляют рост, снижают урожайность и качество продукции растениеводства, а при тяжёлых поражениях происходит гибель растений.

16. Основные методы измерения радиоактивности (абсолютный, расчетный и относительный (сравнительный) Эффективность счетчика. Счётная (рабочая) характеристика.

Абсолютный метод. Тонкий слой исследуемого материала наносится на специальную тончайшую пленку (10-15 мкг/см²) и помещается внутрь детектора, в результате чего используется полный телесный угол (4p) регистрации вылетающих, например, бета-частиц и достигается почти 100% эффективность счета. При работе с 4p-счетчиком не нужно вводить многочисленные поправки, как при расчетном методе.

Активность препарата выражается сразу в единицах активности Бк, Кu, мКu и т.д.

А = N/w×e×k×r×q×r×g m×2,22×10¹²

A - активность препарата в Кu;

N - скорость счета в имп/мин за вычетом фона;

w - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол);

e - поправка на разрешающее время счетной установки;

k - поправка на поглощение излучения в слое воздуха и в окне (или стенке) счетчика;

r - поправка на самопоглощение в слое препарата;

q - поправка на обратное рассеяние от подложки;

r - поправка на схему распада;

g - поправка на гамма-излучение при смешанном бета-, гамма-излучении;

m - навеска измерительного препарата в мг;

2,22×10¹² - переводной коэффициент от числа распадов в минуту к Ки (1 Ки = 2,22*10¹² расп/мин).

Для определения удельной активности необходимо активность приходящуюся на 1 мг перевести на 1 кг.

Ауд = А*10 6 , (Кu/кг)

Если исследуемый материал имеет слой половинного ослабления - D1/2,

то тонкие - при d<0,1D1/2, промежуточные - 0,1D1/2толстые (толстослойные препараты) d>4D1/2.

Апр = Аэт* Nпр/Nэт , где

Аэт - активность эталонного препарата, расп/мин;

Апр - радиоактивность препарата (пробы), расп/мин;

Nэт - скорость счета от эталона, имп/мин;

Nпр - скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

В паспортах на радиометрическую и дозиметрическую аппаратуру указано обычно с какой погрешностью производятся измерения. Предельная относительная погрешность измерений (иногда ее называют основной относительной погрешностью) указывается в процентах, например, ± 25%. Для разных типов приборов она может быть от ± 10% до ± 90% (иногда указывается отдельно погрешность вида измерения для разных участков шкалы).

По предельной относительной погрешности ± d% можно определить предельную абсолютную погрешность измерения. Если сняты показания прибора А, то абсолютная погрешность DА=±Аd/100. (Если А=20 мР, а d = ±25%, то реально А= (20 ± 5)мР. Т.е. в пределах от 15 до 25 мР.

17. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы сцинтиляционного детектора.

- пропорциональные счетчики;

- счетчики Гейгера-Мюллера (газоразрядные счетчики);

- коронные и искровые счетчики,

а также сцинтилляционные детекторы.

Катод Диноды Анод Сцинтилляционный счетчик состоит из сцинтиллятора и

ФЭУ. Сцинцилляторы могут быть органические и

Неорганические, в твердом, жидком или газовом

Состоянии. Это йодистый литий, сернистый цинк,

Йодистый натрий, монокристаллы анграцена, и др.

100 +200 +400 +500 вольт

Работа ФЭУ: - Под действием ядерных частиц и гамма квантов

в сцинтилляторе возбуждаются атомы и испускают кванты видимого цвета - фотоны.

Фотоны бомбардируют катод и выбивают из него фотоэлектроны:

Фотоэлектроны ускоряются электрическим полем первого динода, выбивают из него вторичные электроны, которые ускоряются полем второго динода и т. д., до образования лавинного потока электронов попадающих на катод и регистрирующихся электронной схемой прибора. Эффективность счета сцинтилляционных счетчиков достигает 100%.Разрешающая способность значительно выше чем в ионизационных камерах(10 в-5-й - !0 в-8-й против 10¯³ в ионизационных камерах). Сцинтиллиционные счетчики находят очень широкое применение в радиометрической аппаратуре

18. Радиометры, назначение, классификация.

По назначению.

Радиометры - приборы, предназначенные для:

Измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения;

Определения плотности потока или интенсивности ионизирующих частиц и квантов;

Поверхностной радиоактивности предметов;

Удельной активности газов, жидкостей, твердях и сыпучих веществ.

В радиометрах в основном используются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы.

Они подразделяются на переносные и стационарные.

Как правило они состоят из: - детектора-датчика импульсов; - импульсного усилителя; - пересчетного прибора; - электромеханического или электронного нумератора; - источника высокого напряжения для детектора; - источника питания для всей аппаратуры.

В порядке совершенствования выпускались: радиометры Б-2, Б-3, Б-4;

Указать назначение и характеристики одного из приборов.

19. Дозиметры, назначение, классификация.

По способу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные и др.);

По виду регистрируемого излучения (a,b,g,n,p)

Источнику питания (сетевые, батарейные);

По месту применения (стационарные, полевые, индивидуальные);

По назначению.

Указать назначение и характеристики одного из приборов

20. Оснащение радиологического отдела ветлаборатории. Характеристика и работа радиометра СРП-68-01.

Радиометр ДП-100

Радиометр КРК-1 (РКБ-4-1ем)

Радиометр СРП 68-01

Радиометр “Бересклет”

Радиометр - дозиметр -01Р

Радиометр ДП-5В (ИМД-5)

Комплект дозиметров ДП-22В (ДП-24В).

Лаборатории могут оснащаться и другими типами радиометрической аппаратуры.

Большинство из указанных выше радиометров и дозиметров имеется на кафедре в лаборатории.

21. Периодизация опасностей при аварии на АЭС.

Периодизация опасностей после аварии на ЧАЭС:

1. период острой йодной опасности (йод - 131) в течение 2-3 месяцев;

2. период поверхностного загрязнения (коротко и среднеживущие радионуклиды) - до конца 1986г.;

3. период корневого поступления (Сs-137, Sr-90) - с 1987 года на 90-100 лет.

22. Естественные источники ионизирующих излучений. Космическое излучение и природные РВ. Доза от ЕРФ.

1. Естественные источники ионизирующих излучений (иии)

Природный радиационный фон состоит из:

Космического излучения;

Излучения естественных радиоактивных веществ, находящиихся в земных

породах, воде, воздухе, строительных материалах;

Излучения естественных радиоактивных веществ, содержащихся в растительном

и животном мире (в т.ч. и в человеке).

Космическое излучение - делится на первичное это непрерывно падающий поток ядер водорода (протонов) - 80% и ядер легких элементов (гелия (альфа-частицы), лития, бериллия, бора, углерода, азота) - 20%, испаряющихся с поверхностей звёзд, туманностей и солнца и усиленных (ускоренных) многократно в электромагнитных полях космических объектов до энергии порядка 10 10 эВ и выше. (В нашей галактике - Мл. Путь -300 млрд звёзд, а галактик 10 14)

Взаимодействуя с атомами воздушной оболочки земли это первичное космическое излучение рождает потоки вторичного космического излучения, ооотоящего из всех известных элементарных частиц и излучений (± мю и пи-мезоны - 70% ; электроны и позитроны - 26%, первичные протоны - 0,05%, гамма-кванты, быстрые и сверхбыстрые нейтроны).

Природные радиоактивные вещества разбивают на три группы:

1) Уран и торий с продуктами их распада, а также калий-40 и рубидий-87;

2) Малораспространённые изотопы и изотопы о большим Т 1/2 (кальций-48, цирконий-96, неодим-150, самарий-152, рений-187, висмут-209 и др.);

3) Углерод-14, тритий, бериллий -7 и -9 - непрерывно образующиеся в атмосфере под действием космического излучения.

Наиболее распространён в земной коре рубидий-87 (Т 1/2 = 6,5.10 10 лет), затем уран-238, торий-232, калий-40. Но радиоактивность калия-40 в земной коре превышает радиоактивность всех других изотопов вместе взятых (Т 1/2 = 1,3 10 9 лет). Калий-40 широко рассеян в почвах, особенно в глинистых, его удельная активность 6,8.10 -6 Ки/г.

В природе калий состоит из 3-х изотопов: стабильных К-39 (93%) и К-41(7%) и радиоактивного К-40 (),01%). Концентрация К-40 в почвах 3-20 nKu/г (пико - 10 -12),

Среднемировое принимают 10. Отсюда в 1 м³ (2тонны) - 20 мкКu, в 1км² - 5Кu (корнеобит. слой=25см). Среднее содержание U-238 и Th-232 принимают по 0,7 nKu/г. Вот эти три изотопа и создают мощность дозы естественного фона от почвы = примерно 5 мкР/ч (и ещё столько же от космич. излучения) Наш фон (8-10 мкР/ч ниже среднего. Колебания по стране 5-18, в мире до130 и даже до 7000 мкР/ч..

Строительные материалы создают дополнитальную гамма-радиацию внутри зданий (из железобетона до 170 мрад/год, в деревянных - 50 мрад/год).

Вода, являясь растворителем, содержит растворимые комплексные содинения урана, тория, радия. В морях и озерах концентрация радиоактивных элементов выше чем в реках. Минеральные источники содаржат много радия (7,5*10 -9 Кu/л) и радона (2,6*10 -8 Кu/л). Калия-40 в водах рек и озер примерно столько æå, сколько и радия (10 -11 Кu/л).

Воздух (атмосфера) содержит радон и торон, выделяющиеся из земных пород и углерод-14 и тритий непрерывно образующиеся в атмосфере под действием нейтронов вторичного комического излучения, взаимодействующих с азотом и водородом атмосферы. Особенно опасно накопление радона в плохо проветриваемых зданиях. Принят норматив во вновь строящихся зданиях £100 Бк/м³, в заселённых £200 Бк/м³, при превышении 400 Бк/м³ принимают меры к уменьшению радона или перепрофилируют использование здания. Расчёты показывают что при концентрации радона в 16 и 100 Бк/м³ годовая доза составит 100мБэр и 1Бэр соответственно. Реально концентрация»11 Бк/м³

Растения и животные очень интенсивно усваивают из окружающей среды радиоактивные изотопы К-40,С-14, Н-3 (это кирпичики белковых молекул). Остальные радионуклиды в меньшей степени.

Внутреннее облучение большинства органов обусловлено наличием в них К-40. Годовая доза от К-40 составит: для красного костного мозга - 27 мрад

Лёгких - 17 мрад

Половых желез -15 мрад

От других радионуклидов, находящихся в организме доза составит 1/100, 1/1000 от этих величин. Исключение -родон, поступающий в лёгкие ингаляционно и создающий в них дозу до 40мрад в год.

Таким образом, только от естественных иии за счёт внешнего и внутреннего облучения человек получает годовую дозу в 200 мрад (мБэр) (или 2мЗв)

от иии Земного просхожд.- 167 (внутреннее облучение от К-40 и Rn-222......... 132 мБэр )

(внешнее облучение от К-40, U-238, Тh-232, Rb-87...........35 мБэр )

от иии Космич-го просихожд.- 32 (внешнее облучение от g-квантов, m, p-мезонов.....30мБэр )

(внутреннее облучение отС-14, Н-3.................2 мБэр )

Выводы .1. Доза от внешнего облучения природными иии составляет 65 мБэр это » 30% всей дозы.Только эту часть дозы мы и измеряем дозиметрами.

2.Вклад радона в годовую дозу 25-40%.

Курильщики получают дополнительную дозу облучения лёгких от радиоактивного Ро-210 (в одной сигарете 7мБк Ро). По статистике США смертность от курения выше, чем от алкоголя -150000 ч/г.

Последние тысячелетия радиационная обстановка на земле стабильна, В условиях этого радиационного фона шла эволюция растительного и животного мира, жили все предшествующие поколения людей.

24. Искусственные источники ионизирующих излучений (Рентгеновские установки, испытательные ядерные взрывы, ядерная энергетика, современные технические устройства).

Искусственные иии создают дополнительную дозовую нагрузку на человека и делятся на четыре большие группы.

1) Рентгеновские установки, использующиеся в медицине для диагностических и лечебных целей.

2) Испытательные ядерные взрывы.

3) Ядерная энергетика (предприятия ядерно-топливного цикла - ЯТЦ).

4) Ряд современных технических устройств (светящиеся циферблаты часов и измерительных приборов, телевизоры, дисплеи компьютеров, рентгено и гамма-установки для дефектоскопии, просмотра вещей в аэропортах, компьютерная томография и т.д.).

По данным МКДАР если принять за 100% годовую аффективную эквивалентную дозу от естественных источников радиации (200мБэр) то на долю искусственных придётся дополнительно:

Облучение от рентгенустановок - 20% (40 мБэр); (на среднестатистического человека)

Испытательные яд. взрывы от 7% в начале 60-х гг. до 0,8% в 80-х гг (тенд. убыли) ;

Ядерная энергетика от 0,001% естественного фона в 1965 г до 0,05% в 2000 г. (тенденция малого роста);

По техническим устройствам (ТВ. ЭВМ и т.д.)- ничтожно малые величины.

Рентгеновские установки - приказом Минздрава определены дозы при

· флюорографии органов грудной клетки до 0,6 мЗв (снимок зуба 0,1-0.2 мБэр)

· рентгеноскопии лёгких до 1,4 мЗв, желудка до 3,4 мЗв (340 мБэр)

Испытательные ядерные взрывы

С 1945 до 1962 гг - было проведено 423 испытательных взрыва в атмосфере общей мощностью более 500 Мт (СССР, США, Франция, Китай, Великобритания). Подземные испытания проводятся до сих пор.

При ядерном взрыве осуществляется цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов (U 235 , Рu 239) под действием нейтронов. В ходе реакции образуется около 250 изотопов 35 х. элементов, из них 225 радиоактивных. (Пример - режем арбуз с 235 семечками) Образовавшиеся радионуклиды имеют разные периоды полураспада - доли секунды, секунды, минуты, часы, дни, месяцы, годы, столетия, тысячелетия и миллионы лет.

Из этого большого числа ядерных осколков и их дочерних продуктов интерес для ветеринарной радиобиологии и радиоэкологии с/х животных по своим радиотоксикологическим и физическим характеристикам представляют 10 радионуклидов.

Большинство радионуклидов являются бета и гамма-излучателями Особенно опасны в первые месяцы йод-131, барий-140, стронций-89. В последующем стронций-90 и цезнй-137.

За 35 лет после прекращения испытаний ЯО все продукты ядерных взрывов выпали из резервуара атмосферы и стратосферы на поверхность в основном Северного полушария Земли, подняв зараженность земель Sr-90 и Cs-137 до 0,2 Кu/км², сейчас она упала до 0,1 Кu/км².(человеку -перорально)

Атомная энергетика - это связанные между собой предприятия ЯТЦ (добыча, обогащение и переработка урановой руды, производство ТВЭЛов, сжигание их на АЭС, переработка ТВЭЛов, эахоронение отходов, разборка отработавших АЭС).

Несмотря на радиационно-экологическую опасность АЭС, количество их из года в год увеличивается. В мире эксплуатируется более 500 энергетических реакторов.суммарной мощностью коло 30 тыс МВт. Они обеспечивают 17% общемирового потребления энергии.

Атомная энергетика экологически более чистый из всех существующих способов получения электроэнергии (при безаварийной работе). Угольная станция загрязняет среду радиацией в несколько раз больше, чей АЭС такой же мощности.

Но ряд аварий последних десятилетий на АЭС, в т.ч. самая крупная на ЧАЭС - 26.04.86г., приводит к сильным загрязнениям РВ больших территорий.

Наиболее биологически опасные изотопы представлял йод-131, отронций-90 и цзий-137..

25. Закономерности перемещения РВ в биосфере. Стронциевые единицы.

РВ от ядерных взрывов, аварийных выбросов предприятий ЯТЦ, радиоактивные отходы, не захороненные установленным порядком, включаются в компоненты биосферы - абиотические (почва, вода, воздух) и биотические (флора, фауна) и принимают участие в биологическом цикле круговорота веществ.

Наиболее короткий путь РВ до человека, исключая непосредственное попадание из атмосферы, - через с.х. растения и животных по цепочкам: почва - растение - человек; почва - растение - животное - человек. При аварии на ЧАЭС в атмосферу было выброшено 50 МКu активности. Из них 20% йода-131 и 15% изотопов цезия и до 2% стронция.

Йод, попадая в организм человека и животных, концентрировался в наибольшем количестве (от 20 до 60%) в щитовидной железе, нарушая её функции

Передвигаясь от одного объекта биосферы к другому, цезий и стронций ведут себя подобно калию и кальцию (т.к. являются их аналогами по физическим свойствам), в конечном счете, попадая в организм животного и человека, достигают максимальной концентрации в органах физиологически богатых этими элементами (цезий в мышцах, стронций в костях, скорлупе).

Существует определенная пропорциональность этого накопления на 1грамм кальция или калия, выражаемая в стронциевых единицах (СЕ).

1СЕ = 1 нКu Sr-90 на 1 грамм Са (нано = 10 -9)

Отношение числа СЕ последующего звена биологической системы к предшествующему называется коэффициентом дискриминации (КД ) Sr-90 по отношению к кальцию.

КД = СЕ в пробе кормовой культуры / СЕ в почве .

Ещё многие вопросы перехода в звеньях биологических цепей слабо изучены.

26. Токсичность радиоактивных изотопов.

Радиоактивные изотопы любого химического элемента при попадании в организм участвуют в обмене веществ точно так же, как и стабильные изотопы данного элемента. Токсичность радионуклидов обусловлена:

· видом и энергией излучения (главная характеристика, определяющая токсичность),

· периодом полураспада;

· физико-химическими свойствами вещества, в составе которого радионуклид попал в организм;

· типом распределения по тканям н органам;

· скоростью выведения из организма.

Введено понятие ЛПЭ - линейная передача энергии (это количество энергии (в кэВ), передаваемое частицей или квантом веществу на единице пути пробега (в мкм)). ЛПЭ - характеризует удельную ионизацию и связано с ОБЭ (относительной биологической эффективностью) того или иного вида излучения. (Ранее это упоминалось в лекциях)

Радионуклиды с очень коротким (доли секунды) и очень длинным (миллионы лет) периодом полураспада не могут создать в организме эффективную дозу и следовательно большой вред.

Наиболее опасны изотопы с периодом полураспада от нескольких дней до нескольких десятков лет.

В порядке убывания радиационной опасности радионуклиды разделены на 4 группы радиотоксичности (по НРБ - группы радиационной опасности).

Группа радиотоксичности	Радионуклид	Среднегодовая допустимая концентрация в воде, К u/л
А - особо высокой радиотоксичности (р/т)	Pb-210, Po-210, Ra-226, Th-230 и др.	10 -8 - 10 -10
Б - с высокой радиотоксичностью	J-131, Bi-210, U-235, Sr-90 и др.	10 -7 - 10 -9
А - средней радиотоксичности	P-32, Co-60, Sr-89, Cs-137 и др.	10 -7 - 10 -8
А - наименьшей радиотоксичности	C-14, Hg-197, H-3 (тритий) и др.	10 -7 - 10 -6

НРБ - устанавливают допустимую концентрацию всех радионуклидов в воздухе рабочей зоны, атмосфере, воде, годовое поступление в организм через органы дыхания, через органы пищеварения, содержание в критическом органе.

27. Поступление, распределение, накопление РВ в тканях и органах и выведение их из организма животных.

Радионуклиды могут поступать в организм животных:

· аэрозольно - через легкие при вдыхании загрязненного воздуха;

· перорально - через пищеварительный тракт с кормом и водой (основной путь);

· резорбтивно - через слизистые оболочки, кожу и раны.

Биологическое действие радионуклидов при внутреннем поступлении зависит от агрегатного состояния вещества. Наибольшее действие оказывают РВ в виде газа и водорастворимых соединений. Они интенсивно и в большом количестве всасываются в кровь, быстро распространяются по всему организму или концентрируются в соответствующих органах. Нерастворимые радиоактивные частицы могут на длительное время задерживаться на слизистых оболочках легких, ЖКТ, вызывая местное радиационное поражение.

Р/активные аэрозоли размером менее 0,5 мкм, попадая в легкие, почти полностью удаляются при выдохе, частицы от 0,5 до 1 мкм задерживаются на 90%, пылинки более 5 мкм фиксируются до 20%. Более крупные частицы, оседая в верхних дых-х путях, отхаркиваются и попадают в желудок. Большая часть р/нуклидов, задержавшихся в легких, быстро всасываются в кровь, а часть надолго остается в легких.

Относительное количество усвоения организмом радиоизотопа зависит от соотношения его с носителем. Изотопный носитель это нерадиоактивный изотоп этого элемента (напр. J-125 для J-131). Неизотопный носитель - другой элемент -химический аналог радиоактивного изотопа (Са для Sr-90, K для Cs-137).

Всасывание и отложение радионуклида в тканях прямо пропорционально отношению его к носителю.

При основном пути поступления РВ в организм через ЖКТ резорбция (всасывание) некоторых радионуклидов лежит в диапазоне от 100 до 0,01% (Cs, J - 100%, Sr- от 9 до 60%, Cj - 30%, Po-6%, U-З%, Pu-0,01%).

Распределение радионуклидов в организме может быть аналогично стабильным изотопам этих элементов (например, кальций идёт в костную систему, йод в щитовидную железу) или равномерным по всему организму.

Различают следующие типы распределения радиоактивных элементов:

равномерный (H, Cs, Rb, К и др.) - печёночный (Се церий, Pu, Th, Мg и др.)

скелетный (остеотропный) (Са, Sr, Ra и др.) почечный (Bi, Sbсурьма, U, Asмышьяк)

тиреоотропный (J, Br бром).

Орган, в котором происходит избирательная концентрация радионуклида и вследствие чего он подвергается наибольшему облучению и повреждению), называется критическим.

Легкие, ЖКТ являются критическими органами при поступлении через них нерастворимых соединений радионуклидов. Для йода критический орган - всегда щитовидная железа, для стронция, кальция, радия - всегда кости.

Кроветворная система и половые железы, как наиболее уязвимые системы даже при малых дозах радиации, являются критическими органами для всех радионуклидов.

Типы распределения радионуклидов в организме для всех видов млекопитающих (в том числе и человека) одинаковы.

Для молодых животных свойственно более интенсивное всасывание и депонирование радионуклидов в тканях. У беременных самок радиоактивные изотопы проходят через плаценту и откладываются в тканях плода.

Радиоактивные изотопы (также как и стабильные) выводятся в результате обмена из организма с калом, мочой, молоком, яйцом и другими путями.

Биологический период полувыведения (Т б)- это время, в течение которого из организма выводится половина поступившего количества элемента. Но убыль изотопа ускоряется в организме и за счет радиоактивного распада.(Характеризующегося Т 1/2)

Фактическую убыль радионуклидов из организма выражают эффективным периодомполувыведения , (Т эфф ).

Т эфф = (Т б ·Т 1/2)/(Т б +Т 1/2)

Подсчитаем дляСs-137 (Т б = 0,25 года, Т 1/2 = 30лет. Т эфф = (0,25*30)/(0,25+ 30) = 0,24 года (90дней)

Радионуклиды о коротким Тэфф (Cs-137, Y-90иттрий, Ba-140 и др.) при однократном или непродолжительном поступлении их в организм почти одной и той же дозой могут вызвать острое или хроническое течение лучевого заболевания, после чего происходит быстрая нормализация картины крови и общего состояния животного.

При тех же условиях воздействия радионуклидов с большим Тэфф (Sr-90,Ra-226 Pu-239 и др.) отмечается значительное отличие в дозах, обуславливающих острое или хроническое течение болезни. Восстановительный период болезни при этом очень продолжительный, часто возникают злокачественные опухоли, на многие годы затягивается тромбоцитопения, анемия, бесплодие и другие нарушения.

У животных предназначенных для убоя на мясо, эти эффекты могут не успеть проявиться, однако у племенного и молочного скота опасность их возникновения вполне реальна

Животные в пищевой цепочке человека служат своеобразным фильтром радионуклидов и снижают их поступление в организм человека с пищей.

28. Токсикология биологически активного изотопа J-131.

По учебнику

29. Токсикология биологически активного изотопа Cs-137.

По учебнику

30. Токсикология биологически активного изотопа Sr-90.

По учебнику

31. Современные представления о механизме биологического действия ионизирующих излучений.

1 Современные представления о механизме биологического действия и.и.

При взаимодействии альфа, бета-частиц, гамма и рентгеновского излучения и нейтронов с тканью организма последовательно проходят следующие стадии:

-Электрическое взаимодействие проникающей радиации с атомами (время - триллионные доли сек.) -отрыв электрона- ионизация среды (это процесс передачи энергии, хотя и в малом количестве, но высокоэффективный).

-Физико-химические изменения (миллиардные доли сек.), образовавшиеся ионы участвуют в сложной цепи реакций, образуя продукты высокой химической активности: гидратный оксид НО 2 ,перекись водорода Н 2 О 2 и др., а также свободные радикалы Н, ОН, (ткани на 60-70% состоит по массе из воды).В молекуле воды соотношение Н к О как 2: 16 или 1:8 (по а.е.м.). Следовательно из 50кг воды в стандартном человеке весом в 70кг примерно 40 кг приходится на кислород.

-Химические изменения. В течение следующих миллионных долей секунды свободные радикалы реагируют друг с другом и с молекулами белка, ферментов и т. д. через цепочку окислительных реакций (до конца еще не изученных), вызывая химическую модификацию важных в биологическом отношении молекул.

-Биологические эффекты - нарушаются обменные процессы, подавляется активность ферментных систем, нарушается синтез ДНК, синтез белка, образуются токсины, возникают ранние физиологические процессы (торможение деления клеток, образование мутаций, дегенеративные изменения). Возможна гибель клетки в течение нескольких секунд или последующие изменения в ней, которые могут привести к раку (м.б. через 2-3 десятка лет).

В конечном счете нарушается жизнедеятельность отдельных функций или систем и организма в целом.

Результатом биологического действия радиации является, как правило, нарушение нормальных биохимических процессов с последующими функциональными и морфологическими изменениями в клетках и тканях животного.

Механизм биологического действия сложен, до конца не выяснен, существует несколько гипотез и теорий (Лондон, Тимофеев-Ресовский, Тарусев, Кудряшёв, Кузин, Горизонтов и др.).

Имеют место:

Теория прямого и непрямого действия ионизирующих излучений, проявляющаяся в эффекте разведения и кислородном эффекте,

Теория мишени или попаданий,

Стохастическая (вероятностная) гипотеза,

Теория липидных (первичных) радиотоксинов и цепных реакций,

Структурно-метаболическая теория (Кузин),

Гипотеза эндогенного фона повышенной радиорезистентности и иммунобиологическая концепция.

Все теории объясняют только отдельные (частные) стороны механизма первичного биологического действия ионизирующих излучений и полностью экспериментально не подтверждается на теплокровных животных.

Рассмотренный этап определяется как первичное (непосредственное) действие излучения на биохимические процессы, функции и структуры органов и тканей.

Второй этап- опосредованное действие , обусловлено нейрогенными и гуморальными сдвигами, возникающими в организме под влиянием радиации.

(Две формы регуляции в организме: нервная и гуморальная (взаимодействие через жидкие внутренние среды - кровь, тканевую жидкость и т.д.) - звенья единой нейрогуморальной регуляции функций).

Гуморальное или опосредованное действие радиации происходит через токсические вещества (радиотоксины), образующиеся в организме при лучевой болезни (развивают основные синдромы лучевого поражения - изменение крови, рвота и т.д.).

32. Действие ионизирующих излучений на клетку.

Изобретение относится к методам регистрации излучений. Способ включает отбор пробы воздуха в сосуд, создание в нем электрического поля между двумя, расположенными в параллельных друг относительно друга плоскостях системами проводящих нитей (проволочек), создание вблизи каждой нити напряженности электрического поля, достаточной для ионизации электронным ударом, и регистрацию числа электрических импульсов от альфа-частиц вблизи нитей, по которому определяют радиоактивность воздуха.

Изобретение относится к ядерной физике и технике, а именно к методам регистрации излучений. Известен способ измерения радиоактивности атмосферного воздуха, заключающийся в отборе пробы воздуха в сосуд, измерения в нем за определенный промежуток времени числа альфа-распадов, по которому определяют радиоактивность воздуха (Гусаров И.И., Ляпидевский В.К., Атомная энергия т. 10, в 1, 1961, с. 64 - 67). В результате проведенного анализа уровня техники установлен наиболее близкий аналог (прототип) завяленного способа (патент США N 4977318, кл. G 01 T 1/18, 1990). Известный способ измерения радиоактивности атмосферного воздуха включает отбор пробы в камеру, в которой создают электрическое поле между параллельно расположенными электродами, один из которых находится под положительным потенциалом, а другой - под отрицательным. Напряженность электрического поля выбирается достаточной для ударной ионизации газа. Радиоактивность воздуха и содержание в нем радиоактивных примесей определяют раздельно путем притяжения отрицательно и положительно заряженных частиц к соответствующим заряженным электродам. Недостатком прототипа является использование плоской камеры, в которой создают электрическое поле между параллельно расположенными электродами, причем напряженность электрического поля выбирается достаточной для ударной ионизации. Таким образом камера, в которой определяют радиоактивность воздуха, представляет собой газоразрядный детектор с двумя плоскими электродами и газовым усилением. Существенным недостатком такого детектора с двумя плоскими электродами является экспоненциальная зависимость амплитуды регистрируемых импульсов от расстояния до положительного электрода произведенной в детекторе ионизации (Ляпидевский В. К. Методы детектирования излучений. М. Энергоатомиздат, 1987, с. 225). Кроме того, плоские детекторы требуют тщательной юстировки. Поэтому в настоящее время детекторы с плоской геометрией практически не применяются. Существенно лучшими характеристиками обладают пропорциональные проволочные камеры с плоской геометрией (Ляпидевский В.К., Методы детектирования излучений, М:, Энергоатом- издат, 1987 с. 320) Модуль плоской камеры представляет собой систему проволочных электродов, находящихся в одной плоскости, расположенных между проволочными или сплошными электродами. Проволочки образуют систему пропорциональных детекторов. Пропорциональные камеры нашли широкое распространение в физическом эксперименте. Учитывая современный уровень техники в предлагаемом изобретении используется проволочная (нитяная камера). Цель изобретения состоит в создании способа измерения радиоактивности воздуха с использованием стабильного режима работы проволочного детектора (детектора с системой проводящей нитей). Цель достигается благодаря применению плоско-параллельных многопроволочных камер, заполненных воздухом, и созданию вблизи каждой проволочки (проводящей нити) напряженности электрического поля, достаточной для возникновения вблизи каждой нити ионизации электронным ударом. Сущность изобретения состоит в том, что для измерения радиоактивности атмосферного воздуха отбирают пробу воздуха в сосуд (камеру), измеряют в нем за определенный промежуток времени с помощью детектора число импульсов альфа-частиц, по которому определяют радиоактивность воздуха. Предложенный способ отличается от известных тем, что в объеме сосуда (камеры) создают электрическое поле между двумя системами проволочных (нитяных) электродов диаметром 10 - 100 мкм расположенных в двух плоскостях, расположенных параллельно друг другу, причем в одной плоскости все нити заряжены положительно, а в другой - отрицательно в течение времени осуществления способа. Вблизи каждой нити создают напряженность электрического поля, достаточную для возникновения вблизи каждой нити ионизации электронным ударом и по числу электрических импульсов от альфа-частиц, зарегистрированных раздельно вблизи положительно заряженных нитей и вблизи отрицательно заряженных нитей, определяют радиоактивность воздуха и содержащихся в нем радиоактивных примесей. При увеличении разности потенциалов и при большом количестве носящих примесей разряд вблизи нити переходит в коронный (режим счетчика Гейгера - Мюллера) и в стримерный (Ляпидевский В.К. Методы детектирования излучений, М:. Энергоатомиздат, 1987, с.232) В отличие от стримерного разряда, возникающего в однородном поле между двумя плоскими электродами, образующийся вблизи проволочки стример в процессе своего развития попадает в область слабого электрического поля. Остановка стримера происходит на значительном расстоянии от проволочки (нити), где напряженность электрического поля существенно меньше, чем вблизи нити. На рис. 8.10 стр.236, цитированного учебного пособия Ляпидевского В.К., показаны все режимы работы, которые возникают при увеличении напряженности электрического поля вблизи нити газонаполненного детектора. Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения. Газонаполненные камеры, содержащие в расположенных в двух параллельных друг другу плоскостях, проводящие ток проволочки (нити), широко применяются в физическом эксперименте (Материалы рабочего совещания по методике пропорциальнальных камер, Дубна, 27-30 марта 1973, с. 102 - 103 и рис.1 на стр. 103). Аналогичный макет был изготовлен по просьбе автора в Лаборатории ядерных проблем ОИЯИ, испытан автором и в настоящее время находится в МИФИ. Широкое применение проволочных камер в физике и технике подтверждает возможность осуществления изобретения.

Формула изобретения

Способ измерения радиоактивности атмосферного воздуха, заключающийся в отборе пробы воздуха в сосуд, измерении в нем за определенный промежуток времени с помощью детектора числа импульсов альфа-частиц, по которому определяют радиоактивность воздуха, отличающийся тем, что в объеме сосуда создают электрическое поле между двумя расположенными в параллельных плоскостях системами проводящих нитей диаметром 10 - 100 мкм каждая, причем в одной плоскости все нити заряжены положительно, а в другой - отрицательно в течение времени осуществления способа, создают напряженность электрического поля, достаточную для возникновения вблизи каждой нити ионизации электронным ударом, и по числу электрических импульсов от альфа-частиц, зарегистрированных раздельно вблизи положительно заряженных нитей и вблизи отрицательно заряженных нитей, определяют радиоактивность воздуха и содержащихся в нем радиоактивных примесей.

Похожие патенты:

Изобретение относится к технике применения пучков ускоренных электронов, а именно к системам мониторирования электронных пучков ускорителей, и предназначено для использования преимущественно в медицине, в устройствах для радиационной терапии

Изобретение относится к технике измерения ионизирующих излучений и может.быть использовано в радиационных и дозиметрических приборах или в системах "управления ядерных реакторов.Известны компенсационные ионизированные камеры, в которых точная регулировка компенсации осуществляется изменением степени насьщения тока в компенсационной части при регулировке потенциала высоковольтного электрода.Однако уменьшение степени насыцания ниже 100% нарушает линейность рабочей характеристики ионизационной камеры.Наиболее близким к изобретению является детектор ионизирующих излучений, содержащий две ионизационные камеры, включенные встречно и образованные поверхностями высоковольтного и управляющего электродов и размещенного между ними собирающего электрода

В целях установления возможности получения организмом внешних облучений и количественного определения таковых, принимая во внимание связанный с облучением риск возникновения той или иной степени лучевой болезни, практикуются методы дозиметрии излучений как в обстановке окружающей среды, так и по отношению к отдельному человеку.

В условиях возможности подвергнуться облучению для констатации этого факта и определения дозы гамма- и рентгеновых лучей, получаемых за определенный промежуток времени, предлагается метод индивидуального фотографического контроля с помощью фотопленок. Человек носит на себе маленькую кассету с чувствительной фотопленкой, которая чернеет под влиянием облучений. Степень почернения зависит от дозы облучения, возрастая вместе с ней. По измерению степени почернения пленки за определенное время можно установить полученную дозу.

Другой метод индивидуального дозиметрического контроля состоит в использовании портативных маленьких ионизационных камер. Камеры, предварительно заряженные, при ношении их в условиях наличия радиации теряют свой заряд. По спаду заряда за определенное время можно вычислить величину полученной дозы.

Полученная доза нейтронного облучения определяется по степени наведенной нейтронами активности. Под воздействием нейтронов в тканях активируются многие входящие в их состав элементы: натрий, фосфор, хлор, сера, углерод, кальций и др. Наибольшую дозу составляют излучения натрия и фосфора.

Для определения дозы нейтронов исчисляется, какая часть находящихся в организме натрия и фосфора, содержание которых мало колеблется, стала под влиянием нейтронов активной. Определение ведется по крови и моче. В точном объеме субстрата устанавливают концентрацию натрия и фосфора химическим путем. Субстрат высушивают, сжигают, и сухой остаток наносят на мишень. При помощи бета-счетчика определяют степень полученной активности с учетом удельной активности и концентрации натрия и фосфора в субстрате.

Спустя несколько часов после нейтронного облучения наведенная активность обусловливается в основном натрием, испускающим бета-частицы и гамма-кванты. При незначительном периоде полураспада активного натрия (15 часов) уже через несколько часов значение этого изотопа снижается, и активность обусловливается в основном фосфором, период полураспада которого составляет 14,3 дня.

Так как человек, облученный нейтронами, становится источником гамма-излучения, то по интенсивности такового, измеряемого большими счетчиками, располагаемыми вокруг корпуса пострадавшего, можно также определить дозу нейтронов. При оценке полученной дозы принимается во внимание время, протекшее от облучения до исследования, так как степень наведенной активности непрерывно падает.

После попадания активных веществ внутрь организма и депонирования их эти вещества частично могут выделяться с секретами и экскретами, где присутствие их может быть определено или специальным химическим путем (если это вещества, чуждые организму в естественных условиях), или по вызываемой ими активности исследуемых биосубстратов. Чаще всего подвергаются исследованию кал и моча. Активные вещества могут быть альфа-, бета- и гамма-излучателями.

Гамма-излучение тела человека может быть определено методом, используемым для определения полученной дозы нейтронов. Активность мочи и кала определяется после высушивания и сжигания субстрата, нанесения его на мишень и измерения с помощью альфа- и бета-счетчиков.

Нельзя ожидать, однако, точных и постоянных отношений между содержанием инкорпорированного вещества в организме и величиной его выделения экскретами.

Некоторые активные изотопы могут быть определены измерением активности в крови, если эти вещества, равномерно распределяясь по органам, обусловливают известное соотношение между их содержанием в организме и концентрацией в крови (натрий, углерод, сера).

Если активные вещества или продукты их распада выделяются в газообразном виде через легкие, то обнаружить их наличие можно путем измерения удельной активности выдыхаемого воздуха с помощью ионизационной камеры, соединенной с прибором, измеряющим ионизационный ток.

Очень малые активности в препаратах можно определять, пользуясь толстослойными чувствительными пластинками. Препарат прикладывают к фотоэмульсии и после должной экспозиции и проявления пластинки в эмульсии обнаруживают почерневшие участки - линии, обусловленные действием движущихся активных заряженных частиц (треки).

Альфа-частицы дают короткие, толстые, прямолинейные треки, электроны же (бета-частицы) - более тонкие, длинные и изогнутые. Пластинки изучают под микроскопом при увеличении в 200-600 раз.

Изобретение относится к ядерной физике и технике и может быть использовано для создания детекторов, контролирующих радиоактивность окружающей среды. Сущность изобретения: способ заключается в регистрации альфа-частиц за счет ударной ионизации вблизи центрального электрода цилиндрического детектора, заполненного атмосферным воздухом. 3 з.п. ф-лы.

Предлагаемое изобретение относится к ядерной физике и технике и может быть использовано для создания детекторов для контроля радиоактивности окружающей среды. Известен способ определения активности газов заключающийся в том, что измеряет число альфа-частиц, испускаемых в результате распада дочерних продуктов радона, собранных на фильтре, из непрерывно очищаемого объекта. Недостатком способа является необходимость использования воздуходувок, что усложняет эксплуатацию способа. Наиболее близким техническим решением (прототипа) является способ определения концентрации радона и его дочерних продуктов в воздухе и устройство для его осуществления Сущность способа состоит в отборе воздуха в сосуд, создание в нем неоднородного электрического поля, регистрации электрических импульсов с дискриминацией их по амплитуде и форме. Недостатком способа является необходимость использования сложной радиотехнической аппаратуры. Предлагаемый способ отличается тем, что используется цилиндрический ионизационный детектор, на центральный электрод подают постоянный потенциал, причем напряженность электрического поля устанавливают достаточной для осуществления ударной ионизации, радиус r внешнего электрода выбирают в зависимости от пробега альфа-частиц R дочерних продуктов радона, регистрируют за определенный промежуток времени число альфа-частиц, проходящих через область ударной ионизации, и по нему с учетом объема детектора определяют радиоактивность атмосферного воздуха. Согласно п. 1 формулы изобретения, на внутренний электрод подают положительный потенциал, а регистрацию альфа-частиц осуществляют при r>R. Альфа-частицы дочерних продуктов радона осаждаются на внешнем электроде и не регистрируются потому, что радиус внешнего электрода выбирают больше пробега альфа-частиц, в результате чего они не достигают области ударной ионизации, которая существует вблизи нити. Альфа-частицы, образуемые радоном, проходят через область ударной ионизации. Поэтому детектор регистрирует только радиоактивность радона и отрицательно заряженных аэрозолей. При отрицательном потенциале внутреннего электрода весь объем детектора чувствителен к альфа-частицам, поэтому он регистрирует аэрозоли, дочерние продукты, осажденные на центральный электрод, и радон. Форма и амплитуда электрических импульсов от альфа-частиц, выходящих с поверхности центрального электрода, отличается от таковой от альфа-частиц, регистрируемых из объема детектора. Это позволяет производить их раздельную регистрацию. Согласно п. 3 формулы изобретения, на центральный электрод подают отрицательный потенциал, радиус внешнего электрода выбирают меньше пробега альфа-частиц дочерних продуктов радона, при этом регистрируют раздельно число электрических импульсов, создаваемых радоном, и число электрических импульсов, создаваемых его дочерними продуктами за определенный промежуток времени. Для определения концентрации радона в атмосферном воздухе воздух предварительно очищают от аэрозолей и продуктов распада радона.

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ

1. Способ измерения радиоактивности воздуха путем подсчета альфа-частиц, образующихся в объеме цилиндрического ионизационного детектора с внутренним и внешним электродами, заполненного атмосферным воздухом, отличающийся тем, что вблизи внутреннего электрода создают область, в которой напряженность электрического поля достаточна для осуществления ударной ионизации, осаждают электрическим полем дочерние продукты радона и аэрозоли на электроды, регистрируют альфа-частицы, проходящие через область ударной ионизации, и по их числу за определенный промежуток времени с учетом объема детектора и выбранного отношения r/R, где r радиус внешнего электрода, R пробег альфа-частиц, определяют радиоактивность воздуха. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что на внутренний электрод ионизационного детектора подают положительный потенциал, а регистрацию альфа-частиц осуществляют при r > R. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что на внутренний электрод ионизационного детектора подают отрицательный потенциал, а регистрацию альфа-частиц осуществляют при r < 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.

Напечатать

или

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ

Похожие записи: