- •Радиационная безопасность лабораторный практикум для студентов всех специальностей
- •Предисловие
- •Выбор времени счета при радиометрических измерениях
- •1. Основные теоретические положения
- •Коэффициенты Стьюдента n,p
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Результаты измерений
- •Результаты вычислений
- •Контрольные вопросы
- •1. Основные теоретические положения
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •1. Основные теоретические положения
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Измеренные и вычисленные величины
- •Контрольные вопросы
- •Взаимодействие гамма-излучения с веществом
- •1. Основные теоретические положения
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Измеренные и вычисленные величины
- •Контрольные вопросы
- •Измеренные и вычисленные величины
- •Дозиметрия ионизирующих излучений
- •1. Основные теоретические положения
- •1.1. Физические основы дозиметрии
- •1.2. Дозиметрические величины и их единицы
- •Взвешивающие коэффициенты wr для отдельных видов ионизирующего излучения
- •Связь между единицами доз
- •Значения взвешивающего коэффициента wt (коэффициента радиационного риска) при равномерном облучении всего тела
- •Связь между радиометрическими и дозиметрическими величинами
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •3.1. Измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения
- •3.2. Измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на источнике излучения и на расстоянии
- •Результаты измерений и расчетов
- •3.3. Измерение плотности потока бета-излучения с загрязненных радионуклидами поверхностей
- •Контрольные вопросы
- •Бета-радиометрия
- •Виды бета-распада
- •Толщины алюминиевых поглотителей
- •3.1. Проведение измерений с использованием прибора анри-01-02 «Сосна»
- •Результаты измерений
- •Результаты расчетов
- •3.2. Проведение измерений с использованием рксб – 104
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Данные результатов измерений и вычислений
- •Поправочные коэффициенты
- •Контрольные вопросы
- •1. Основные теоретические положения
- •2. Оборудование и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Результаты измерений и расчетов
- •Контрольные вопросы
- •Исследование суммарной бета-гамма-активности продуктов питания
- •1. Основные теоретические положения
- •Соотношение между единицами радиоактивности
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Результаты измерений и расчетов
- •Контрольные вопросы
- •1. Основные теоретические положения
- •Защитный эффект в результате проведения йодной профилактики
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Результаты измерения активности проб
- •Контрольные вопросы
- •Определение суммарной эффективной удельной активности радионуклидов в строительных материалах
- •1. Основные теоретические положения
- •Допустимые уровни эффективной удельной активности Аэф в строительных материалах
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Результаты измерений и расчетов активности
- •Контрольные вопросы
- •1. Основные теоретические положения
- •Средние значения коэффициента технологической (кулинарной) обработки
- •2. Приборы и принадлежности
- •Диапазон измерения объемной (удельной) активности Cs-137, k-40, Бк/кг
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Результаты измерений
- •Контрольные вопросы
- •Определение максимальной энергии бета-частиц методом поглощения
- •1. Основные теоретические положения
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Результаты измерений
- •Контрольные вопросы
- •Оценка радиационной обстановки на объекте экономики
- •1. Основные теоретические положения
- •Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты по гн № 213
- •Значение слоя половинного ослабления для некоторых материалов
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •3.1. Измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения
- •3.2. Измерение плотности потока бета-частиц
- •Результаты проведенных измерений и вычислений
- •Контрольные вопросы
- •Экспресс-контроль удельной активности воды, продуктов питания, лекарственного сырья, древесины на содержание цезия-137 с использованием дозиметра-радиометра мкс-ат1125
- •1. Основные теоретические положения
- •Потребление основных продуктов питания на душу населения в год, кг
- •2. Приборы и принадлежности
- •3. Порядок выполнения работы и обработка результатов
- •Результаты измерений и вычислений
- •Приложение 1 Определение параметров экспериментальной линейной зависимости методом наименьших квадратов
- •Периоды полураспада, вид радиоактивного распада и энергия излучения радионуклидов космогенного происхождения
- •Приложение 4.1
- •Максимальный пробег моноэнергетических электронов в различных веществах
- •Приложение 5.2 Республиканские допустимые уровни содержания цезия-137 в древесине, продукции из древесины и древесных материалах и прочей непищевой продукции лесного хозяйства (рду/лх-2001)
- •Приложение 5.3 Возможное содержание радионуклида калия-40 в продуктах питания, почве, удобрениях и строительных материалах, Бк/кг (не нормируется)
- •Приложение 6 Периоды полураспада, вид радиоактивного распада и энергия излучения основных радионуклидов аварийного чернобыльского выброса в 1986 году
- •Приложение 7 Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты, частиц/см2мин (гн № 213)
- •Приложение 8 Линейный (, см–1) и массовый (m, см2/г) коэффициенты ослабления гамма-излучения для воздуха, воды, алюминия, железа и свинца при различных значениях энергии е фотонов
- •Приложение 9 Линейный коэффициент ослабления гамма-излучения (см–1) для некоторых материалов
- •Радиационная безопасность Лабораторный практикум для студентов всех специальностей
Контрольные вопросы
1. В чем заключается специфика действия ионизирующих излучений на органы и ткани человека?
2. Какие факторы определяют опасность ионизирующих излучений для человека?
3. Что подразумевают под химической защитой организма человека от ионизирующих излучений?
4. В чем состоит сущность проведения йодной профилактики?
5. Принцип действия радиометра РКГ-02А/1.
6. Какие вещества используют для ускоренного выведения радионуклидов из организма человека?
Л а б о р а т о р н а я р а б о т а № 12
Определение суммарной эффективной удельной активности радионуклидов в строительных материалах
Цель работы: освоение методики определения суммарной эффективной удельной активности радионуклидов цезий-137, калий-40, радий-226 и торий-232 в строительных материалах с использованием РУГ-91М.
1. Основные теоретические положения
В результате деятельности человека происходит постоянное перераспределение естественных радионуклидов в окружающей среде. Добыча и переработка полезных ископаемых, сжигание органического топлива, производство строительных материалов и использование отходов в строительстве приводит к повышению радиационного фона в населенных пунктах и воздухе жилых помещений.
Радиационный фон Земли складывается из естественного (природного) радиационного фона, технологически измененного естественного радиационного фона и искусственного радиационного фона. В настоящее время на территории СНГ мощность эквивалентной (экспозиционной) дозы или природный радиационный фон в среднем составляет 0,05–0,50 мкЗв/ч (5–50 мкР/ч), а для Беларуси – 0,1–0,2 мкЗв/ч (10–20 мкР/ч).
Естественный радиационный фон в пределах:
– 0,1–0,2 мкЗв/ч (10–20 мкР/ч) признано считать нормальным,
– фон 0,2–0,6 мкЗв/ч (20–60 мкР/ч) считается допустимым,
– фон свыше 0,6–1,2 мкЗв/ч (60–120 мкР/ч) – повышенным.
Загрязнение строительных материалов является следствием использования минерального сырья, содержащего естественные радионуклиды. Каждая тонна гранита содержит в среднем 10 г тория, 5 г урана и 1,3 г радия. Наиболее высокая удельная активность характерна для гранита, туфа, пемзы, меньше активность мрамора, известняка.
Вклад в годовую эквивалентную дозу за счет строительных материалов в среднем для населения Земли составляет 0,1–1,5 мЗв на человека. Наименьшие дозы получает население, проживающее в деревянных домах, – 0,5 мЗв/год, в кирпичных домах – 1,0 мЗв/год и в бетонных – 1,7 мЗв/год.
Эффективная удельная активность (Аэф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, камень, цементное и кирпичное сырье и пр.) рассчитывается по формуле
, (12.1)
где АRa и АTh – удельные активности радия-226 и тория-232, Бк/кг; АK – удельная активность калия-40, Бк/кг.
Допустимые уровни эффективной удельной активности Аэф в строительных материалах приведены в табл. 12.1.
Таблица 12.1
Допустимые уровни эффективной удельной активности Аэф в строительных материалах
Применение строительных материалов |
Значения Аэф, Бк/кг |
Для реконструируемых и общественных зданий |
Менее 370 |
В дорожном строительстве в пределах населенных пунктов, а также при возведении производственных сооружений |
370–740 |
В дорожном строительстве вне населенных пунктов |
740–1350 |
По согласованию с санитарно-эпидемиологической службой Министерства здравоохранения Республики Беларусь |
1350–4000 |
Не должны использоваться в строительстве |
более 4000 |
Наиболее весомый вклад в общую дозу облучения вносит радон. Радон () является продуктом распада урана-238, а торон () – тория-232. Радон – бесцветный, не имеющий запаха тяжелый (в 7,5 раз тяжелее воздуха) радиоактивный газ с периодом полураспада 3,8 суток, накапливается в подвалах и нижних этажах зданий. Радон попадает в организм человека с вдыхаемым воздухом, максимальную дозу облучения человек получает находясь в закрытых невентилируемых помещениях
Глинистые породы обладают свойством активно сорбировать и удерживать радионуклиды. При термической обработке глинистых пород в процессе изготовления из них материалов, особенно технической керамики (огнеупоры, керамзит, красный кирпич и др.), повышается концентрация радионуклидов за счет выгорания различных органических примесей. Отсюда необходим радиационный контроль строительных материалов на соответствие допустимым уровням. Это будет способствовать улучшению условий жизнедеятельности человека и среды его обитания.