A szervezet külső sugárzás fogadásának lehetőségének megállapítása és számszerűsítése érdekében, figyelembe véve a sugárzással összefüggő valamilyen fokú sugárbetegség kialakulásának kockázatát, sugárdozimetriai módszereket alkalmaznak mind a környezetben, mind az egyén vonatkozásában.

A sugárzásnak való kitettség lehetőségének körülményei között ennek a ténynek a megállapítására és a kapott gamma- és röntgensugár dózisának meghatározására egy bizonyos időn belül javasolt az egyéni fényképezési ellenőrzés módszere fényképészeti filmekkel. Egy személy egy kis kazettát visel érzékeny fényképezőfilmmel, amely sugárzás hatására elfeketedik. A feketedés mértéke a sugárdózistól függ, azzal együtt növekszik. A fólia elfeketedésének mértékének meghatározott időn keresztüli mérésével meghatározható a kapott dózis.

A személyes megfigyelés másik módja a hordozható kis ionizációs kamrák használata. Az előre feltöltött kamerák elvesztik töltésüket, ha sugárzási körülmények között viselik őket. A töltés bizonyos idő alatti csökkenése alapján kiszámítható a kapott dózis nagysága.

A kapott neutronbesugárzás dózisát a neutronok által kiváltott aktivitás mértéke határozza meg. A neutronok hatására számos alkotóelemük aktiválódik a szövetekben: nátrium, foszfor, klór, kén, szén, kalcium stb. A legnagyobb dózist nátrium- és foszforsugárzás hozza létre.

A neutrondózis meghatározásához kiszámítják, hogy a szervezetben lévő nátrium és foszfor, amelynek tartalma kis mértékben változik, mely része vált aktívvá neutronok hatására. A meghatározást vérrel és vizelettel végezzük. A nátrium és a foszfor koncentrációját kémiailag határozzuk meg a szubsztrát pontos térfogatában. A szubsztrátumot megszárítjuk, elégetjük, és a száraz maradékot felvisszük a céltárgyra. A kapott aktivitás mértékét béta-számláló segítségével határozzuk meg, figyelembe véve a fajlagos aktivitást, valamint a nátrium- és foszforkoncentrációt a szubsztrátban.

Néhány órával a neutronbesugárzás után az indukált aktivitás elsősorban a nátriumnak köszönhető, amely béta-részecskéket és gamma-sugarakat bocsát ki. Az aktív nátrium kis felezési idejével (15 óra) már néhány óra elteltével ennek az izotópnak az értéke csökken, és az aktivitás elsősorban a foszfornak köszönhető, melynek felezési ideje 14,3 nap.

Mivel a neutronokkal besugárzott személy gamma-sugárzás forrásává válik, a neutrondózis intenzitása alapján is meghatározható, amelyet az áldozat teste körül elhelyezett nagy számlálókkal mérnek. A kapott dózis értékelésekor figyelembe veszik a besugárzástól a vizsgálatig eltelt időt, mivel az indukált aktivitás mértéke folyamatosan csökken.

A hatóanyagok szervezetbe jutását és lerakódását követően részben titokban és ürülékben ürülhetnek ki, ahol jelenlétük akár speciális kémiai módszerrel (ha természetes körülmények között szervezetidegen anyagokról van szó), akár az aktivitást okoznak a vizsgált bioszubsztrátumokban. Leggyakrabban a székletet és a vizeletet vizsgálják. A hatóanyagok alfa-, béta- és gamma-sugárzók lehetnek.

Az emberi test gammasugárzása a kapott neutrondózis meghatározására használt módszerrel határozható meg. A vizelet és a széklet aktivitását a szubsztrát szárítása és elégetése, célpontra történő felhordása és alfa- és béta-számlálókkal történő mérése után határozzák meg.

Pontos és állandó összefüggésekre azonban nem lehet számítani a szervezetbe beépült anyag tartalma és a kiválasztódás mennyisége között.

Egyes aktív izotópok a vér aktivitásának mérésével meghatározhatók, ha ezek az anyagok a szervekben egyenletesen eloszlatva ismert összefüggést határoznak meg a szervezetben lévő tartalom és a vérben lévő koncentráció (nátrium, szén, kén) között.

Ha a hatóanyagok vagy bomlástermékeik gáz halmazállapotban szabadulnak fel a tüdőn keresztül, akkor jelenlétük kimutatható a kilégzett levegő fajlagos aktivitásának mérésével, az ionizációs áramot mérő készülékhez csatlakoztatott ionizációs kamrával.

A készítményekben lévő nagyon alacsony aktivitás meghatározható vastagrétegű érzékeny lemezekkel. A gyógyszert a fényképészeti emulzióra visszük fel, és az emulzióban lévő lemez megfelelő expozíciója és fejlesztése után megfeketedett területeket fedezünk fel - mozgó aktív töltött részecskék (nyomok) hatására kialakuló vonalakat.

Az alfa-részecskék rövid, vastag, egyenes pályákat, míg az elektronok (béta-részecskék) vékonyabb, hosszabb és ívelt sávokat hoznak létre. A lemezeket mikroszkóp alatt, 200-600-szoros nagyítással vizsgáljuk.

1. Ionizáló sugárzás
2. Kimutatási és mérési módszerek
3. Mértékegységek
4. Radioaktivitás mértékegységei
5. Az ionizáló sugárzás mértékegységei
6. Dozimetriai értékek
7. Sugárfelderítő és dozimetriai megfigyelő eszközök
8. Háztartási doziméterek
9. Radiofóbia

Ionizáló sugárzás

Ionizáló sugárzás - ez minden olyan sugárzás, amelynek a környezettel való kölcsönhatása különböző előjelű elektromos töltések kialakulásához vezet.
Nukleáris robbanás, atomerőművi balesetek és egyéb nukleáris átalakulások során az ember számára nem látható, nem érzékelhető sugárzás jelenik meg és hat. A nukleáris sugárzás természeténél fogva lehet elektromágneses, például gamma-sugárzás, vagy lehet gyorsan mozgó elemi részecskék - neutronok, protonok, béta és alfa részecskék - áramlata. Bármilyen nukleáris sugárzás, amely különféle anyagokkal kölcsönhatásba lép, ionizálja azok atomjait és molekuláit. A környezet ionizációja annál erősebb, minél nagyobb a behatoló sugárzás dózisteljesítménye, illetve a sugárzás radioaktivitása és azok hosszan tartó expozíciója.

Az ionizáló sugárzás emberre és állatra gyakorolt ​​hatása a szervezetben élő sejtek pusztulását jelenti, ami különböző fokú betegségekhez, esetenként halálhoz vezethet. Az ionizáló sugárzás emberre (állatokra) gyakorolt ​​hatásának felméréséhez két fő jellemzőt kell figyelembe venni: az ionizáló és az áthatoló képességet. Nézzük meg ezt a két képességet az alfa-, béta-, gamma- és neutronsugárzásra. Az alfa-sugárzás két pozitív töltésű héliummagok árama. A levegőben lévő alfa-sugárzás ionizáló képességét az jellemzi, hogy 1 cm-es utazásonként átlagosan 30 ezer pár ion képződik. Az sok. Ez a sugárzás fő veszélye. A behatolási képesség éppen ellenkezőleg, nem túl nagy. Levegőben az alfa-részecskék mindössze 10 cm-t haladnak meg.Egy közönséges papírlap megállítja őket.

A béta-sugárzás elektronok vagy pozitronok fénysebességéhez közeli sebességű áramlása. Az ionizáló képesség alacsony, és 40-150 ionpárt tesz ki 1 cm-enként a levegőben. A behatoló ereje sokkal nagyobb, mint az alfa-sugárzásé, levegőben eléri a 20 cm-t.

A gammasugárzás olyan elektromágneses sugárzás, amely fénysebességgel terjed. Az ionizáló képesség a levegőben mindössze néhány ionpár 1 cm-es úton. Ám a behatolási ereje nagyon nagy - 50-100-szor nagyobb, mint a béta-sugárzásé, és több száz méter a levegőben.
A neutronsugárzás semleges részecskék áramlása, amelyek 20-40 ezer km/s sebességgel repülnek. Az ionizáló kapacitás több ezer pár ion 1 cm-es úton. A behatoló ereje rendkívül nagy, és több kilométert is elér a levegőben.
Az ionizáló és áthatoló képességet figyelembe véve következtetést vonhatunk le. Az alfa-sugárzás magas ionizáló és gyenge áthatoló képességgel rendelkezik. A hétköznapi ruha teljesen megvédi az embert. A legveszélyesebb az alfa-részecskék bejutása a szervezetbe levegővel, vízzel és élelmiszerrel. A béta-sugárzásnak kisebb az ionizációs ereje, mint az alfa-sugárzásnak, de nagyobb a behatoló ereje. A ruházat már nem nyújt teljes védelmet, bármilyen huzatot kell használnia. Sokkal megbízhatóbb lesz. A gamma- és neutronsugárzás igen nagy áthatoló képességgel bír, az ellenük való védelmet csak óvóhely, sugárvédõ, megbízható pincék, pincék nyújthatják.

Kimutatási és mérési módszerek

A radioaktív sugárzás és a külső környezet kölcsönhatása következtében semleges atomjai és molekulái ionizálódnak és gerjesztődnek. Ezek a folyamatok megváltoztatják a besugárzott közeg fizikai-kémiai tulajdonságait. Ezeket a jelenségeket alapul véve ionizációs, kémiai és szcintillációs módszerekkel rögzítik és mérik az ionizáló sugárzást.

Ionizációs módszer. Lényege abban rejlik, hogy a közegben (gáztérfogatban) lévő ionizáló sugárzás hatására a molekulák ionizációja következik be, aminek következtében ennek a közegnek az elektromos vezetőképessége megnő. Ha két elektródát helyezünk bele, amelyekre állandó feszültséget kapcsolunk, akkor az elektródák között irányított ionmozgás jön létre, pl. Egy úgynevezett ionizációs áram halad át, amely könnyen mérhető. Az ilyen eszközöket sugárzásérzékelőknek nevezik. Különféle típusú ionizációs kamrákat és gázkisülési számlálókat használnak detektorként a dozimetriai műszerekben.
Az ionizációs módszer a DP-5A (B, V), DP-22V és ID-1 dozimetriai műszerek működésének alapja.

Kémiai módszer. Lényege abban rejlik, hogy egyes anyagok molekulái az ionizáló sugárzás hatására szétesnek, új kémiai vegyületeket képezve. Az újonnan képződött vegyszerek mennyisége többféleképpen határozható meg. Ennek legkényelmesebb módja annak a reagensnek a színsűrűségének megváltoztatásán alapul, amellyel az újonnan képződött kémiai vegyület reagál. A gamma- és neutronsugárzásra alkalmas DP-70 MP kémiai doziméter működési elve ezen a módszeren alapul.

Szcintillációs módszer. Ez a módszer azon a tényen alapul, hogy egyes anyagok (cink-szulfid, nátrium-jodid, kalcium-volframát) ionizáló sugárzás hatására izzanak. A ragyogás megjelenése az atomok sugárzás hatására történő gerjesztésének következménye: az alapállapotba való visszatéréskor az atomok változó fényességű látható fény fotonjait bocsátják ki (szcintilláció). A látható fény fotonjait egy speciális eszköz – az úgynevezett fotosokszorozó cső – rögzíti, amely minden villanást képes érzékelni. Az ID-11 egyedi dózismérő működése az ionizáló sugárzás kimutatására szolgáló szcintillációs módszeren alapul.

mértékegységek

Ahogy a tudósok felfedezték a radioaktivitást és az ionizáló sugárzást, kezdtek megjelenni mértékegységeik. Például: röntgen, curie. De semmilyen rendszer nem kötötte össze őket, ezért nem rendszerszintű egységeknek nevezik őket. Világszerte létezik egy egységes mérési rendszer - SI (Nemzetközi Rendszer). Hazánkban 1982. január 1-jétől kötelezően alkalmazni kell. 1990. január 1-jéig ezt az átállást be kellett fejezni. De a gazdasági és egyéb nehézségek miatt a folyamat késik. Azonban minden új berendezést, beleértve a dozimetriai berendezéseket is, általában új egységekben kalibrálják.

A radioaktivitás mértékegységei

Az aktivitás mértékegysége egy nukleáris átalakulás másodpercenként. Redukciós célokra egy egyszerűbb kifejezést használnak - egy szétesés másodpercenként (bomlás/s) Az SI rendszerben ezt az egységet becquerelnek (Bq) nevezik. A sugárzásfigyelés gyakorlatában, beleértve a csernobilit is, egészen a közelmúltig széles körben használták a rendszeren kívüli tevékenységi egységet - a curie-t (Ci). Egy curie 3,7 * 1010 nukleáris átalakulás másodpercenként. A radioaktív anyag koncentrációját általában aktivitásának koncentrációjával jellemezzük. Az egységnyi tömegben kifejezett aktivitás egységében van kifejezve: Ci/t, mCi/g, kBq/kg stb. (fajlagos aktivitás). Térfogategységenként: Ci/m3, mCi/l, Bq/cm3. stb. (térfogatkoncentráció) vagy egységnyi területre: Ci/km3, mCi/s m2. , PBq/m2. stb.

Az ionizáló sugárzás mértékegységei

Az ionizáló sugárzást jellemző mennyiségek mérésére a történelem során először a „röntgen” egység jelent meg. Ez a röntgen- vagy gamma-sugárzásnak kitett dózis mértéke. Később hozzáadták a „rad”-t az elnyelt sugárdózis mérésére.

Sugárdózis(elnyelt dózis) - az egységnyi besugárzott anyagban vagy egy személy által elnyelt radioaktív sugárzás energiája. A besugárzási idő növekedésével a dózis nő. Azonos besugárzási feltételek mellett az anyag összetételétől függ. Az elnyelt dózis megzavarja a szervezet élettani folyamatait, és egyes esetekben változó súlyosságú sugárbetegséghez vezet. Az elnyelt sugárdózis egységeként az SI rendszer egy speciális mértékegységet ad - a szürke (Gy). 1 szürke a felszívódott dózis egysége, amelynél 1 kg. A besugárzott anyag 1 joule (J) energiát nyel el. Ezért 1 Gy = 1 J/kg.
Az elnyelt sugárdózis olyan fizikai mennyiség, amely meghatározza a sugárterhelés mértékét.

Adagolási sebesség(abszorbeált dózisteljesítmény) - időegységenkénti dózisnövelés. A dózis felhalmozódásának sebessége jellemzi, és idővel növekedhet vagy csökkenhet. Mértékegysége a C rendszerben másodpercenként szürke. Ez a sugárzás elnyelt dózisteljesítménye, amelynél 1 s alatt. az anyagban 1 Gy sugárdózis keletkezik. A gyakorlatban a sugárzás elnyelt dózisának becsléséhez még mindig széles körben használják az elnyelt dózisteljesítmény rendszeren kívüli egységét - rad per óra (rad/h) vagy rad per másodperc (rad/s).

Egyenértékű dózis. Ezt a koncepciót azért vezették be, hogy mennyiségileg figyelembe vegyék a különféle típusú sugárzások káros biológiai hatásait. Meghatározása a Deq = Q*D képlettel történik, ahol D az adott típusú sugárzás elnyelt dózisa, Q a sugárzás minőségi tényezője, amely különböző típusú, ismeretlen spektrális összetételű ionizáló sugárzások esetén elfogadott röntgenvizsgálathoz. és gamma-sugárzás-1, béta-sugárzás esetén-1, 0,1-10 MeV-10 energiájú neutronok, 10 MeV-20-nál kisebb energiájú alfa-sugárzás. A megadott ábrákból jól látható, hogy azonos elnyelt dózis mellett a neutron és az alfa sugárzás 10-szer, illetve 20-szor nagyobb károsító hatást okoz. Az SI rendszerben az ekvivalens dózist sievertben (Sv) mérik. A sievert egyenlő egy szürke színnel osztva a minőségi tényezővel. Q = 1 esetén azt kapjuk

1 Sv = 1 Gy = 1 J/k= 100 rad= 100 rem.
Q Q Q

A rem (a röntgen biológiai egyenértéke) az egyenértékdózis nem szisztémás egysége, bármely olyan elnyelt dózisa, amely ugyanazt a biológiai hatást okozza, mint 1 röntgensugár gamma-sugárzás. Mivel a minőségi tényező a béta ill. a gamma-sugárzás 1, akkor a talajon, radioaktív anyagokkal szennyezett 1 Sv = 1 Gy külső besugárzás mellett; 1 rem = 1 rad; 1 rad » 1 R.
Ebből arra következtethetünk, hogy a szennyezett területen védőfelszerelést viselő személyek egyenértékű, elnyelt és expozíciós dózisa közel azonos.

Egyenértékű dózisteljesítmény- az egyenértékű dózis növekedésének aránya egy bizonyos időintervallumon belül. Sievert per másodpercben kifejezve. Mivel azt az időt, ameddig egy személy a sugárzási térben elfogadható szinten marad, általában órákban mérik, célszerű az egyenértékű dózisteljesítményt mikroszievert per óra egységben kifejezni.
A Nemzetközi Sugárvédelmi Bizottság következtetése szerint az embert érintő káros hatások legalább 1,5 Sv/év (150 rem/év), rövid távú expozíció esetén pedig 0,5 Sv feletti dózisok mellett léphetnek fel. 50 rem). Ha a sugárterhelés túllép egy bizonyos küszöbértéket, sugárbetegség lép fel.
A természetes (földi és kozmikus eredetű) sugárzás által generált ekvivalens dózisteljesítmény 1,5-2 mSv/év, plusz mesterséges források (gyógyszer, radioaktív csapadék) 0,3-0,5 mSv/év. Így kiderül, hogy egy személy évente 2-3 mSv-t kap. Ezek az adatok hozzávetőlegesek, és az adott körülményektől függenek. Más források szerint ezek magasabbak és elérik az 5 mSv/év értéket.

Besugárzási dózis- a fotonsugárzás ionizációs hatásának mértéke, amelyet a levegő ionizációja határozza meg elektronikus egyensúlyi körülmények között.
Az expozíciós dózis SI egysége egy coulomb kilogrammonként (C/kg). Az extraszisztémás egység a röntgen (R), 1R - 2,58*10-4 C/kg. Viszont 1 C/kg » 3,876 * 103 R. A munka kényelme érdekében az expozíciós dózis számértékeinek átszámítása során az egyik egységrendszerből a másikba általában a referencia-irodalomban elérhető táblázatokat használják.

Expozíciós dózissebesség- az expozíciós dózis időegységenkénti növelése. SI mértékegysége amper per kilogramm (A/kg). Az átmeneti időszakban azonban használhat nem rendszerszintű egységet - röntgen/másodperc (R/s).

1 R/s = 2,58*10-4 A/kg

Nem szabad megfeledkezni arról, hogy 1990. január 1-je után már egyáltalán nem javasolt az expozíciós dózis és annak teljesítménye fogalmának használata. Ezért az átmeneti időszakban ezeket az értékeket nem SI-egységekben (C/kg, A/kg), hanem nem szisztémás egységekben kell megadni - roentgén és röntgen per másodperc.

Sugárfelderítő és dozimetriai megfigyelő eszközök

A radioaktív sugárzás észlelésére és mérésére tervezett műszereket dozimetriás műszereknek nevezzük. Főbb elemeik egy érzékelő berendezés, egy ionizációs áramerősítő, egy mérőeszköz, egy feszültségátalakító és egy áramforrás.

Hogyan osztályozzák a dozimetriai eszközöket?

Első csoport- Ezek röntgenmérők-radiométerek. Meghatározzák a terület sugárzási szintjét és a különféle tárgyak, felületek szennyezettségét. Ez magában foglalja a DP-5V (A, B) dózisteljesítmény-mérőt - az alapmodellt. Ezt az eszközt az IMD-5 váltja fel.

Második csoport. Doziméterek egyedi sugárdózisok meghatározásához. Ebbe a csoportba tartozik: DP-70MP doziméter, ID-11 egyedi dózismérő készlet.

Harmadik csoport. Háztartási dozimetriai műszerek. Lehetővé teszik a lakosság számára, hogy tájékozódjanak a környék sugárzási helyzetében, és elképzelésük legyen a különféle tárgyak, víz és élelmiszer szennyezettségéről.

Dózisteljesítmény-mérő DP-5V különböző tárgyak (tárgyak) gamma-sugárzással történő gamma-sugárzás és radioaktív szennyezettségének (szennyezettségének) mérésére tervezték. A gamma-sugárzás expozíciós dózisteljesítményét milliröntgenben vagy röntgenben óránként (mR/h, R/h) határozzák meg. Ez az eszköz képes kimutatni a béta-szennyeződést is. A gammasugárzás mérési tartománya 0,05 mR/h és 200 R/h között van. Erre a célra hat mérési altartomány létezik. A leolvasás a készülék nyíla mentén történik. Ezenkívül egy hangjelzés is fel van szerelve, amely fejhallgatóval hallható. Szennyezettségi radioaktivitás észlelésekor a nyíl elhajlik, kattanások hallhatók a telefonokban, és ezek gyakorisága a gamma-sugárzás teljesítményének növekedésével nő.

A tápellátást két 1,6-os PMC típusú elem biztosítja. A készülék súlya 3,2 kg. A készülék üzembe helyezésének és a vele való munkavégzésének menetét a mellékelt útmutató írja le.
A sugárzási szint mérési eljárása a következő. A szonda képernyője „G” pozícióba kerül (gamma-sugárzás). Ezután nyújtsa ki a kezét a szondával oldalra, és tartsa a talajtól 0,7-1 m magasságban. Győződjön meg arról, hogy a szonda ütközői lefelé néznek. A szondát nem lehet eltávolítani vagy kézbe venni, hanem a készülék tokjában hagyni, de ekkor a leolvasott értékeket meg kell szorozni az 1,2-es testárnyékolási együtthatóval
A szennyezett tárgyak radioaktivitásának mértékét általában nem szennyezett területeken, vagy olyan helyeken mérik, ahol a külső gamma-háttér nem haladja meg a tárgy maximálisan megengedett szennyezettségét háromnál nagyobb mértékben.

A gamma-háttér mérése 15-20 m távolságban történik, szennyezett tárgyaktól, hasonlóan a talaj sugárzási szintjének méréséhez.

A felületek gamma-sugárzással való szennyezettségének méréséhez a szonda képernyőjét „G” pozícióba kell helyezni. Ezután a szondát szinte a tárgy közelében (1-1,5 cm távolságban) végzik. A legnagyobb fertőzés helyét a nyíl elhajlása és a fejhallgatóban leadott kattintások maximális száma határozza meg.

Dózismérő IMD-5 ugyanazokat a funkciókat és ugyanabban a tartományban látja el. Megjelenésében, vezérlőgombjaiban és működési eljárásaiban gyakorlatilag nem különbözik a DP-5V-től. Saját tervezési jellemzői vannak. Például az áramellátást két A-343 elem biztosítja, amelyek 100 órán keresztül biztosítják a folyamatos működést.

Dózismérő IMD-22 két megkülönböztető jegye van. Egyrészt nemcsak gamma-, hanem neutronsugárzásból is képes mérni az elnyelt dózist, másrészt mobil járműveken és álló tárgyakon (ellenőrzési pontokon, védőszerkezeteken) egyaránt használható. Ezért egy autó, páncélozott szállítókocsi fedélzeti hálózatáról, vagy a szokásos, világításra használt hálózatról 220 V-on táplálható. A mérési tartomány a felderítő járműveknél 1 x 10-2-től 1 x 104 rad/h, álló vezérlőpontoknál - 1-től 1 x 104 rad/h-ig.

Doziméter DP-70MP 50-800 R tartományban a gamma- és neutronsugárzás dózisának mérésére tervezték. Színtelen oldatot tartalmazó üvegampulla. Az ampulla műanyag (DP-70MP) vagy fém (DP-70M) tokba kerül. A tok fedéllel záródik, melynek belsejében az oldat színének megfelelő színstandard található 100 R (rad) besugárzási dózis mellett. Az a tény, hogy az oldat besugárzásakor megváltozik a színe. Ez a tulajdonság az alapja a kémiai doziméter működésének. Lehetővé teszi az egyszeri és többszöri besugárzás dózisának meghatározását. A doziméter súlya 46 g, ruhazsebben hordható. A kapott sugárdózis meghatározásához az ampullát kivesszük a tokból és behelyezzük a koloriméter testébe. A korongot szűrőkkel forgatva keresnek egyezést az ampulla színe és a szűrő színe között, amelyre a sugárdózist írják. Ha az ampulla (dózismérő) színintenzitása közbenső a két szomszédos szűrő között, akkor a dózist az ezeken a szűrőkön feltüntetett dózisok átlagértékeként határozzuk meg.

ID-11 egyedi dózismérő készlet Az emberek expozíciójának egyéni monitorozására tervezték, a sugársérülések elsődleges diagnosztizálása céljából. A készlet 500 db egyedi ID-11 dózismérőt és egy mérőeszközt tartalmaz. Az ID-11 a gamma és a vegyes gamma-neutron sugárzás elnyelt dózisának mérését biztosítja 10-500 rad (röntgen) tartományban. Ismételt besugárzás esetén a dózisokat összegzi és a készülék 12 hónapig tárolja. Az ID-11 súlya mindössze 25 g, ruhazsebben hordható.
A mérőeszköz úgy készült, hogy terepi és álló körülmények között is működjön. Használata kényelmes. Az előlapon digitális olvasási jelentés található.
Az emberek életének és egészségének megőrzése érdekében megszervezik a radioaktív sugárterhelés ellenőrzését. Lehet egyéni vagy csoportos. Egyedi módszerrel minden személynek dozimétert adnak ki - általában alakulatparancsnokok, felderítő tisztek, gépkocsivezetők és más, a fő egységeiktől elkülönült feladatokat ellátó személyek kapják meg.

A csoportos kontroll módszerét alkalmazzák az alakulatok állományának többi tagja és a lakosság számára. Ebben az esetben egyedi dozimétert adnak ki egy vagy két egység, csoport, csapat vagy a menhely parancsnoka, a menhelyen tartózkodó rangidős részére. A regisztrált adag minden egyes személy egyéni adagjának számít, és rögzítésre kerül a naplóban.

Háztartási doziméterek

A csernobili baleset következtében radionuklidok hullottak hatalmas területre. A köztudatosság problémájának megoldására az Országos Sugárvédelmi Bizottság (NCRP) kidolgozta a „Koncepciót a lakosság által végzett sugárfelügyeleti rendszer létrehozására és működtetésére”. Ennek megfelelően az embereknek képesnek kell lenniük arra, hogy önállóan felmérjék lakóhelyük vagy telephelyük sugárzási helyzetét, beleértve az élelmiszerek és takarmányok radioaktív szennyezettségének felmérését is.

Erre a célra az ipar egyszerű, hordozható és olcsó műszereket állít elő - olyan mutatókat, amelyek legalább a külső sugárzási dózisteljesítményt háttérértékekből értékelik, és jelzik a megengedett gamma-sugárzás dózisteljesítmény-szintjét.
Számos, a lakosság által használt műszer (hőmérő, barométer, teszter) méri a mikromennyiségeket (hőmérséklet, nyomás, feszültség, áramerősség). A dozimetriai műszerek a mikromennyiségeket, vagyis a nukleáris szinten lezajló folyamatokat rögzítik (a nukleáris bomlások számát, az egyes részecskék fluxusait és a kvantumokat), ezért sokak számára pontosan azokat a mértékegységeket, amelyekkel ezeket a méréseket végzik.

összeütközik. Ráadásul az egyszeri mérések nem adnak pontos leolvasást. Több mérést kell végezni és meg kell határozni az átlagértéket. Ezután az összes mért értéket össze kell hasonlítani a szabványokkal az eredmény és az emberi testre gyakorolt ​​​​hatás valószínűségének helyes meghatározása érdekében. Mindez némileg specifikussá teszi a háztartási doziméterekkel való munkát. Még egy szempont, amit meg kell említeni. Valamiért az a benyomásom támadt, hogy minden országban nagy mennyiségben gyártanak dozimétereket, szabadon árulják, és a lakosság szívesen felvásárolja. Semmi ilyesmi. Valóban vannak olyan cégek, amelyek ilyen eszközöket gyártanak és értékesítenek. De egyáltalán nem olcsók. Például az USA-ban a doziméterek 125-140 dollárba kerülnek, Franciaországban, ahol több atomerőmű van, mint nálunk, a dozimétereket nem adják el a lakosságnak. De ott, ahogy a vezetők mondják, erre nincs szükség.
Háztartási dozimetriai készülékeink valóban elérhetőek a lakosság számára, teljesítményükben, színvonalukban, minőségükben és kialakításukban is felülmúlják a sok külföldit. Íme néhány közülük: „Bella”, RKSB-104, Master-1, „Bereg”, SIM-05, IRD-02B

Radiofóbia

A csernobili atomerőműben történt baleset következtében az emberek egy szokatlan és sok esetben érthetetlen jelenséggel – a sugárzással – szembesültek. Nem észlelheti érzékszerveivel, nem érezheti az expozíció (besugárzás) pillanatában, nem láthatja. Ezért mindenféle pletyka, túlzás és torzítás felmerült. Ez egyeseket óriási pszichés stressz elviselésére kényszerített, ami elsősorban a sugárzás tulajdonságainak, az ellene való védekezés eszközeinek és módszereinek hiányos ismerete miatt volt.
Itt van például az, ami 1990 végén történt Szubel-Nagymban, a Molodezsnaja utca 13-as házban. Valaki, akinek dozimétere volt, kíváncsiságból elkezdte mérni a sugárzási szintet, és megállapította, hogy az állítólag kétszerese a normál szintnek. Hogy ezt hogyan mérte, milyen mércékhez viszonyított, azt csak Isten tudja, de sokan megbízható tényként fogták fel a ház „fertőzöttségéről” szóló beszélgetést. Az emberek megriadtak, és rohantak elmenekülni lakásaikból. Ahol? Miért? Minek nevezni mindezt?

Egy másik példa. 1989 márciusának elején Nahodkában a városi tanács ülése támogatta a lakosság azon követelését, hogy ne engedjék be a Severomorput nevű új atomhajót Vosztocsnij kikötőjébe. Az ilyen cselekedeteket nem nevezhetjük másnak, mint hétköznapi tudatlanságnak. Nem tudják az emberek, hogy a világon már régóta nagyszámú atomerőműves hajó üzemel, és senki, még Murmanszk lakói sem tiltakoznak, ahol atomjégtörők vannak kikötve. Az ilyen hajók legénysége nem szenved sugárbetegségben, és nem hagyja őket pánikban. Számukra a „Sugárzás” szó jól ismert és érthető. Vannak, akik meghallották a „sugárzás” szót, készek bárhová futni, csak nem. De nem kell futni, nincs szükség. Természetes háttérsugárzás mindenhol létezik, mint a levegő oxigénje. Nem kell félni a sugárzástól, de nem is szabad elhanyagolni. Kis adagokban ártalmatlan és könnyen tolerálható az ember számára, de nagy dózisban halálos is lehet. Ugyanakkor ideje megérteni, hogy a sugárzással nem lehet viccelni, bosszút áll az embereken érte. Mindenkinek határozottan tudnia kell, hogy az ember állandó sugárzás körülményei között születik és él. A világon kialakulóban van az úgynevezett természetes sugárzási háttér, beleértve a kozmikus sugárzást és a radioaktív elemek sugárzását, amelyek mindig jelen vannak a földkéregben. Ezeknek a természetes sugárzási hátteret alkotó sugárzásoknak az összdózisa meglehetősen tág határok között változik a különböző területeken, és átlagosan évi 100-200 mrem (1-2 mSv) vagy hozzávetőlegesen 8-20 μR/h.

Jelentős szerepet játszanak az ember által létrehozott radioaktív források, amelyeket a gyógyászatban, elektromos és hőenergia előállításában, tüzek jelzésére és világító óralapok készítésére, számos műszerre, ásványi anyagok felkutatására és katonai ügyekben használnak.
A radioaktivitás felhasználásával járó orvosi eljárások és kezelések főként hozzájárulnak az ember által mesterségesen előállított forrásokból származó dózishoz. A sugárzást diagnosztizálásra és kezelésre egyaránt használják. Az egyik legelterjedtebb készülék a röntgenkészülék, a rák elleni küzdelem fő módja a sugárterápia. Amikor a klinikára megy a röntgenszobába, láthatóan nincs teljesen tudatában annak, hogy önmaga, szabad akaratából, vagy inkább szükségből, további sugárzásra törekszik. Ha a mellkas fluorográfiáját kell elvégezni, akkor tudnia kell és meg kell értenie, hogy egy ilyen művelet egyszeri 3,7 mSv (370 mrem) dózishoz vezet. A fog röntgenfelvétele még többet ad - 30 mSv (3 rem). Ha pedig a gyomor fluoroszkópiáját tervezi, akkor itt 300 mSv (30 rem) helyi sugárzás várja Önt. Az emberek azonban ezt maguktól teszik, senki nem kényszeríti őket, és nincs is e körül pánik. Miért? Igen, mert az ilyen besugárzás elvileg a beteg meggyógyítását célozza. Ezek a dózisok nagyon kicsik, és az emberi szervezet rövid időn belül képes meggyógyítani a kisebb sugárkárosodást és visszaállítani eredeti állapotát.
Az oroszországi egészségügyi intézményekben és vállalkozásokban több százezer különböző kapacitású és célú radioaktív forrás található. Csak Szentpéterváron és a Leningrádi régióban több mint ötezer radioaktív izotópokat használó vállalkozást, szervezetet és intézményt tartanak nyilván. Sajnos nagyon rosszul vannak tárolva. Tehát az egyik szentpétervári vállalkozásból egy munkás ellopott egy lumineszcens vegyületet, amely erősen sugárzott sugárzást, és lefestette vele a papucsait és a szobáiban lévő villanykapcsolókat: világítsanak a sötétben!
Feltűnő az embernek a természetéről való tudásának nyomorúsága, amelyben él, meglepő a sűrű tudatlanság. Ez a kis srác nem veszi észre, hogy állandó sugárzásnak teszi ki magát és családját, ami nem vezet semmi jóra.
A leggyakoribb expozíciós forrás a világító számlappal ellátott órák. Négyszer nagyobb éves dózist adnak, mint amennyit az atomerőművek szivárgása okoz. A színes televíziók röntgensugárzás forrásai is. Ha egy éven keresztül minden nap 3 órán keresztül néz műsorokat, az további 0,001 mSv (0,1 mrem) dózisnak való kitettséget eredményez. És ha repülővel repül, további sugárzást kap, mivel a levegő védővastagsága a magasság növekedésével csökken. Az ember nyitottabbá válik a kozmikus sugarakra. Tehát 2400 km-es távolság felett repülve. - 10 μSv (0,01 mSv vagy 1 mrem), amikor Moszkvából Habarovszkba repül, ez a szám már 40 - 50 μSv (4 - 5 mrem) lesz.
Mit eszel, iszol, lélegzel – mindez hatással van a természetes forrásból kapott adagokra is. Például a kálium-40 elem lenyelése miatt az emberi test radioaktivitása jelentősen megnő.
Az élelmiszerek további sugárterhelést is jelentenek. A pékáruk például valamivel nagyobb radioaktivitást mutatnak, mint a tej, a tejföl, a vaj, a kefir, a zöldségek és a gyümölcsök. Tehát az ember belsejében lévő radioaktív elemek bevitele közvetlenül kapcsolódik az általa elfogyasztott ételekhez.
Meg kell értenünk, hogy a sugárzás mindenhol körülvesz bennünket, ebben a környezetben születtünk, élünk, és nincs itt semmi természetellenes.

A radiofóbia tudatlanságunk betegsége. Csak tudással lehet gyógyítani.

A levegő természetes radioaktivitása elsősorban az olyan gázok tartalmától függ, mint a radon, az akció és a toron – a rádium, aktínium és tórium bomlástermékei, amelyek a földkőzetekben találhatók. Ugyanakkor a levegő szén-14-et, argon-41-et, fluor-18-at és néhány más izotópot tartalmaz, amelyek akkor keletkeznek, amikor a kozmikus sugarak oxigén-, hidrogén- és nitrogénatomokra hatnak. A radioaktív aeroszolok mellett kis mennyiségben természetes radioaktív anyagok is kerülhetnek a légkörbe, ami megfigyelhető a földkőzetek pusztulása, szerves anyagok bomlása stb.

Aeroszolos mintavételi módszerek

A levegőben lévő aeroszolok mennyiségi meghatározásának módszerei, beleértve a radioaktív anyagokat is, vagy közvetett módszeren alapulnak, amikor a részecskéket először eltávolítják egy gáznemű közegből, majd megvizsgálják, vagy egy adott radionuklid radioaktivitásának direkt módszerén alapulnak. gáznemű közeg térfogata. Azok a módszerek, amelyekben szilárd vagy folyékony fázist választanak el a gáznemű közegtől, leggyakrabban ülepítésen, szűrésen, inerciális és elektrosztatikus leválasztáson alapulnak. A közvetlen módszer magában foglalja az átfolyó ionizációs kamrák, számlálók vagy kamrák használatát, amelyekbe bizonyos mennyiségű levegőt vezetnek kutatás céljából.

A levegő aeroszoltartalmának meghatározására szolgáló ülepítési módszerek feltételesen 2 csoportra oszthatók

1. Az első csoport módszerei lehetővé teszik a korlátozott térfogatú aeroszoltartalom becslését. Ebben az esetben lehetőség van az aeroszolok mennyiségi meghatározására egységnyi térfogatú gázhalmazállapotú közegben, egy másik esetben korlátlan térfogatból történik az ülepedés, így a vizsgálat eredményeit az egységnyi területen lerakódott részecskék számában vagy tömegében fejezzük ki. egy bizonyos idő alatt. Az ülepítési módszerek lehetővé teszik az 1-30 mikron méretű részecskék meghatározását. Az ülepítési módszerek első csoportja a sugárhigiénia gyakorlatában nem talált széles körű alkalmazásra.

2. A második csoport módszerei a légköri levegő radioaktív kicsapódásának mértékét szabályozzák.

A légköri csapadék összegyűjtésére általában olyan küvettákat használnak, amelyek aljára előre felvitt vékony glicerinréteget használnak. Az üledékmintavétel során az expozíciós időszakok elsősorban a légkör radioaktivitási szintjétől és a csapadék mennyiségétől függenek. A küvetták általában 1 hónapot meghaladó ideig vannak kitéve.

A levegő radionuklid-tartalmának monitorozásakor széles körben alkalmazzák az aspirációs mintavételi módszereket.

Minden lehetséges mintavételi körülmény ezzel a módszerrel 5 csoportra osztható:

1. Nyílt területek (légköri levegő).

2. Termelő, kisegítő és egyéb célú helyiségek.

3. Zárt térfogatok normál légnyomás körülményei között (vagy ahhoz közeledve): kamrák, dobozok, szellőzőcsatornák stb.

4. Zárt zárt térfogatok vákuum alatt (vákuumvezetékek és berendezések).

5. Zárt térfogatok túlnyomás alatt (kompressziós kommunikáció és berendezések).

A radioaktív gáz koncentrációja a levegőben egyedi részecskék vagy kvantumok számlálásán és az ionizációs hatás mérésén alapuló módszerekkel határozható meg.

Az egyes részecskék vagy kvantumok megszámlálásához belső töltésszámlálókat használnak. Ebben az esetben a gáznemű gyógyszert közvetlenül a detektorba fecskendezik, vagy a detektort (részben vagy teljesen) a vizsgált gázba merítik.

Az ionizációs hatás alapján történő koncentrációértékelés úgynevezett gázfalú ionizációs kamrák vagy belső töltésű kamrák segítségével történik.

A gázkoncentráció mérésének legnagyobb pontossága a belső töltésmérők használatával érhető el. Ezekben az esetekben a radioaktív gázt közvetlenül a munkatérbe vezetik, ami szinte minden bomlási esemény regisztrálását biztosítja. (Ha lehetséges, nézze meg a kézikönyvet - 39. oldal))) nos, szerintem ez elég)

A gyógyszerek radioaktivitását abszolút, számított és relatív (összehasonlító) módszerrel határozhatjuk meg. Ez utóbbi a leggyakoribb.

Abszolút módszer. A vizsgált anyagból egy vékony réteget egy speciális vékony filmre (10-15 μg/cm²) viszünk fel és a detektor belsejébe helyezzük, aminek eredményeként a teljes térszöget (4) használjuk a kibocsátások regisztrálására, pl. , béta részecskék és közel 100%-os számlálási hatékonyság érhető el. Ha 4 számlálóval dolgozik, nem kell számos korrekciót bevezetnie, mint a számítási módszernél.

A gyógyszer aktivitását azonnal kifejezzük Bq, Ku, mKu stb. aktivitási egységekben.

Számítási módszer szerint meghatározza az alfa- és béta-kibocsátó izotópok abszolút aktivitását hagyományos gázkisülési vagy szcintillációs számlálókkal.

A minta aktivitásának meghatározására szolgáló képletbe számos korrekciós tényező kerül be, figyelembe véve a mérés közbeni sugárzási veszteségeket.

A =N/  q r m 2,22  10 ¹²

A- a gyógyszer Ku-ban való aktivitása;

N- számlálási sebesség imp/perc mínusz háttérben;

 - geometriai mérési feltételek korrekciója (térszög);

-korrekció a számláló installáció feloldási idejére;

-korrekció a levegőrétegben és a pult ablakában (vagy falában) történő sugárzáselnyelésre;

-korrekció az önfelszívódáshoz a gyógyszerrétegben;

q-a szubsztrátumról való visszaszórás korrekciója;

r- a bomlási séma korrekciója;

-korrekció gamma-sugárzásra vegyes béta- és gamma-sugárzással;

m- a mérőkészítmény lemért része mg-ban;

2,22  10 ¹² - konverziós tényező a percenkénti szétesések számáról Ci-re (1Ci = 2,22*10¹² kioldódás/perc).

A fajlagos aktivitás meghatározásához az 1 mg-onkénti aktivitást 1 kg-ra kell konvertálni .

Audi= A*10 6 , (NAK NEKu/kg)

A radiometria előkészületei előkészíthetők vékony vastag vagy közbenső réteg a tanulmányozott anyagot.

Ha a vizsgált anyag rendelkezik fél csillapító réteg - 1/2,

Hogy vékony - d-kor<0,11/2, közbülső - 0,11/2vastag (vastagrétegű készítmények) d>41/2.

Maga az összes korrekciós tényező sok tényezőtől függ, és összetett képletekkel számítják ki. Ezért a számítási módszer nagyon munkaigényes.

Relatív (összehasonlító) módszer széleskörű alkalmazást talált a gyógyszerek béta-aktivitásának meghatározásában. Ez egy standard (ismert aktivitású gyógyszer) számlálási sebességének és a mért gyógyszer számlálási sebességének összehasonlításán alapul.

Ebben az esetben a standard és a vizsgált gyógyszer aktivitásának mérésénél teljesen azonos feltételeknek kell lenniük.

ápr = Aet*Nstb/Nez, Ahol

Aet - a referencia gyógyszer aktivitása, disz/min;

ápr - a gyógyszer (minta) radioaktivitása, diszperzió/perc;

Nettó a számlálási sebesség a szabványból, imp/perc;

Npr - számlálási sebesség a gyógyszerből (minta), imp/min.

A radiometriai és dozimetriai berendezések útlevelei általában jelzik, hogy milyen hibával történik a mérés. Maximális relatív hiba A mérések (néha fő relatív hibának is nevezik) százalékban vannak feltüntetve, például  25%. Különböző típusú műszerek esetén ez  10% és  90% között lehet (néha a mérés típusának hibája külön van feltüntetve a skála különböző szakaszaihoz).

A maximális relatív hiba ± % alapján meghatározható a maximum abszolút mérési hiba. Ha az A műszertől mérünk, akkor az abszolút hiba A = A/100. (Ha A = 20 mR, a =25%, akkor a valóságban A = (205) mR. Vagyis 15-25 mR tartományban.

Ionizáló sugárzás detektorai. Osztályozás. Szcintillációs detektor elve és működési diagramja.

A radioaktív sugárzás kimutatható (elszigetelhető, detektálható) speciális eszközök - detektorok - segítségével, amelyek működése a sugárzás és az anyag kölcsönhatása során keletkező fizikai és kémiai hatásokon alapul.

A detektorok típusai: ionizációs, szcintillációs, fényképészeti, kémiai, kalorimetriás, félvezető stb.

A legszélesebb körben használt detektorok a sugárzás és az anyag kölcsönhatásának - a gáznemű közeg ionizációjának - közvetlen hatásának mérésén alapulnak. ionizációs kamrák;

- arányos számlálók;

- Geiger-Muller számlálók (gázkisülési számlálók);

- korona- és szikraszámlálók,

valamint szcintillációs detektorok.

Szcintilláció (lumineszcens) A sugárzásérzékelési módszer a szcintillátorok azon tulajdonságán alapul, hogy látható fénysugárzást (fényvillanásokat - szcintillációkat) bocsátanak ki töltött részecskék hatására, amelyeket egy fotosokszorozó elektromos áramimpulzusokká alakít át.

Katód Dinódák Anód A szcintillációs számláló egy szcintillátorból és

PMT. A szcintillátorok lehetnek szerves ill

szervetlen, szilárd, folyékony vagy gáz halmazállapotú

feltétel. Ez lítium-jodid, cink-szulfid,

nátrium-jodid, angracén egykristályok stb.

100 +200 +400 +500 volt

PMT működés:- Nukleáris részecskék és gamma-kvantumok hatása alatt

A szcintillátorban az atomokat gerjesztik, és látható színű kvantumokat bocsátanak ki - fotonokat.

A fotonok bombázzák a katódot, és kiütik belőle a fotoelektronokat:

A fotoelektronokat az első dinód elektromos tere felgyorsítja, kiüti belőle a másodlagos elektronokat, amiket a második dinód tere felgyorsít stb., amíg egy lavina elektronáramlás nem jön létre, amely eléri a katódot és rögzíti a katódot. a készülék elektronikus áramköre. A szcintillációs számlálók számlálási hatékonysága eléri a 100%-ot, a felbontás sokkal nagyobb, mint az ionizációs kamrákban (10 v-5 - !0 v-8 versus 10¯³ az ionizációs kamrákban). A szcintillációs számlálók nagyon széles körben alkalmazhatók radiometriai berendezésekben

Radiométerek, rendeltetés, osztályozás.

Bejelentkezés alapján.

Radiométerek - eszközök, amelyek célja:

Radioaktív gyógyszerek és sugárforrások aktivitásának mérése;

Az ionizáló részecskék és kvantumok fluxussűrűségének vagy intenzitásának meghatározása;

Tárgyak felszíni radioaktivitása;

Gázok, folyadékok, szilárd anyagok és szemcsés anyagok fajlagos aktivitása.

A radiométerek főként gázkisülés-számlálót és szcintillációs detektort használnak.

Hordozható és helyhez kötött.

Általában a következőkből állnak: - detektor-impulzusérzékelő; - impulzuserősítő; - átalakító eszköz; - elektromechanikus vagy elektronikus számláló; - nagyfeszültségű forrás az érzékelő számára; - minden berendezés tápegysége.

Javítási sorrendben a következők készültek: B-2, B-3, B-4 radiométerek;

dekatron radiométerek PP-8, RPS-2; automatizált laboratóriumok „Gamma-1”, „Gamma-2”, „Beta-2”; számítógépekkel felszereltek, amelyek lehetővé teszik akár több ezer minta kiszámítását az eredmények automatikus nyomtatásával DP-100 telepítések, KRK-1, SRP -68 rádióméter széles körben használatos -01.

Adja meg az egyik eszköz célját és jellemzőit.

Doziméterek, rendeltetés, osztályozás.

Az ipar számos típusú radiometriai és dozimetriai berendezést gyárt, amelyek osztályozhatók:

A sugárzás rögzítésének módszerével (ionizáció, szcintilláció stb.);

Az észlelt sugárzás típusa szerint (,,,n,p)

Áramforrás (hálózat, akkumulátor);

Alkalmazási hely szerint (helyhez kötött, terepi, egyéni);

Bejelentkezés alapján.

Doziméterek - olyan eszközök, amelyek mérik a sugárzás expozícióját és elnyelt dózisát (vagy dózisteljesítményét). Alapvetően egy detektorból, egy erősítőből és egy mérőberendezésből áll, amely lehet ionizációs kamra, gázkisülés-számláló vagy szcintillációs számláló.

Osztva dózisteljesítménymérők- ezek a DP-5B, DP-5V, IMD-5 és egyedi doziméterek- mérje meg a sugárdózist egy bizonyos időtartam alatt. Ezek a DP-22V, ID-1, KID-1, KID-2 stb. Ezek zsebdózismérők, néhányuk közvetlen leolvasású.

Vannak spektrometriai elemzők (AI-Z, AI-5, AI-100), amelyek lehetővé teszik bármely minta (például talaj) radioizotóp-összetételének automatikus meghatározását.

A túlzott háttérsugárzást és a felületi szennyezettség mértékét jelző riasztások is nagy számban jelennek meg. Például az SZB-03 és az SZB-04 azt jelzi, hogy a kéz béta-aktív anyagokkal való szennyezettsége túllépi.

Adja meg az egyik eszköz célját és jellemzőit

Az állatorvosi laboratórium radiológiai osztályának felszerelése. Az SRP-68-01 radiométer jellemzői és működése.

A területi állategészségügyi laboratóriumok radiológiai osztályainak és speciális körzeti vagy körzetközi radiológiai csoportok személyzeti felszerelése (a regionális állatorvosi laboratóriumokban)

DP-100 sugármérő

KRK-1 rádióméter (RKB-4-1em)

Radiométer SRP 68-01

Radiométer "Besklet"

Radiométer - doziméter -01Р

DP-5V rádióméter (IMD-5)

Doziméter készlet DP-22V (DP-24V).

A laboratóriumok más típusú radiometriai berendezésekkel is felszerelhetők.

A fenti radiométerek és doziméterek többsége elérhető az osztályon a laboratóriumban.

A veszélyek periodizálása atomerőművi baleset során.

Az atomreaktorok az U-235 és a Pu-239 hasadási láncreakciói során felszabaduló intranukleáris energiát használják fel. A hasadási láncreakció során mind az atomreaktorban, mind az atombombában mintegy 35 kémiai elem mintegy 200 radioaktív izotópja képződik. Az atomreaktorban a láncreakciót szabályozzák, és a nukleáris üzemanyag (U-235) fokozatosan „ég ki” benne 2 év alatt. A hasadási termékek - radioaktív izotópok - felhalmozódnak a fűtőelemben (fűtőelemben). Atomrobbanás sem elméletileg, sem gyakorlatilag nem fordulhat elő egy reaktorban. A csernobili atomerőműben személyi tévedések és durva technológiai megsértés következtében hőrobbanás történt, és két hétig radioaktív izotópok kerültek a légkörbe, amelyeket különböző irányú szelek vittek, és hatalmas területeken megtelepedtek. foltos szennyezést okozva a területen. Az összes r/a izotóp közül a biológiailag legveszélyesebbek a következők voltak: Jód-131(I-131) – felezési idővel (T 1/2) 8 nap, Stroncium - 90(Sr-90) - T 1/2 -28 év és cézium - 137(Cs-137) - T 1/2 -30 év. A baleset következtében az üzemanyag és a felhalmozódott radioaktív izotópok 5%-a szabadult fel a csernobili atomerőműben - 50 MCi aktivitás. A cézium-137 esetében ez 100 darabnak felel meg. 200 Kt. atombombák. Jelenleg több mint 500 reaktor működik a világon, és számos ország villamos energiájának 70-80%-át atomerőművekből biztosítja, Oroszországban 15%-ot. Figyelembe véve a szerves tüzelőanyag-tartalékok belátható időn belüli kimerülését, a fő energiaforrás az atomenergia lesz.

A csernobili balesetet követő veszélyek periodizálása:

1. akut jódveszély időszaka (jód - 131) 2-3 hónapig;

2. felszíni szennyeződés időszaka (rövid és közepes élettartamú radionuklidok) - 1986 végéig;

3. gyökérbekerülési időszak (Cs-137, Sr-90) - 1987-től 90-100 évig.

Az ionizáló sugárzás természetes forrásai. Kozmikus sugárzás és természetes radioaktív anyagok. Adag az ERF-től.

Fotoelektromos hatás Compton effektus Párképzés

2. Nál nél Compton-szórás A gamma-kvantum energiájának egy részét átadja az atom egyik külső elektronjának. Ez a visszapattanó elektron, jelentős mozgási energiát felvéve, az anyag ionizálására fordítja (ez már másodlagos ionizáció, hiszen a g-kvantum az elektront kiütve már primer ionizációt is előidézett).

Ütközés után a g-kvantum elveszíti energiájának jelentős részét, és megváltoztatja mozgási irányát, i.e. szertefoszlik.

A Compton-effektus a gamma-sugárzás energiáinak széles tartományában figyelhető meg (0,02-20 MeV).

3. Gőzképződés. Az atommag közelében áthaladó, legalább 1,02 MeV energiájú gamma-sugarak az atommag mezőjének hatására két részecskévé, egy elektronná és egy pozitronná alakulnak. A gamma-kvantum energiájának egy része két részecske egyenértékű tömegévé alakul (Einstein összefüggése szerint E=2me*C²=1,02 MeV). A gamma-kvantum fennmaradó energiája kinetikus energia formájában kerül át a keletkező elektronra és pozitronra. A keletkező elektron ionizálja az atomokat és a molekulákat, a pozitron pedig a közeg bármelyik elektronjával megsemmisül, két új gamma-kvantumot képezve, egyenként 0,51 MeV energiával. A másodlagos gamma-kvantumok energiájukat a Compton-effektusra, majd a fotoelektromos effektusra fordítják. Minél nagyobb a gamma-sugarak energiája és az anyag sűrűsége, annál valószínűbb a párképzés folyamata. Ezért nehézfémeket, például ólmot használnak a gamma-sugárzás elleni védelemre.

A röntgensugarak hasonló módon lépnek kölcsönhatásba az anyaggal, ugyanazon három hatás miatt.

1. Jellegzetes és bremsstrahlung röntgensugárzás. Különbségek és hasonlóságok a röntgen és a gamma-sugárzás között. A gamma-sugárzás csillapításának törvénye.

A karakterisztikus bremsstrahlung egy atom gerjesztése következtében jön létre, amikor a külső pályára került elektronok visszatérnek az atommaghoz legközelebb eső pályára, és karakteres röntgensugárzás formájában többletenergiát bocsátanak ki (frekvenciája jellemző a minden kémiai elem). A röntgengépek jellegzetes röntgensugárzást használnak. Amikor a béta-részecskék (elektronok) kölcsönhatásba lépnek egy anyaggal, az anyag atomjainak ionizációja mellett a béta-részecskék (elektronok) az atommagok pozitív töltésével kölcsönhatásba lépve elhajlítják a pályájukat (lelassulnak) és ezzel egyidejűleg elveszítik energiájukat bremsstrahlung röntgensugarak formájában.

A p/a izotópok magjaiból bomlásuk során gamma-sugarak bocsátanak ki, az atom elektronhéjain belüli elektronátmenetek során röntgensugárzás keletkezik A gamma-sugarak frekvenciája nagyobb, mint a röntgensugárzásé, és a behatoló Az anyag ereje és a kölcsönhatási hatások megközelítőleg azonosak.

Minél vastagabb az abszorbens réteg, annál jobban gyengül a rajta áthaladó gamma-sugár.

Mindegyik anyaghoz kísérletileg létrehoztak egy félcsillapító réteget D1/2 (ez minden olyan anyag vastagsága, amely felére csillapítja a gammasugárzást).

Levegő -190m, fa -25cm, biológiai szövet -23cm, talaj -14cm, beton -10cm, acél -3cm, ólom -2cm. (D1/2 » r /23)

Ugyanúgy érvelve, mint a p/a bomlás törvényének levezetésekor, megkapjuk:

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

I = I® / 2 vagy I = I® * 2(egy másik típusú jelölés I = Iоe)

ahol: I a gamma-sugárzás intenzitása, miután áthaladtak egy D vastagságú abszorberrétegen;

Iо - a gamma-sugárzás kezdeti intenzitása.

10. Dozimetria és radiometria problémái. A test külső és belső besugárzása. Az aktivitás és a gamma-sugárzásuk által generált dózis kapcsolata. A helyi sugárforrások elleni védekezés módszerei .

Dozimetria- ez az ionizáló sugárzás anyagra gyakorolt ​​hatását jellemző mennyiségek mennyiségi és minőségi meghatározása különféle fizikai módszerekkel és speciális eszközök használatával.

Radiometria- fejleszti a radioaktivitás mérésének és a radioizotópok azonosításának elméletét és gyakorlatát.

A röntgen- és nukleáris sugárzás szervezetre gyakorolt ​​biológiai hatása a biológiai környezet atomjainak és molekuláinak ionizációjának és gerjesztésének köszönhető.

Egy ¾¾¾® B.objektum

b ¾¾¾® Ionizáció

G ¾¾¾® arányos ¾¾¾®g-val

n ¾¾¾® elnyelt energia ¾¾¾® n

r ¾¾¾® sugárzás ¾¾¾® r (röntgensugárzás)

Sugárdózis a besugárzott anyag egységnyi térfogatára (tömegére) elnyelt ionizáló sugárzási energia mennyisége.

A külső sugárforrásból származó besugárzást külső besugárzásnak nevezzük. A levegővel, vízzel és táplálékkal a szervezetbe jutó radioaktív anyagok besugárzása belső sugárzást hoz létre.

A Kg érték segítségével (a gamma-állandó érték a referenciakönyvekben minden p/a izotópra megadva) meghatározhatja bármely izotóp pontforrásának dózisteljesítményét.

P = Kg A / R²,Ahol

R - expozíciós dózisteljesítmény, R/h

Kg - az izotóp ionizációs állandója, R/h cm² / mKu

A - aktivitás, mKu

R - távolság, cm.

Megvédheti magát a helyi radioaktív sugárzás forrásaitól, ha árnyékolja, növeli a forrástól való távolságot és csökkenti a testnek való kitettség idejét.

11. Dózis és dózisteljesítmény. Az expozíció mértékegységei, elnyelt, ekvivalens, effektív dózis.

Sugárdózis a besugárzott anyag egységnyi térfogatára (tömegére) elnyelt ionizáló sugárzási energia mennyisége. Az irodalomban az ICRP (Nemzetközi Sugárvédelmi Bizottság), az NCRP (Oroszország Nemzeti Bizottsága) és a SCEAR (Az Atomsugárzás Hatásainak Tudományos Bizottsága az Egyesült Nemzetekben) dokumentumaiban a következő fogalmakat különböztetik meg:

- Besugárzási dózis (röntgen- és gamma-sugárzás ionizáló ereje levegőben) röntgenkészülékekben; röntgen (P) - röntgen- vagy g-sugárzás (azaz fotonsugárzás) expozíciós dózisa, amely kétmilliárd ionpárt hoz létre 1 cm³ levegőben. (A röntgensugár a forrás expozícióját, a sugárteret méri, ahogy a radiológusok mondják, a beeső sugárzást).

- Elnyelt dózis - a test szövetei által elnyelt ionizáló sugárzás energiája egységnyi tömegben Radsban és Grayben;

Boldog (radiation abszorbens dózis - angol) - bármely típusú ionizáló sugárzás elnyelt dózisa, amelynél 100 erg energiát abszorbeál egy gramm anyag tömege. (1 g különböző összetételű biológiai szövetben különböző mennyiségű energia nyelődik el.)

Rads-ban kifejezett dózis = röntgenben kifejezett dózis szorozva kt-val, amely tükrözi a sugárzási energiát és az elnyelő szövet típusát. Levegő esetén: 1 rad = 0,88 röntgen;

vízhez és lágyszövetekhez 1rad = 0,93R (a gyakorlatban 1rad = 1R)

csontszövetre 1rad = (2-5)P

A C rendszerben alkalmazott mértékegység az szürke (1 kg tömeg 1 J sugárzási energiát nyel el). 1Gy=100 rad (100R)

- Egyenértékű adag - az elnyelt dózis szorozva egy olyan együtthatóval, amely egy adott típusú sugárzásnak azt a képességét tükrözi, hogy károsítja a testszöveteket Rem és Sievert esetében. BER (a röntgen biológiai egyenértéke) bármely nukleáris sugárzás olyan dózisa, amelynél biológiai környezetben ugyanaz a biológiai hatás jön létre, mint 1 röntgensugár vagy gamma-sugárzás dózisa esetén. D in rem = D in roentgen*RBE. RBE - relatív biológiai hatékonysági együttható vagy minőségi együttható (QC)

b, g és roentgen esetén. sugárzás RBE (KK) = 1; a és protonok esetén = 10;

lassú neutronok = 3-5; gyors neutronok = 10.

Sivert (Sv) az 1 kg biológiai szövetben elnyelt bármely típusú sugárzás egyenértékű dózisa, amely ugyanazt a biológiai hatást hozza létre, mint az 1 Gy fotonsugárzás elnyelt dózisa. 1 Sv = 100 rem(u = 100R)

-Hatékony egyenértékű dózis - ekvivalens dózis szorozva egy együtthatóval, amely figyelembe veszi a különböző szövetek eltérő sugárzási érzékenységét, Sievertben.

Az ICRP által javasolt sugárkockázati együtthatók különböző emberi szövetekre (szervekre): (például 0,12 - vörös csontvelő, 0,15 - emlőmirigy, 0,25 - herék vagy petefészek;) Az együttható az egyes szervekre jutó arányt mutatja egyenletes besugárzás mellett az egész testet

Biológiai vonatkozásban nem csak a tárgy által kapott sugárdózist fontos tudni, hanem az egységnyi idő alatt kapott dózist is.

Adagolási sebesség az egységnyi időre eső sugárdózis.

D = P/t Például R/h, mR/h, μR/h, μSv/h, mrem/min, Gy/s stb.

Az elnyelt dózisteljesítményről időegységenkénti dózisnövekedésként beszélünk.

12 Az a-, d-részecskék és a g-sugárzás jellemzői.

A különböző típusú ionizáló sugárzás tulajdonságait táblázat formájában fogjuk megvizsgálni.

A sugárzás típusa	Mit jelképez?	Díj	Súly	Energy MeV	Sebesség	Ionizáció levegőben 1 cm-es úton	Futásteljesítmény...ben: Air Biological. Fém szövetek
a	A hélium magok áramlása	Két email Pozitív töltés ÅÅ	4 óra	2 – 11	10-20 ezer km/h	100-150 ezer ionpár	2-10 cm	mm-es töredékek (~0,1 mm)	Század Mm
b	Elektronáramlás	Elemi neg. Díj(-)	0,000548 am	0 – 12	0,3-0,99 fénysebesség (C)	50-100 ionpár	25 méterig	1 cm-ig	Néhány mm.
g	El-instant. Sugárzás l<10 -11 м (в.свет 10 -7 м)	Nincs	A g-kvantum nyugalmi tömege =0	KeV-től több MeV-ig	300.000 km/sec-től	Gyenge	100-150 méter	méter	Több tíz cm.

13. Az atomerőművi baleset során keletkező radioaktív szennyeződés jellemzői.

Jód-131 Stroncium - 90(Sr-90) - T 1/2 -28 év és cézium - 137

Baleset utáni zónázás (a talaj Cs-137 szennyezettsége és éves dózisa alapján):

Kizárási zóna (áthelyezés) - több mint 40 Ci/km² (dózis több mint 50 mSv/év);

Áthelyezési zóna (önkéntes) – 15-40 Ci/km². (dózis 20 - 50 mSv/év);

Korlátozott tartózkodási övezet (terhes nők és gyermekek ideiglenes áttelepítésével) 5 - 15 Ci/km². (dózis 5-20 mSv/év);

Sugárellenőrzési zóna (kedvezményes társadalmi-gazdasági státuszú lakóövezet) 1-5 Ci/km² (dózis 1-5 mSv/év).

Az Orosz Föderációban 15 régió (Brjanszk, Kurszk, Kaluga, Tula, Orjol, Rjazan stb. - a terület 1-43%-a) kapott részleges radioaktív szennyezést (több mint 1 Ci/km2) a csernobili baleset következtében.

Az Orosz Föderáció jogszabályai szerint az 1 Ci/km²-nél nagyobb szennyezettségű (cézium) területeken élő lakosság minimális ellátásokra jogosult.

14. Ionizáló sugárzás detektorai. Osztályozás. Az ionizációs kamra elve és működési sémája.

ionizációs kamrák;

- arányos számlálók;

Ionizációs detektor működésének sematikus diagramja.

Ezt a kamrát levegővel vagy inert gázzal töltik meg, amelyben két elektróda (katód és anód) helyezkedik el, elektromos mezőt hozva létre.

A száraz levegő vagy a gáz jó szigetelő, és nem vezeti az áramot. Ám a töltött alfa és béta részecskék a kamrába belépve ionizálják a gáznemű közeget, és a gamma-kvantumok először gyors elektronokat (fotoelektronokat, Compton-elektronokat, elektron-pozitron párokat) képeznek a kamra falában, amelyek a gáznemű közeget is ionizálják. A keletkező pozitív ionok a katódra, a negatív ionok az anódra mozognak. Az áramkörben a sugárzás mennyiségével arányos ionizációs áram jelenik meg.

Az azonos mennyiségű ionizáló sugárzás ionizációs árama komplex módon függ a kamra elektródáira adott feszültségtől. Ezt a függőséget ún az ionizációs detektor áram-feszültség karakterisztikája.

Ionizációs kamra minden típusú nukleáris sugárzás mérésére használják. Szerkezetileg lapos, hengeres, gömb alakú vagy gyűszű alakúak, térfogatuk cm³-től 5 literig terjed. Általában levegővel töltik. A kamra anyaga plexi, bakelit, polisztirol, esetleg alumínium. Széles körben használják egyedi dózismérőkben (DK-0.2; KID-1, KID-2, DP-22V, DP-24 stb.).

15. A radioaktív szennyeződés jellemzői nukleáris robbanás során.

A hasadási láncreakció során egy atombombában lévő U-235 és Pu-239 körülbelül 35 kémiai elemből mintegy 200 radioaktív izotóp keletkezik, atomrobbanás során a hasadási láncreakció azonnal lezajlik a hasadóanyag teljes tömegében, és a keletkező radioaktív izotópok a légkörbe kerülnek, majd egy kiterjesztett radioaktív nyom formájában kihullanak a talajra.

A terület teljes radioaktív szennyezettsége a szennyezettség mértéke szerint 4 zónára oszlik, amelyek határait a következők jellemzik: sugárdózisok a teljes bomlás során – D ∞ Roentgensben és sugárzási szint 1 órával a robbanás után P 1 R/h-ban.

Rizs. 2.1. Radioaktív szennyezettségi zónák nukleáris robbanás során

A zónák nevei (zárójelben a P 1 (R/h), D ∞ (P) értékek): A – mérsékelt fertőzés(8 R/óra, 40 R), B – erős(80 R/h, 400 R), B – veszélyes(240 R/h, 1200 R), G - rendkívül veszélyes fertőzés(800 R/h, 4000 R).

A referenciakönyvek a zónák méretét mutatják a robbanás erejétől és a szélsebességtől függően a légkör felső rétegeiben - az egyes zónák hossza és szélessége km-ben van megadva. Általában egy terület akkor tekinthető szennyezettnek, ha a sugárzás szintje 0,5 R/h - háború idején és 0,1 mR/h békeidőben (természetes háttérsugárzás Jaroszlavlban - 0,01 mR/h,)

A radioaktív anyagok bomlása miatt folyamatosan csökken a sugárzás mértéke az aránynak megfelelően

Р t = Р 1 t – 1.2

R

Rizs. 2.2. A sugárzás szintjének csökkentése egy nukleáris robbanás nyomán

Grafikailag ez meredeken csökkenő exponenciális. Ennek az aránynak az elemzése azt mutatja, hogy az idő hétszeres növekedésével a sugárzási szint 10-szeresére csökken. A csernobili baleset után a sugárzás csökkenése sokkal lassabb volt

Minden lehetséges helyzetre kiszámítják és táblázatba foglalják a sugárzási szinteket és dózisokat.

A mezőgazdasági termelés szempontjából a terület radioaktív szennyezettsége jelenti a legnagyobb veszélyt, mert emberek, állatok és növények nemcsak külső gamma-sugárzásnak vannak kitéve, hanem belsőleg is, amikor radioaktív anyagok levegővel, vízzel és élelmiszerrel jutnak a szervezetbe. A védtelen embereknél és állatoknál a kapott dózistól függően sugárbetegség léphet fel, a mezőgazdasági növények pedig lassítják növekedésüket, csökkentik a terméshozamot és a növényi termékek minőségét, súlyos károk esetén növénypusztulás következik be.

16. A radioaktivitás mérésének alapvető módszerei (abszolút, számított és relatív (összehasonlító) A mérő hatásfoka. Számláló (üzemi) jellemző.

A gyógyszerek radioaktivitását abszolút, számított és relatív (összehasonlító) módszerrel határozhatjuk meg. Ez utóbbi a leggyakoribb.

Abszolút módszer. A vizsgált anyagból egy vékony réteget egy speciális vékony filmre (10-15 μg/cm²) viszünk fel és a detektor belsejébe helyezzük, aminek eredményeként a teljes térszöget (4p) használják a kibocsátott béta részecskék regisztrálására, példa, és csaknem 100%-os számlálási hatékonyság érhető el. Ha 4p számlálóval dolgozik, nem kell számos korrekciót bevezetnie, mint a számítási módszernél.

A gyógyszer aktivitását azonnal kifejezzük Bq, Ku, mKu stb. aktivitási egységekben.

Számítási módszer szerint meghatározza az alfa- és béta-kibocsátó izotópok abszolút aktivitását hagyományos gázkisülési vagy szcintillációs számlálókkal.

A minta aktivitásának meghatározására szolgáló képletbe számos korrekciós tényező kerül be, figyelembe véve a mérés közbeni sugárzási veszteségeket.

A = N/sz × e × k × r × q × r × g m × 2,22 × 10¹²

A- a gyógyszer Ku-ban való aktivitása;

N- számlálási sebesség imp/perc mínusz háttérben;

w- geometriai mérési feltételek korrekciója (térszög);

e- korrekció a számláló installáció feloldási idejére;

k- a levegőrétegben és a pult ablakában (vagy falában) lévő sugárzás elnyelésének korrekciója;

r- az önfelszívódás korrekciója a gyógyszerrétegben;

q- az aljzatról való visszaszórás korrekciója;

r- a bomlási séma korrekciója;

g- gamma-sugárzás korrekciója vegyes béta- és gamma-sugárzással;

m- a mérőkészítmény lemért része mg-ban;

2,22 × 10¹² - konverziós tényező a percenkénti szétesések számából Ci-re (1 Ci = 2,22*10¹² szétesés/perc).

A fajlagos aktivitás meghatározásához az 1 mg-onkénti aktivitást 1 kg-ra kell konvertálni .

Aud = A*10 6, (Ku/kg)

A radiometria előkészületei előkészíthetők vékony vastag vagy közbenső réteg a tanulmányozott anyagot.

Ha a vizsgált anyag rendelkezik fél csillapító réteg - D1/2,

Hogy vékony - d-kor<0,1D1/2, közbülső - 0,1D1/2 vastag (vastagrétegű készítmények) d>4D1/2.

Maga az összes korrekciós tényező sok tényezőtől függ, és összetett képletekkel számítják ki. Ezért a számítási módszer nagyon munkaigényes.

Relatív (összehasonlító) módszer széleskörű alkalmazást talált a gyógyszerek béta-aktivitásának meghatározásában. Ez egy standard (ismert aktivitású gyógyszer) számlálási sebességének és a mért gyógyszer számlálási sebességének összehasonlításán alapul.

Ebben az esetben a standard és a vizsgált gyógyszer aktivitásának mérésénél teljesen azonos feltételeknek kell lenniük.

ápr = Aet* Npr/Net, Ahol

Aet a referencia hatóanyag aktivitása, diszperzió/perc;

ápr - a gyógyszer (minta) radioaktivitása, diszperzió/perc;

Nettó - számlálási sebesség a szabványtól, imp/perc;

Npr - számlálási sebesség a gyógyszerből (minta), imp/min.

A radiometriai és dozimetriai berendezések útlevelei általában jelzik, hogy milyen hibával történik a mérés. Maximális relatív hiba a mérések (néha alap relatív hibának is nevezik) százalékban vannak megadva, például ± 25%. Különböző típusú műszerek esetén ez ± 10% és ± 90% között lehet (néha a mérés típusának hibája a skála különböző szakaszainál külön van feltüntetve).

A maximális relatív hibából ± d% határozható meg a maximum abszolút mérési hiba. Ha az A műszertől mérünk, akkor az abszolút hiba DA=±Ad/100. (Ha A = 20 mR és d = ±25%, akkor a valóságban A = (20 ± 5) mR. Vagyis a 15-25 mR tartományban.

17. Ionizáló sugárzás detektorai. Osztályozás. Szcintillációs detektor elve és működési diagramja.

A radioaktív sugárzás kimutatható (elszigetelhető, detektálható) speciális eszközök - detektorok - segítségével, amelyek működése a sugárzás és az anyag kölcsönhatása során keletkező fizikai és kémiai hatásokon alapul.

A detektorok típusai: ionizációs, szcintillációs, fényképészeti, kémiai, kalorimetriás, félvezető stb.

A legszélesebb körben használt detektorok a sugárzás és az anyag kölcsönhatásának - a gáznemű közeg ionizációjának - közvetlen hatásának mérésén alapulnak. ionizációs kamrák;

- arányos számlálók;

- Geiger-Muller számlálók (gázkisülési számlálók);

- korona- és szikraszámlálók,

valamint szcintillációs detektorok.

Szcintilláció (lumineszcens) A sugárzásérzékelési módszer a szcintillátorok azon tulajdonságán alapul, hogy látható fénysugárzást (fényvillanásokat - szcintillációkat) bocsátanak ki töltött részecskék hatására, amelyeket egy fotosokszorozó elektromos áramimpulzusokká alakít át.

Katód Dinódák Anód A szcintillációs számláló egy szcintillátorból és

PMT. A szcintillátorok lehetnek szerves ill

Szervetlen, szilárd, folyékony vagy gáz halmazállapotú

Feltétel. Ez lítium-jodid, cink-szulfid,

Nátrium-jodid, angracén egykristályok stb.

100 +200 +400 +500 volt

PMT működés:- Nukleáris részecskék és gamma-kvantumok hatása alatt

A szcintillátorban az atomokat gerjesztik, és látható színű kvantumokat bocsátanak ki - fotonokat.

A fotonok bombázzák a katódot, és kiütik belőle a fotoelektronokat:

A fotoelektronokat az első dinód elektromos tere felgyorsítja, kiüti belőle a másodlagos elektronokat, amiket a második dinód tere felgyorsít stb., amíg egy lavina elektronáramlás nem jön létre, amely eléri a katódot és rögzíti a katódot. a készülék elektronikus áramköre. A szcintillációs számlálók számlálási hatékonysága eléri a 100%-ot, a felbontás sokkal nagyobb, mint az ionizációs kamrákban (10 v-5 - !0 v-8 versus 10¯³ az ionizációs kamrákban). A szcintillációs számlálók nagyon széles körben alkalmazhatók radiometriai berendezésekben

18. Radiométerek, rendeltetés, osztályozás.

Bejelentkezés alapján.

Radiométerek - eszközök, amelyek célja:

Radioaktív gyógyszerek és sugárforrások aktivitásának mérése;

Az ionizáló részecskék és kvantumok fluxussűrűségének vagy intenzitásának meghatározása;

Tárgyak felszíni radioaktivitása;

Gázok, folyadékok, szilárd anyagok és szemcsés anyagok fajlagos aktivitása.

A radiométerek főként gázkisülés-számlálót és szcintillációs detektort használnak.

Hordozható és helyhez kötött.

Általában a következőkből állnak: - detektor-impulzusérzékelő; - impulzuserősítő; - átalakító eszköz; - elektromechanikus vagy elektronikus számláló; - nagyfeszültségű forrás a detektorhoz; - minden berendezés tápellátása.

Javítási sorrendben a következők készültek: B-2, B-3, B-4 radiométerek;

dekatron radiométerek PP-8, RPS-2; automatizált laboratóriumok „Gamma-1”, „Gamma-2”, „Beta-2”; számítógépekkel felszereltek, amelyek lehetővé teszik akár több ezer minta kiszámítását az eredmények automatikus nyomtatásával DP-100 telepítések, KRK-1, SRP -68 rádióméter széles körben használatos -01.

Adja meg az egyik eszköz célját és jellemzőit.

19. Doziméterek, rendeltetés, osztályozás.

Az ipar számos típusú radiometriai és dozimetriai berendezést gyárt, amelyek osztályozhatók:

A sugárzás rögzítésének módszerével (ionizáció, szcintilláció stb.);

Az észlelt sugárzás típusa szerint (a,b,g,n,p)

Áramforrás (hálózat, akkumulátor);

Alkalmazási hely szerint (helyhez kötött, terepi, egyéni);

Bejelentkezés alapján.

Doziméterek - olyan eszközök, amelyek mérik a sugárzás expozícióját és elnyelt dózisát (vagy dózisteljesítményét). Alapvetően egy detektorból, egy erősítőből és egy mérőberendezésből áll, amely lehet ionizációs kamra, gázkisülés-számláló vagy szcintillációs számláló.

Osztva dózisteljesítménymérők- ezek a DP-5B, DP-5V, IMD-5 és egyedi doziméterek- mérje meg a sugárdózist egy bizonyos időtartam alatt. Ezek a DP-22V, ID-1, KID-1, KID-2 stb. Ezek zsebdózismérők, néhányuk közvetlen leolvasású.

Vannak spektrometriai elemzők (AI-Z, AI-5, AI-100), amelyek lehetővé teszik bármely minta (például talaj) radioizotóp-összetételének automatikus meghatározását.

A túlzott háttérsugárzást és a felületi szennyezettség mértékét jelző riasztások is nagy számban jelennek meg. Például az SZB-03 és az SZB-04 azt jelzi, hogy a kéz béta-aktív anyagokkal való szennyezettsége túllépi.

Adja meg az egyik eszköz célját és jellemzőit

20. Az állatorvosi laboratórium radiológiai osztályának felszerelése. Az SRP-68-01 radiométer jellemzői és működése.

A területi állategészségügyi laboratóriumok radiológiai osztályainak és speciális körzeti vagy körzetközi radiológiai csoportok személyzeti felszerelése (a regionális állatorvosi laboratóriumokban)

DP-100 sugármérő

KRK-1 rádióméter (RKB-4-1em)

Radiométer SRP 68-01

Radiométer "Besklet"

Radiométer - doziméter -01Р

DP-5V rádióméter (IMD-5)

Doziméter készlet DP-22V (DP-24V).

A laboratóriumok más típusú radiometriai berendezésekkel is felszerelhetők.

A fenti radiométerek és doziméterek többsége elérhető az osztályon a laboratóriumban.

21. A veszélyek periodizálása atomerőművi baleset során.

Az atomreaktorok az U-235 és a Pu-239 hasadási láncreakciói során felszabaduló intranukleáris energiát használják fel. A hasadási láncreakció során mind az atomreaktorban, mind az atombombában mintegy 35 kémiai elem mintegy 200 radioaktív izotópja képződik. Az atomreaktorban a láncreakciót szabályozzák, és a nukleáris üzemanyag (U-235) fokozatosan „ég ki” benne 2 év alatt. A hasadási termékek - radioaktív izotópok - felhalmozódnak a fűtőelemben (fűtőelemben). Atomrobbanás sem elméletileg, sem gyakorlatilag nem fordulhat elő egy reaktorban. A csernobili atomerőműben személyi tévedések és durva technológiai megsértés következtében hőrobbanás történt, és két hétig radioaktív izotópok kerültek a légkörbe, amelyeket különböző irányú szelek vittek, és hatalmas területeken megtelepedtek. foltos szennyezést okozva a területen. Az összes r/a izotóp közül a biológiailag legveszélyesebbek a következők voltak: Jód-131(I-131) – felezési idővel (T 1/2) 8 nap, Stroncium - 90(Sr-90) - T 1/2 -28 év és cézium - 137(Cs-137) - T 1/2 -30 év. A baleset következtében az üzemanyag és a felhalmozódott radioaktív izotópok 5%-a szabadult fel a csernobili atomerőműben - 50 MCi aktivitás. A cézium-137 esetében ez 100 darabnak felel meg. 200 Kt. atombombák. Jelenleg több mint 500 reaktor működik a világon, és számos ország villamos energiájának 70-80%-át atomerőművekből biztosítja, Oroszországban 15%-ot. Figyelembe véve a szerves tüzelőanyag-tartalékok belátható időn belüli kimerülését, a fő energiaforrás az atomenergia lesz.

A csernobili balesetet követő veszélyek periodizálása:

1. akut jódveszély időszaka (jód - 131) 2-3 hónapig;

2. felszíni szennyeződés időszaka (rövid és közepes élettartamú radionuklidok) - 1986 végéig;

3. gyökérbekerülési időszak (Cs-137, Sr-90) - 1987-től 90-100 évig.

22. Az ionizáló sugárzás természetes forrásai. Kozmikus sugárzás és természetes radioaktív anyagok. Adag az ERF-től.

1. Az ionizáló sugárzás természetes forrásai (iii)

A természetes háttérsugárzás a következőkből áll:

Kozmikus sugárzás;

A földben található természetes radioaktív anyagok sugárzása

kövek, víz, levegő, építőanyagok;

A növényekben található természetes radioaktív anyagok sugárzása

és az állatvilág (beleértve az embert is).

Kozmikus sugárzás - osztva elsődleges ez egy folyamatosan zuhanó hidrogén atommagok (protonok) - 80% és könnyű elemek magjai (hélium (alfa részecskék), lítium, berillium, bór, szén, nitrogén) - 20% - 20%, amely a csillagok, ködök és ködök felszínéről párolog. a nap és az űrobjektumok elektromágneses mezőiben ismételten felerősítve (felgyorsítva) 10 10 eV nagyságrendű és nagyobb energiáig. (A mi galaxisunkban - Tejútrendszer - 300 milliárd csillag, és 10 14 galaxis)

Ez az elsődleges kozmikus sugárzás a föld légburkának atomjaival kölcsönhatásba lépve folyamokat szül. másodlagos kozmikus sugárzás, amely az összes ismert elemi részecskék és sugárzások közül a legnagyobb (± mu és pi mezonok - 70%; elektronok és pozitronok - 26%, primer protonok - 0,05%, gamma kvantumok, gyors és ultragyors neutronok).

Természetes radioaktív anyagok három csoportra osztva:

1) urán és tórium bomlástermékeikkel, valamint kálium-40 és rubídium-87;

2) Ritkább izotópok és magas T 1/2 izotópok (kalcium-48, cirkónium-96, neodímium-150, szamárium-152, rénium-187, bizmut-209 stb.);

3) Szén-14, trícium, berillium -7 és -9 - folyamatosan képződik a légkörben a kozmikus sugárzás hatására.

A földkéregben a leggyakoribb a rubídium-87 (T 1/2 = 6,5,10 10 év), majd az urán-238, a tórium-232, a kálium-40. De a kálium-40 radioaktivitása a földkéregben meghaladja az összes többi izotóp radioaktivitását együttvéve (T 1/2 = 1,3 10 9évek). A kálium-40 széles körben elterjedt a talajban, különösen az agyagos talajokban, fajlagos aktivitása 6,8,10 -6 Ci/g.

A természetben a kálium 3 izotópból áll: stabil K-39 (93%) és K-41 (7%) és radioaktív K-40 (01%). A K-40 koncentrációja a talajban 3-20 nKu/g (pico - 10 -12),

A világátlagot 10-nek vesszük. Tehát 1 m³-ben (2 tonna) - 20 µKu, 1 km²-ben - 5Ku (gyökérréteg = 25 cm). Az átlagos U-238 és Th-232 tartalom 0,7 nKu/g. Ez a három izotóp hozza létre a természetes háttér dózisteljesítményét a talajból = kb. 5 μR/h (és ugyanennyi a kozmikus sugárzásból) A mi hátterünk (8-10 μR/h átlag alatti. Ingadozások országszerte 5-18, in a világon akár 130, sőt akár 7000 mikroR/h-ig.

Építőanyagok további gamma-sugárzást hozzon létre az épületeken belül (vasbetonban 170 mrad/év, fából - 50 mrad/év).

Víz, Oldószerként urán, tórium és rádium oldható komplex vegyületeit tartalmazza. A tengerekben és tavakban a radioaktív elemek koncentrációja magasabb, mint a folyókban. Az ásványforrások sok rádiumot (7,5*10 -9 Cu/l) és radont (2,6*10 -8 Cu/l) tartalmaznak. A kálium-40 a folyók és tavak vizében megközelítőleg megegyezik a rádiummal (10 -11 Cu/l).

Levegő(légkör) a föld kőzeteiből felszabaduló radont és toront, valamint a légkörben a légkör nitrogénjével és hidrogénével kölcsönhatásba lépő másodlagos kozmikus sugárzás neutronjainak hatására folyamatosan képződő szén-14-et és tríciumot tartalmaz. Különösen veszélyes a radon felhalmozódása a rosszul szellőző épületekben. Szabványt fogadtak el az újonnan épített épületekben £100 Bq/m³, a lakott épületekben £200 Bq/m³, ha a 400 Bq/m³-t túllépik, intézkedéseket tesznek a radon csökkentésére, vagy az épület rendeltetését újratervezik. A számítások azt mutatják, hogy 16 és 100 Bq/m³ radonkoncentráció mellett az éves dózis 100 mrem, illetve 1 rem lesz. Valós koncentráció"11 Bq/m³

A növények és állatok nagyon intenzíven szívják fel a környezetből a K-40, C-14, H-3 radioaktív izotópokat (ezek a fehérjemolekulák építőkövei). Egyéb radionuklidok kisebb mértékben.

A legtöbb szerv belső besugárzása a K-40 jelenlétének köszönhető. A K-40 éves dózisa a következő lesz: vörös csontvelő esetén - 27 mrad

Tüdő - 17 mrad

Gonádok -15 mrad

A szervezetben lévő egyéb radionuklidokból származó dózis ezen értékek 1/100, 1/1000 része lesz. Kivételt képez a radon, amely belélegzéssel jut be a tüdőbe, és évente akár 40 mrad dózist is létrehoz.

Így csak természetes, illetve külső és belső besugárzás hatására kap éves dózist az ember 200 mrad (mrem) (vagy 2 mSv)

tól től iii Földi átjáró.- 167 (belső expozíció a K-40-ből és az Rn-222-ből......... 132 mrem)

(külső besugárzás K-40, U-238, Th-232, Rb-87........... 35 mrem)

tól től iii Kozmikus eredet .- 32 (külső besugárzás g-kvantumokból, m, p-mezonokból.... .30mrem)

(belső besugárzás az S-14-ből, N-3-ból................. 2 mrem)

következtetéseket.1. A külső természeti sugárzásból származó dózis 65 mrem, ami az összdózis 30%-a, a dózisnak csak ezt a részét mérjük doziméterekkel.

2. A radon hozzájárulása az éves dózishoz 25-40%.

Dohányosok további sugárdózist kapnak a tüdőbe a radioaktív Po-210-ből (egy cigarettában 7mBq Po van). Az Egyesült Államok statisztikái szerint a dohányzás okozta halálozás magasabb, mint az alkohol miatt – évi 150 000 óra.

Az elmúlt évezredek során a Föld sugárzási helyzete stabil volt, ennek a sugárzási háttérnek a körülményei között zajlott le a növény- és állatvilág fejlődése, élt minden korábbi embergeneráció.

24. Mesterséges ionizáló sugárzásforrások (röntgenberendezések, nukleáris kísérleti robbanások, atomenergia, modern műszaki eszközök).

A mesterséges sugárforrások további dózisterhelést jelentenek az ember számára, és négy nagy csoportra oszthatók.

1) Az orvostudományban diagnosztikai és terápiás célokra használt röntgenkészülékek.

2) Nukleáris kísérleti robbanások.

3) Nukleáris energia (nukleáris üzemanyagciklussal foglalkozó vállalkozások – NFC).

4) Számos modern technikai eszköz (világító óralapok és mérőműszerek, televíziók, számítógép-kijelzők, röntgen- és gamma-berendezések hibafelderítéshez, reptéri dolgok megtekintésére, komputertomográfia stb.).

Az ICDAR szerint, ha a természetes sugárforrásokból származó éves egyenértékdózist (200 mrem) 100%-nak vesszük, akkor a mesterséges sugárforrások ezen felül még:

Röntgengépek besugárzása - 20% (40 mrem); (átlag emberenként)

Mérgek tesztelése. robbanások a 60-as évek eleji 7%-ról. akár 0,8% a 80-as években (csökkenő tendencia);

Atomenergia a természetes háttér 0,001%-áról 1965-ben 0,05%-ra 2000-ben (kis növekedési tendencia);

Műszaki eszközöknél (TV, számítógép stb.) - elhanyagolható értékek.

Röntgenberendezések - az Egészségügyi Minisztérium rendelete alapján az adagokat meghatározzák

· mellkasi szervek fluorográfiája 0,6 mSv-ig (fogkép 0,1-0,2 mrem)

· a tüdő fluoroszkópiája 1,4 mSv-ig, a gyomor 3,4 mSv-ig (340 mrem)

Nukleáris kísérleti robbanások

1945 és 1962 között 423 próbarobbanást hajtottak végre a légkörben több mint 500 Mt összteljesítménnyel (Szovjetunió, USA, Franciaország, Kína, Nagy-Britannia). A föld alatti tesztek még mindig folynak.

A nukleáris robbanás során a nehéz elemek (U 235, Pu 239) magjainak hasadási láncreakciója megy végbe neutronok hatására. A reakció során körülbelül 250, 35x-es izotóp képződik. elemek, amelyek közül 225 radioaktív. (Példa - görögdinnye vágása 235 maggal) A keletkező radionuklidok felezési ideje különböző - másodperc töredékei, másodpercek, percek, órák, napok, hónapok, évek, évszázadok, évezredek és évmilliók.

Ebből a nagyszámú nukleáris töredékből és leánytermékeiből 10 radionuklid az állatorvosi sugárbiológia és a haszonállatok radioökológiája szempontjából radiotoxikológiai és fizikai tulajdonságai miatt érdekes.

A legtöbb radionuklid béta- és gamma-sugárzó.A jód-131, bárium-140, stroncium-89 különösen veszélyes az első hónapokban. Ezt követően stroncium-90 és céznium-137.

Az atomfegyver-kísérletek leállítása utáni 35 év alatt a légkör és a sztratoszféra tározójából a nukleáris robbanások összes terméke a Föld északi féltekéjének felszínére hullott, növelve a föld Sr-90 és Cs szennyezettségét. -137-ről 0,2 Ku/km²-re, mostanra 0,1 Ku/km²-re csökkent. (embereknél - szájon át)

Atomenergia - ezek egymással összekapcsolt nukleáris üzemanyagciklus-vállalkozások (uránérc bányászata, dúsítása és feldolgozása, fűtőelem-rudak gyártása, atomerőművekben való elégetése, fűtőelem-rudak feldolgozása, hulladék elhelyezése, kiégett atomerőművek leszerelése).

Az atomerőművek sugárzási és környezeti veszélyei ellenére számuk évről évre növekszik. Világszerte több mint 500 erőreaktor üzemel, összesen mintegy 30 ezer MW teljesítménnyel. Ők adják a globális energiafogyasztás 17%-át.

Az atomenergia a legkörnyezetbarátabb az összes létező villamosenergia-termelési mód közül (hibamentes működéssel). Egy szénerőmű többszöröse sugárzással szennyezi a környezetet, mint egy azonos teljesítményű atomerőmű.

De az elmúlt évtizedekben számos baleset történt atomerőművekben, pl. a legnagyobb a csernobili atomerőműben - 04/26/86, nagy területek súlyos radioaktív szennyeződéséhez vezet.

A biológiailag legveszélyesebb izotópok a jód-131, az otrontium-90 és a chii-137 voltak.

25. A radioaktív anyagok mozgási mintái a bioszférában. Stroncium egységek.

A bioszféra összetevői közé tartoznak a nukleáris robbanásokból származó radioaktív anyagok, a nukleáris üzemanyagciklus-vállalkozások veszélyhelyzeti kibocsátása, a nem meghatározott módon eltemetett radioaktív hulladékok - abiotikus (talaj, víz, levegő) és biotikus (flóra, fauna) és részt vesznek az anyagok biológiai körforgásában.

A radioaktív anyagok legrövidebb útja az emberhez – a légkörből való közvetlen bejutást kivéve – mezőgazdasági úton vezet. növények és állatok láncban: talaj - növény - ember; talaj - növény - állat - ember. A csernobili baleset során 50 MCu aktivitás került a légkörbe. Ezek 20%-a jód-131 és 15%-a cézium izotópja és legfeljebb 2%-a stroncium.

Az emberek és állatok szervezetébe bekerülő jód a legnagyobb mennyiségben (20-60%) a pajzsmirigyben koncentrálódik, megzavarva annak működését

A cézium és a stroncium a bioszféra egyik objektumáról a másikra haladva a káliumhoz és a kalciumhoz hasonlóan viselkedik (mivel ezek analógjai fizikai tulajdonságaikban), végül bejutnak az állatok és az emberek szervezetébe, és az ezekben az elemekben fiziológiailag gazdag szervekben érik el a maximális koncentrációt ( cézium az izmokban, stroncium a csontokban, kagylókban).

Ennek a felhalmozódásnak bizonyos arányossága van 1 gramm kalciumra vagy káliumra vonatkoztatva stroncium egységek (SU).

1CE = 1 nCu Sr-90 1 gramm kalciumban (nano = 10-9)

Egy biológiai rendszer következő kapcsolatának CE számának az előzőhöz viszonyított arányát nevezzük diszkriminációs együttható (CD) Sr-90 a kalciumhoz viszonyítva.

CD = CE takarmánymintában / CE talajban.

A biológiai láncok láncszemeinek átmenetének számos további kérdése kevéssé tanulmányozott.

26. Radioaktív izotópok toxicitása.

Bármely kémiai elem radioaktív izotópjai a szervezetbe jutva ugyanúgy részt vesznek az anyagcserében, mint egy adott elem stabil izotópjai. A radionuklidok toxicitását a következők okozzák:

· a sugárzás típusa és energiája (a toxicitást meghatározó fő jellemző),

· fél élet;

· annak az anyagnak a fizikai és kémiai tulajdonságai, amelyben a radionuklid bejutott a szervezetbe;

· a szövetek és szervek közötti megoszlás típusa;

· a szervezetből való kiürülés sebessége.

Bevezették a LET fogalmát - lineáris energiatranszfer (ez az energiamennyiség (keV-ban), amelyet egy részecske vagy kvantum egy anyaghoz juttat át egységnyi úton (mikronban)). LET - a specifikus ionizációt jellemzi, és egy adott típusú sugárzás RBE-jéhez (relatív biológiai hatékonyság) kapcsolódik. (Erről korábban volt szó az előadásokon)

A nagyon rövid (másodperc töredékei) és nagyon hosszú (több millió év) felezési idejű radionuklidok nem képesek hatékony dózist létrehozni a szervezetben, ezért nagy károkat okoznak.

A legveszélyesebb izotópok felezési ideje néhány naptól több évtizedig terjed.

A sugárveszély csökkenő sorrendjében a radionuklidokat 4 radiotoxicitási csoportba osztják (NRB szerint - sugárveszélyes csoportok).

Radiotoxicitási csoport	Radionuklid	Átlagos éves megengedett koncentráció a vízben, K u/l
A – különösen magas radiotoxicitás (r/t)	Pb-210, Po-210, Ra-226, Th-230 stb.	10 -8 - 10 -10
B - magas radiotoxicitású	J-131, Bi-210, U-235, Sr-90 stb.	10 -7 - 10 -9
A - átlagos radiotoxicitás	P-32, Co-60, Sr-89, Cs-137 stb.	10 -7 - 10 -8
A - legalacsonyabb radiotoxicitás	C-14, Hg-197, H-3 (trícium) stb.	10 -7 - 10 -6

NRB - megállapítja az összes radionuklid megengedett koncentrációját a munkaterület levegőjében, a légkörben, a vízben, a szervezetbe való éves bevitelt a légzőszerveken, az emésztőszerveken keresztül, a kritikus szerv tartalmát.

27. Radioaktív anyagok felvétele, elosztása, felhalmozódása szövetekben, szervekben és eltávolítása az állatok szervezetéből.

A radionuklidok bejuthatnak az állatok testébe:

· aeroszol - a tüdőn keresztül szennyezett levegő belélegzésekor;

· orálisan - az emésztőrendszeren keresztül táplálékkal és vízzel (a fő útvonal);

· felszívódó - nyálkahártyán, bőrön és sebeken keresztül.

A radionuklidok biológiai hatása a belső bevitel során az anyag aggregációs állapotától függ. A legnagyobb hatást a radioaktív anyagok gáz és vízoldható vegyületek formájában fejtik ki. Intenzíven és nagy mennyiségben szívódnak fel a vérbe, gyorsan elterjednek az egész szervezetben, vagy koncentrálódnak a megfelelő szervekben. Az oldhatatlan radioaktív részecskék hosszú ideig ott maradhatnak a tüdő és a gyomor-bél traktus nyálkahártyáján, helyi sugárkárosodást okozva.

A tüdőbe kerülő, 0,5 mikronnál kisebb méretű P/aktív aeroszolok kilégzéskor szinte teljesen eltávolíthatók, a 0,5-1 mikron méretű részecskék 90%-ban megmaradnak, az 5 mikronnál nagyobb porszemcsék pedig akár 20%-ban rögzíthetők. A felső légutakban megtelepedő nagyobb részecskék kiürülnek és bejutnak a gyomorba. A tüdőben visszamaradt β-nuklidok nagy része gyorsan felszívódik a vérbe, néhányuk pedig hosszú ideig a tüdőben marad.

A szervezet radioizotóp-abszorpciójának relatív mennyisége a hordozóhoz viszonyított arányától függ. Izotóphordozó ennek az elemnek nem radioaktív izotópja (pl. J-125 a J-131-hez). Nem izotópos hordozó - egy másik elem egy radioaktív izotóp kémiai analógja (Ca az Sr-90 esetében, K a Cs-137 esetében).

A radionuklid abszorpciója és lerakódása a szövetekben egyenesen arányos a hordozóhoz viszonyított arányával.

A radioaktív anyagoknak a szervezetbe a gyomor-bél traktuson keresztül történő bejutásának fő útjával egyes radionuklidok felszívódása (abszorpciója) 100-0,01% (Cs, J - 100%, Sr - 9-60%, Cj) -30%, Po -6%, U-3%, Pu-0,01%).

A radionuklidok eloszlása ​​a szervezetben hasonló lehet ezen elemek stabil izotópjaihoz (például a kalcium a csontrendszerbe, a jód a pajzsmirigybe kerül), vagy egyenletes lehet az egész szervezetben.

A radioaktív elemek eloszlásának következő típusait különböztetjük meg:

egyenruha(H, Cs, Rb, K stb.) - máj (Cérium, Pu, Th, Mg stb.)

csontváz (oszteotróp)(Ca, Sr, Ra stb.) vese (Bi, Sbantimony, U, asarzén)

pajzsmirigy-stimuláló(J, Br bróm).

Azt a szervet, amelyben a radionuklid szelektív koncentrációja következik be, és ennek következtében a legnagyobb sugárzásnak és károsodásnak van kitéve) ún. kritikai.

A tüdő és a gyomor-bél traktus kritikus szervek, amikor oldhatatlan radionuklid vegyületek jutnak be rajtuk. A jód esetében a kritikus szerv mindig a pajzsmirigy, a stroncium, a kalcium, a rádium esetében - mindig a csontok.

A vérképző rendszer és az ivarmirigyek, mint a legsérülékenyebb rendszerek még alacsony sugárdózis esetén is, minden radionuklid kritikus szervei.

A radionuklidok testben való eloszlásának típusai minden emlősfajnál (beleértve az embert is) azonosak.

A fiatal állatokat a radionuklidok intenzívebb felszívódása és lerakódása jellemzi a szövetekben. Terhes nőknél a radioaktív izotópok átjutnak a placentán, és lerakódnak a magzat szöveteiben.

A radioaktív izotópok (valamint a stabilak) a széklettel, vizelettel, tejjel, tojással és más módon történő kicserélődés eredményeként ürülnek ki a szervezetből.

Biológiai felezési idő(Tb) az az idő, amely alatt egy elem beérkező mennyiségének fele kiürül a szervezetből. De az izotóp elvesztése a szervezetben a radioaktív bomlás következtében felgyorsul.(T 1/2 jellemzi)

A testből származó radionuklidok tényleges elvesztését fejezik ki hatékony felezési idő , (Teff ).

Teff = (T b · T 1/2)/(T b + T 1/2)

Számoljunk rá Сs-137(T b = 0,25 év, T 1/2 = 30 év. T eff = (0,25*30)/(0,25+ 30) = 0,24 év (90 nap)

A rövid Teff tartalmú radionuklidok (Cs-137, Y-90yttrium, Ba-140 stb.) egyszer vagy rövid időre közel azonos dózissal a szervezetbe juttatva akut vagy krónikus sugárbetegséget okozhatnak, miután amely a vérkép gyors normalizálódása következik be és az állat általános állapota.

A magas Teff-tartalmú radionuklidoknak (Sr-90, Ra-226 Pu-239 stb.) történő expozíció azonos körülményei között jelentős különbségek vannak a betegség akut vagy krónikus lefolyását okozó dózisok között. A betegség felépülési ideje nagyon hosszú, rosszindulatú daganatok gyakran előfordulnak, thrombocytopenia, vérszegénység, meddőség és egyéb rendellenességek évekig fennállnak.

A húscélú vágásra szánt állatoknál ezeknek a hatásoknak nincs ideje megnyilvánulni, de a tenyész- és tejelő szarvasmarhákban előfordulásuk veszélye valós.

Az emberi táplálékláncban lévő állatok egyfajta szűrőként szolgálnak a radionuklidok számára, és csökkentik azok bejutását az emberi szervezetbe a táplálékkal.

28. A biológiailag aktív J-131 izotóp toxikológiája.

A tankönyv szerint

29. A biológiailag aktív Cs-137 izotóp toxikológiája.

A tankönyv szerint

30. A biológiailag aktív Sr-90 izotóp toxikológiája.

A tankönyv szerint

31. Modern elképzelések az ionizáló sugárzás biológiai hatásmechanizmusáról.

1 Modern elképzelések az i.i. biológiai hatásmechanizmusáról.

Amikor az alfa-, béta-részecskék, a gamma- és röntgensugárzás, valamint a neutronok kölcsönhatásba lépnek a testszövetekkel, a következő szakaszok haladnak át egymás után:

- Elektromos kölcsönhatás behatoló sugárzás atomokkal (idő - a másodperc trillió része) - elektronszétválasztás - a közeg ionizálása (ez egy energiaátviteli folyamat, bár kis mennyiségben, de nagyon hatékony).

-Fizikai-kémiai változások (másodperc milliárd része) a keletkező ionok összetett reakcióláncban vesznek részt, és nagy kémiai aktivitású termékeket képeznek: HO 2 hidratált oxid, hidrogén-peroxid H 2 O 2 stb., valamint H, OH szabad gyökök (szövetek) 60-70 tömegszázalékban vízből áll.. Egy vízmolekulában a H és az O aránya 2:16 vagy 1:8 (amelyben). Ezért egy átlagos, 70 kg súlyú ember 50 kg vízéből körülbelül 40 kg oxigén.

- Kémiai változások. A következő milliomod másodpercekben a szabad gyökök oxidatív reakciók láncolata révén (még nem teljesen tisztázott) reakcióba lépnek egymással és fehérjemolekulákkal, enzimekkel stb., ami a biológiailag fontos molekulák kémiai módosulását okozza.

- Biológiai hatások - az anyagcsere folyamatok felborulnak, az enzimrendszerek aktivitása elnyomódik, a DNS-szintézis és a fehérjeszintézis megzavarodik, toxinok képződnek, korai élettani folyamatok következnek be (sejtosztódás gátlása, mutációk kialakulása, degeneratív elváltozások). A sejtpusztulás néhány másodpercen belül lehetséges, vagy későbbi változások abban, ami rákos megbetegedéshez vezethet (talán 2-3 évtizeden belül).

Végső soron az egyes funkciók vagy rendszerek létfontosságú funkciói és a szervezet egésze megzavarodik.

A sugárzás biológiai hatásának eredménye általában a normális biokémiai folyamatok megzavarása, ami az állat sejtjeiben és szöveteiben ezt követő funkcionális és morfológiai változásokat eredményezi.

A biológiai hatásmechanizmus összetett és nem teljesen ismert, számos hipotézis és elmélet létezik (London, Timofejev-Reszovszkij, Tarusev, Kudrjasev, Kuzin, Gorizontov stb.).

Megtörténik:

Az ionizáló sugárzás közvetlen és közvetett hatásának elmélete, amely a hígító hatásban és az oxigénhatásban nyilvánul meg,

A célpont vagy a találatok elmélete,

Sztochasztikus (valószínűségi) hipotézis,

A lipid (primer) radiotoxinok és láncreakciók elmélete,

Strukturális-metabolikus elmélet (Kuzin),

A fokozott radiorezisztencia endogén hátterének hipotézise és az immunbiológiai koncepció.

Minden elmélet az ionizáló sugárzás elsődleges biológiai hatásának mechanizmusának csak bizonyos (sajátos) aspektusait magyarázza meg, és melegvérű állatokon nem erősítik meg teljesen kísérletileg.

A figyelembe vett szakaszt a következőképpen határozzuk meg elsődleges (azonnali) a sugárzás hatása a szervek és szövetek biokémiai folyamataira, funkcióira és szerkezetére.

Második fázis- közvetett cselekvés , a szervezetben sugárzás hatására bekövetkező neurogén és humorális változások okozzák.

(A szervezetben a szabályozás két formája: idegi és humorális (folyékony belső közegen keresztüli interakció - vér, szövetfolyadék stb.) - a funkciók egyetlen neurohumorális szabályozásának linkjei).

A sugárzás humorális vagy közvetett hatása a szervezetben sugárbetegség során képződő toxikus anyagokon (radiotoxinokon) keresztül jelentkezik (a főbb sugársérülési szindrómák alakulnak ki - vérváltozások, hányás stb.).

32. Az ionizáló sugárzás hatása a sejtre.