Федеральное агентство по образованию Российской Федерации

Филиал «Севмашвтуз» государственного образовательного учреждения высшего профессионального образования «Санкт-Петербургский государственный морской технический университет» в г. Северодвинске

И. В. Пестов

ДОЗИМЕТРИЯ ИЗЛУЧЕНИЙ

Методические указания к лабораторным работам

Северодвинск

Севмашвтуз

2006

УДК

539.12.08

Дозиметрия излучений: Методические указания к лабораторным работам / Сост.: И. В. Пестов. – Северодвинск: РИО Севмашвтуза, 2006. – 25 с.

Ответственный редактор к.т.н., профессор, зав. кафедрой №9 Е.М. Аин

Рецензенты: ассистент кафедры №9, руководитель центрального хранилища изотопов ФГУП «ПО «Севмаш» А.В. Данилевич;

инженер-радиохимик II категории ФГУП «ПО «Севмаш» Г.В. Жуков.

Методические указания соответствуют дисциплине СД.07 «Дозиметрия излучений» и предназначены для студентов 5 курса специальности 140307 «Радиационная безопасность человека и окружающей среды».

Указания содержат описания порядка выполнения лабораторных работ, краткий обзор приборов, используемых в работах, задания на лабораторные работы и требования к отчёту по выполненным работам.

Печатается по решению редакционно-издательского совета Севмашвтуза.

© Севмашвтуз, 2006 г.

Содержание

Введение 3

Содержание лабораторных занятий 3

Занятие 1 3

Занятие 2 3

Занятие 3 6

Занятие 4 9

Занятие 5 11

Занятие 6 14

Занятие 7 16

Занятие 8 18

Занятие 9 20

Список литературы 21

Приложения 22

Введение

Учебным планом специальности 140307 «Радиационная безопасность человека и окружающей среды» по дисциплине «Дозиметрия излучений» предусмотрены лабораторные работы в объёме 18 часов. В ходе лабораторных работ студенты получают навыки проведения измерений дозиметрическими приборами на базе лаборатории дозиметрии и защиты от ионизирующих излучений кафедры №9 и навыки обработки и оценивания результатов проведённых измерений.

Содержание лабораторных занятий

Занятие 1: Вводное занятие. Техника безопасности при выполнении работ. Содержание лабораторного практикума. Требования к отчёту – 2 часа.

Перед выполнением лабораторных работ студенты обязаны пройти инструктаж по технике безопасности в лабораториях кафедры №9. Инструктаж проводится преподавателем или заведующим лабораторией согласно Инструкциям по охране труда [6].

После инструктажа студент должен оставить запись в журнале по технике безопасности о прохождении инструктажа.

В ходе выполнения лабораторной работы студент готовит отчёт согласно заданию на данную лабораторную работу.

Занятие 2: Обзор методов регистрации ионизирующих излучений и дозиметрических приборов – 2 часа.

Выделяют следующие основные методы регистрации ионизирующих излучений:

- ионизационный метод (происходит ионизация газа в газонаполненной камере; на основе этого метода работают ионизационные камеры, пропорциональные счётчики и счётчики Гейгера-Мюллера);

- люминесцентные методы (здесь измеряется интенсивность вспышек света, возникающих в результате облучения некоторых веществ, называемых сцинтилляторами или люминофорами, детекторы могут быть основаны на явлении флюоресценции – сцинтилляционный метод – или фосфоресценции – радиофотолюминесцентный и радиотермолюминесцентный методы);

- полупроводниковый метод (под действием излучения изменяются электрические свойства полупроводников);

- фотоэмульсионный метод (с применением фотоэмульсий или фотоплёнки – облучённая плёнка или фотоэмульсия при проявке темнеет);

- химические методы (используются твёрдые, жидкие или газообразные вещества, в которых под воздействием излучения происходят химические реакции);

- калориметрический метод (измеряют количество теплоты, выделившееся при взаимодействии излучения с веществом детектора).

Наибольшее распространение на практике получили детекторы с использованием счётчиков Гейгера-Мюллера и сцинтилляционные детекторы. Полупроводниковые и сцинтилляционные детекторы применяют в спектрометрии; фотографические, радиофото- и радиотермолюминесцентные дозиметры применяются в индивидуальной дозиметрии.

Выделяют три класса приборов – дозиметры, радиометры и спектрометры.

С помощью дозиметров проводят измерения доз и их мощностей (дозиметрические величины).

Дозиметрические величины служат для оценки биологических последствий облучения для организма человека. Применяются следующие дозиметрические величины:

- поглощённая доза (D) – величина, определяющая среднюю величину энергии, оставленную излучением в веществе:

,

где - средняя энергия излучения, переданная единичному объёму вещества, dm – масса вещества в этом объёме. В системе СИ поглощённая доза измеряется в греях (Гр).

- эквивалентная доза (H) – определяется как произведение поглощённой дозы на взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (w_R):

.

Значения взвешивающих коэффициентов для различных видов излучений приведены в Приложении 1.

Единица измерения эквивалентной дозы в системе СИ – зиверт (Зв).

- эффективная доза (E) – величина, используемая как мера риска возникновения отдалённых биологических последствий облучения. Определяется суммированием по всем органам и тканям (T) произведений эквивалентных доз в этих органах или тканях (H_T) на соответствующий взвешивающий коэффициент (w_T):

Величины взвешивающих коэффициентов для различных органов и тканей приведены в Приложении 1.

Единица измерения эффективной дозы в системе СИ – зиверт (Зв).

- экспозиционная доза (X) – величина, характеризующая энергию γ-излучения, преобразованную в кинетическую энергию частиц в единице массы атмосферного воздуха. Единица измерения в системе СИ – джоуль на кулон (Дж/Кл), внесистемная единица – рентген (Р). В настоящее время данная величина практически не применяется.

- керма (K) – от аббревиатуры KERMA (kinetic energy relayed in material) – величина, характеризующая кинетическую энергию частиц, образовавшихся под воздействием первичного излучения в единице массы атмосферного воздуха. Единица измерения кермы в системе СИ – грей (Гр).

Мощность дозиметрической величины – это доза, полученная за единицу времени.

Современные дозиметры обычно измеряют эквивалентную дозу (в мкЗв, мЗв или Зв) или мощность эквивалентной дозы (в мкЗв/час). Дозиметры, выпущенные до конца 1980-х годов часто измеряли экспозиционную дозу (в мкР, мР или Р) или мощность экспозиционной дозы (мкР/час, мР/час, мкР/с). Этим обусловлено некоторое неудобство в работе со старыми приборами – необходимо переводить измеряемые величины в зиверты. Для перевода Нормами Радиационной Безопасности НРБ-99 [4] рекомендовано следующее соотношение: 1 Р = 0,87∙10^-2 Гр поглощенной в воздухе дозы.

С помощью радиометров производят измерение активностей, поверхностного загрязнения, флюенса, потока частиц и плотности потока частиц.

Активность (А) – это мера радиоактивности какого-либо вещества, определяемая количеством радиоактивных распадов, происходящих в веществе за единицу времени. Единица измерения активности в системе СИ – беккерель (Бк), определяемый как один распад в секунду. Внесистемная единица активности – кюри (Ки). 1 Ки = 3,7 ∙ 10¹⁰ Бк.

Также часто используются величины удельной активности (A_m, активность единицы массы) и объёмной активности (A_V, активность единицы объёма). Для характеристики поверхностного загрязнения иногда используют величину поверхностной активности (A_S, активность единицы площади).

Флюенс частиц (F) – отношение числа частиц, проникающих в элементарную сферу к площади центрального сечения этой сферы, .

Поток частиц (Ф) – количество частиц, проходящих через какую-либо поверхность за единицу времени, .

Плотность потока частиц (φ) – количество частиц, проходящих через единицы площади в единицу времени, но часто используется размерность .

С помощью спектрометров определяют распределения частиц или квантов излучения по энергиям. По этому распределению можно узнать нуклидный состав пробы и активность отдельных нуклидов в ней.

Также встречаются универсальные приборы, совмещающие в себе характеристики двух классов приборов. Наиболее часто из универсальных приборов встречаются дозиметры-радиометры.

В ходе лабораторных работ по дисциплине «Дозиметрия излучений» будут рассмотрены переносные универсальные дозиметры-радиометры, позволяющие проводить измерения дозы и мощности дозы γ-излучения, а также плотности потока β-излучения. Рассматриваемые приборы в качестве детекторов используют счётчики Гейгера-Мюллера.

При проведении занятий 3 – 7 группа студентов разбивается на пять бригад, каждая из которых на каждом занятии выполняет одну из предлагаемых ниже работ.

Занятие 3: Проведение измерений мощности эквивалентной дозы γ-излучения и плотности потока β-излучения с помощью бытового дозиметра-радиометра ИРД-02-Б1 – 2 часа.

В данной работе с помощью универсального бытового дозиметра радиометра ИРД-02-Б1 проводится измерение мощности эквивалентной дозы γ-излучения и плотности потока β-излучения от счётного образца.

Лабораторная установка:

В состав лабораторной установки входит бытовой дозиметр-радиометр ИРД-02-Б1 (рис. 1). В качестве счётных образцов используются пробы калийных удобрений или грунта.

П

рибор ИРД-02-Б1 является универсальным и совмещает в себе функции дозиметра и радиометра. Он способен измерять мощность эквивалентной дозы и производить оценку плотность потока бета-излучения. В то же время, прибор является бытовым и предназначен для широкого круга пользователей, в том числе и не имеющих специальной подготовки. Поэтому использование прибора максимально упрощено.

О

Рис. 1. Дозиметр-радиометр бытовой ИРД-02-Б1

днако его бытовое назначение и упрощения в управлении имеют и отрицательные стороны. Наиболее существенным недостатком является низкая точность прибора. При измерении мощности дозы γ-излучения производитель прибора закладывает погрешность до 40 процентов, а при измерении плотности потока β-излучения погрешность вообще не нормируется.

Поэтому прибор позволяет производить лишь оценочные измерения. Полученные с его помощью данные не могут быть использованы для официальных заключений о состоянии радиационной обстановки.

В качестве детектора в приборе используется счётчик Гейгера-Мюллера. В нём под действием излучения происходит ионизация газа, вследствие чего в электрической схеме прибора возникает сигнал в виде импульсов тока. Счётная схема прибора преобразует эти импульсы в значения мощности дозы γ-излучения или плотности потока β-излучения. Особенность применения счётчиков Гейгера-Мюллера состоит в том, что они позволяют определить лишь мгновенные значения величины, т.е. в них не происходит накопления информации о радиационном воздействии. Поэтому наиболее простые приборы на основе этих счётчиков показывают лишь значения мощности дозы, а не накопленную величину дозы.

Значения на цифровом индикаторе прибора постоянно изменяются, они представляют собой мгновенное значение измеряемой величины. При изменении радиационной обстановки, показания прибора будут адекватными лишь спустя некоторое время (порядка 30 секунд). Поэтому при проведении измерений необходимо снимать показания с частотой не менее 30 секунд.

Цель работы:

Получение навыков проведения измерений мощности эквивалентной дозы и плотности потока β-излучения с помощью бытового дозиметра-радиометра ИРД-02-Б1.

Задание на лабораторную работу:

Ознакомиться с назначением прибора, провести измерения мощности эквивалентной дозы γ-излучений, провести измерения плотности потока β-излучения, сравнить полученные значения с допустимыми величинами.

Порядок работы:

1. Ознакомиться с назначением прибора, областью его применения и порядком проведения измерений по инструкции по эксплуатации;

2. Подготовить прибор для измерения мощности эквивалентной дозы γ-излучения согласно инструкции по эксплуатации;

3. Подготовить таблицу следующего вида (табл. 1):

Таблица 1

Проведение измерений мощности эквивалентной дозы и плотности потока β-излучения с помощью бытового дозиметра-радиометра ИРД-02-Б1

Измерение	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	Среднее значение	Абсолютная погрешность	Относительная погрешность
Фон γ
Проба γ
Фон β
Проба β

4. Снять 10 показаний γ-фона (без наличия пробы, с закрытой крышкой детектора) с промежутком не менее 30 секунд, в мкЗв/ч. Записать полученные значения в строку «Фон γ» в табл. 1, произвести расчёт среднего значения фона;

5. Снять 10 показаний значений мощности дозы γ-излучения от пробы (с закрытой крышкой детектора) с промежутком не менее 30 секунд, в мкЗв/ч. Записать полученные значения в строку «Проба γ» в табл. 1, произвести расчёт среднего значения мощности эквивалентной дозы;

6. Подготовить прибор для измерения плотности потока β-излучения согласно инструкции по эксплуатации;

7. Снять 10 показаний фона по β-излучению (без наличия пробы, с закрытой крышкой детектора) с промежутком не менее 30 секунд, в . Записать полученные значения в строку «Фон β» в табл. 1, произвести расчёт среднего значения фона;

8. Снять 10 показаний значений плотности потока β-излучения от пробы (с открытой крышкой детектора) с промежутком не менее 30 секунд, в мкЗв/ч. Записать полученные значения в строку «Проба β» в табл. 1, произвести расчёт среднего значения плотности потока β-излучения;

9. Выключить прибор;

10. Определить средние значения мощности дозы γ-излучения и плотности потока β-излучения с учётом фона, для чего и средних значений измерений проб вычесть соответствующие средние значения фона;

11. Для γ-излучения рассчитать максимальное значение эффективной дозы (E), которое может быть получено от измеряемой пробы:

; (1)

12. Сравнить полученное значение эффективной дозы с основным дозовым пределом для населения (см. Приложение 2), а значение плотности потока β-излучения – с допустимым значением β-загрязнённости поверхности (см. Приложение 3);

13. Определить значения абсолютной и относительной погрешностей (см. указания к занятию 8);

14. Сделать вывод по работе.

Содержание отчёта по лабораторной работе:

В отчёте о выполнении данной работы студент должен указать следующее:

1. Наименование работы;

2. Цель работы;

3. Задание на лабораторную работу;

4. Назначение дозиметра-радиометра бытового ИРД-02-Б1;

5. Порядок проведения измерений;

6. Полученные результаты измерений в виде таблицы;

7. Результаты сравнения полученной величины годовой эффективной дозы и плотности потока β-излучения с допустимыми значениями;

8. Вывод по работе.

Занятие 4: Проведение измерений мощности эквивалентной дозы γ-излучения с помощью бытового дозиметра «Белла» – 2 часа.

В данной работе производится измерение природного фона γ-излучения с помощью бытового дозиметра «Белла», а также измерение мощности дозы γ-излучения, испускаемого измеряемым счётным образцом.

Лабораторная установка:

В состав лабораторной установки входит бытовой дозиметр «Белла» (рис. 2). В качестве счётных образцов используются пробы калийных удобрений.

Б

ытовой дозиметр «Белла» предназначен для измерения мощности дозы γ-излучения и для поиска с помощью звуковой сигнализации источников повышенного излучения в полевых условиях. Прибор может работать в двух режимах: в режиме измерения мощности эквивалентной дозы (МЭД) и в режиме поиска. При этом, при включенном режиме поиска прибор также работает и в режиме измерения МЭД.

В

Рис. 2. Дозиметр бытовой «Белла»

режиме измерения МЭД прибор выдаёт измеренные значения на цифровом индикаторе. Одно измерение продолжается в течение 40 секунд и высвечивающееся значение является средним значением мощности эквивалентной дозы за этот промежуток времени. Значение сохраняется на экране в течение 40 секунд, после чего начинается следующее измерение.

В режиме поиска прибор выдаёт звуковые сигналы, частота следования которых пропорциональна мощности эквивалентной дозы. Это может быть удобно при поиске источников излучения – с приближением к источнику звуковые сигналы будут более частыми.

Дозиметр «Белла» также, как и дозиметр-радиометр ИРД-02-Б1 является бытовым. Он предназначен для оперативного контроля населением радиационной обстановки. Производитель допускает погрешность измерений более 30 %, соответственно, данный прибор позволяет произвести лишь приблизительную оценку радиационной обстановки и полученные с его помощью данные не могут быть использованы для официальных заключений.

В качестве детектора в данном приборе также используется счётчик Гейгера-Мюллера. Однако, схема прибора выполнена таким образом, что он показывает не промежуточные значения измеряемой величины, а усреднённое за время измерения (40 секунд) значение. Однако, данный прибор не предусматривает накопление показаний за более продолжительные промежутки времени, хранение этих показаний в памяти. Соответственно, измерить величину дозы излучения с помощью данного прибора не представляется возможным.

Цель работы:

Получение навыков проведения измерений мощности эквивалентной дозы с помощью бытового дозиметра «Белла».

Задание на лабораторную работу:

Ознакомиться с назначением прибора, провести измерения мощности эквивалентной дозы γ-излучения, сравнить полученные значения с допустимыми величинами.

Порядок работы:

1. Ознакомиться с назначением прибора, областью его применения и порядком проведения измерений по инструкции по эксплуатации;

2. Включить прибор в режим измерения мощности эквивалентной дозы, согласно руководству по эксплуатации прибора;

3. Подготовить таблицу следующего вида (табл. 2):

Таблица 2

Проведение измерений мощности эквивалентной дозы с помощью бытового дозиметра «Белла»

Измерение	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	Среднее значение	Абсолютная погрешность	Относительная погрешность
Фон 1
Фон 2
Фон 3
Проба

4. Снять по 10 показаний γ-фона по трём сторонам здания, в мкЗв/ч. Записать полученные значения в строку «Фон 1», «Фон 2», «Фон 3» соответственно, в табл. 2, произвести расчёт средних значений фона;

5. Сравнить полученные средние значения γ-фона между собой, определить направление, в котором значения фона были минимальными и максимальными;

6. Снять 10 показаний значений мощности дозы γ-излучения от пробы, в мкЗв/ч. Записать полученные значения в строку «Проба» в табл. 2, произвести расчёт среднего значения мощности эквивалентной дозы;

7. Выключить прибор;

8. Определить среднее значение мощности дозы γ-излучения с учётом фона, для чего и средних значений измерений проб вычесть минимальное из средних значений фона;

9. Для γ-излучения рассчитать максимальное значение эффективной дозы (E), которое может быть получено от измеряемой пробы, с вычетом фона, по формуле (1);

10. Сравнить полученное значение эффективной дозы от пробы с основным дозовым пределом для населения (см. Приложение 2);

11. Определить значения абсолютной и относительной погрешностей (см. указания к занятию 8);

12. Сделать вывод по работе.

Содержание отчёта по лабораторной работе:

В отчёте о выполнении данной работы студент должен указать следующее:

1. Наименование работы;

2. Цель работы;

3. Задание на лабораторную работу;

4. Назначение дозиметра бытового «Белла»;

5. Порядок проведения измерений;

6. Полученные результаты измерений в виде таблицы;

7. Результаты сравнения γ-фона по различным направлениям;

8. Результаты сравнения полученной величины годовой эффективной дозы с допустимыми значениями;

9. Вывод по работе.

Занятие 5: Проведение измерений эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы γ-излучения с помощью универсального дозиметра-радиометра МКС-АТ6130 – 2 часа.

В данной работе будет рассмотрена возможность применения универсального дозиметра-радиометра МКС-АТ6130 в качестве индивидуального прямопоказывающего дозиметра.

Лабораторная установка:

В

состав лабораторной установки входит дозиметр-радиометр МКС-АТ6130 (рис. 3). В качестве счётных образцов могут быть использованы пробы калийных удобрений или гранит.

Данный прибор предназначен для измерений эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы γ-излучения, плотности потока β-частиц, оперативного поиска источников ионизирующих излучений.

М

Рис. 3. Универсальный дозиметр-радиометр МКС АТ-6130

асса и габариты этого прибора делают его достаточно удобным в качестве носимого средства измерения. Прибор самостоятельно производит оценку погрешности измерений, обладает памятью на 1000 измеренных значений (включая время проведения измерения и его погрешность), ос-

нащён инфракрасным портом для связи с компьютером. Все данные отображаются на цифровом табло.

В данном приборе детектором также является счётчик Гейгера-Мюллера, однако, универсальный дозиметр-радиометр МКС АТ-6130 является прибором нового поколения. Он оснащён микропроцессорным устройством, производящим обработку информации. Переключение между различными режимами работы производится через меню прибора.

Обработка информации, производимая прибором, позволяет отслеживать точность измерений. С увеличением времени измерения в одной точке, увеличивается число промежуточных значений измерений, обработанных данным прибором, и таким образом уменьшается величина погрешности измерений.

При использовании данного прибора становится возможным производить измерения интегральных величин, в частности, величины эквивалентной дозы – производится суммирование промежуточных результатов измерения, и прибор отображает величину накопленной с момента начала измерения дозы.

Д

Рис. 4. Меню прибора МКС АТ-6130. Включение режима измерения эквивалентной дозы γ-излучения

анный прибор удобен для использования в качестве индивидуального прямопоказывающего дозиметра, отображающего дозу, накопленную от момента начала измерения до момента снятия показаний. Чехол прибора может крепиться к ремню.

П

Рис. 5. Прибор МКС АТ-6130. Показания дисплея в режиме измерения эквивалентной дозы γ-излучения

ереключение прибора в режим измерения эквивалентной дозы γ-излучения осуществляется через раздел меню «MODE» в пункте «DOSE» (рис. 4), после чего на экране прибора появится значение величины дозы, возраста-

тающее со временем, и единица измерения – «nSv» - нЗв, «μSv» - мкЗв или «mSv» - мЗв (рис. 5).

Цель работы:

Получение навыков проведения измерений эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы с помощью дозиметра-радиометра МКС-АТ6130.

Задание на лабораторную работу:

Ознакомиться с назначением прибора, провести измерения эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы γ-излучения, сравнить полученные значения с допустимыми величинами.

Порядок работы:

1. Ознакомиться с назначением прибора, областью его применения и порядком проведения измерений по инструкции по эксплуатации.

2. Включить прибор в режим измерения мощности эквивалентной дозы, согласно руководству по эксплуатации прибора.

3. Подготовить таблицу следующего вида (табл. 3):

Таблица 3

Проведение измерений эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы γ-излучения с помощью дозиметра-радиометра МКС-АТ6130

Величина	Значение	Значение за год, мкЗв
γ-фон		–
Мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч
Эквивалентная доза, мкЗв

4. Снять одно показание γ-фона. При этом погрешность измерения, отображаемая в нижней части дисплея не должна превышать 20%. Записать полученное значение в мкЗв/ч в табл. 3 в строку «γ-фон»;

5. Снять одно показание мощности эквивалентной дозы γ-излучения от пробы. При этом погрешность измерения, отображаемая в нижней части дисплея не должна превышать 20%. Вычесть из этого значения полученное значение γ-фона. Записать полученную разность в мкЗв/ч в табл. 3 в строку «Мощность эквивалентной дозы» в столбец «Значение»;

6. Снять одно показание эквивалентной дозы γ-излучения от пробы. Измерение должно длиться 1 час. Перевести полученное значение из нЗв в мкЗв. Вычесть из полученного значения величины дозы в мкЗв полученное значение γ-фона в мкЗв/ч. Записать полученную разность в мкЗв в табл. 3 в строку «Эквивалентная доза» в столбец «Значение»;

7. Выключить прибор трёхкратным нажатием кнопки «Пуск/Откл.»;

8. Сравнить между собой величины, полученные при измерении мощности эквивалентной дозы и эквивалентной дозы, измеренной в течение 1 часа;

9. Рассчитать для обоих измерений максимальные значения эффективной дозы (E), которые могут быть получены от измеряемой пробы по формуле (1);

10. Сравнить полученные значения эффективной дозы с основным дозовым пределом для населения (см. Приложение 2);

11. Сделать вывод по работе.

Содержание отчёта по лабораторной работе:

В отчёте о выполнении данной работы студент должен указать следующее:

1. Наименование работы;

2. Цель работы;

3. Задание на лабораторную работу;

4. Назначение дозиметра-радиометра МКС-АТ6130;

5. Порядок проведения измерений;

6. Полученные результаты измерений в виде таблицы;

7. Результаты сравнения измерений мощности эквивалентной дозы γ-излучения и эквивалентной дозы γ-излучения, измеренной в течение 1 часа;

8. Результаты сравнения полученных величин годовой эффективной дозы с допустимыми значениями;

9. Вывод по работе.

Занятие 6: Проведение измерений плотности потока β-излучения с помощью универсального дозиметра-радиометра МКС-АТ6130 – 2 часа.

Как уже было отмечено выше, прибор МКС-АТ6130 является универсальным и совмещает в себе функции как дозиметра, так и радиометра. В данной лабораторной работе с помощью универсального дозиметра-радиометра МКС АТ-6130 будут проведены измерения плотности потока β-излучения от счётного образца. Таким образом, будет рассмотрено применение прибора в качестве радиометра β-излучения.

Д

Рис. 6. Меню прибора МКС АТ-6130. Включение режима измерения фона γ-излучения

Рис. 7. Прибор МКС АТ-6130. Показания дисплея в режиме измерения плотности потока β-излучения

ля проведения измерений плотности потока β-излучения необходимо сначала произвести измерения фона, обусловленного чувствительностью детектора к γ-излучению. Для проведения таких измерений предусмотрен специальный режим работы прибора – режим измерения γ-фона. Этот режим може быть включен через раздел меню «MODE» в пункте «BACKGROUND» (рис. 6). При достижении нужной точности измерений необходимо внести значения фона в память прибора, после чего при проведении измерений плотности потока β-излучения (с открытым экраном прибора) это значение будет вычитаться автоматически.

Измерение плотности потока β-излучения начинается автоматически при открывании экрана на задней стенке прибора. При этом на дисплее отобразится значение плотности потока, усреднённое за всё время с начала измерения, единица измерения и величина погрешности (рис. 7).

Лабораторная установка:

В состав лабораторной установки входит дозиметр-радиометр МКС-АТ6130. В качестве счётных образцов могут быть использованы пробы калийных удобрений или гранит.

Цель работы:

Получение навыков проведения измерений плотности потока β-излучения с помощью дозиметра-радиометра МКС-АТ6130.

Задание на лабораторную работу:

Ознакомиться с назначением прибора, провести измерения плотности потока β-излучения, сравнить полученные значения с допустимыми величинами.

Порядок работы:

1. Ознакомиться с назначением прибора, областью его применения и порядком проведения измерений плотности потока β-излучения по инструкции по эксплуатации;

2. Подготовить таблицу следующего вида (табл. 4):

Таблица 4

Проведение измерений плотности потока β-излучения с помощью дозиметра-радиометра МКС-АТ6130

Измерение	Фон, с^-1	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	Среднее значение	Абсолютная погрешность	Относительная погрешность
Проба 1
Проба 2
Проба 3

3. Включить прибор в режим измерения γ-фона, согласно руководству по эксплуатации прибора;

4. Произвести измерение γ-фона для выбранной пробы. При этом погрешность измерения, отображаемая в нижней части дисплея не должна превышать 20%. Ввести полученное значение в память прибора. Записать полученное значение в с^-1 в табл. 4 в столбец «Фон»;

5. Перевести прибор в режим измерения плотности потока β-излучения, согласно руководству по эксплуатации прибора;

6. Снять 10 последовательных показаний плотности потока β-излучения от пробы 1. При этом погрешность измерения, отображаемая в нижней части дисплея в конце каждого измерения не должна превышать 20%. Записать полученные значения в в табл. 4 в строку «Проба 1»;

7. Повторить выполнение пунктов 3-6 для пробы 2 и для пробы 3;

8. Выключить прибор трёхкратным нажатием кнопки «Пуск/Откл.»;

9. Произвести расчёт средних значений, относительной и абсолютной погрешностей в каждой группе измерений (см. указания к занятию 8);

10. Сравнить полученные значения относительных погрешностей с величиной допустимой погрешности, отображавшейся на дисплее (20%);

11. Сравнить полученные значения плотности потока β-излучения с допустимым значением β-загрязнённости поверхности (см. Приложение 3);

12. Сделать вывод по работе.

Содержание отчёта по лабораторной работе:

В отчёте о выполнении данной работы студент должен указать следующее:

1. Наименование работы;

2. Цель работы;

3. Задание на лабораторную работу;

4. Назначение дозиметра-радиометра МКС-АТ6130;

5. Порядок проведения измерений;

6. Полученные результаты измерений в виде таблицы;

7. Результаты сравнения полученных величин плотности потока β-излучения с допустимыми значениями;

8. Вывод по работе.

Занятие 7: Режим работы «Диаграмма» универсального дозиметра-радиометра МКС-АТ6130 – 2 часа.

При проведении оперативного радиационного контроля может потребоваться информация об изменении измеряемой величины с течением времени. Для получения такой информации может быть использован режим «Диаграмма» универсального дозиметра-радиометра МКС-АТ6130. В данной работе также будет рассмотрено применение этого режима для задач радиационного мониторинга.

Р

Рис. 8. Меню прибора МКС АТ-6130. Включение режима «Диаграммы»

ежим «Диаграммы» позволяет осуществлять автоматическую запись в энергонезависимую память прибора и последующий просмотр результатов до 1000 измерений мощности эквивалентной дозы, в том числе, дату и время измерений. Каждое измерение проводится в течение фиксированного интервала времени – 6 секунд, 60 секунд, 600 секунд.

П

Рис. 7. Прибор МКС АТ-6130. Показания дисплея в режиме «Диаграммы»

ереключение прибора в режим «Диаграммы» осуществляется через меню прибора (рис. 8).

В процессе измерения данные отображаются в виде столбчатой диаграммы (рис. 9), также на дисплее отображается период измерений, количество проведённых измерений и последнее измеренное промежуточное значение мощности эквивалентной дозы γ-излучения.

Лабораторная установка:

В состав лабораторной установки входит дозиметр-радиометр МКС-АТ6130. В качестве счётных образцов могут быть использованы пробы калийных удобрений или гранит.

Цель работы:

Получение навыков проведения измерений с помощью дозиметра-радиометра МКС-АТ6130 в режиме «Диаграммы».

Задание на лабораторную работу:

Ознакомиться с назначением прибора, провести измерения мощности эквивалентной дозы γ-излучения в режиме «Диаграммы», определить точки, в которых значения были максимальным и минимальным, сравнить полученные значения с допустимыми величинами.

Порядок работы:

1. Ознакомиться с назначением прибора, областью его применения и порядком проведения измерений мощности эквивалентной дозы γ-излучения в режиме «Диаграммы» по инструкции по эксплуатации;

2. Включить прибор в режим «Диаграммы» согласно инструкции по эксплуатации прибора. Время одного измерения установить равным 60 с;

3. Подготовить таблицы следующего вида (табл. 5, 6):

Таблица 5

Проведение измерений в режиме «Диаграммы» дозиметра-радиометра МКС-АТ6130

Номер точки	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13	14	15
Мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч

Таблица 6

Проведение уточняющих измерений мощности дозы γ-излучения с помощью дозиметра-радиометра МКС-АТ6130

Измерение	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	Среднее значение	Абсолютная погрешность	Относительная погрешность
Точка min
Точка max

4. В режиме «Диаграммы» провести измерения в 15 точках по картограмме, выданной преподавателем. При переходе от точки к точке необходимо пропустить один цикл измерения, т.е. по приходу в очередную точку, необходимо дождаться начала следующего цикла измерения. По завершении измерений занести диаграмму в память прибора. Результаты измерений занести в табл. 4;

5. Определить точки, в которых были получены минимальное и максимальное значения;

6. Включить прибор в режим измерения мощности эквивалентной дозы γ-излучения согласно инструкции по эксплуатации;

7. Провести 10 измерений в точке, в которой по результатам предварительных измерений значение было минимальным, для уточнения значения мощности эквивалентной дозы в этой точке. При этом погрешность измерения, отображаемая в нижней части дисплея не должна превышать 20%. Записать полученные данные в строку «Точка min» в табл. 6;

8. Провести 10 измерений в точке, в которой по результатам предварительных измерений значение было максимальным, для уточнения значения мощности эквивалентной дозы в этой точке. При этом погрешность измерения, отображаемая в нижней части дисплея не должна превышать 20%. Записать полученные данные в строку «Точка max» в табл. 6;

9. Выключить прибор трёхкратным нажатием кнопки «Пуск/Откл.»;

10. Рассчитать среднее значение измерений, определить абсолютную и относительную погрешности для каждой группы измерений (см. указания к занятию 8);

11. Сравнить значения, полученные при предварительных измерениях (табл. 5) и при уточнении значений мощности эквивалентной дозы (табл. 6);

12. Сделать вывод по работе.

Содержание отчёта по лабораторной работе:

В отчёте о выполнении данной работы студент должен указать следующее:

1. Наименование работы;

2. Цель работы;

3. Задание на лабораторную работу;

4. Назначение дозиметра-радиометра МКС-АТ6130;

5. Порядок проведения измерений;

6. Полученные результаты измерений в виде таблиц;

7. Результаты сравнения величин мощности эквивалентной дозы γ-излучения, полученных при предварительных и при уточняющих измерениях;

8. Вывод по работе.

Занятие 8: Обработка результатов измерений, проводимых в ходе радиационного контроля внешней среды – 2 часа.

Как известно, процессы взаимодействия ионизирующих излучений с веществом носят вероятностный характер. Соответственно, каждая частица ионизирующего излучения может быть зарегистрирована прибором с некоторой вероятностью. Это становится причиной дополнительных погрешностей, возникающих при измерениях.

Погрешность дозиметрических измерений, в зависимости от метода измерения, используемого детектора и схемного решения прибора, может быть различной. Зачастую погрешность в 20 % при дозиметрических измерениях будет приемлемой. Оценка точности проведённых измерений является необходимой при проведении контроля радиационной обстановки. С помощью статистической обработки результатов измерений определяется достоверность полученных данных. Если погрешность измерений будет достаточно большой, то полученные данные нельзя будет признать достоверными и может потребоваться проведение дополнительных измерений.

Чем большее число измерений будет выполнено, тем более достоверным будет являться полученный результат. Однако, число измерений также будет зависеть от целей и задач проводимых измерений. Если речь идёт о поиске радиационных аномалий, то может оказаться достаточным проведение одного измерения в каждой точке, если же речь идёт об информации о значении активности источника или о величине дозовой нагрузки на персонал, то одного измерения будет явно недостаточно. Минимальное число проводимых на практике измерений – 3. Достаточным при многих работах обычно является проведение пяти измерений. При проведении работ, требующих высокой точности полученных данных, обычно необходимо провести не менее 10 измерений.

В ходе выполнения лабораторных работ рекомендуется проводить по 10 измерений.

Для оценки погрешностей измерений, проведённых в ходе лабораторных работ, проводится статистическая обработка результатов измерений (число измерений в группе – n = 10) [4]:

- определяется среднее значение измерений :

;

- определяется отклонение от среднего каждого значения измерений ΔN_i:

;

- определяется среднее квадратическое отклонение ΔS_N:

;

- абсолютная погрешность измерений ΔN определяется в доверительном интервале 95% с помощью статистического критерия Стьюдента при числе измерений n = 10. Применение статистического критерия Стьюдента даёт возможность считать полученный при проведении n измерений результат достоверным с доверительной вероятностью P. В технических измерениях величину P принимают равной 0,95, а рекомендованное для использования при проведении радиационного контроля значение критерия Стьюдента при 5 – 10 измерениях – 2, однако для более точного расчёта мы будем использовать табличное значение данного критерия:

,

;

- определяется относительная погрешность измерений ε:

;

- результаты проведённых измерений после статистической обработки и определения погрешностей записываются в виде .

Для оценки состояния радиационной обстановки необходимо сравнить полученные результаты измерений с допустимыми уровнями.

При определении годовой эффективной или эквивалентной дозы необходимо сравнивать полученные значения с основными пределами доз (Приложение 2), приведённых в НРБ-99.

При определении поверхностного загрязнения необходимо сравнивать полученные значения с допустимыми уровнями радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты (Приложение 3), приведённых в НРБ-99 [5].

По итогам каждой из проведённых работ необходимо сделать вывод о том, превысили или нет измеренные величины предельный контрольный уровень для данного радиационного параметра.

Занятие 9: Защита отчётов – 2 часа.

Для получения зачёта по лабораторному практикуму и допуска к экзамену по дисциплине «Дозиметрия излучений» студенту необходимо представить полностью оформленные отчёты по всем пяти выполненным работам (занятия 3 – 7), а также ответить на вопросы преподавателя о назначении используемых в работе приборов, о выполнении измерений, об обработке результатов и о том, какие выводы можно сделать, проведя анализ измерений.

Список литературы:

1. Дозиметр бытовой «Белла». Руководство по эксплуатации. еМ2.805.010 РЭ. – Пятигорск: з-д «Импульс», 1991.

2. Дозиметр-радиометр бытовой ИРД-02Б1. Руководство по эксплуатации. еН2.809.000 РЭ. – Нарва: ПО «Балтиец», 1990.

3. Дозиметры-радиометры МКС-АТ6130, МКС-АТ6130А, МКС-AT-6130B. Руководство по эксплуатации. – Мн: Атомтех, 2005.

4. МУ 2.6.1.14 – 2001: Контроль радиационной обстановки. Общие требования.

5. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы. – М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999.

6. Сборник инструкций по охране труда. Севмашвтуз, кафедра №9, 2004.

Приложение 1: Взвешивающие коэффициенты [5]

Таблица 7

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчёте эквивалентной дозы (w_R)

Вид излучения	Взвешивающий коэффициент wR
Фотоны любых энергий	1
Электроны и мюоны любых энергий	1
Нейтроны с энергией:
менее 10 кэВ	5
10 кэВ – 100 кэВ	10
100 кэВ – 2 МэВ	20
2 МэВ – 20 МэВ	10
более 20 МэВ	5
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи	5
α-частицы, осколки деления, тяжёлые ядра	20

Таблица 8

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчёте эквивалентной дозы (w_T)

Орган, ткань	Взвешивающий коэффициент wT
Гонады	0,20
Костный мозг (красный)	0,12
Толстый кишечник	0,12
Лёгкие	0,12
Желудок	0,12
Мочевой пузырь	0,05
Грудная железа	0,05
Печень	0,05
Пищевод	0,05
Щитовидная железа	0,05
Кожа	0,01
Клетки костных поверхностей	0,01
Остальное	0,05*

Примечание:

* При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку.

Приложение 2: Основные пределы доз по НРБ-99 [5]

Таблица 9

Основные пределы доз

Нормируемые величины	Пределы доз
	Персонал (группа А)	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год: в хрусталике глаза	150 м3в	15 мЗв
в коже	500 мЗв	50 мЗв
в кистях и стопах	500 мЗв	50 м3в

Примечания:

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв.

Приложение 3: Допустимые уровни радиоактивного загрязнения по НРБ-99 [5]

Таблица 10

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты,

Объект загрязнения	Альфа-активные нуклиды*		Бета-активные
	отдельные**	прочие	нуклиды
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты	2	2	200***
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви	5	20	2000
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования	5	20	2000
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования	50	200	10000
Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемой в саншлюзах	50	200	10000

Примечания:

* Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязнённых альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей – сумманое (снимаемое и неснимаемое) загрязнение.

** К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объёмная активность которых в воздухе рабочих помещений – менее 0,3 Бк/м³.

*** Установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для отдельных радионуклидов:

- для Sr⁹⁰ + Y⁹⁰ – 40  .

Дозиметрия излучений: Методические указания к лабораторным работам

Составитель:

Пестов Игорь Владимирович

Компьютерный набор и вёрстка автора

Подготовка к печати О.А. Мартиросян

Сдано в производство г. Подписано в печать г.

Уч.-изд. л. . Формат 84х108 ¹/₁₆. Усл.-печ. л. .

Изд. № . Заказ № .

Редакционно-издательский отдел Севмашвтуза