![](/user_photo/2706_HbeT2.jpg)
- •«Витебский государственный технологический университет» методические указания
- •Содержание
- •Введение
- •Статистическая обработка результатов
- •Лабораторная работа № 1. Определение мощности экспозиционной дозы
- •1.Теоретическая часть
- •2. Характеристики приборов
- •3. Порядок проведения работы
- •3.1 Измерение мощности экспозиционной дозы с помощью дозиметра “Мастер-1”
- •3.2 Измерение мощности экспозиционной дозы с помощью дозиметра-радиометра анри-01-02 “Сосна”
- •4. Статистическая обработка результатов
- •5. Вывод
- •Лабораторная работа № 2. Определение мощности полевой эквивалентной дозы
- •1.Теоретическая часть.
- •2. Характеристики приборов
- •3. Порядок проведения работы
- •3.1 Измерение полевой эквивалентной дозы и ее мощности с помощью дозиметра дкг-105
- •3.2 Измерение мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения с помощью прибора рксб-104.
- •3.3 Работа в режиме измерения мощности полевой эквивалентной дозы
- •4. Статистическая обработка результатов
- •5. Вывод
- •Бета-излучения с поверхности
- •1.Теоретическая часть.
- •2. Характеристики приборов
- •2.1 Прибор комбинированный ркс-107
- •3.Порядок проведения работы
- •3.1 Измерение плотности потока бета-излучения с поверхности с помощью прибора ркс-107.
- •3.2 Измерение плотности потока бетта-излучения с поверхностей с помощью прибора анри-01-02 “Сосна”.
- •3.3 Определение поглощающей способности защитного экрана монитора
- •4. Вывод
- •Лабораторная работа № 4. Определение удельной и объемной активности в твердых и жидких пробах
- •1.Теоретическая часть
- •2. Характеристики приборов
- •2.1 Радиометр крвп-3б
- •2.1.1Пересчетный блок
- •2.1.2 Блок детектирования бета-излучения
- •2.1.3 Блок обработки
- •3.Порядок проведения работы
- •3.1 Измерение объемной активности бета-излучающих радионуклидов в твердой пробе прямым методом с помощью крвп-3б
- •Лабораторная работа № 4 часть2
- •3.3 Измерение удельной активности бета-излучающих радионуклидов в пробах различных веществ с помощью прибора рксб-104
- •3.4 Измерение удельной активности бета-излучающих радионуклидов в водных растворах с помощью прибора ркс-107
- •4. Вывод
- •Лабораторная работа № 5. Определение активности радионуклидов в объектах окружающей среды гамма-радиометром руг-91м1 «адани»
- •1. Общие сведения
- •2. Назначение и технические характеристики гамма-радиометра руг-91м1
- •2.2 Технические данные гамма-радиометра
- •3. Устройство гамма-радиометра руг-91м1
- •3.3 Назначение органов управления
- •3.4 Подготовка прибора к работе
- •4. Порядок работы
- •4.1 Измерение фона
- •4.2 Измерение активности пробы
- •5. Обработка результатов измерений
- •5.1 Расчёт удельной активности (для продуктовых проб)
- •5.2 Определение удельной эффективной активности (только для строительных материалов)
- •6. Порядок оформления работы
- •7. Контрольные вопросы к лабораторной работе
- •4. Вывод
- •Лабораторная работа № 6. Определение мощности экспозиционной и эквивалентной доз прибором «рд-1503»
- •2. Порядок проведения работы
- •2.1. Измерение мощности экспозиционной дозы гамма-излучения с помощью прибора рд-1503
- •2.2 Измерение мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения с помощью прибора рд-1503.
- •3. Статистическая обработка полученных результатов:
- •4. Вывод
4. Статистическая обработка результатов
1. Оценить по Q-критерию значимость сомнительных результатов каждого ряда измерений ( полученных с помощью различных приборов и приведенных в таблицах 4 и 5);
2. Найти средние значения для каждого ряда, учитывая только значимые результаты;
3. Оценить воспроизводимость значений каждого ряда и найти дисперсии;
4. Найти критерий Фишера и определить относятся ли оба полученных рада значений к одной генеральной совокупности;
5. Оценить надежность средних результатов каждого ряда;
6. Найти среднее значение двух рядов по формуле:
7. Найти погрешности измерения каждого ряда и сравнить их между собой.
5. Вывод
Сделать вывод по проделанной работе. Отразить в выводе полученные результаты по каждому из приборов и дать им анализ (сравнить с допустимыми нормами).
Лабораторная работа № 2. Определение мощности полевой эквивалентной дозы
Цель работы: изучить характеристики дозиметрических приборов “ДКГ-105” и “РКСБ-104” и научиться с их помощью измерять мощность эквивалентной дозы.
1.Теоретическая часть.
При прохождении ионизирующих излучений через различные вещества их энергия поглощается этими веществами. Главным образом она затрачивается на ионизацию, то есть превращение атомов и молекул в ионы.
Энергия ионизирующего излучения, поглощенная единицей массы вещества называется поглощенной дозой.
где dE - приращение средней энергии, переданной излучением веществу в элементарном объеме, Дж.
dm - масса вещества в элементарном объеме, кг.
D - поглощенная доза, Гр.
В СИ она измеряется единицей Грей (Гр): 1 Гр = 1Дж/кг. Внесистемная единица поглощенной дозы - рад: 1 рад = 0,01 Гр.
Поглощенная доза может быть определена в любом веществе и создается всеми видами ионизирующих излучений ( альфа-, бета-, гамма-излучениями, потоками нейтронов и других элементарных частиц).
Поглощенная доза, отнесенная ко времени поглощения, носит название мощности поглощенной дозы и измеряется в Гр/час, Гр/с, мГр/час, рад/с, рад/год и т.д.
Следует отметить, что 1 рентген экспозиционной дозы (по всему спектру -излучения до энергии 3 МэВ) соответствует поглощенной дозе в биологической ткани в 0,96 рад, а в воздухе - 0,88 рад, т.е. в среднем 1Р0,93рад.
Для оценки воздействия ионизирующих излучений на биологическую ткань стандартного состава используют эквивалентную дозу.
Эквивалентная доза ионизирующего излучения H определяется как поглощенная доза излучения D, умноженная на средний коэффициент качества излучения для биологической ткани стандартного состава к и на модифицирующий фактор N - произведение эмпирических коэффициентов, которое в настоящее время принимается равным единице:
где j - индекс вида излучения.
Эквивалентная доза используется в радиационной безопасности для учета вредных эффектов биологического воздействия различных видов ионизирующих излучений при хроническом облучении человека малыми дозами, не превышающими 25 миллизивертов в год. Ее нельзя использовать для оценки последствий аварийного облучения человека, тогда используется только поглощенная доза.
Стандартный состав биологической ткани принимается следующим (по массе ): 10.1 % водорода, 11.1 % углерода, 2.6 % азота, 76.2 % кислорода.
Средний коэффициент качества излучения к - безразмерный коэффициент, предназначенный для учета влияния микрораспределения поглощенной энергии ионизирующего излучения на размер вредного биологического эффекта. Для гамма- и бета-излучения к = 1, для альфа-излучения к = 20, для ней-тронного излучения к = 10.
В системе СИ единицей измерения эквивалентной дозы является Зиверт (Зв). Внесистемная единица - БЭР (биологический эквивалент рада). 1 Зв = 100 БЭР.
Так как средний коэффициент качества для гамма-излучения равен 1, то величина поглощенной дозы, создаваемой этим излучением в воздухе, будет соответствовать эквивалентной дозе, образующейся в биологической ткани.
Измеряемая в воздухе величина получила название полевой эквивалентной доза гамма-излучения.
Для приближенных расчетов можно считать, что 1 БЭР = 1Р = 1 рад.
Отношение полевой эквивалентной дозы гамма-излучения за определенный интервал времени к этому интервалу времени называется мощностью полевой эквивалентной дозы гамма-излучения:
где dH - приращение полевой эквивалентной дозы гамма-излучения,
dt - интервал времени.
Мощность полевой эквивалентной дозы измеряется в Зв/час, мЗв/час, мкЗв/час, БЭР/час.
Зная мощность полевой эквивалентной дозы и время облучения можно рассчитать величину эквивалентной дозы (дозовую нагрузку), получаемую человеком, по формуле:
Соотношение между единицами мощности экспозиционной дозы и полевой эквивалентной дозы g-излучения:
1 мкР/час = 0,01 мкЗв/час или 100 мкР/час = 1мкЗв/час.
Биологический эффект воздействия ионизирующего вида излучения зависит от вида излучения, энергии частиц и гамма-квантов.
Средняя эквивалентная доза - среднее значение эквивалентной дозы Нт в
ткани или органе Т с массой mт.
Эффективная эквивалентная доза НЕ - сумма средних эквивалентных доз Нт в различных органах, умноженных на соответствующие взвешивающие коэффициенты Wт:
Взвешивающие коэффициенты Wт характеризуют отношение риска облучения данного органа или ткани к суммарному риску при равномерном облучении всего тела. Они позволяют выровнять риск облучения вне зависимости от равномерности облучения тела человека.
Международной комиссией по радиологической защите (МКРЗ) рекомендованы следующие значения взвешивающих коэффициентов для различных органов и тканей человека:
· половые железы - 0,2 0.25;
· молочная железа - 0.15;
· красный костный мозг - 0.12;
· легкие - 0.12;
· щитовидная железа - 0.03;
· поверхность кости - 0.03;
· желудок - 0.06;
· все остальные органы в сумме - 0.3.
Сумма взвешивающих коэффициентов для всего организма равна 1.
Согласно нормам радиационной безопасности НРБ-2000 устанавливается три группы критических органов:
1. Все тело, гонады, красный костный мозг;
2. Мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно - кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза;
3. Кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени, стопы.
Для каждой группы критических органов устанавливаются различные предельно допустимые эквивалентные дозы (ПДД) для профессионалов, непосредственно работающих с источниками ионизирующих излучений, ( категория А) или пределы дозы (ПД) для ограниченной части населения, которая по условиям проживания или профессиональной деятельности могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений, (категория Б) за календарный год. Для первой группы критических органов эти
величины имеют наименьшие значения, а для третьей - наибольшие.
Коллективная эквивалентная доза (Нкол) -- это сумма индивидуальных эквивалентных доз у данной группы людей умноженных на число людей в этой группе:
где Рi - число лиц в данной группе, получивших эквивалентную дозу Нi .
Коллективная эквивалентная доза выражается в человеко-зивертах или человеко-бэрах:
1чел.-Зв = 100 чел.- бэр.
Все отдаленные последствия воздействия ионизирующих излучений на людей ( онкологические, мутагенные ) носят случайный характер и их вероятность рассчитывается исходя из величины коллективной эквивалентной дозы.
ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ПРИБОРЫ: дозиметр бытовой “ДКГ-105”, прибор
комбинированный для измерения ионизирующих излучений “РКСБ-104”.