Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Содержание

Введение

1 Обзор известных решений

1.1 Характеристика РНИ, применяемых в радионуклидной дефектоскопии

1.1.1 Обзор ИИИ применяемых в радионуклидной дефектоскопи

1.1.2 Обращение с закрытыми источниками излучения

1.2 Обзор методов регистрации ИИ

1.2.1 Основные методы регистрации

1.2.2 Индивидуальный дозиметрический контроль

1.2.3 Отечественные приборы

1.2.4 Зарубежные приборы

1.2.5 Сравнение и выбор приборов РК

1.3 Сравнение методов измерения активности закрытых РНИ

1.3.1 Метод прямых измерений МЭД с помощью дозиметра

1.3.2 Измерение методом замещения

1.3.3 Калориметрический метод измерения активности

1.3.4 Выбор метода определения активности

1.4 Обоснованный выбор направления работы

2 Объект исследования

2.1 Центральное хранилище изотопов

2.1.1 Работы проводимые в ЦХИ

2.1.2 ЦХИ как радиационно опасный объект

2.1.3 Состав помещений ЦХИ

2.2 Работа с радионуклидными источниками

2.2.1 РНИ на объекте

2.2.2 Характер работ с РНИ на объекте

2.2.3 Образование радиоактивных отходов

2.2.4 Обращение с РАО

2.3 Потенциальные радиационные аварии

2.4 Радиационный контроль на объекте

3 Проектная часть

3.1 Обоснование направления проектирования

3.1.1 Выбор прибора

3.1.2 Метод определения активности источника

3.1.3 Условия измерения

3.2. Расчетная часть

3.2.1 Оценка достаточности защиты строительных конструкций перезарядной камеры.

3.2.2 Оценка возможности применения клинического дозиметра

3.2.3 Метод измерений

3.2.4 Подготовка к выполнению измерений

3.2.5 Выполнение измерений

3.2.6 Обработка результатов измерений

3.3 Определение коэффициента Крас

3.3.1 Расчет длины конуса

3.3.2 Определение коэффициента Kрас с использованием конуса.

3.4. Конструирование

3.4.1 Держатель для прибора

3.4.2 Конус - защита

3.4.3 Держатель конуса

3.4.4 Разработка держателя источника

3.4.5 Станина

4 Технологическая часть

4.1 Изготовление держателя для прибора

4.1.1 Изготовления основания

4.1.2 Изготовления стойки держателя

4.1.3 Изготовление телескопического держателя прибора

4.2 Изготовление защиты-конуса

4.3 Изготовления держателя конуса

4.4 Изготовления держателя для источника

4.5 Изготовление станины

5. Обеспечение охраны труда

5.1 Общие требования

5.2 Требования к персоналу

5.3 Специальные требования

5.4 Безопасность труда при работе с электрооборудованием

5.5 Безопасность труда при работе на станках

5.6 Безопасность труда при проведении сварочных работ

5.7 Пожарная безопасность

5.8 Методы и средства индивидуальной защиты и личной гигиены

5.9 Организация оказания медицинской помощи

6. Оценка воздействия на окружающую среду

6.1 Характеристика предприятия, как источника РАО

6.2 Воздействие ИИ на человека и ОС при обращении с ЗРИ



Введение

Предприятие ОАО «ЛТД» является судостроительным гигантом, кузницей атомного подводного флота для нашей страны. Естественно, что на каждом предприятии большое внимание уделяется качеству выпускаемой продукции. Одним из методов контроля выпускаемой продукции является неразрушающий метод контроля с помощью радионуклидных источников ионизирующего излучения закрытого типа.

Для проведения работ по радионуклидной дефектоскопии необходимо точное определение активности источников ионизирующего излучения.

Ранее на предприятиях, работающих с источниками ионизирующего изучения закрытого типа, целиком и полностью полагались на данные паспортов источников и при приёме сверяли только идентификационные номера. В 2005 году вышел новый нормативный документ НП 067-05 «Основные правила учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов в организациях» требующий от предприятий проводить входной контроль активности источников поступающих на предприятие.

Темой дипломного проекта является разработка методики измерения активности закрытых источников промышленного назначения.

Целью дипломного проекта является, разработка конструкции технологического оборудования для проведения измерения активности источников, поступающих на ОАО «ЛТД».

Поставлены следующие задачи:

- Рассмотреть методы измерения активности и выбрать наиболее подходящий;

- Рассмотреть перечень приборов основанных на выбранном методе измерения и выбрать прибор, отвечающий всем необходимым требованиям;

- Разработать конструкцию держателя для источника;

- Разработать конструкцию конуса- коллиматора;

1 Обзор известных решений

1.1 Характеристика РНИ, применяемых в радионуклидной дефектоскопии

1.1.1 Обзор ИИИ применяемых в радионуклидной дефектоскопии

К радиоактивным источникам излучения можно отнести все радиоактивные изотопы, испускающие при распаде ?-, ?- и ?-излучение. Однако, из огромного числа радиоактивных, известных в настоящее время, в радиационной дефектоскопии применяются лишь те, характеристики которых удовлетворяют трём основным требованиям дефектоскопии:

- высокая проникающая способность излучения,

- высокая интенсивность излучения

- продолжительный период полураспада [1].

Каждый радиоактивный изотоп характеризуется периодом полураспада, энергией и спектром излучения, удельной активностью и ?-постоянной. Энергия и спектр излучения определяются схемой распада, а удельная активность зависит от химического состава вещества, в которое входит радиоактивный изотоп, и от его процентного содержания в этом веществе.

Основные характеристики радиоактивных изотопов, применяемых в радиационной дефектоскопии на предприятии, приводятся в табл.1.1

Почти все радиоактивные изотопы, удовлетворяющие этим требованиям, изготавливают искусственным путём - стабильный изотоп облучают потоком нейтронов, и ядро, захватившее нейтрон, становится радиоактивным. Активность изотопов определяется расчетным путем, по следующим параметрам:

– облучаемое вещество;

– время его облучения;

– мощность облучения. [1].

Таблица 1.1 - Основные характеристики радиоактивных изотопов.

Изотоп		Энергия, МэВ	Полная ?-постоянная, ??см2/(ч?мKu)	МЭД от источника в 1 мкKu, 10-7 ??м2/с
		?-частиц	?-квантов
Co60	5,3 года	0,390 (~100%) 1,482 (~0,05%)	1,173 1,333	12,93	3,59
Se75	127 дней	--	0,572 0,478 0,401 0,370 0,305 0,280 0,265 0,199 0,136 0,121	1,94	0,53
Cs137	33 года	1,17(8%) 0,51(92%)	0,661	3,10	0,86
Ir192	74,37 дня	0,637(50%) 0,537(42%) 0,257(~8%)	1,060 0,613 0,604 0,588 0,485 0,468 0,417 0,375 0,316 0,308 0,296 0,283 0,206 0,201	4,65	1,29

Ампулы для источников делают из чистого алюминия марки АД-1 в виде цилиндрического стакана. В том случае, если энергия квантов радиоактивного изотопа велика и поглощение излучения изотопа в материале ампулы незначительно, ампулы для источников могут быть изготовлены из нержавеющей стали (например, для источников Со60). После наполнения технологическим материалом ампулу закрывают крышкой и завальцовывают. После облучения на ампулу наносится герметическое покрытие из эпоксидного клея. Иногда для повышения герметичности источник заключают в двойную ампулу [11].

Активная часть источника - внутренний объём ампулы, заполненный радиоактивным веществом - определяет дефектоскопические характеристики источника. Диаметр активной части при просвечивании выступает как размер фокусного пятна. Высоту активной части при заданном диаметре выбирают из условия достижения максимальной активности источника с учётом поглощения в самом источнике.

1.1.2 Обращение с закрытыми источниками излучения

Обращение c закрытыми источниками излучения регламентируется требованиями ОСПОРБ-99/2010, государственных стандартов и технической документации на источники излучения, имеющие санитарно-эпидемиологическое заключение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Контроль герметичности закрытых источников излучения должен проводиться в порядке и в сроки, установленные соответствующими стандартами и технической документацией на них. Не допускается использование закрытых источников излучения в случае нарушения их герметичности, а также по истечению назначенного срока службы [11].

Устройство, в которое помещен закрытый источник излучения, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, иметь знак радиационной опасности.

В нерабочем положении закрытые источники излучения должны находиться в защитных устройствах.

Для извлечения закрытого источника излучения из контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом или специальными приспособлениями. При работе с источником излучения, извлеченным из защитного контейнера, должны применяться защитные экраны и манипуляторы, а при работе с источником излучения, создающим мощность дозы более 2 мГр/ч (для нейтронных источников излучения регламентируются такие же численные значения эквивалентной дозы в мЗв/ч соответственно) на расстоянии 1 м, - специальные защитные устройства (боксы, шкафы и др.) с дистанционным управлением.

При подводном хранении закрытых источников излучения должны быть предусмотрены системы автоматического поддержания уровня воды в бассейне, сигнализации об изменении уровня воды и о повышении мощности дозы в рабочем помещении.

При работе с закрытыми источниками излучения специальные требования к отделке помещений не предъявляются. Исключение составляют помещения, в которых проводится перезарядка, ремонт и временное хранение демонтированных приборов и установок, которые должны быть оборудованы в соответствии с требованиями для работ с открытыми источниками излучения II класса.

При использовании закрытых источников излучения в район проведения работ должен быть исключен доступ посторонних лиц и обеспечена сохранность источников [ОСПОРБ 99/2010].

1.2 Обзор методов регистрации ИИ

1.2.1 Основные методы регистрации

Некоторые виды излучений, например световое и тепловое, можно обнаружить непосредственно органами чувств человека; ионизирующее же излучение можно обнаружить только по взаимодействию его со средой, приводящему к образованию ионов разных знаков.

Если этот вид излучения не взаимодействует со средой, обнаружить и измерить его невозможно.

Детектором ионизирующего излучения называют чувствительный элемент средства измерений, предназначенный для преобразования энергии ионизирующего излучения в другой вид энергии, удобный для регистрации и измерения одной или нескольких величин, характеризующих воздействующее на детектор излучение [7].

По форме представления измерительной информации детекторы ионизирующего излучения классифицируют на аналоговые и дискретные, а по форме зависимости выходного сигнала детектора от назначения измеряемой физической величины, характеризующей излучение, - на пропорциональные и непропорциональные.

По состоянию вещества чувствительного объема детекторы подразделяют на твердотельные, жидкостные и газовые.

По методам регистрации ионизирующих излучений разделяют:

– ионизационные детекторы, принцип действия которых основан на ионизации в веществе чувствительного объема детектора;

– сцинтилляционные - радиолюминесцентные детекторы, в которых используют сцинтиллирующее вещество, испускающее кванты света под воздействием ионизирующего излучения. Оно оптически связано непосредственно или через световод с фоточувствительным устройством;

– полупроводниковые детекторы, в которых используют электрическое поле для собирания неравновесных носителей зарядов, образованных ионизирующим излучением в полупроводниковом материале чувствительного объема детектора.

Идеальный детектор должен регистрировать каждую поступающую на него ионизирующую частицу, например, фотон, и давать точную информацию о ее положении, энергии и времени поступления. Он также должен обеспечивать обработку достаточно больших потоков излучения. Реальные детекторы не удовлетворяют всем этим условиям.

Во-первых, не все падающие на детектор фотоны взаимодействуют с ним. Значительная часть фотонов проходит рентгеновскую пленку вообще без какого либо взаимодействия [7].

Во-вторых, необязательно все частицы взаимодействуют эффективно. Лишь полезные взаимодействия дают свой вклад в выходной сигнал. Фотон, который полностью поглощается в процессе фотоэлектрического поглощения, (например, в подложке рентгеновской пленки) и энергия которого не вносит вклада в перевод зерен галогенида серебра в латентную форму, не детектируется.

К основным характеристикам детекторов всех типов относятся эффективность регистрации, временное разрешение и время восстановления.

Эффективность регистрации - это отношение числа зарегистрированных частиц (гамма-квантов) к полному числу частиц, прошедших за это же время через детектор.

Временное разрешение (разрешающее время) определяется минимальным промежутком времени между двумя последовательными актами регистрации, в течение которого детектор остается нечувствительным к радиоактивному излучению.

Временное восстановление - это интервал времени, в течение которого детектор, зарегистрировав одну частицу, успевает вернуться в исходное состояние для регистрации следующей частицы [1].

1) Ионизационный метод

Под воздействием излучений в изолированном объеме происходит ионизация газа: электрически нейтральные атомы (молекулы) газа разделяются на положительные и отрицательные ионы. Если в этот объем поместить два электрода, к которым приложено постоянное напряжение, то между электродами создается электрическое поле. При наличии электрического поля в ионизированном газе возникает направленное движение заряженных частиц, т.е. через газ проходит электрический ток, называемый ионизационным. Измеряя ионизационный ток, можно судить об интенсивности ионизирующих излучений [4].

Приборы, работающие на основе ионизационного метода, имеют принципиально одинаковое устройство и включают: детектирующее устройство (ионизационную камеру или газоразрядный счетчик), усилитель ионизационного тока, регистрирующее устройство(микроамперметр) и источник питания.

Ионизационная камера представляет собой заполненный воздухом (газом) замкнутый объем, внутри которого находятся два изолированных друг от друга электрода (типа конденсатора). К электродам камеры приложено напряжение от источника постоянного тока. При отсутствии ионизирующего излучения в цепи ионизационной камеры тока не будет, поскольку воздух (газ) является изолятором. При воздействии же излучений в ионизационной камере молекулы воздуха ионизируются. В электрическом поле положительно заряженные частицы перемещаются к катоду, а отрицательные - к аноду. В цепи камеры возникает ионизационный ток, который регистрируется микроамперметром. Числовое значение ионизационного тока пропорционально мощности излучения. Следовательно, по ионизационному току можно судить о мощности дозы излучений, воздействующих на камеру.

Газоразрядный счетчик используется для измерения радиоактивных излучений малой интенсивности. Высокая чувствительность счетчика позволяет измерять интенсивность излучения в десятки тысяч раз меньше той, которую удается измерить ионизационной камерой [11].

Газоразрядный счетчик представляет собой герметичный полый металлический или стеклянный цилиндр, заполненный разреженной смесью инертных газов (аргон, неон) с некоторыми добавками, улучшающими работу счетчика (пары спирта). Внутри цилиндра, вдоль его оси, натянута тонкая металлическая нить (анод), изолированная от цилиндра. Катодом служит металлический корпус или тонкий слой металла, нанесенный на внутреннюю поверхность стеклянного корпуса счетчика. К металлической нити и токопроводящему слою (катоду) подают напряжение электрического тока.

В газоразрядных счетчиках используют принцип усиления газового разряда. В отсутствие радиоактивного излучения свободных ионов в объеме счетчика нет. Следовательно, в цепи счетчика электрического тока также нет. При воздействии радиоактивных излучений в рабочем объеме счетчика образуются заряженные частицы. Электроны, двигаясь в электрическом поле к аноду счетчика, площадь которого значительно меньше площади катода, приобретают кинетическую энергию, достаточную для дополнительной ионизации атомов газовой среды. Выбитые при этом электроны также производят ионизацию. Таким образом, одна частица радиоактивного излучения, попавшая в объем смеси газового счетчика, вызывает образование лавины свободных электронов. На нити счетчика собирается большое количество электронов. В результате этого положительный потенциал резко уменьшается и возникает электрический импульс. По количеству импульсов тока, возникающих в единицу времени, можно судить, об интенсивности радиоактивных излучений [4].

2) Сцинтилляционный метод

Физическая основа сцинтилляционного метода - возбуждение и ионизация атомов и молекул вещества при прохождении через него заряженных частиц. Через определенное время они переходят в основное состояние, испуская световое излучение, спектр которого зависит от структуры энергетических уровней атомов и молекул вещества. Вспышка света может произойти и при прохождении через сцинтиллятор косвенно ионизирующего излучения за счет вторичных частиц. При прохождении фотонов это электроны отдачи и фотоэлектроны, а при прохождении нейтронов это ядра отдачи или заряженные частицы, появившиеся в результате (n, ?)-, (n,р)-реакций и т.д.

Сцинтилляторы характеризуются следующими параметрами:

Конверсионная эффективность - отношение энергии световых фотонов Еф к энергии заряженной частицы En, поглощенной в сцинтилляторе;

Световой выход - отношение числа фотонов световой вспышки к энергии ионизирующего излучения, поглощенной в сцинтилляторе:

Время высвечивания ? - среднее время жизни, которым характеризуются возбужденные состояния атомов. Это время характерно для каждого сцинтиллятора и колеблется в пределах 10-9- 10-5 с.

Различают органические и неорганические сцинтилляторы. Органические сцинтилляторы представляют собой монокристаллы некоторых органических соединений - антрацена, стильбена, нафталина, толана. Содержание водорода в органических сцинтилляторах позволяет использовать их для регистрации быстрых нейтронов [4].

При детектировании тяжелых частиц, органические сцинтилляторы имеют низкий и нелинейный (в зависимости от энергии) световой выход.

Существуют также жидкие и пластические органические сцинтилляторы. В сцинтиллирующих пластмассах некоторые органические вещества образуют твердые растворы в полистироле (например, терфенил в полистироле С18 H14 ).

В настоящее время в большинстве сцинтилляционных счетчиков используется йодистый натрий, активированный таллием. Химическая формула записывается как NaI(Tl). Добавки таллия позволяют увеличить световыход кристаллов при комнатной температуре.

Для того, чтобы получить сцинтилляционный детектор кристалл соединяется оптически с входным окном фотоэлектронного умножителя (ФЭУ) - электронного прибора, преобразующего слабые световые вспышки в электрический сигнал.

Количественной характеристикой процесса умножения электронов является коэффициент вторичной электронной эмиссии ? равный отношению числа выбитых из динода электронов к числу электронов падающих на его поверхность, таким образом, коэффициент усиления может достигать 106.

В зависимости от измеряемой величины (среднее значение анодного тока или скорость счета импульсов тока) различают токовый и счетный режимы сцинтилляционного детектора [11].

Главное преимущество сцинтилляционных счетчиков перед газонаполненными является их значительно большая эффективность при регистрации гамма-излучения. Это связано с двумя факторами: плотностью и атомным номером вещества чувствительной области детектора. Таким образом, на пути гамма-излучения оказывается в несколько тысяч раз больше атомов, что сильно увеличивает вероятность взаимодействия.

Применение сцинтилляционных детекторов в гамма-спектрометрии. На аноде ФЭУ формируется импульс напряжения, амплитуда которого пропорциональна интенсивности световой вспышки, попавшей на фотокатод, а значит и энергии, потерянной в кристалле фотоном [4].

Так как амплитуда выходного импульса пропорциональна энергии гамма-излучения, то сцинтилляционные детекторы можно использовать для гамма-спектрометрии. В этом процессе импульсы от ФЭУ сортируются по амплитуде прибором, называемым многоканальным амплитудным анализатором импульсов. Накопленная информация о количестве импульсов каждой амплитуды затем выводится на дисплей или распечатывается в виде амплитудного спектра. Вид такого спектра от гамма-источника с фотонами одной энергии показан на рис.1.1.

Энергия гамма-линии может быть измерена по положению фотопика (отметка E на рисунке). Этот пик так назван в связи с реакцией, приведшей к его образованию. Калибровка энергетической шкалы производится по измерениям спектров известных источников.



Рисунок 1.1 - Амплитудное распределение сцинтилляционного детектора.

Энергетическое разрешение сцинтилляционного детектора иллюстрируется на рисунке. Оно определяется как ширина пика на полувысоте (?? на рис.) деленная на энергию E и умноженная на 100%. Разрешение сцинтилляторов с кристаллом NaI обычно равно 7 - 9% при энергии гамма-излучения 662 KэB(137Cs). Это важный параметр гамма- спектрометра, так как он определяет насколько близкие по энергии две гамма-линии могут быть отчетливо зарегистрированы как два раздельных пика вместо одного широкого пика. Энергетическое разрешение очень важно, когда регистрируется излучение неизвестного излучателя, т.к. фотоны, разница энергий которых меньше чем ??, не будут различаться. К сожалению, энергетическое разрешение сцинтилляционных детекторов с NaI(Tl) не достаточно для решения многих задач в радиационной безопасности [11].

3) Полупроводниковый метод

Под действием ионизирующего излучения в полупроводнике образуется свободные носители заряда. Если к полупроводнику, находящемуся в поле ионизирующего излучения, приложить разность потенциалов, то по изменению проводимости полупроводника можно делать вывод о наличии и интенсивности ионизирующего излучения.

Использование твердого тела в качестве чувствительного объема позволяет за счет более высокой плотности вещества (примерно в 1000 раз) увеличить энергию, поглощенную в единице чувствительного объема. Таким образом в одном и том же поле излучения ионизационный эффект в полупроводниковом детекторе будет примерно в 104 раз выше, чем в ионизационной камере, то есть полупроводниковые детекторы обладают высокой чувствительностью даже при малом чувствительном объеме [7].

Другой важной особенностью полупроводниковых детекторов по сравнению с газовыми является высокая подвижность носителей заряда. Высокая подвижность носителей заряда определяет малое время собирания электрических зарядов на электроды, и как следствие, высокую разрешающую способность детектора. Кроме того, малое время собирания существенно снижает вероятность рекомбинации положительных и отрицательных зарядов, а большая подвижность зарядов при прочих равных условиях обеспечивает большой ионизационный ток. В расчете на одинаковый ионизационный эффект полупроводниковый детектор требует на несколько порядков меньшего электрического напряжения, чем газовый.

Проводимость полупроводников (как собственная, так и примесная) затрудняет использование полупроводников для регистрации ионизирующих излучений. Однако существует возможность создать в полупроводнике область, обедненную, свободными носителями заряда. В этом случае электрическое сопротивление полупроводника резко возрастает а проводимость падает. Такая возможность основана на использовании свойств р-n и n-р переходов. Переходом называется область полупроводника, в которой происходит смена типа проводимости с электронной на дырочную или наоборот (рис. 1.2) [11].



Рисунок - 1.2 Полупроводник с р-n переходом:

Рр - концентрация дырок в ? области, nn - концентрация электронов в n области, h - ширина ?-n перехода

Предположим, что на грань полупроводникового кристалла, обладающего дырочной проводимостью нанесен слой полупроводника с электронной проводимостью. Концентрация электронов в n-области значительно превосходит их концентрацию в р- области. В тоже время с концентрацией дырок наблюдается обратное соотношение. Такое различие в концентрациях приводит к тому, что электроны начинают диффундировать в р- область, а дырки, наоборот - в n- область. Ионизированные атомы донорного вещества, электроны которых переместились в р- область, создают нескомпенсированный положительный объемный заряд в n-области около границы раздела. В р- области, вследствие ухода дырок, образуется отрицательный объемный заряд. В результате создается двойной электрический слой у границы раздела. Электрическое поле этого слоя препятствует дальнейшему диффузионному переносу электронов и дырок. Через некоторое время после образования двойного электрического слоя устанавливается равновесное состояние, при котором результирующие потоки электронов и дырок равны нулю [11].

В области р-n перехода концентрация носителей заряда на несколько порядков ниже, то есть р-n переход обладает высоким электрическим сопротивлением. Обедненная носителями заряда область р-n перехода является основной рабочей областью полупроводникового детектора.

Если приложить к р-n переходу так называемое "обратное напряжение" (минус к р-области, имеющей отрицательный объемный заряд, а плюс к n-области, имеющей положительный объемный заряд), то направление внешнего поля и поля р-n перехода будут совпадать. Поэтому приложенное напряжение также будет удалять носители заряда из обедненной области, а следовательно ширина этой области возрастает [4].

Ионизирующее излучение, либо заряженная частица образует в области р-n перехода свободные носители заряда, и следовательно импульс тока. Амплитуда импульса будет пропорциональна числу пар ионов (электронов и дырок), образованных излучением в области р-n перехода.

Полупроводниковый метод регистрации получил широкое применение в спектрометрии. В этом случае выходной сигнал детектора подается на вход многоканального амплитудного анализатора (анализатора, в котором в каждом канале регистрируется лишь импульсы определенной амплитуды).

Недостатком подобных детекторов является то обстоятельство, что их постоянно необходимо поддерживать при температуре жидкого азота,

Полупроводниковые детекторы работают как в импульсном, так и в токовом режиме, причем в токовом режиме можно использовать даже однородные полупроводники, хотя у однородных полупроводников нижний предел измерения достаточно высок из-за низкой временной постоянной [4].

Таблица 1.2 - Сопоставление основных методов, используемых при определении МЭД

Параметры	Ионизационный	Сцинтилляционный	Полупроводниковый
1	2	3	4
Виды излучения	Заряженные частицы,?- кванты, n	Заряженные частицы,?- кванты, n	?, ?, ?- кванты, n
Режим работы	Токовый, импульсный	Импульсный	Импульсный, токовый
Eср расходуемая на обр-ие вторичных частиц, эВ	30-40	4,35·10-19 - 4,95·10-19	2,5-4
Область применения	Спектрометрия, радиометрия, дозиметрия	Спектрометрия, радиометрия, дозиметрия	Спектрометрия, дозиметрия

1.2.2 Индивидуальный дозиметрический контроль

Контроль профессионального облучения является одной из основных частей системы обеспечения радиационной безопасности персонала. Целью контроля является достоверное определение доз облучения персонала для установления соответствия условий труда требованиям норм и правил и подтверждения того, что радиационная безопасность персонала обеспечена должным образом, а техногенный источник излучения находится под контролем.

Контроль профессионального облучения заключается в достоверном определении индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала и индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей. Под индивидуальной дозой здесь понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе или ткани в зависимости от контекста), которая была бы получена стандартным работником, если бы он находился в тех же производственных условиях и выполнял те же работы с источником, что и данный индивид. При определении индивидуальной дозы работника игнорируется ее возможное отличие от истинной дозы облучения индивида, обусловленное различием между характеристиками "стандартного работника" и персональными характеристиками индивида. Значение индивидуальной дозы приписывается индивиду по результатам дозиметрического контроля.

Контроль с использованием индивидуальных дозиметров обязателен для персонала группы А. Индивидуальный контроль персонала в зависимости от характера работ включает:

– радиометрический контроль за загрязненностью кожных покровов и средств индивидуальной защиты;

– контроль за характером, динамикой и уровнями поступления радиоактивных веществ в организм с использованием методов прямой и косвенной радиометрии;

– контроль за дозами внешнего бета-, гамма - и рентгеновского излучений, а также нейтронов с использованием индивидуальных дозиметров или расчетным путем.

По результатам радиационного контроля должны быть рассчитаны значения эффективных доз у персонала, а при необходимости - определены и значения эквивалентных доз облучения отдельных органов.

Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в том случае, когда он превышает 1 мЗв в год [ОСПОРБ 99/2010].

1) Ионизационный метод также нашел широкое применение в индивидуальной дозиметрии, он был рассмотрен выше.

2) Радиофотолюминесцентный метод (РФЛ). Метод основан на способности некоторых веществ под действием ионизирующего излучения образовывать центры люминесценции. Съем информации производится возбуждением ультрафиолетовым светом РФЛ - центров и регистрации фотонов люминесценции. При этом центры люминесценции не разрушаются. Содержа в себе все преимущества ТЛД метода, РФЛ метод позволяет измерения проводить многократно, т.е. дозиметр может служить “паспортом” облучаемости. Недостаток метода - временная зависимость «созревания» центров люминесценции, однако, 90% дозы достигаются за первые 15 мин.

Применение этого явления в дозиметрии основывается на линейной зависимости числа образовавшихся под действием ИИ РФЛ-центров от дозы облучения. В свою очередь, количество этих центров может быть измерено по интенсивности люминесценции, появляющейся при облучении детектора УФ-излучением. Таким образом, считывающее устройство является по существу флюориметром и может быть непосредственно отградуировано в дозовых единицах (в единицах воздушной кермы, поглощенной или эквивалентной дозах). С другой стороны, очевидно, что для получения минимально возможного нижнего предела измерений, считывающее устройство должно быть оптимизировано по отношению сигнала радиофотолюминесценции к сигналу додозовой люминесценции. Это возможно сделать, зная спектральные и кинетические характеристики излучения той и другой природы [4].

Физические свойства РФЛ. Нижний предел измерения дозы определяется наличием додозовой люминесценции. Более точно, он может быть оценен как утроенное среднеквадратичное отклонение показаний дозы для необлученного дозиметра. Интенсивность этой люминесценции в большой степени определяется тонкостями технологии варки стекла и наличием в нем примесей металлов, особенно железа, которые также способны создавать устойчивые (но не радиационно-индуцированные) центры люминесценции.

Таким образом, при создании считывающего устройства для получения возможно низкого уровня измеряемой дозы, необходимо в максимальной степени подавить додозовое свечение стекла. Поэтому, в силу технологической зависимости интенсивностей дозовой и додозовой компонент, оптимизация считывающего устройства возможна только для РФЛ-стекла марки РЛС-5.

Накопленный к настоящему времени опыт позволяет считать РФЛ-метод дозиметрии гамма-излучения весьма перспективным, т. к. достигнутые нижние пределы измерения эквивалентной дозы вполне достаточны для широкого применения этого метода и решения самых разнообразных задач.

3) Термолюминесцентный метод (ТЛД) основан на испускании света при нагревании предварительно облученного неорганического кристалла, называемого термолюминофором. В практической дозиметрии используют LiF (Mg, Ti); CaF2 (Mn), CaSO4 (Dy), BeO (Na), алюмофосфатные стекла (Mn) и др. В скобках - легирующие добавки [11].

При поглощении энергии излучения, как центрами люминесценции, так и основным веществом люминофора, появляются свободные электроны, захватываемые электронными ловушками, а центры люминесценции ионизируются. Этот процесс называется запасанием светосуммы. При нагревании кристалла происходит освобождение электронов из ловушек и последующая рекомбинация свободных электронов с дырками на центрах люминесценции. Энергия, выделившаяся при рекомбинации, переводит центр в возбужденное состояние, при этом возникает термолюминесценция (рис. 1.2).

Облученный кристаллофосфор характеризуют зависимостью светового потока Фтл, испускаемого при нагревании от температуры Т и соответствующей кривой термовысвечивания: Фтл = Фтл(Т).

Рисунок 1.2 - Зависимость светового потока от t

При определенных температурах Т1, Т2 и т.д. кривая термовысвечивания имеет максимумы Фтл. Мерой поглощенной дозы ионизирующего облучения D может служить как плотность потока энергии термолюминесценции, пропорциональная площади, ограниченной кривой термовысвечивания: S = ?Фтл(Т) dT, так и амплитуда наибольшего термопика Фтл (max).



Рисунок 1.3 - Дозовая характеристика

Дозовая характеристика (рис. 1.3) ТЛ-дозиметров имеет несколько участков: участок фонового свечения ОА: участок линейной зависимости АВ протяженностью от (3-5)·10-5 до102 Гр; участок насыщения ВС или участок нелинейности BD. Дозиметрами данного типа пользовались, в частности, ликвидаторы аварии на ЧАЭС [11].

4) Фотографический метод

Этот метод был разработан в 1928 году советскими физиками Мысовским и Ждановым. Его сущность заключается в использовании специальных фотоэмульсий для регистрации быстрых заряженных частиц. Фотоэмульсии, применяемые для указанных целей, принято называть ядерными.

Отличие ядерных фотоэмульсий от фотоэмульсий, используемых в обычной фотографии, состоит в следующем:

Ядерные фотоэмульсии имеют толщину слоя от 600 до 1200 мкм, в то время как толщина слоя обычных фотоэмульсий составляет всего от 10 до20 мкм.

Чувствительность ядерных фотоэмульсий значительно выше, чем обычных, так как число зерен (монокристаллов) бромистого серебра в ядерной фотоэмульсии много больше, а размеры зерен много меньше, чем в обычной фотоэмульсии [4].

Заряженные частицы, попадая в слой фотоэмульсии, нанесенный на фотопластинку, вызывают ионизацию молекул фотоэмульсии, вызывающую почернение ее зерен. После химической обработки фотопластинки (проявления и фиксирования) следы (треки), оставленные пролетевшими через фотоэмульсию частицами, становятся видимыми. Их наблюдают с помощью микроскопа.

По форме отмеченного трека, его длине и толщине, по плотности почерневших зерен эмульсии и по многим другим признакам можно установить вид частицы, ее энергию, скорость, направление движения и многие другие характеристики.

Одно из основных преимуществ метода толстослойных эмульсий перед другими методами регистрации частиц заключается в том, что с его помощью получают не исчезающие со временем следы частиц, которые в дальнейшем могут быть тщательно изучены.

Другим преимуществом описанного метода является то, что он позволяет выявить треки всех высокоэнергетических заряженных частиц, пролетевших за время экспозиции через фотопластинку. Эта особенность данного метода дает возможность обнаруживать редкие явления в микромире [4].

Треки частиц, получаемые в фотоэмульсии, являются более тонкими и отчетливыми, чем в камере Вильсона или пузырьковой камере, что увеличивает точность измерений.

Недостатками фотоэмульсионного метода является сложность химической обработки фотопластинок и невозможность определения момента времени, в который заряженная частица попадает в фотоэмульсию.

Метод толстослойных эмульсий играет исключительно важную роль в исследованиях космических лучей и различных превращений, вызываемых элементарными частицами, разогнанными до очень высоких энергий в ускорителях заряженных частиц.

Достоинства и недостатки методов индивидуальной дозиметрии сопоставлены в табл.

Таблица 1.3 - Сопоставление основных методов, применяемых в индивидуальной дозиметрии

Дозиметрический параметр	Радиофотолюминесцентный	Термолюминесцентный на основе	Фотографический	Ионизационный
Виды излучениия	?, ?, n	?, ?, n	?, ?, n	?, ?
Диапазон дозы	(40 кэВ-3 МэВ) ± 20%	(30 кэВ- 3 МэВ) ± 15%	(100 кэВ- 3 МэВ) ± (20 ? 40%)	(50 кэВ-2 МэВ) ± 15%
Химический состав	Фосфатные стекла	LiF, Al2O3, Li2B4O7	AgCl, AgBr	Смесь галогенов и инертных газов, Ne, Ar, Cl
Особенности	Возможность многократного считывания показания и многократного применения после отжига	Широкий диапазон измерения доз Однократность считывания показаний Является рекомендованным методом ИДК Возможность многократного применения после отжига	Работа с химически вредными веществами при проявке пленки, однократность использования, универсальность и простота в использовании	Возможность использования прямопоказывающих дозиметров

1.2.3 Отечественные приборы

Дозиметр-радиометр ДКС-96 с БДКС-96с

Широко используемый дозиметр-радиометр, отличающийся надежностью и большим выбором блоков, позволяющих решать все основные задачи дозиметрии и радиометрии. В результате модернизации прибора в 2008 г. введен большой графический дисплей, усовершенствованы программное обеспечение и многие сервисные функции. Пульт прибора выпускается в двух модификациях: УИК-05 и УИК-06. Внешний вид прибора представлен на рис. 1.4.



Рисунок 1.4 - Дозиметр-радиометр ДКС-96 с БДКС-96с

Назначение:

– измерение дозы и мощности амбиентного эквивалента дозы (далее дозы и мощности дозы) непрерывного и импульсного рентгеновского и гамма-излучений;

– измерение плотности потока альфа- и бета-излучений;

– измерение дозы и мощности дозы нейтронного излучения;

– измерение плотности потока гамма-излучения;

– поиск и локализация радиоактивных источников и загрязнений;

– измерение плотности потока и мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в скважинах и жидких средах;

– радиационная съемка местности с привязкой к географическим координатам с помощью датчика GPS;

– использование в качестве пересчетного устройства.

Режимы измерения:

– с выбранным временем измерения;

– с неограниченным временем измерения (до достижения статистической погрешности 6 %);

– измерение дозы (для гамма- и нейтронных измерений);

– - автоматический (с записью в память результатов с периодичностью от 1 до 60 мин);

– пересчетное устройство (счет импульсов от блока за время 10, 30, 100, 300, 1000, 3000 с);

– поисковые режимы «Поиск», «Обнаружение» для поисковых блоков;

– режим «Пороговый» для оценки интенсивности измеряемого излучения относительно одной, двух или трех пороговых уставок одновременно с индикацией числового значения и сообщений «Грязно», «Норма», «Чисто», «Чисто!».

http://www.doza.ru/catalog/handheld/41/

Дозиметр - радиометр МКС-АТ1117М

Носимый комбинированный точный прибор, предназначенный для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы и дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучения, плотности потока альфа- и бета-частиц с загрязненных поверхностей или поверхностной активности, а также для измерения плотности потока нейтронов . Внешний вид прибора представлен на рис. 1.5.

Рисунок 1.5 - Дозиметр - радиометр МКС-АТ1117М

Особенности:

– многофункциональность;

– высокая чувствительность и широкий диапазон;

– быстрая адаптация к изменению уровней радиационного фона;

– поиск источников рентгеновского, гамма-, альфа-, бета- и нейтронного излучения;

– интеллектуальные блоки детектирования (интерфейс RS232);

– система встроенной светодиодной стабилизации в сцинтилляционных блоках детектирования;

– звуковая и визуальная сигнализация превышения пороговых уровней по дозе, мощности дозы и плотности потока;

– возможность работы в широком диапазоне температур в полевых условиях;

– большой цифро-аналоговый ЖК-индикатор с подсветкой;

– хранение в энергонезависимой памяти прибора и передача в ПЭВМ до 100 результатов измерения.

Дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М представляет собой многофункциональное носимое средство измерения с цифровой индикацией показаний, включающее в себя блок обработки и индикации информации БОИ и/или БОИ2 (со встроенным счетчиком Гейгера-Мюллера) и внешние интеллектуальные блоки детектирования.

http://www.doza.ru/catalog/handheld/124/

Дозиметр ДРГ-01Т1

Дозиметр ДРГ-01Т1 - портативный прибор, предназначенный для измерения мощности эквивалентной дозы (МЭД) фотонного (гамма) излучения, а также мощности рентгеновского излучения на рабочих местах, в смежных помещениях и на территории предприятий, использующих радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

Область применения: для оперативного группового контроля мощности эквивалентной дозы окружающей среды и мощности экспозиционной дозы работниками служб радиационной безопасности, дефектоскопических лабораторий, санитарно-эпидемиологических станций, в структурах МЧС, МО и Государственной Таможенной Службы, для контроля эффективности биологической защиты, радиационных упаковок и радиационных отходов, а также населением для самостоятельной оценки радиационной обстановки.

Дозиметр обеспечивает измерение мощности экспозиционной дозы в двух режимах работы:

– поиск (время измерения не более 5 сек);

– измерение (время измерения не более 25 сек).

Дозиметры работают от автономного источника питания (гальванический элемент типа "Корунд"). Возможно использование батареи аккумуляторов 7Д-0,115-У161.

Измерение уровней мощности эквивалентной дозы и экспозиционной дозы осуществляется двумя раздельными группами газоразрядных счетчиков с различными корректирующими фильтрами. Каждая группа включает два газоразрядных счетчика СБМ-20.

Индикация показаний осуществляется на цифровом табло жидкокристаллического индикатора.

http://www.novolab.ru/catalog/dozimetrs/drg-01t1/

1.2.4 Зарубежные приборы

Дозиметры ДКС-АТ1121 и ДКС-АТ1123

Портативные широкодиапазонные многофункциональные приборы для дозиметрии непрерывного, кратковременного и импульсного рентгеновского и гамма-излучения.

Основные характеристики:

– портативность, широкий диапазон и многофункциональность;

– тканеэквивалентный детектор - сцинтилляционная пластмасса с добавками тяжелых металлов;

– измерение кратковременного от 30 мс и импульсного от 10 нс (ДКС-АТ1123) излучения;

– оценка длительности воздействия;

– система встроенной светодиодной стабилизации измерительного тракта, исключающая необходимость в контрольном радиоактивном источнике;

– большой специализированный цифро-аналоговый ЖК-индикатор с подсветкой;

– возможность дистанционных измерений с помощью выносного пульта;

– звуковая и визуальная индикация превышения пороговых уровней;

– возможность использования в качестве дозиметра-сигнализатора с дистанционным управлением на расстоянии до 25 м;

– жесткие условия эксплуатации.

Таблица 1.4 - Особенности приборов ДКС-АТ1121и ДКС-АТ1123

	ДКС-АТ1121	ДКС-АТ1123
Излучение	МД	Д	МД	Д
Рентгеновское	+	+	+	+
Гамма	+	+	+	+
Тормозное	+	+	+	+
Непрерывное	+	+	+	+
Кратковременное	+	+	+	+
Импульсное	-	-	+	+
Бета (обнаружение)	+	+	+	+

Основные функции приборов - дозиметрия импульсного, с длительностью свыше 10 нс (ДКС-АТ1123), кратковременного с длительностью свыше 30 мс и непрерывного рентгеновского и гамма-излучения в широких диапазонах мощности амбиентного эквивалента дозы и энергии. Дополнительные функции - обнаружение источников мягкого и жесткого гамма-излучения, бета- излучателей, кратковременно действующего и импульсного излучения с оценкой длительности воздействия, а также движущихся излучателей. Дозиметры автоматически фиксируют максимальное значение мощности дозы за время работы и позволяют запомнить 1998 результатов измерений с долговременным хранением их в памяти, передать информацию в ПЭВМ со скоростью от 300 до 19200 бод. Самоконтроль приборов обеспечивается автоматически как при их включении, так и в процессе работы. Наличие светодиодной стабилизации измерительного тракта исключает необходимость в контрольном радиоактивном источнике.

http://www.atomtex.com/product.phtml?r=1&id=12

RDS-200 Universal Survey Meter

Универсальный прибор для измерения радиоактивности.

Прибор фирмы RADOS RDS 200 является портативным измерителем радиоактивности широкого применения. Учитывая универсальность, надежность и долговечность RDS 200, он может применяться в различных областях, таких как военная, гражданская оборона, производство, лабораторные исследования и т.д. Внешний вид прибора представлен на рис. 1.6

Рисунок 1.6 RDS-200 Universal Survey Meter

К данному прибору может быть подсоединен внешний детектор гамма- излучений. Также может быть подсоединен внешний импульсный датчик бета- излучения, используемый для контроля активности.

Дисплей

1) Аналоговая часть дисплея имеет логарифмическую шкалу на четыре десятичных порядка с общим диапазоном измерения 0,1 - 1000 мкЗв/ч, а также индикатор единиц измерения.

Если измеренное значение мощности дозы превышает 999 мкЗв/ч, индикатор единиц измерения, расположенный на цифровой части дисплея (мкЗв/ч, мЗв/ч или Зв/ч) начинает моргать. Изменение индикации на один сигмент шкалы соответствует изменению измеряемой величины на 30%. Данная часть дисплея предназначена для индикации текущего показания мощности дозы, порога сбрасывания сигнала тревоги, а также, для индикации скорости счета в диапазоне 1- 10 000 имп/сек. Шкала имеет малую инерционность (постоянное время интегрирования 0,5 сек) для отслеживания быстрых изменений мощности дозы.

2) Прибор автоматически изменяет положение десятичной точки и индикацию единиц измерения (мкЗв/ч, мЗв/ч и Зв/ч или мкЗв, мЗв и Зв).

В режиме измерения скорости счета прибор также изменяет положение десятичной точки и индикацию единиц измерения (имп/сек и имп/сек·103).

3) В приборе имеется разъем для подключения различных внешних устройств:

– детекторов гамма- излучения;

– детекторов бета- излучения;

Основные функции прибора

Прибор автоматически переходит в так называемый основной режим работы в котором доступны следующие действия:

– обнуление накопленной дозы;

– подсветка дисплей;

– вкл/выкл режима звуковой индикации импульсов;

– отключение сигнала тревоги;

– выбор времени интегрирования для измерений мощности дозы (от 1,5 с до 99 мин.);

– выбор режима индикации дозы;

– установка порога срабатывания сигнала тревоги.

Значение дозы, которую показывает прибор, является дозой, накопленной с момента последнего обнуления.

В режиме звуковой индикации прибор издает короткие звуковые сигналы с частотой, прямо пропорциональной величине мощности дозы. Такая звуковая индикация позволяет следить за измерением мощности дозы в диапазоне от 1 до 100 мкЗв/ч, что соответствует скорости счета импульсов от 0,5 до 50 имп/сек.

www.laurussystems.com/products/products_pdf/RDS200.pdf

Клинический дозиметр 27012

Клинический дозиметр 27012 является радиометрическим прибором, который предпочтительно пригоден для клинического применения в лучевой терапии и диагностике. Благодаря своему большому диапазону измерения, он пригоден при применении соответствующих камер также для измерительно-технического контроля при радиобиологических экспериментах, для дозиметрических измерений и измерений в различных областях применения радиометрической техники. Т.к. в клиническом дозиметре 27012 применены исключительно полупроводники и частично интегральные схемы в кремниевой технике, то прибор обладает высокой надежностью и продолжительностью работы

Прибор позволяет как измерение дозы, так и измерение мощности дозы рентгеновского и гамма- излучения в широкой степени независимо от энергии и направления.

В качестве детекторов излучения применяются ионизационные камеры. Имеются два детектора излучения для клинического дозиметра:

– ионизационная камера типа 70110 (VAK 253) для высоких энергий мощности дозы;

– ионизационная камера типа 70111 (VAK 254), для низких энергий мощности дозы.

Электронная часть клинического дозиметра состоит из основного блока и соответствующего зонда.

Оба соединены кабелем между собой длиной 15 м. Это дает возможность проведения дистанционного измерения.

Все органы управления и регулировки располагаются на основной части прибора, ее размеры 375х250х200 мм, масса - 9,0 кг.

1.2.5 Сравнение и выбор приборов РК

Проводя сравнительный анализ методов, выделяем основные критерии:

– вид регистрируемого излучения;

– диапазон энергий регистрируемых частиц;

– время восстановления;

– минимальная погрешность метода;

– возможность дистанционного измерения.

Каждый, из рассмотренных нами методов, позволяет регистрировать все типы заряженных частиц. Для регистрации нейтронов используют специальные вещества - «радиаторы», которые вступают в реакцию с нейтронами, испуская гамма кванты. Приборы основанные на данных методах способны работать как в импульсном, так и в токовом режимах.

Детекторы основанные на ионизационном методе имеют более широкий диапазон по энергиям регистрируемых частиц, сцинтилляторы и полупроводники не способны зарегистрировать частицы высоких энергий.

Полупроводниковые детекторы имеют большую чувствительность и меньшее время восстановления за счёт высокой подвижности носителей заряда и большой плотности.

Детекторы основанные на сцентиляционном и полупроводниковом методах имеют наименьшую погрешность измерений, она составляет 10%. Счётчики Гейгера - Мюллера имеют наибольшую погрешность, она достигает 30% и выше, а ионизационные камеры достаточно стабильны и их погрешность не превышает 15 %

Полученные данные свели в таблицу см. приложение ХХ.

1.3 Сравнение методов измерения активности закрытых РНИ

Методы измерения параметров закрытых радионуклидных источников гамма- излучения прописаны в государственном стандарте ГОСТ 26307-90.

Для определения основных радиационных параметров (ОРП) источников используют как абсолютные, так и относительные измерения. Перечень методов измерения приведен в таблице.



Таблица 1.5 - Перечень методов измерения

Метод измерения	Диапазон ОРП
	Мощность экспозиционной дозы, A·кг-1	Активность радионуклида в источнике, Бк
Метод прямых измерений с помощью дозиметра	3·10-10 - 5·10-4	--
Метод замещения	2·10-12 - 8·10-4	1·102 - 1·1015
Калориметрический метод	--	2,5·107 - 3,7·1014

1.3.1 Метод прямых измерений МЭД с помощью дозиметра

В методе используются результаты прямых измерений МЭД излучения источников на расстоянии 1 м. от рабочей поверхности в различных геометрических условиях с помощью измерительной мощности дозы- дозиметров.

Геометрические условия измерения МЭД, заданные в НТД на источники, могут соответствовать:

– направленному пучку с использованием коллиматора;

– неколимированному пучку в свободной геометрии, при которой источник и дозиметр располагают в пространстве без коллиматора и (или) защитных экранов; при этом расстояние до ближайших рассеивающих поверхностей не должно быть менее 1,5 м;