Тема 4. Фізичні основи радіобіології 2 страница

Закінчення табл. 17 Максимальна енергія 0- частинок, Еβ, МЕВ Алюміній Тканина чи вода Rβ, мм Повітря Rβ, см мг/см2 Rβ, мм 3.0 1500.0 5.50 17.40 1100.0 3.5 1750.0 6.48 20.4 1300.0 4.0 2000.0 7.46 23.6 1500.0 4.5 2280.0 8.44 26.7 1700.0 5.0 2540.0 9.42 29.8 1900.0 6.0 3080.0 11.4 36.0 2300.0 7.0 3600.0 13.3 42.2 2700.0 8.0 4140.0 15.3 48.4 3100.0 9.0 4650.0 17.3 54.6 3500.0 10.0 5200.0 19.2 60.8 3900.0 12.0 6250.0 23.2 73.2 4700.0 14.0 7300.0 27.1 85.6 5400.0 16.0 8400.0 31.0 98.0 6200.0 18.0 9500.0 35.0 110.0 7000.0 20.0 10500.0 29.0 123.0 7800.0

 

Бета-частинки середніх енергій майже повністю поглинаються шаром алюмінію та оргсклом товщиною 5 мм. В зв'язку з розсіяним типом іонізації повного захисту при роботі з джерелами β-випромінення не існує. При зов­нішньому впливі великої кількості β-частинок можуть виникати β-опіки шкі­ри та листя рослин, пошкодження кришталика ока. Особливо небезпечними стають вони при надходженні всередину організму.

Нейтрон (n) — електрично нейтральна частинка ядра атома всіх елеме­нтів, за винятком водню, з масою спокою 1,00898 а. о. м. Нейтрони стійкі ті­льки у складі стабільних атомних ядер. Вільний нейтрон — нестабільна час­тинка, яка розпадається на протон, β-частинку та антинейтрино; середній час життя нейтрона становить 12,5 хв.

В речовині вільні нейтрони існують дуже короткий час (в щільних ре­човинах — одиниці-сотні мікросекунд) внаслідок їх сильного поглинання ядрами. Вільні нейтрони виникають в природі або утворюються в лаборатор­них умовах тільки в результаті ядерних реакцій. Взаємодіючи з ядрами,

нейтрони можуть: а) розсіюватись на ядрах інших елементів (пружне та непружне розсіювання); б) викликати реакції поділу важких ядер; в) поглинати­ся ядрами (радіаційне захоплення або реакція активації), що призводить до утворення радіоактивних ізотопів.

При пружному розсіюванні на ядрах вуглецю, азоту, кисню та інших еле­ментів, які входять до складу біологічної тканини, нейтрони втрачають приблиз­но 10-15 % енергії, тоді як при зіткненні з ядрами водню, які мають практично однакові з нейтронами маси, енергія нейтронів зменшується в 2 рази, передаю­чись протону віддачі. В результаті такої взаємодії утворюються сильно іонізовані протони, а енергія нейтронів зменшується. Розрізняють такі енергетичні групи нейтронів: а) над швидкі — з енергією понад 20 МеВ; б) швидкі — з енергією від 200 кеВ до 20 МеВ; в) проміжні — з енергією, що не перевищує 200 кеВ; г) надтеплові — з енергією 0,1-0,03 еВ; д) теплові — з енергією близько 0,025 еВ.

Передача енергії нейтронів опромінюваній речовині відбувається безпо­середньо через утворені ними вторинні частинки, в основному це ядра віддачі, протони, β-частинки. Таким чином, кінцевий біологічний ефект взаємодії ней­тронів з речовиною, пов'язаний з іонізацією, котру викликають ці частинки.

Тип взаємодії нейтронів з атомними ядрами залежить від хімічного складу опромінюваної речовини (від співвідношення у ній атомів різних еле­ментів), а також від енергії нейтронів. Відносна біологічна ефективність (ВБЕ) нейтронів коливається в залежності від енергії в межах 3-10. Якщо енергія нейтронів невідома, то при розрахунках використовують максималь­не значення цього показника, тобто 10.

Протон (р) — елементарна частинка будь-якого атомного ядра, яка ви­значає фізичні та хімічні властивості елементів. Маса спокою протона стано­вить 1,00758 а. о. м. (1,6725 · 10²⁴г), тобто він у 1836 разів важче електрона. Протон має позитивний заряд, який дорівнює заряду електрона. Разом з ней­тронами протони утворюють ядра атомів всіх хімічних елементів. Вільні протони складають основну частину первинної компоненти космічних про­менів. В ядрах атомів при певних умовах протон може перетворюватись у нейтрон і навпаки (позитронний розпад ядер і К-захоплення). При взаємодії нейтронів з речовиною малої питомої маси виникають протони віддачі, які виходять з ядра і викликають іонізацію та збудження атомів. ЛПЕ протонів віддачі у воді близька до ЛПЕ α-частинок і становить 143 кеВ/мкм. Вони вза­ємодіють з речовиною подібно α-частинкам.

 

4.3. Види доз іонізуючих випромінень, одиниці їх вимірювання, порядок розрахунку і застосування

Розрізняють три основних види доз іонізуючих випромінень:

1) експозиційну;

2) поглинуту;

3) еквівалентну.

Експозиційною є доза, яку утворює джерело іонізуючого випромінен­ня в повітрі. Позасистемною одиницею експозиційної дози є Рентген (Р).

Рентген — це така кількість іонізуючих випромінень, яка утворює в 1 см³ сухого повітря при нормальних умовах біля 2 млрд. пар іонів. 1 Р = 2,08 • 10⁹ пар іонів на 1 см³ повітря.

Похідними від Р є: 1 мР = 1 · 10 ³Р; 1 мкР = 1 • 10 ^-6Р. В системі СІ за одиницю експозиційної дози прийнято кулон на кілог­рам (Кл/кг). 1 Кл/кг = 3876 Р = 3,88 • 10³Р.

Для створення однієї пари іонів витрачається енергії:

а) в повітрі — 34 еВ

б) у воді — приблизно 60 еВ;

в) у м'якій біологічній тканині — приблизно 68 еВ. Експозиційна доза розраховується за формулою:

D_x=P·t

де Р — потужність дози (доза, віднесена до одиниці часу);

t — час.

Поглинутою є доза, яка визначає кількість енергії іонізуючих випромінень, поглинутої одиницею маси чи об'єму опромінюваної речовини (об'єкту, суб'єкту, окремого елемента).

Позасистемною одиницею поглинутої дози є рад. 1 рад — це енергія 1 Р, поглинута в одиниці маси чи об'єму опромінюваного об'єкта.

Похідними від рада є: 1 мрад = І • 10-³ рад; 1 мкрад = 1 • 10^-6 рад. В системі СІ за одиницю поглинутої дози прийнято Грей (Гр). 1 Гр = 100 рад; 1 рад = 0,01 Гр = 1 • 10-²Гр = 1 сГр.

Подальшими похідними є: 1 мГр = 1 • 10-³Гр; 1 мкГр = 1 • 10^-6Гр.

Поглинута доза для джерел направленої дії розраховується за формулою:

D_p= D_x·W

де D_x — експозиційна доза;

W— середньозважений коефіцієнт для різних органів і тканин організму людини, який дає можливість вирівняти ризик опромінення незалежно від того, опромінюється все тіло рівномірно, чи ні (табл. 18).

Таблиця 18. Значення коефіцієнта W для різних органів і тканин організму людини Орган чи тканина   Статеві залози 0.25 Молочна залоза 0.15 Червоний кістковий мозок 0.12 Легені 0.12 Щитовидна залоза 0.03 Кісткова тканина (поверхня) 0.03 Інші органи і тканини 0.30 Все тіло 1.00

 

Задача: Потужність рентгенівського апарату становить 600 Р/год. Визначити поглинуту дозу, отриману при рентгеноскопії грудної клітини на серце, легені, молочну залозу, червоний кістковий мозок, кісткову тканину, якщо час експозиції становив 3 хв. Порядок рішення.

1. Визначаємо експозиційну дозу: Д_x = (600 Р/год • 3): 60 = ЗО Р

2. Визначаємо поглинуту дозу на:

а) серце: ЗО 0,30 = 9рад;

б) легені: ЗО 0,12 = 3,6 рад;

в) молочну залозу: ЗО 0,15 = 4,5 рад;

г) червоний кістковий мозок: ЗО 0,12 = 3,6 рад;

д) кісткову тканину: ЗО 0,03 = 0,9 рад.

3. Визначаємо сумарну дозу на організм: 9 + 3,6 + 4,5 + 3,6 + 0,9 = 21,6рад.

Еквівалентна доза визначає кількість енергії будь-якого виду іонізую­чого випромінення, поглинутої одиницею маси чи об'єму опромінюваного суб'єкту з урахуванням відносної біологічної ефективності (ВБЕ).

Позасистемною одиницею еквівалентної дози є біологічний еквіва­лент рада (бер).

Бер — це така кількість енергії будь-якого виду випромі­нень, поглинутої в 1 г тканини при якій спостерігається такий же радіобіоло­гічний ефект, як при 1 рад фотонного випромінення.

Похідними від бера є: 1 мбер = 1 • 10^-3 бер; 1 мкбер = 1 • 1бер. В системі СІ за одиницю еквівалентної дози прийнято Зіверт (Зв). 1 Зв = 100 бер; 1 • 10-²бер = 1 сЗв.

Подальшими похідними є: 1 мЗв = 1 • 10 -³ Зв; 1 мкЗв = 1 • 10 ^-6 Зв. Еквівалентна доза розраховується за формулою:

D_n = D_p · ВБЕ

де D_p — поглинута доза;

ВБЕ — коефіцієнт відносної біологічної ефективності різних видів іоні­зуючих випромінень (табл. 19).

Таблиця 19. Відносна біологічна ефективність різних видів іонізуючих випромінень Вид іонізуючого випромінення ВБЕ Рентгенівське та γ-випромінення   Електрони, позитрони, (β-випромінення   Протони з енергією Е<10 МеВ   Нейтрони з енергією Е<20 кеВ   Нейтрони з енергією Е = 0,1... 10,0 МеВ   α-випромінення з енергією Е<10 МеВ   Важкі ядра віддачі

 

Для визначення еквівалентної дози від зовнішнього γ-випромінення на території з високим γ-фоном при розрахунку поглинутої дози використовує­ться перехідний множник f (табл. 20).

Основні фізичні величини і одиниці, що використовуються в радіобіо­логії, наведені в таблиці 21.

За принципом іонізаційного методу працюють наступні прилади дози­метричного контролю: дозиметри (ДК-02, ДКП-50-А, ИД-1, КИД-1-6, ДКС-0,4, ДБГ-01С, МКС-У, МКС-07, ДКГ-21, МКС-05 «Тера» тощо); рентгенометри (ДП-5А, Б, В, ДКС-0,5, ДРГ-01-Т, Белла, Прип'ять тощо); радіометри («Тисс», ДП-100, КРБ-1, КРА-1, «Бета», КРК-1, УМФ-1500 тощо).

Сцинтиляційний метод оснований на реєстрації фотонів видимого світ­ла, що виникають при збудженні атомів деяких речовин — сцинтиляторів під дією випромінення. Для виготовлення даного типу детекторів найчастіше ви­користовуються кристали хімічно чистого NаІ, активованого талієм (ТІ).

Процес виявлення іонізуючого випромінення відбувається в такій послі­довності: у-квант вибиває з кристала фотон, який потрапляє на фотокатод фо­тоелектричного множника (ФЕМ) і, в свою чергу, вибиває з нього фотоелект­рон. Фотоелектрон потрапляє на пластину — дінод ФЕМ і вибиває з неї до 10 електронів. Цей процес повторюється стільки разів, скільки пластин (дінодів) має ФЕМ. Так, при шести дінодах ФЕМ на виході отримують близько 1 мли. електронів. (Наприклад, ФЕМ приладу СРП-68-01 має 14 дінодів).

За цим принципом працюють: дозиметри (ДКС-02П, К); рентгенометри (СРП-68-01, СРП-88); радіометри (РКБ4-1еМ, РЖС-05, РУГ-Р, РИ-БГ, РИ-- АБ, РУГ-01М «Гамма»); гамма-спектрометри (АМ-А-02-Ф1,2,3, АИ-1024- 9505, АИ-4096, СЕГ-05, СЕГ-2МЛ); автоматичні гамма- і бета-лічильники («Гамма-12», «Бета-2» тощо).

Люмінесцентні методи виявлення іонізуючого випромінення основа­ний на ефектах радіофотолюмінесценції і термолюмінесценції.

При радіофотолюмінесценції під дією іонізуючих випромінень в люмінофо­рах — фосфатних скельцях (NаІ, ZnS, активованих сріблом) утворюються центри фотолюмінісценції. Під час дії на них ультрафіолетових променів виникає видима люмінесценція, інтенсивність якої спочатку пропорційна дозі 10^-1-10¹ Гр, при дозі 3,5-10² Гр досягає максимуму і при подальшому збільшенні дози — падає. Під дією ультрафіолетових променів центри люмінесценції руйнуються, що дає можливість проводити вимірювання дози багаторазово.

При радіотермолюмінесценції поглинута енергія випромінення перет­ворюється в люмінесценцію лише під дією температури, а її інтенсивність пропорційна дозі випромінення. Тому дозиметри даного типу можуть слугу­вати накопичувачами дози. Для запобігання втрати дози необхідно підібрати фосфатні скельця, які висвітлять її при температурі близько 400°С.

За цим принципом працюють дозиметри ДНІ -02, ДІ11 -03, ИКСА, СУШ тощо.

Фотографічний метод оснований на вимірюванні ступеня почорніння фотоемульсії під впливом іонізуючих випромінень. Його ступінь в деякому діапазоні доз пропорційна експозиційній дозі. Опромінені плівки типу РМ-5-1, РМ-5-3 і РМ-5-4 дозволяють реєструвати γ-випромінення в діапазоні експо­зиційних доз 0,02-2,0 Р, 0,3-12 Р, 0,01-50,0 Р відповідно.

Перевагами фотографічного методу є можливість його масового вико­ристання для індивідуального контролю, документальна реєстрація отрима­ної дози та стійкість дозиметрів до ударів і різких змін температури.

Недоліки даного методу — низька чутливість до малих доз, неможли­вість спостереження за ходом накопичення дози безпосередньо в процесі оп­ромінення, залежність результатів вимірювань від умов проявлення плівки.

Складність використання даного методу полягає в тому, що для визна­чення отриманої дози необхідно мати еталон, виготовлений з такого ж мате­ріалу як в дозиметрі, опроміненого відомою дозою і проявленого в аналогічних умовах. Це значить, що потрібне джерело іонізуючого випромінення, яке може створювати контрольовану дозу.

За цим принципом працюють дозиметри ИФК-2,4, ИФКУ тощо.

Хімічний метод оснований на тому, що під дією іонізуючих випромі­нень деякі речовини можуть перетворюватись на інші. Наприклад, при опро­міненні хлороформу утворюється соляна кислота. Якщо взяти хлороформ, додати до нього індикатор соляної кислоти, то при наявності іонізуючих ви­промінень його забарвлення починає змінюватись. Тому на корпус такого дозиметра можна наклеїти візуальну шкалу зміни забарвлення в залежності від дози опромінення. Це дає нам можливість спостерігати за ходом її нако­пичення в процесі опромінення. Визначення точного значення дози прово­диться на приладах типу фотоелектрокалориметрів (ФЕК), відградуйованих в одиницях дози іонізуючого випромінення, що її спричинили.

В теперішній час зазвичай користуються так званими «сухими»(«сліпи- ми») феросульфатними дозиметрами, для яких використовують насичений пові­трям розчин Ре30₄ в розбавленій Н28О4 в діапазоні вимірювання дози 20-400 Гр. Для більш високих доз (10³-10⁵) використовують церієвий дозиметр (0,1 М розчин Се₂(S0₄) в 0,4 М Н₂S0₄. Але продовжують використовувати й хімічні до­зиметри на основі хлороформу і чотирьоххлористого вуглецю, не зважаючи на те, що при оцінці відносно малих доз вони дають більшу похибку.

В цьому методі головним є правильний підбір еталону, вартість якого у деяких випадках значно вища, ніж найдорожчий спектрометр. Тому еталони не може мати й лабораторія самого високого класу. Ними забезпечують спе­ціальні заводи по еталонуванню радіометричної апаратури. В Україні такий завод знаходиться в м. Біла Церква. На заводі еталонів проводиться еталону- вання-паспортизація всіх приладів, призначених для експертної оцінки вміс­ту радіонуклідів. В залежності від завдань лабораторіями замовляються кое­фіцієнти зв'язку для проб, що вимірюються. Для кожного виду зразку дані коефіцієнти визначається шляхом поділу А_em на N _0em. А _eт\ N_0ct = K_зв. Після цього активність проби розраховують за формулою:

А_пр ⁼К_зв • М_опр

 

 

Паспортизація проводиться не рідше одного разу на рік, так як період напіврозпаду найбільш значимих радіонуклідів ^І37Сs та ⁹⁰Sr становить, відпо­відно, 30 та 20 років. Похибка за рік не перевищує 3 %.

Для визначення природної радіоактивності еталоном може служити раді­онуклід, що найбільше накопичується живими організмами — ⁴⁰К. Тому вико­ристання хімічно чистої солі КСl, активність якої становить 3,87 • 10-⁷Кі/кг, дозволяє вимірювати природну радіоактивність в продукції сільськогоспода­рського виробництва без еталонування.

До відносного методу відносяться такі експрес-методи визначення су­марної β-активності:

1) Вимірювання в товстому шарі. Товстим шаром називається шар препа­рату, активність якого не змінюється при подальшому збільшенні його товщини. Наприклад відомо, що пробіг β-частинок в біологічній тканині становить до 10 мм. Якщо взяти розмелений зразок біологічної тканини з активностями: 7 мм — 70 Бк; 8 мм — 80 Бк; 9 мм — 90 Бк; 10 мм — 100 Бк; 11 мм — 100 Бк; 12 мм — 100 Бк, то товстим шаром буде зразок товщиною 10 мм. Цей метод дозволяє вимірювати зразки без зважування.

2) Касетний метод. Підвищує лічильну здатність приладу та швидкість вимірювання зразку за рахунок збільшення кількості детекторів.

3) Кюветний метод. Дозволяє покращити геометричні умови вимірюван­ня до 4л за рахунок того, що в абсолютному методі проба знаходиться в детекторі, а в даному випадку детектор знаходиться в пробі.

4) Визначення сумарної β-активності по зольному залишку. Використо­вується при низькій концентрації радіоактивних речовин в зразку. Роз­рахунок проводиться за формулою:

А_пР ⁼ N _0пр· K_зв ·М

де М — коефіцієнт зольності, що визначається діленням маси золи в грамах на масу сирого зразку в грамах.

Приклад. Маса сирого зразку вівса 100 г. Маса золи — 3 г. Визначити сумарну β-активність.

Рішення. М = 3: 100 = 0,03; К,. по КСІ = 3,87 х 10^-7; = 24 імп/хв.; N_ф= 10 імп/хв.; N_золи = 13 імп/хв.

К_зв = (3,87 • 10 -⁷): 14 = 0,276 · 10 -⁷ = 2,76 • 10-⁸ Кі/кг

А_вівса= 3·2,76- 10^-8 • 0,03 = 0,248 · 10^-8 = 2,48 • 10^-9 Кі/кг = 91,8 Бк/кг

4.6. Призначення, класифікація, принцип будови дозиметричних приладів

Дозиметричні прилади використовують для оцінки радіаційної обста­новки, яка включає:

• вимірювання потужності дози фотонного випромінення на місцевості, у приміщенні та ін;

• визначення рівнів забруднення поверхонь а- і β-частинками;

• визначення вмісту радіонуклідів в об'єктах навколишнього середовища;

• ізотопний склад радіонуклідів, який дозволяє робити висновки щодо їх токсичності та нормувати їх вміст в продуктах харчування. Дозиметричні прилади за призначенням умовно поділяють на чотири

основні групи:

1. Дозиметри — або прилади індивідуального дозиметричного контролю. Вони призначені, як правило, для визначення поглинутої або еквівалентної дози фотонного та нейтронного опромінення людини у надзвичайних си­туаціях. Вони обов'язково використовуються у випадках, якщо ефективна.

Прилади класифікуються також за методами виявлення іонізуючих випромі­нень, в залежності від типу детектора — іонізаційні, сцинтиляційні, люмінесцент­ні, фотографічні, хімічні, калориметричні, нейтронно-активаційні та біологічні.

 

4.7. Прилади індивідуального дозиметричного контролю

4.7.1. Прилади, що працюють на базі іонізаційного методу виявлення іонізуючих випромінень (рис. 3)

Дозиметр кишеньковий прямопоказуючий ДК-0,2 призначений для контролю за експозиційною дозою жорсткого рентгенівського випромінення та γ-випромінення з енергією 0,2-2,0 МеВ в діапазоні 0,01-0ДО Р. Потужність експозиційної дози не повинна перевищувати 6 Р/год. В комплект приладу входять десять вимірювальних камер ДК-0,2 і зарядний пристрій ЗД-6, приз­начений для зарядки дозиметрів. Саморозрядка дозиметра не перевищує 10 % значення шкали за добу. Похибка виміру 7±10 %.

Рис. 2. Принцип будови дозиметричних приладів

Вимірювальна камера складається з трьох частин: інтегруючої іоніза­ційної камери з повітряноеквівалентними стінками, електроскопу та мікрос­копу. Конденсатор, утворений внутрішніми стінками камери і центральним електродом, заряджується до визначеного потенціалу. При дії випромінення повітря в робочому об'ємі дозиметра іонізується, і потенціал камери
зменшується пропорційно дозі опромінення. Його вимірюють за допомогою вмонтованого в дозиметр мініатюрного електроскопу. Відхилення рухомої системи електроскопу (платинована кварцева нитка діаметром 5 мкм) визна­чається по шкалі мікроскопа, що відградуйована в мілірентгенах.

Конструктивно дозиметр виконано у вигляді авторучки з утримувачем для закріплення на одязі. Циліндричний корпус із дюралюмінію виконує фун­кцію зовнішнього електрода іонізаційної камери. Об'єм камери — 1,8 см³. За­рядний пристрій має корпус та зарядне гніздо для дозиметра, потенціометр для встановлення необхідної напруги на конденсаторі у діапазоні 180-250 В.

Принцип роботи зарядного пристрою ЗД-6 базується на п'єзоелектрич­ному ефекті. Під впливом тиску дозиметра на п'єзоелементи перетворювача механічної енергії в електричну відбувається деформація та утворення на їх протилежних сторонах різниці потенціалів. Позитивний заряд подається на стержень зарядного пристрою, негативний — на корпус. Для зменшення вихідної напруги зарядного пристрою використовується розрядник.

Зарядний пристрій ЗД-6 призначений також для зарядки інших прямопоказуючих дозиметрів: ДКП-50, ІД-1, ІД-0,2.

Індивідуальні дозиметри ДКП-50А, що входять до комплекту ДП-22-В і ДП-24 — це кишенькові конденсаторні камери, які призначені для вимірювання індивідуальних доз фотонного випромінення в аварійних умовах в діапазоні 2- 50 Р при потужності дози 0,5-200 Р/год (енергія фотонів становить 0,2-2,0 МеВ. Саморозряд дозиметра не вище 4 Р за добу. Похибка виміру 7±15 %. Комплекта­ція, конструкція і принцип дії цих приладів аналогічні дозиметру ДК-0,2.

Індивідуальний дозиметр КІД-2 призначений для індивідуального до­зиметричного контролю при роботі з рентгенівським і γ-випроміненням з енергією 0,02-2,0 МеВ в діапазоні 0,005-1,0 Р. Цей діапазон вимірювань роз­бито на два піддіапазони: 0,005-0,05 Р при потужності експозиційної дози, яка не перевищує 6 Р за годину і 0,05-1,0 Р при потужності експозиційної дози до 120 Р за годину. Саморозряд конденсаторних камер дозиметра не пе­ревищує 0,002 Р за добу. Похибка вимірювання в діапазоні енергії 150 кеВ — 2,0 МеВ становить 7±10 %, в діапазоні енергій 10-150 кеВ — 7±60 %.

В комплект даного приладу входять зарядно-вимірювальний пристрій і до­зиметри. Дозиметр складається з двох іонізаційних камер, розрахованих на мак­симальні експозиційні дози 0,05-1 Р. Кожна камера — це електрична ємкість.

Дозиметр індивідуальний ДКГ-21 призначений для вимірювання індиві­дуальної еквівалентної дози та потужності еквівалентної дози γ-випромінення. Особливістю даного дозиметра є можливість запам'ятовування в енергонезалежній пам'яті історії накопичення дози та передачі даної інформації в ком'пютер через інфрачервоний порт; світлова та звукова індикація перевищення запрогра­мованих порогових рівнів дози; автоматичне вимкнення за умови рівня гамма фону нижче встановленого порогу за миттєвим ввімкненням при його зростанні.

 

 

Рис. 5. Дозиметр гамма-випромінення індивідуальний ДКГ-21.

 

Діапазон вимірювання потужності еквівалентної дози (мкЗв/год) 0,1-1000000; еквівалентної дози (мЗв) 0,001-9999, при відносній похибці вимірювання ±15 %.

Енергетичний діапазон реєстрованого γ-випромінення становить від 0,05 до 6,0 МеВ.

Дискретність запам'ятовування в енергонезалежній пам'яті історії на­копичення дози від 5 до 30 хв.

4.7.2. Прилади, що працюють на базі сцинтиляційного

методу виявлення іонізуючих випромінень

Рис. б. Дозиметр гамма-випромінення ДКС-02П.

Дозиметри гамма-випромінення ДКС-02ГІ, ДКС-02К (рис. 6) призначений для вимірювання потужності еквівалентної дози у- та рентгенівського випромінення.

 

Дозиметр укомплектований детектором γ-випромінення типу «СЕЛДІ» (СзІ-сцинтилятор-фотодіод). Прилад здійснює автоматичний вибір інтервалів (від 2 до 1 с.) в діапазоні вимірювання, обладнаний звуковою та вібраційною сигналізацією, яка спрацьовує при перевищенні запрограмованих порогових рівнів потужності дози.

Діапазон вимірювання потужності еквівалентної дози у- та рентгенівського ви­промінення становить 0,05-300,0 мкЗв/год при основній відносній похибці ±15 %.

Енергетичний діапазон вимірювань становить 0,05-3,0 МеВ.

Максимальний час вимірювання — 2 с.

4.7.3. Прилади, що працюють на базі фотографічного методу виявлення іонізуючих випромінень

Комплект індивідуальних фотодозиметрів ІФК-2,3 призначений для визначення величини дози рентгенівського, γ- і β-випромінення, а також для контролю інтегральної дози опромінення тепловими і швидкими нейтронами по почорнінню рентгенівської плівки. Діапазон енергій: β-випромінення 0,2-3,5 МеВ; рентгенівського та γ-випромінення 0,02-3,0 МеВ. Діапазон визначення доз залежить від типу використаної рентгенівської плівки (РМ-5-1, РМ-5-3, РМ-5-4 та ін.) і може коливатись для рентгенівського і γ-випромінення від 0,01 до 50 Р, а для β-випромінення від 0,05 до 2,0 рад. Похибка вимірювання сумарних доз складає 7±20 %.

Для визначення оптичної щільності почорніння рентгенівських плівок використовують денситометр ДФЕ-10.

Дозиметр ІФК-2,3 має фільтри-поглиначі, що дає можливість приблиз­но оцінювати енергію фотонного випромінення і розраховувати поглинуті дози у критичних органах.

Корпус касети має розміри 50 х 40 х 10 мм і поділений на чотири секції. Одна секція — наскрізне вікно, у трьох інших встановлені: 1 — свинцеві фільтри (0,75 мм) з пластинкою гетінакса; 2 — алюмінієві фільтри (2 мм) з пластинкою гетінакса; 3 — гетінакс з кадмієвою фольгою (0,027 мм).

Дозиметр ІФКУ використовують для вимірювання поглинутих доз γ-випромінсння з енергією фотонів від 0,1 до 3,0 МеВ, β-випромінення з енергією від 1,0 МеВ і більше, а також еквівалентної дози теплових нейтронів. Діапазон вимі­рювань (при використанні плівки РМ-5-1) становить 0,05-2,0 рад (бер). Макси­мальна похибка вимірювань доз γ-випромінень — 20%, β-випромінення — 50 %. Розмір касети з фільтрами алюмінію, свинцю і кадмію 67 х 33 х 10 мм.

Описані дозиметри працюють за однаковим принципом — утворення прихованого фотографічного зображення при іонізації солей срібла, які міс­тяться в фотоемульсії, випроміненнями. Густина почорніння опромінених плівок після проявки в стандартних умовах визначається денситометром. Ко­ристуючись градуйованою кривою залежності інтенсивності почорніння плі­вки від дози, розрахованої при опроміненні контрольних плівок відомими дозами, визначають індивідуальні поглинуті дози за час опромінення.

4.7.4. Прилади, що працюють на основі люмінесцентного методу виявлення іонізуючих випромінень

Люмінісцентні дозиметри поділяються на радіофотолюмінісцентні (РФЛ) та термолюмінесцентні (ТЛ). принцип їх роботи такий: при поглинанні кристалами (люмінофорами) енергії іонізуючого випромінення виникають вільні електрони, котрі захоплюються центрами люмінісценції. Цей процес називається запасанням світлосуми. Звільнення електронів з «пасток» при на­гріванні або додатковому опроміненні кристалу призводить до рекомбінації вільних електронів з дірками на центрах люмінісценції. Енергія, яка виділяєть­ся при рекомбінації, переводить центр у збуджений стан. При цьому виникає люмінісценція, котра і є мірою поглиненої енергії, тобто дозою випромінення.

Комплект термолюмінесцентних дозиметрів КДТ-1 призначений для індивідуального дозиметричного контролю в широкому діапазоні експо­зиційних доз γ-випромінення (1 • 10^і - 1 • 10⁴Р). він складається з набору ка­сет з детекторами на основі LiF і СаSO₄, активованого марганцем, а також вимірювального пульту.