Методи за измерване на радиоактивност. Open Library - отворена библиотека с образователна информация

Радиоактивността на лекарствата може да се определи по абсолютен, изчислен и относителен (сравнителен) метод. Последният е най-разпространеният.

Абсолютен метод.Тънък слой от изследвания материал се нанася върху специален тънък филм (10-15 μg/cm²) и се поставя вътре в детектора, в резултат на което пълният телесен ъгъл (4) се използва за регистриране на излъчени, напр. , бета частици и се постига почти 100% ефективност на броенето. Когато работите с брояч 4, не е необходимо да въвеждате множество корекции, както при метода на изчисление.

Активността на лекарството се изразява веднага в единици активност Bq, Ku, mKu и др.

По метод на изчислениеопределяне на абсолютната активност на алфа и бета излъчващи изотопи с помощта на конвенционални газоразрядни или сцинтилационни броячи.

Във формулата за определяне на активността на пробата се въвеждат редица корекционни коефициенти, като се вземат предвид загубите на радиация по време на измерването.

А =н/  р r м 2,22  10 ¹²

А- активност на лекарството в Ку;

н- скорост на броене в imp/min минус фон;

 - корекция за геометрични условия на измерване (плътен ъгъл);

-корекция за разрешаващото време на броячната инсталация;

-корекция за поглъщане на радиация във въздушния слой и в прозореца (или стената) на брояча;

-корекция за самоабсорбция в лекарствения слой;

р-корекция за обратно разсейване от субстрата;

r- корекция за схемата на разпадане;

-корекция за гама лъчение със смесено бета и гама лъчение;

м- претеглена част от мерителния препарат в mg;

2,22  10 ¹² - коефициент на преобразуване от броя на дезинтеграциите за минута в Ci (1Ci = 2,22*10¹²разтваряне/мин).

За определяне на специфичната активност е необходимо да се преобразува активността на 1 mg в 1 kg .

Audi= A*10 6 , (ДА СЕu/килограма)

Могат да се приготвят препарати за радиометрия тънък, дебелили междинен слойизучавания материал.

Ако изпитваният материал има половин затихващ слой - 1/2,

Че тънък - при d<0,11/2, междинен - 0,11/2дебел (дебелослойни препарати) d>41/2.

Всички сами коригиращи коефициенти от своя страна зависят от много фактори и от своя страна се изчисляват с помощта на сложни формули. Следователно методът на изчисление е много трудоемък.

Относителен (сравнителен) методнамери широко приложение при определяне на бета активността на лекарствата. Базира се на сравняване на скоростта на броене от стандарт (лекарство с известна активност) със скоростта на броене на измереното лекарство.

В този случай трябва да са налице напълно идентични условия при измерване на активността на стандарта и изследваното лекарство.

апр = Aet*ни т.н./нтова, Където

Aet - активност на референтното лекарство, dis/min;

Apr - радиоактивност на препарата (проба), дисперсия/min;

Net е скоростта на броене от стандарта, imp/min;

Npr - скорост на броене от лекарството (проба), имп/мин.

В паспортите на радиометричната и дозиметричната апаратура обикновено се посочва с каква грешка са направени измерванията. Максимална относителна грешкаизмервания (понякога наричана основна относителна грешка) се посочва като процент, например  25%.За различни видове инструменти може да бъде от  10% до  90% (понякога грешката на вида на измерването се посочва отделно за различни участъци от скалата).

Въз основа на максималната относителна грешка ± %, можете да определите максимума абсолютенгрешка при измерване. Ако се вземат показания от инструмент А, тогава абсолютната грешка A = A/100. (Ако A = 20 mR, a =25%, тогава в действителност A = (205) mR. Тоест в диапазона от 15 до 25 mR.

Детектори на йонизиращи лъчения. Класификация. Принципна и работна схема на сцинтилационен детектор.

Радиоактивното лъчение може да бъде открито (изолирано, детектирано) с помощта на специални устройства - детектори, чиято работа се основава на физичните и химичните ефекти, възникващи при взаимодействие на лъчението с материята.

Видове детектори: йонизационни, сцинтилационни, фотографски, химични, калориметрични, полупроводникови и др.

Най-широко разпространените детектори се основават на измерване на директния ефект от взаимодействието на радиацията с материята - йонизацията на газовата среда.Това са: - йонизационни камери;

- пропорционални броячи;

- Броячи на Гайгер-Мюлер (газоразрядни броячи);

- броячи на корони и искри,

както и сцинтилационни детектори.

Сцинтилация (луминисцентна) Методът за откриване на радиация се основава на свойството на сцинтилаторите да излъчват видима светлинна радиация (светлинни проблясъци - сцинтилации) под въздействието на заредени частици, които се преобразуват от фотоумножител в импулси на електрически ток.

Катод Диноди Анод Сцинтилационният брояч се състои от сцинтилатор и

PMT. Сцинтилаторите могат да бъдат органични или

неорганични, в твърдо, течно или газообразно състояние

състояние. Това е литиев йодид, цинков сулфид,

натриев йодид, монокристали анграцен и др.

100 +200 +400 +500 волта

PMT операция:- Под въздействието на ядрени частици и гама-кванти

В сцинтилатора атомите се възбуждат и излъчват кванти с видим цвят - фотони.

Фотоните бомбардират катода и избиват фотоелектроните от него:

Фотоелектроните се ускоряват от електрическото поле на първия динод, избиват от него вторични електрони, които се ускоряват от полето на втория динод и т.н., докато се образува лавинообразен поток от електрони, който удря катода и се записва от електронна схема на устройството. Ефективността на броенето на сцинтилационните броячи достига 100%.Разделителната способност е много по-висока, отколкото в йонизационните камери (10 v-5 -!0 v-8 срещу 10¯³ в йонизационните камери). Сцинтилационните броячи намират много широко приложение в радиометричното оборудване

Радиометри, предназначение, класификация.

С уговорка.

Радиометри - устройства, предназначени за:

Измервания на активността на радиоактивни лекарства и източници на радиация;

Определяне на плътност на потока или интензитет на йонизиращи частици и кванти;

Повърхностна радиоактивност на обекти;

Специфична активност на газове, течности, твърди и зърнести вещества.

Радиометрите използват главно газоразрядни броячи и сцинтилационни детектори.

Те се делят на преносими и стационарни.

По правило те се състоят от: - детектор-импулсен сензор; - импулсен усилвател; - преобразуващо устройство; - електромеханичен или електронен номератор; - източник на високо напрежение за детектора; - захранване за цялото оборудване.

В ред на усъвършенстване са произведени: радиометри Б-2, Б-3, Б-4;

декатронни радиометри ПП-8, РПС-2; автоматизирани лаборатории "Гама-1", "Гама-2", "Бета-2", оборудвани с компютри, които позволяват изчисляване на до няколко хиляди проби с автоматично отпечатване на резултатите. Инсталации DP-100, KRK-1, SRP -68 радиометрите са широко използвани -01.

Посочете предназначението и характеристиките на едно от устройствата.

Дозиметри, предназначение, класификация.

Индустрията произвежда голям брой видове радиометрично и дозиметрично оборудване, които могат да бъдат класифицирани:

Чрез метода на записване на радиация (йонизация, сцинтилация и др.);

По вид на откритото лъчение (,,,n,p)

Източник на захранване (мрежа, батерия);

По място на приложение (стационарни, полеви, индивидуални);

С уговорка.

Дозиметри - устройства, които измерват експозицията и погълнатата доза (или мощността на дозата) на радиация. Основно се състои от детектор, усилвател и измервателно устройство.Детекторът може да бъде йонизационна камера, газоразряден брояч или сцинтилационен брояч.

Разделена на измерватели на мощността на дозата- това са DP-5B, DP-5V, IMD-5 и индивидуални дозиметри- измервайте дозата на облъчване за определен период от време. Това са ДП-22В, ИД-1, КИД-1, КИД-2 и др. Това са джобни дозиметри, някои от тях са с директно отчитане.

Има спектрометрични анализатори (AI-Z, AI-5, AI-100), които ви позволяват автоматично да определяте радиоизотопния състав на всякакви проби (например почви).

Има и голям брой аларми, показващи надвишаване на радиационния фон и степента на повърхностно замърсяване. Например SZB-03 и SZB-04 сигнализират за превишаване на количеството на замърсяване на ръцете с бета-активни вещества.

Посочете предназначението и характеристиките на едно от устройствата

Оборудване за радиологичния отдел на ветеринарната лаборатория. Характеристики и работа на радиометър СРП-68-01.

Оборудване за персонала на радиологичните отделения на регионалните ветеринарномедицински лаборатории и специални областни или междуобластни радиологични групи (в регионалните ветеринарномедицински лаборатории)

Радиометър ДП-100

Радиометър КРК-1 (РКБ-4-1ем)

Радиометър SRP 68-01

Радиометър „Бесклет“

Радиометър - дозиметър -01Р

Радиометър DP-5V (IMD-5)

Комплект дозиметри ДП-22В (ДП-24В).

Лабораториите могат да бъдат оборудвани с други видове радиометрично оборудване.

Повечето от горепосочените радиометри и дозиметри са налични в отдела в лабораторията.

Периодизация на опасностите при авария в АЕЦ.

Ядрените реактори използват вътрешноядрена енергия, освободена по време на верижни реакции на делене на U-235 и Pu-239. По време на верижна реакция на делене, както в ядрен реактор, така и в атомна бомба, се образуват около 200 радиоактивни изотопа на около 35 химични елемента. В ядрен реактор верижната реакция се контролира и ядреното гориво (U-235) "изгаря" в него постепенно в продължение на 2 години. Продуктите на делене - радиоактивни изотопи - се натрупват в горивния елемент (горивния елемент). Атомна експлозия не може нито теоретично, нито практически да се случи в реактор. В атомната електроцентрала в Чернобил, в резултат на грешки на персонала и грубо нарушение на технологията, настъпи термична експлозия и радиоактивни изотопи бяха изпуснати в атмосферата в продължение на две седмици, носени от ветрове в различни посоки и, утаявайки се на огромни площи, създавайки петнисто замърсяване на района. От всички r/a изотопи най-биологично опасни са: Йод-131(I-131) – с период на полуразпад (T 1/2) 8 дни, Стронций - 90(Sr-90) - T 1/2 -28 години и Цезий - 137(Cs-137) - T 1/2 -30 години. В резултат на аварията в Чернобилската атомна електроцентрала са изхвърлени 5% от горивото и натрупаните радиоактивни изотопи - 50 MCi активност. За цезий-137 това е еквивалентно на 100 броя. 200 Kt атомни бомби. Сега в света има повече от 500 реактора, а редица страни си осигуряват 70-80% от електроенергията си от атомни електроцентрали, в Русия 15%. Като се вземе предвид изчерпването на запасите от органично гориво в обозримо бъдеще, основният източник на енергия ще бъде ядреният.

Периодизация на опасностите след аварията в Чернобил:

1. период на остра опасност от йод (йод - 131) за 2-3 месеца;

2. период на повърхностно замърсяване (кратко- и средноживеещи радионуклиди) - до края на 1986 г.;

3. период на навлизане на корен (Cs-137, Sr-90) - от 1987 г. за 90-100 години.

Естествени източници на йонизиращи лъчения. Космическа радиация и природни радиоактивни вещества. Доза от ERF.

Естествената радиоактивност на въздуха зависи главно от съдържанието на газове като радон, действие и торон - разпадни продукти на радий, актиний и торий, които се намират в земните скали. В същото време въздухът съдържа въглерод-14, аргон-41, флуор-18 и някои други изотопи, образувани при въздействието на космическите лъчи върху атомите на кислорода, водорода и азота. Наред с радиоактивните аерозоли в атмосферата могат да попаднат и малки количества естествени радиоактивни вещества, което се наблюдава при разрушаване на земни скали, разлагане на органични вещества и др.

Методи за вземане на аерозолни проби

Методите за количествено определяне на аерозоли във въздуха, включително радиоактивни вещества, се основават или на индиректен метод, когато частиците първо се отстраняват от газова среда и след това се изследват, или на директен метод за изследване на радиоактивността на радионуклид в определен обем на газова среда. Методите, при които се отделя твърда или течна фаза от газообразна среда, най-често се основават на утаяване, филтриране, инерционно и електростатично отлагане. Директният метод включва използването на проточни йонизационни камери, броячи или камери, в които се взема определен обем въздух за изследване

Седиментационните методи за определяне на съдържанието на аерозоли във въздуха могат условно да се разделят на 2 групи

1. Методите от първата група позволяват да се оцени съдържанието на аерозоли в ограничен обем. В този случай е възможно количествено да се определят аерозоли в единица обем на газообразна среда; в друг случай утаяването става от неограничен обем, така че резултатите от изследването се изразяват в броя или масата на частиците, отложени на единица площ през определено време. Методите за утаяване позволяват да се определят частици с размери от 1 до 30 микрона. Първата група седиментационни методи в практиката на радиационната хигиена не е намерила широко приложение.

2. Методите от втора група контролират нивото на радиоактивни отлагания от атмосферния въздух.

За събиране на атмосферни валежи по правило се използват кювети с предварително нанесен на дъното им тънък слой глицерин. Периодите на експозиция по време на вземане на проби от седименти зависят основно от нивото на радиоактивност в атмосферата и количеството на валежите. Обикновено кюветите се експонират за период над 1 месец.

При наблюдение на съдържанието на радионуклиди във въздуха широко се използват аспирационни методи за вземане на проби.

Всички възможни условия за вземане на проби с помощта на този метод могат да бъдат разделени на 5 групи:

1. Открити площи (атмосферен въздух).

2. Помещения за производствени, спомагателни и други цели.

3. Затворени обеми при условия на нормално барометрично налягане (или близко до него): камери, боксове, вентилационни канали и др.

4. Затворени затворени обеми под вакуум (вакуумни линии и инсталации).

5. Затворени обеми под свръхналягане (компресионни комуникации и инсталации).

Концентрацията на радиоактивен газ във въздуха може да се определи чрез методи, базирани на преброяване на отделни частици или кванти и измерване на йонизационния ефект.

За преброяване на отделни частици или кванти се използват вътрешни броячи за пълнене. В този случай газообразното лекарство се инжектира директно в детектора или детекторът се потапя (частично или изцяло) в газа, който се тества.

Оценката на концентрацията чрез йонизационния ефект се извършва с помощта на така наречените йонизационни камери с газова стена или камери с вътрешен пълнеж.

Най-голяма точност при измерване на газовите концентрации се постига при използване на вътрешни измервателни уреди за пълнене. В тези случаи радиоактивен газ се вкарва директно в работния обем, което осигурява регистриране на почти всяко събитие на разпад.(Ако е възможно, вижте в ръководството - страница 39))) добре, мисля, че това е достатъчно)

1. Йонизиращо лъчение
2. Методи за откриване и измерване
3. Мерни единици
4. Единици за радиоактивност
5. Мерни единици за йонизиращо лъчение
6. Дозиметрични стойности
7. Уреди за радиационно разузнаване и дозиметричен контрол
8. Битови дозиметри
9. Радиофобия

Йонизиращо лъчение

Йонизиращо лъчение - това е всяко излъчване, чието взаимодействие с околната среда води до образуването на електрически заряди с различни знаци.
По време на ядрен взрив, аварии в атомни електроцентрали и други ядрени трансформации се появява и действа радиация, която не е видима или осезаема за хората. По своята същност ядреното лъчение може да бъде електромагнитно, като гама лъчение, или да представлява поток от бързо движещи се елементарни частици - неутрони, протони, бета и алфа частици. Всяко ядрено лъчение, взаимодействайки с различни материали, йонизира техните атоми и молекули. Йонизацията на околната среда е толкова по-силна, колкото по-голяма е мощността на дозата на проникващата радиация или радиоактивността на радиацията и тяхното продължително излагане.

Ефектът от йонизиращото лъчение върху хората и животните е разрушаването на живите клетки в тялото, което може да доведе до различна степен на заболяване, а в някои случаи и до смърт. За да се оцени въздействието на йонизиращите лъчения върху хората (животните), трябва да се вземат предвид две основни характеристики: йонизираща и проникваща способност. Нека да разгледаме тези две способности за алфа, бета, гама и неутронно лъчение. Алфа лъчението е поток от хелиеви ядра с два положителни заряда. Йонизиращата способност на алфа лъчението във въздуха се характеризира с образуването на средно 30 хиляди двойки йони на 1 cm път. Това е много. Това е основната опасност от тази радиация. Проникващата способност, напротив, не е много голяма. Във въздуха алфа частиците изминават само 10 см. Те се спират от обикновен лист хартия.

Бета радиацията е поток от електрони или позитрони със скорост, близка до скоростта на светлината. Йонизиращата способност е ниска и възлиза на 40 - 150 двойки йони на 1 cm път във въздуха. Проникващата способност е много по-висока от тази на алфа радиацията, достигайки 20 cm във въздуха.

Гама радиацията е електромагнитно излъчване, което се разпространява със скоростта на светлината. Йонизиращата способност на въздуха е само няколко двойки йони на 1 см път. Но проникващата способност е много висока - 50 - 100 пъти по-голяма от тази на бета лъчението и възлиза на стотици метри във въздуха.
Неутронното лъчение е поток от неутрални частици, летящи със скорост 20 - 40 хил. km/s. Йонизиращият капацитет е няколко хиляди двойки йони на 1 cm път. Пробивната способност е изключително висока и достига няколко километра във въздуха.
Имайки предвид йонизиращата и проникващата способност, можем да направим заключение. Алфа радиацията има висока йонизираща и слаба проникваща способност. Обикновеното облекло предпазва напълно човека. Най-опасно е навлизането на алфа частици в организма с въздуха, водата и храната. Бета радиацията има по-малка йонизираща сила от алфа радиацията, но по-голяма проникваща сила. Облеклото вече не може да осигури пълна защита; трябва да използвате всякакъв вид покривало. Ще бъде много по-надеждно. Гама и неутронното лъчение имат много висока проникваща способност, защитата от тях може да бъде осигурена само от укрития, радиационни убежища, надеждни мазета и изби.

Методи за откриване и измерване

В резултат на взаимодействието на радиоактивното лъчение с външната среда се получава йонизация и възбуждане на неговите неутрални атоми и молекули. Тези процеси променят физикохимичните свойства на облъчената среда. Въз основа на тези явления се използват йонизационни, химични и сцинтилационни методи за записване и измерване на йонизиращо лъчение.

Метод на йонизация.Неговата същност се състои в това, че под въздействието на йонизиращо лъчение в среда (газов обем) възниква йонизация на молекули, в резултат на което се увеличава електрическата проводимост на тази среда. Ако в него се поставят два електрода, към които се прилага постоянно напрежение, тогава между електродите възниква насочено движение на йони, т.е. Преминава така нареченият йонизационен ток, който лесно може да бъде измерен. Такива устройства се наричат радиационни детектори. Като детектори в дозиметричните инструменти се използват йонизационни камери и газоразрядни броячи от различни видове.
Методът на йонизация е в основата на работата на такива дозиметрични инструменти като DP-5A (B,V), DP-22V и ID-1.

Химичен метод.Същността му се състои в това, че молекулите на определени вещества в резултат на излагане на йонизиращо лъчение се разпадат, образувайки нови химични съединения. Количеството новообразувани химикали може да се определи по различни начини. Най-удобният метод за това се основава на промяна в плътността на цвета на реагента, с който реагира новообразуваното химично съединение. На този метод се основава принципът на действие на химическия дозиметър за гама и неутронно лъчение ДП-70 МП.

Сцинтилационен метод. Този метод се основава на факта, че някои вещества (цинков сулфид, натриев йодид, калциев волфрамат) светят, когато са изложени на йонизиращо лъчение. Появата на сияние е следствие от възбуждането на атомите под въздействието на радиация: когато се връщат в основно състояние, атомите излъчват фотони на видима светлина с различна яркост (сцинтилация). Фотоните на видимата светлина се улавят от специално устройство - така наречената фотоумножителна тръба, която е в състояние да засече всяка светкавица. Работата на индивидуалния дозомер ИД-11 се основава на сцинтилационния метод за детекция на йонизиращи лъчения.

мерни единици

Когато учените откриха радиоактивността и йонизиращото лъчение, започнаха да се появяват техните мерни единици. Например: рентген, кюри. Но те не са били свързани с никаква система и затова се наричат несистемни единици. В целия свят вече има единна система за измерване - SI (Международна система). У нас той подлежи на задължително прилагане от 1 януари 1982 г. До 1 януари 1990 г. този преход трябваше да приключи. Но поради икономически и други трудности процесът се бави. Въпреки това, цялото ново оборудване, включително дозиметричното оборудване, като правило се калибрира в нови единици.

Единици за радиоактивност

Единицата за активност е една ядрена трансформация за секунда. За целите на намаляването се използва по-опростен термин - едно разпадане в секунда (decay/s).В системата SI тази единица се нарича бекерел (Bq). В практиката на радиационен мониторинг, включително в Чернобил, доскоро широко се използваше извънсистемна единица активност - кюри (Ci). Едно кюри е 3,7 * 1010 ядрени трансформации в секунда. Концентрацията на радиоактивно вещество обикновено се характеризира с концентрацията на неговата активност. Изразява се в единици активност на единица маса: Ci/t, mCi/g, kBq/kg и др. (специфична активност). За единица обем: Ci/m3, mCi/l, Bq/cm3. и така нататък. (обемна концентрация) или на единица площ: Ci/km3, mCi/s m2. , PBq/m2. и така нататък.

Единици йонизиращо лъчение

За измерване на количествата, характеризиращи йонизиращото лъчение, единицата "рентген" е исторически първата, която се появява. Това е мярка за дозата на експозиция на рентгеново или гама лъчение. По-късно беше добавен „rad“ за измерване на погълнатата доза радиация.

Доза радиация(абсорбирана доза) - енергията на радиоактивното лъчение, погълната от единица облъчено вещество или от човек. С увеличаване на времето на облъчване дозата се увеличава. При еднакви условия на облъчване зависи от състава на веществото. Поетата доза нарушава физиологичните процеси в организма и в някои случаи води до различна по тежест лъчева болест. Като единица за погълната доза радиация системата SI предвижда специална единица - грей (Gy). 1 грей е единица погълната доза, при която 1 кг. Облъченото вещество поглъща енергия от 1 джаул (J). Следователно 1 Gy = 1 J/kg.
Погълнатата доза радиация е физична величина, която определя степента на облъчване.

Мощност на дозата(абсорбирана мощност на дозата) - увеличение на дозата за единица време. Характеризира се със скоростта на натрупване на дозата и може да нараства или намалява с времето. Неговата единица в системата С е сиво за секунда. Това е мощността на погълнатата доза радиация, при която за 1 s. в веществото се създава доза радиация от 1 Gy. На практика за оценка на погълнатата доза радиация все още широко се използва извънсистемна единица за мощност на погълнатата доза - рад на час (rad/h) или rad на секунда (rad/s).

Еквивалентна доза.Тази концепция е въведена, за да отчете количествено неблагоприятните биологични ефекти на различни видове радиация. Определя се по формулата Deq = Q*D, където D е погълнатата доза от даден вид лъчение, Q е коефициентът на качество на лъчението, който за различни видове йонизиращи лъчения с неизвестен спектрален състав се приема за рентгенови лъчи. и гама-лъчение-1, за бета-лъчение-1, за неутрони с енергия от 0,1 до 10 MeV-10, за алфа-лъчение с енергия под 10 MeV-20. От приведените цифри става ясно, че при една и съща погълната доза неутронното и алфа-лъчението предизвикват съответно 10 и 20 пъти по-голямо вредно въздействие. В системата SI еквивалентната доза се измерва в сиверти (Sv). Един сиверт е равен на един грей, разделен на качествения фактор. За Q = 1 получаваме

1 Sv = 1 Gy = 1 J/k= 100 рад= 100 бр.
Q Q Q

Rem (биологичен еквивалент на рентгеново лъчение) е несистемна единица за еквивалентна доза, такава абсорбирана доза от всякаква радиация, която причинява същия биологичен ефект като 1 рентгенова снимка на гама лъчение. Тъй като качественият фактор на бета и гама радиация е равна на 1, след това на земята, замърсена с радиоактивни вещества при външно облъчване от 1 Sv = 1 Gy; 1 rem = 1 rad; 1 рад » 1 R.
От това можем да заключим, че еквивалентната, погълнатата и експозиционната доза за хора, носещи защитно оборудване в замърсена зона, са почти равни.

Мощност на еквивалентната доза- съотношението на нарастването на еквивалентната доза за определен интервал от време. Изразява се в сиверти за секунда. Тъй като времето, през което човек остава в радиационното поле при приемливи нива, обикновено се измерва в часове, за предпочитане е мощността на еквивалентната доза да се изрази в микросиверти на час.
Съгласно заключението на Международната комисия по радиационна защита, вредните ефекти при хората могат да възникнат при еквивалентни дози от най-малко 1,5 Sv/година (150 rem/година), а в случаите на краткотрайно облъчване - при дози над 0,5 Sv ( 50 rem). Когато излагането на радиация надвиши определен праг, възниква лъчева болест.
Мощността на еквивалентната доза, генерирана от естествена радиация (наземен и космически произход) варира от 1,5 до 2 mSv/година и плюс изкуствени източници (лекарства, радиоактивни утайки) от 0,3 до 0,5 mSv/година. Така се оказва, че човек получава от 2 до 3 mSv годишно. Тези цифри са приблизителни и зависят от конкретни условия. Според други източници те са по-високи и достигат 5 mSv/година.

Доза на експозиция- мярка за йонизационния ефект на фотонното лъчение, определен от йонизацията на въздуха при условия на електронно равновесие.
Единицата SI за експозиционна доза е един кулон на килограм (C/kg). Извънсистемната единица е рентген (R), 1R - 2,58*10-4 C/kg. На свой ред 1 C/kg » 3,876 * 103 R. За удобство при работа, при преизчисляване на числените стойности на дозата на експозиция от една система от единици в друга, обикновено се използват таблици, налични в референтната литература.

Мощност на експозиционната доза- нарастване на експозиционната доза за единица време. Неговата SI единица е ампер на килограм (A/kg). По време на преходния период обаче можете да използвате несистемна единица - рентгени в секунда (R/s).

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

Трябва да се помни, че след 1 януари 1990 г. не се препоръчва изобщо да се използва понятието експозиционна доза и нейната мощност. Следователно, по време на преходния период, тези стойности трябва да бъдат посочени не в единици SI (C / kg, A / kg), а в несистемни единици - рентгени и рентгени в секунда.

Уреди за радиационно разузнаване и дозиметричен контрол

Уредите, предназначени за откриване и измерване на радиоактивно лъчение, се наричат дозиметрични инструменти. Техните основни елементи са сензорно устройство, усилвател на йонизационен ток, измервателно устройство, преобразувател на напрежение и източник на ток.

Как се класифицират дозиметричните устройства?

Първа група- Това са рентгенометри-радиометри. Те определят нивата на радиация в района и замърсяването на различни предмети и повърхности. Това включва измервателя на мощността на дозата DP-5V (A, B) - базов модел. Това устройство се заменя с IMD-5.

Втора група.Дозиметри за определяне на индивидуалните дози облъчване. Тази група включва: дозиметър ДП-70МП, комплект индивидуални дозомери ИД-11.

Трета група.Битови дозиметрични инструменти. Те дават възможност на населението да се ориентира в радиационната обстановка в района и да има представа за замърсяването на различни предмети, вода и храни.

Дозомер DP-5Vпредназначени за измерване на нивата на гама-лъчение и радиоактивно замърсяване (замърсяване) на различни обекти (обекти) чрез гама-лъчение. Мощността на експозиционната доза на гама лъчение се определя в милирентгени или рентгени на час (mR/h, R/h). Това устройство може също да открие бета замърсяване. Диапазонът на измерване на гама лъчение е от 0,05 mR/h до 200 R/h. За тази цел има шест измервателни поддиапазона. Отчитанията се правят по стрелката на уреда. Освен това е инсталирана звукова индикация, която може да се чуе със слушалки. При откриване на радиоактивност на замърсяване стрелката се отклонява и в телефоните се чуват щракания, чиято честота нараства с увеличаване на мощността на гама лъчение.

Захранването се осъществява от два елемента тип 1.6 PMC. Теглото на устройството е 3,2 кг. Процедурата за подготовка на устройството за работа и работа с него е описана в приложените инструкции.
Процедурата за измерване на нивата на радиация е следната. Екранът на сондата се поставя в позиция "G" (гама лъчение). След това протегнете ръката си със сондата настрани и я задръжте на височина 0,7 - 1 м от земята. Уверете се, че ограничителите на сондата са обърнати надолу. Не можете да извадите сондата или да я вземете в ръката си, но я оставете в кутията на устройството, но тогава показанията трябва да бъдат умножени по коефициента на екраниране на тялото, равен на 1,2
Степента на радиоактивност на замърсени обекти се измерва, като правило, в незамърсени райони или на места, където външният гама фон не надвишава максимално допустимото замърсяване на обекта повече от три пъти.

Гама-фонът се измерва на разстояние 15 - 20 м. От замърсени обекти, подобно на измерването на нивата на радиация на земята.

За измерване на замърсяването на повърхности с гама лъчение, екранът на сондата се поставя в позиция "G". След това сондата се провежда почти близо до обекта (на разстояние 1 - 1,5 cm). Местоположението на най-голямата инфекция се определя от отклонението на стрелката и максималния брой щраквания в слушалките.

Дозомер IMD-5изпълнява същите функции и в същия диапазон. На външен вид, бутони за управление и работни процедури, той практически не се различава от DP-5V. Има свои собствени дизайнерски характеристики. Например, захранването се подава от два елемента А-343, които осигуряват непрекъсната работа в продължение на 100 часа.

Дозомер IMD-22има две отличителни черти. Първо, той може да измерва погълнатата доза не само от гама-лъчение, но и от неутронно лъчение, и второ, може да се използва както на мобилни превозни средства, така и на стационарни обекти (контролни точки, защитни конструкции). Поради това може да се захранва от бордовата мрежа на автомобил, бронетранспортьор или от обикновената, която се използва за осветление, на 220 V. Диапазонът на измерване за разузнавателни машини е от 1 x 10-2 до 1 x 104 rad/h, за стационарни контролни точки - от 1 до 1 x 104 rad/h.

Дозиметър ДП-70МПпредназначен за измерване на дозата на гама и неутронно облъчване в диапазона от 50 до 800 R. Представлява стъклена ампула, съдържаща безцветен разтвор. Ампулата се поставя в пластмасова (DP-70MP) или метална (DP-70M) кутия. Корпусът е затворен с капак, от вътрешната страна на който има цветен стандарт, съответстващ на цвета на разтвора при доза на облъчване 100 R (rad). Факт е, че докато разтворът се облъчва, той променя цвета си. Това свойство е в основата на работата на химически дозиметър. Позволява да се определят дози както за еднократно, така и за многократно облъчване. Дозиметърът тежи 46 гр. Носи се в джоб на дрехи. За да се определи получената доза облъчване, ампулата се изважда от кутията и се поставя в корпуса на колориметъра. С въртене на диска с филтри се търси съответствие между цвета на ампулата и цвета на филтъра, на който е изписана дозата на облъчване. Ако интензитетът на цвета на ампулата (дозиметъра) е междинен между съседни два филтъра, тогава дозата се определя като средната стойност на посочените дози върху тези филтри.

Комплект индивидуални дозомери ID-11Предназначен за индивидуален мониторинг на облъчването на хората с цел първична диагностика на радиационни увреждания. Комплектът включва 500 индивидуални дозатора ID-11 и измервателно устройство. ИД-11 осигурява измерване на погълнатата доза гама и смесено гама-неутронно лъчение в диапазона от 10 до 500 rad (рентген). При повторно облъчване дозите се сумират и съхраняват от апарата за 12 месеца. Теглото на ID-11 е само 25 гр. Носи се в джоб на дрехи.
Измервателният уред е направен така, че да може да работи в полеви и стационарни условия. Удобен за използване. Има цифров отчет за четене на предния панел.
За запазване живота и здравето на хората се организира контрол на радиоактивното облъчване. Може да бъде индивидуална или групова. При индивидуалния метод дозиметрите се издават на всяко лице - обикновено те се получават от командири на формирования, разузнавачи, водачи на автомобили и други лица, изпълняващи задачи отделно от основните си части.

Груповият метод за контрол се използва за останалия личен състав на формированията и населението. В този случай индивидуалните дозиметри се издават на един или двама от отдела, групата, екипа или на коменданта на убежището, старши в приюта. Регистрираната доза се отчита като индивидуална доза за всяко лице и се записва в дневника.

Битови дозиметри

В резултат на аварията в Чернобил радионуклидите паднаха върху огромна площ. За решаване на проблема с обществената информираност Националната комисия по радиационна защита (НКРЗ) разработи „Концепция за създаване и функциониране на система за радиационен мониторинг, осъществяван от населението“. В съответствие с него хората трябва да могат самостоятелно да оценяват радиационната обстановка в своето местоживеене или местоположение, включително оценка на радиоактивното замърсяване на храните и фуражите.

За тази цел индустрията произвежда прости, преносими и евтини инструменти - индикатори, които осигуряват като минимум оценка на мощността на дозата на външното лъчение от фоновите стойности и индикация за допустимото ниво на мощност на дозата гама лъчение.
Многобройни уреди, използвани от населението (термометри, барометри, тестери) измерват микровеличини (температура, налягане, напрежение, ток). Дозиметричните инструменти записват микроколичества, тоест процеси, протичащи на ядрено ниво (брой ядрени разпади, потоци на отделни частици и кванти). Следователно за мнозина самите мерни единици, с които те

сблъсквам се. Освен това единичните измервания не осигуряват точни показания. Необходимо е да се направят няколко измервания и да се определи средната стойност. След това всички измерени стойности трябва да бъдат сравнени със стандартите, за да се определи правилно резултатът и вероятността от въздействие върху човешкото тяло. Всичко това прави работата с битовите дозиметри до известна степен специфична. Още един аспект, който трябва да се спомене. По някаква причина ми направи впечатление, че във всички страни дозиметрите се произвеждат в големи количества, продават се свободно и населението ги купува охотно. Нищо подобно. Наистина има компании, които произвеждат и продават такива устройства. Но не са никак евтини. Например в САЩ дозиметрите струват 125 - 140 долара, във Франция, където има повече атомни електроцентрали, отколкото имаме, дозиметрите не се продават на населението. Но там, както казват лидерите, няма такава нужда.
Нашите битови дозиметрични устройства са наистина достъпни за населението и по отношение на тяхната производителност, високо ниво, качество и дизайн превъзхождат много чуждестранни. Ето някои от тях: “Белла”, РКСБ-104, Мастер-1, “Берег”, SIM-05, IRD-02B

Радиофобия

В резултат на аварията в атомната електроцентрала в Чернобил хората се сблъскаха с необичайно и в много случаи неразбираемо явление - радиацията. Не можете да го откриете със сетивата си, не можете да го усетите в момента на експозиция (облъчване), не можете да го видите. Затова се появиха всякакви слухове, преувеличения и изопачавания. Това принуждава някои да издържат на огромен психологически стрес, който се дължи главно на слабото познаване на свойствата на радиацията, средствата и методите за защита срещу нея.
Ето, например, какво се случи в края на 1990 г. в Subpolar Nadym в къща 13 на улица Молодежная. Някой, като имаше дозиметър, от любопитство започна да измерва нивата на радиация и установи, че тя е уж два пъти над нормалното. Как го е измерил, с какви стандарти е сравнил, само Бог знае, но мнозина възприеха разговора за „заразата“ на къщата като надежден факт. Хората се разтревожили и се втурнали да бягат от апартаментите си. Където? За какво? Как да нарека всичко това?

Друг пример. В началото на март 1989 г. в Находка сесия на градския съвет подкрепи искането на населението да не допуска новия ядрен кораб „Североморпут“ в пристанището Восточный. Подобни действия не могат да бъдат наречени по друг начин освен обикновено невежество. Хората не знаят ли, че в света отдавна работят голям брой кораби с атомни електроцентрали и никой, дори жителите на Мурманск, където са акостирали атомни ледоразбивачи, не протестират. Екипажите на такива кораби не страдат от лъчева болест и не ги напускат в паника. За тях думата „радиация” е добре позната и разбираема. Някои хора, след като са чули думата "радиация", са готови да избягат навсякъде, но не и далеч. Но няма нужда да бягате, няма нужда. Естественият радиационен фон съществува навсякъде, подобно на кислорода във въздуха. Не трябва да се страхувате от радиацията, но не трябва и да я пренебрегвате. В малки дози е безвреден и лесно се понася от хората, но в големи дози може да бъде смъртоносен. В същото време е време да разберем, че радиацията не е нещо за шега, тя отмъщава на хората за това. Всеки трябва твърдо да знае, че човек се ражда и живее в условия на постоянна радиация. В света се развива така нареченият естествен радиационен фон, включващ космическа радиация и радиация от радиоактивни елементи, които винаги присъстват в земната кора. Общата доза на тези лъчения, които съставляват естествения радиационен фон, варира в различните райони в доста широки граници и е средно 100 - 200 mrem (1-2 mSv) годишно или приблизително 8 - 20 μR/h.

Значителна роля играят създадените от човека радиоактивни източници, които се използват в медицината, при производството на електрическа и топлинна енергия, за сигнализиране на пожари и изработка на светещи циферблати на часовници, много инструменти, търсене на полезни изкопаеми и във военното дело.
Медицинските процедури и лечения, включващи използването на радиоактивност, са основните фактори, които допринасят за дозата, получена от хората от изкуствени източници. Радиацията се използва както за диагностика, така и за лечение. Един от най-разпространените апарати е рентгеновият апарат, а лъчетерапията е основният начин за борба с рака. Когато отидете в клиниката за рентгенов кабинет, вие явно не сте напълно наясно, че вие самите по собствена воля или по-скоро по необходимост се стремите да получите допълнително облъчване. Ако ви предстои рентгенография на гръден кош, трябва да знаете и разбирате, че подобно действие ще доведе до еднократна доза от 3,7 mSv (370 mrem). Рентгеновата снимка на зъба ще даде още повече - 30 mSv (3 rem). И ако планирате флуороскопия на стомаха, тогава тук ви очакват 300 mSv (30 rem) локално облъчване. Хората обаче правят това сами, никой не ги кара насила и няма паника около това. Защо? Да, защото такова облъчване по принцип е насочено към излекуване на пациента. Тези дози са много малки и човешкото тяло успява да излекува леки радиационни увреждания за кратък период от време и да възстанови първоначалното си състояние.
В лечебните заведения и предприятия в Русия има стотици хиляди радиоактивни източници с различен капацитет и предназначение. Само в Санкт Петербург и Ленинградска област са регистрирани повече от пет хиляди предприятия, организации и институции, които използват радиоактивни изотопи. За съжаление, те се съхраняват много лошо. И така, от едно петербургско предприятие един работник открадна луминисцентно съединение, което излъчваше мощно лъчение, и боядиса с него чехлите и ключовете си в стаите си: нека светят в тъмното!
Нищетата на познанието на човека за природата, в която живее, е поразителна; гъстото невежество е изненадващо. Това малко момче не осъзнава, че излага себе си и семейството си на постоянна радиация, което няма да доведе до нищо добро.
Най-честият източник на експозиция са часовниците със светещи циферблати. Те дават годишна доза 4 пъти по-висока от тази, причинена от течове в атомни електроцентрали. Цветните телевизори също са източници на рентгеново лъчение. Ако гледате програми всеки ден по 3 часа в продължение на една година, това ще доведе до допълнително облъчване с доза от 0,001 mSv (0,1 mrem). А ако летите със самолет, ще получите допълнителна радиация поради факта, че защитната дебелина на въздуха намалява с увеличаване на надморската височина. Човекът става по-отворен към космическите лъчи. Така че при полет на разстояние от 2400 км. - 10 μSv (0,01 mSv или 1 mrem), при полет от Москва до Хабаровск тази цифра вече ще бъде 40 - 50 μSv (4 - 5 mrem).
Какво ядете, пиете, дишате – всичко това се отразява и на дозите, които получавате от естествени източници. Например, поради поглъщането на елемента калий-40, радиоактивността на човешкото тяло се увеличава значително.
Хранителните продукти също осигуряват допълнително облъчване. Хлебните продукти например имат малко по-голяма радиоактивност от млякото, сметаната, маслото, кефира, зеленчуците и плодовете. Така че приемът на радиоактивни елементи вътре в човека е пряко свързан с набора от храни, които той яде.
Трябва да разберем, че радиацията ни заобикаля навсякъде, ние сме родени, живеем в тази среда и тук няма нищо неестествено.

Радиофобията е болест на нашето невежество.Може да се излекува само със знание.

Фотоелектричен ефект Ефект на Комптън Образуване на двойки

2. При Комптъново разсейване Гама квантът предава част от енергията си на един от външните електрони на атома. Този електрон на отката, придобивайки значителна кинетична енергия, я изразходва за йонизация на веществото (това вече е вторична йонизация, тъй като g-квантът, след като изби електрона, вече е произвел първична йонизация).

g-квантът след сблъсък губи значителна част от енергията си и променя посоката си на движение, т.е. разсейва се.

Ефектът на Комптън се наблюдава в широк диапазон от енергии на гама лъчите (0,02-20 MeV).

3. Образуване на пара. Гама лъчите, преминаващи близо до атомното ядро и имащи енергия най-малко 1,02 MeV, се превръщат в две частици, електрон и позитрон, под въздействието на полето на атомното ядро. Част от енергията на гама кванта се преобразува в еквивалентна маса на две частици (според съотношението на Айнщайн E=2me*C²= 1,02 MeV). Останалата енергия на гама кванта се прехвърля към появяващите се електрон и позитрон под формата на кинетична енергия. Полученият електрон йонизира атоми и молекули, а позитронът анихилира с някой от електроните на средата, образувайки два нови гама кванта с енергия от 0,51 MeV всеки. Вторичните гама кванти изразходват енергията си върху ефекта на Комптън и след това върху фотоелектричния ефект. Колкото по-висока е енергията на гама лъчите и плътността на веществото, толкова по-вероятно е процесът на образуване на двойки. Затова тежките метали, като оловото, се използват за защита срещу гама лъчи.

Рентгеновите лъчи взаимодействат с материята по подобен начин поради същите тези три ефекта.

Характеристика и спирачно рентгеново лъчение. Разлики и прилики между рентгенови лъчи и гама лъчение. Закон за отслабване на гама лъчение.

Характерното спирачно лъчение възниква в резултат на възбуждането на атом, когато електроните, които са се прехвърлили на външната орбита, се връщат в най-близката до ядрото орбита и отделят излишна енергия под формата на характерно рентгеново лъчение (честотата му е характерна за всеки химичен елемент). Рентгеновите апарати използват характеристично рентгеново лъчение. Когато бета-частиците (електроните) взаимодействат с дадено вещество, в допълнение към йонизацията на атомите на това вещество, бета-частиците (електроните), взаимодействайки с положителния заряд на ядрата, огъват своята траектория (забавят се) и в същото време губят енергията си под формата на спирачни рентгенови лъчи.

Гама лъчите се излъчват от ядрата на p/a изотопите по време на техния разпад, а рентгеновите лъчи възникват по време на електронни преходи в електронните обвивки на атома.Честотата на гама лъчите е по-висока от честотата на рентгеновите лъчи и проникващите силата в материята и ефектите на взаимодействие са приблизително еднакви.

Колкото по-дебел е абсорбиращият слой, толкова повече ще бъде отслабен потокът от гама лъчи, преминаващ през него.

За всеки материал беше експериментално установен полузатихващ слой D1/2 (това е дебелината на всеки материал, който намалява наполовина гама лъчението.)

Равен е за въздух -190m, дърво -25cm, биологична тъкан -23cm, почва -14cm, бетон -10cm, стомана -3cm, олово -2cm. (D1/2 » r /23)

Разсъждавайки по същия начин, както при извеждането на закона за разпадане на p/a, получаваме:

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

I = Iо / 2или I = Io * 2(друг тип нотация I = Iоe)

където: I е интензитетът на гама лъчите след преминаване през абсорбиращ слой с дебелина D;

Iо - начален интензитет на гама лъчите.

10. Проблеми на дозиметрията и радиометрията. Външно и вътрешно облъчване на тялото. Връзката между активността и дозата, генерирана от тяхното гама лъчение. Методи за защита от локални източници на радиация .

Дозиметрия- това е количествено и качествено определяне на величини, характеризиращи въздействието на йонизиращото лъчение върху материята с помощта на различни физични методи и използването на специално оборудване.

Радиометрия- развива теорията и практиката за измерване на радиоактивност и идентифициране на радиоизотопи.

Биологичният ефект на рентгеновото и ядреното лъчение върху тялото се дължи на йонизацията и възбуждането на атомите и молекулите на биологичната среда.

A ¾¾¾® B.обект

b ¾¾¾® Йонизация

G ¾¾¾® е пропорционално на ¾¾¾®g

n ¾¾¾® абсорбирана енергия ¾¾¾® n

r ¾¾¾® лъчение ¾¾¾® r (рентгеново лъчение)

Доза радиацияе количеството енергия на йонизиращото лъчение, погълнато от единица обем (маса) на облъченото вещество.

Облъчването от външни източници на радиация се нарича външно облъчване. Облъчването от радиоактивни вещества, които влизат в тялото с въздух, вода и храна, създава вътрешно облъчване.

Използвайки стойността на Kg (стойността на гама константата е дадена в справочниците за всички p/a изотопи), можете да определите мощността на дозата на точков източник на всеки изотоп.

P = Kg A / R²,Където

R - мощност на експозиционната доза, R/h

Kg - йонизационна константа на изотопа, R/h cm² / mKu

A - активност, mKu

R - разстояние, cm.

Можете да се предпазите от местни източници на радиоактивно лъчение чрез екраниране, увеличаване на разстоянието до източника и намаляване на времето на излагане на тялото му.

11. Доза и мощност на дозата. Единици за измерване на експозиция, погълната, еквивалентна, ефективна доза.

Доза радиацияе количеството енергия на йонизиращото лъчение, погълнато от единица обем (маса) на облъченото вещество. В литературата, документи на ICRP (Международна комисия по радиационна защита), NCRP (Национален комитет на Русия) и SCEAR (Научен комитет за ефектите от атомната радиация към ООН), се разграничават следните понятия:

- Доза на експозиция (йонизираща сила на рентгенови лъчи и гама лъчи във въздуха) в рентгени; Рентгенов (P) - експозиционна доза на рентгеново или g-лъчение (т.е. фотонно лъчение), създаващо два милиарда йонни двойки в 1 cm³ въздух. (Рентгеновите лъчи измерват експозицията на източника, радиационното поле, както казват радиолозите, падаща радиация).

- Абсорбирана доза - енергията на йонизиращото лъчение, погълната от тъканите на тялото в единица маса в Радове и Грейове;

Радвам се (radiation absorbent dose - англ.) - погълнатата доза от всякакъв вид йонизиращо лъчение, при която енергия, равна на 100 erg, се абсорбира в 1 g маса на веществото. (В 1 g биологична тъкан с различен състав се абсорбират различни количества енергия.)

Доза в рад = доза в рентгени, умножена по kt, отразяваща радиационната енергия и вида на абсорбиращата тъкан. За въздух: 1 рад = 0,88 рентгена;

за вода и меки тъкани 1rad = 0.93R (на практика се приема 1rad = 1R)

за костна тъкан 1rad = (2-5)P

Единицата, приета в системата C, е Сив (1 kg маса поглъща 1 J радиационна енергия). 1Gy=100 rad (100R)

- Еквивалентна доза - погълната доза, умножена по коефициент, отразяващ способността на даден вид радиация да уврежда телесната тъкан в Rem и Sievert. BER (биологичен еквивалент на рентгеново лъчение) е доза от всяко ядрено лъчение, при което в биологична среда се създава същият биологичен ефект, както при доза рентгеново или гама лъчение от 1 рентген. D in rem = D в рентген*RBE. RBE - коефициент на относителна биологична ефективност или коефициент на качество (QC)

За b, g и рентген. радиация RBE (KK) = 1; за а и протони = 10;

бавни неутрони = 3-5; бързи неутрони = 10.

Сиверт (Sv) е еквивалентна доза от всякакъв вид радиация, абсорбирана в 1 kg биологична тъкан, създаваща същия биологичен ефект като абсорбираната доза от 1 Gy фотонно лъчение. 1 Sv = 100 рем(u = 100R)

-Ефективна еквивалентна доза - еквивалентна доза, умножена по коефициент, отчитащ различната чувствителност на различните тъкани към радиация, в Sieverts.

Коефициенти на радиационен риск за различни човешки тъкани (органи), препоръчани от ICRP: (например 0,12 - червен костен мозък, 0,15 - млечна жлеза, 0,25 - тестиси или яйчници;) Коефициентът показва дела на отделен орган при равномерно облъчване на цялото тяло

От биологична гледна точка е важно да се знае не само радиационната доза, получена от даден обект, но и дозата, получена за единица време.

Мощност на дозата е дозата на облъчване за единица време.

D = P / tНапример R/h, mR/h, μR/h, μSv/h, mrem/min, Gy/s и др.

За мощността на абсорбираната доза се говори като увеличение на дозата за единица време.

12 Характеристики на a-, d-частици и g-лъчение.

Ще разгледаме свойствата на различните видове йонизиращи лъчения под формата на таблица.

Вид радиация	Какво представлява?	Зареждане	Тегло	Енергия MeV	Скорост	Йонизация във въздуха на 1 cm път	Пробег...в: Air Biological. Метални тъкани
а	Поток от хелиеви ядра	Два имейла Положителен заряд ÅÅ	4 сутринта	2 – 11	10-20 хиляди км/ч	100-150 хиляди йонни двойки	2 – 10 см	Фракции от mm (~0,1 mm)	Стотни от Mm
b	Електронен поток	Елементарно отр. Зареждане(-)	0,000548 сутринта	0 – 12	0,3-0,99 скорост на светлината (C)	50-100 йонни двойки	До 25 метра	До 1см	Няколко мм.
ж	Ел-мигновено. Радиация л<10 -11 м (в.свет 10 -7 м)	Няма	g-квантът има маса на покой =0	От keV до няколко MeV	От 300 000 км/сек	слаб	100-150 метра	метра	Десетки см.

13. Характеристики на радиоактивно замърсяване при авария в АЕЦ.

Йод-131 Стронций - 90(Sr-90) - T 1/2 -28 години и Цезий - 137

Зониране след аварията (въз основа на замърсяване на почвата с Cs-137 и годишна доза):

Отчуждена зона (преместване) - над 40 Ci/km² (доза над 50 mSv/година);

Зона на преместване (доброволно) – от 15 до 40 Ci/km². (доза 20 - 50 mSv/година);

Ограничена зона за пребиваване (с временно разселване на бременни жени и деца) 5 - 15 Ci/km². (доза от 5 до 20 mSv/година);

Зона за радиационен контрол (зона на пребиваване с преференциален социално-икономически статус) 1-5 Ci/km² (доза от 1 до 5 mSv/година).

В Руската федерация 15 региона (Брянск, Курск, Калуга, Тула, Орлов, Рязан и др. - от 1 до 43% от територията) са получили частично радиоактивно замърсяване (повече от 1 Ci/km2) от аварията в Чернобил.

Според законодателството на Руската федерация населението, живеещо на земи със замърсяване (цезий) над 1 Ci/km², има право на минимални обезщетения

14. Детектори на йонизиращи лъчения. Класификация. Принципът и схемата на работа на йонизационната камера.

йонизационни камери;

- пропорционални броячи;

Принципна схема на работа на йонизационен детектор.

Тази камера е пълна с въздух или инертен газ, в който са разположени два електрода (катод и анод), създаващи електрическо поле.

Сухият въздух или газ са добри изолатори и не провеждат електричество. Но заредените алфа и бета частици, влизайки в камерата, йонизират газовата среда, а гама-квантите първо образуват бързи електрони (фотоелектрони, електрони на Комптон, двойки електрон-позитрон) в стените на камерата, които също йонизират газовата среда. Получените положителни йони се придвижват към катода, а отрицателните йони към анода. Във веригата се появява йонизационен ток, пропорционален на количеството радиация.

Йонизационният ток за едно и също количество йонизиращо лъчение зависи по сложен начин от напрежението, приложено към електродите на камерата. Тази зависимост се нарича ток-напрежение на йонизационния детектор.

Йонизационна камера използвани за измерване на всички видове ядрена радиация. Конструктивно те са проектирани като плоски, цилиндрични, сферични или с форма на напръстник с обем от части от cm³ до 5 литра. Обикновено се пълни с въздух. Материалът на камерата е плексиглас, бакелит, полистирол, може и алуминий. Широко използвани в индивидуални дозиметри (DK-0.2; KID-1, KID-2, DP-22V, DP-24 и др.).

15. Характеристики на радиоактивно замърсяване при ядрен взрив.

По време на верижна реакция на делене U-235 и Pu-239 в атомна бомба се образуват около 200 радиоактивни изотопа на приблизително 35 химични елемента.По време на ядрена експлозия верижна реакция на делене възниква мигновено в цялата маса на делящото се вещество, и получените радиоактивни изотопи се освобождават в атмосферата и след това падат на земята под формата на удължена радиоактивна следа.

Цялата зона на радиоактивно замърсяване на района, според степента на замърсяване, е разделена на 4 зони, границите на които се характеризират с: радиационни дози по време на пълен разпад – D ∞в Рентгенс и нива на радиация 1 час след експлозиятаП 1в R/h.

Ориз. 2.1. Зони на радиоактивно замърсяване при ядрен взрив

Имена на зони (в скоби стойностите P 1 (R/h), D ∞ (P)): А – умерена инфекция(8 R/h, 40 R), B – силен(80 R/h, 400 R), Б – опасно(240 R/h, 1200 R), G - изключително опасна инфекция(800 R/h, 4000 R).

В справочниците са посочени размерите на зоните в зависимост от мощността на взрива и скоростта на вятъра в горните слоеве на атмосферата - дължината и ширината на всяка зона са посочени в км. Като цяло даден район се счита за замърсен, ако нивото на радиация е такова 0,5 R/h -във военно време и 0,1mR/hв мирно време (естествен радиационен фон в Ярославъл - 0,01 mR/h,)

Поради разпадането на радиоактивните вещества има постоянно намаляване на нивото на радиация, според съотношението

Р t = Р 1 t – 1,2

Ориз. 2.2. Намаляване на нивото на радиация след ядрена експлозия

Графично, това е рязко падаща експонента. Анализът на това съотношение показва, че при седемкратно увеличение на времето нивото на радиация намалява 10 пъти. Спадът на радиацията след аварията в Чернобил беше много по-бавен

За всички възможни ситуации нивата и дозите на радиация се изчисляват и таблично.

За селскостопанското производство най-голяма опасност представлява радиоактивното замърсяване на района, т.к хората, животните и растенията са изложени не само на външно гама облъчване, но и вътрешно, когато радиоактивните вещества навлизат в тялото с въздух, вода и храна. При незащитени хора и животни, в зависимост от получената доза, може да се появи лъчева болест, а селскостопанските растения забавят растежа си, намаляват добива и качеството на растителните продукти, а при тежки увреждания настъпва смърт на растенията.

16. Основни методи за измерване на радиоактивност (абсолютна, изчислена и относителна (сравнителна) ефективност на измервателния уред. Броячна (работна) характеристика.

Абсолютен метод.Тънък слой от изследвания материал се нанася върху специален тънък филм (10-15 μg/cm²) и се поставя вътре в детектора, в резултат на което пълният плътен ъгъл (4p) се използва за регистриране на излъчени бета частици, за например и се постига почти 100% ефективност на броенето. Когато работите с 4p брояч, не е необходимо да въвеждате множество корекции, както при метода на изчисление.

Активността на лекарството се изразява веднага в единици активност Bq, Ku, mKu и др.

A = N/w×e×k×r×q×r×g m×2,22×10¹²

А- активност на лекарството в Ку;

н- скорост на броене в imp/min минус фон;

т-корекция за геометрични условия на измерване (плътен ъгъл);

д- корекция за разрешаващото време на броячната инсталация;

к- корекция за поглъщане на радиация във въздушния слой и в прозореца (или стената) на брояча;

r- корекция за самоабсорбция в лекарствения слой;

р- корекция за обратно разсейване от субстрата;

r- корекция за схемата на разпадане;

ж- корекция за гама лъчение със смесено бета и гама лъчение;

м- претеглена част от мерителния препарат в mg;

2,22×10¹² -коефициент на преобразуване от броя на дезинтеграциите за минута в Ci (1 Ci = 2,22*10¹² дезинтеграция/мин).

За определяне на специфичната активност е необходимо да се преобразува активността на 1 mg в 1 kg .

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

Могат да се приготвят препарати за радиометрия тънък, дебелили междинен слойизучавания материал.

Ако изпитваният материал има половин затихващ слой - D1/2,

Че тънък - при d<0,1D1/2, междинен - 0,1D1/2 дебел (дебелослойни препарати) d>4D1/2.

Apr = Aet* Npr/Net, Където

Aet е активността на референтното лекарство, дисперсия/min;

Apr - радиоактивност на препарата (проба), дисперсия/min;

Net - скорост на броене от стандарта, имп/мин;

Npr - скорост на броене от лекарството (проба), имп/мин.

В паспортите на радиометричната и дозиметричната апаратура обикновено се посочва с каква грешка са направени измерванията. Максимална относителна грешкаизмерванията (понякога наричани основна относителна грешка) се посочва като процент, например ± 25%. За различни видове инструменти може да бъде от ± 10% до ± 90% (понякога грешката на вида на измерването за различни секции на скалата се посочва отделно).

От максималната относителна грешка ± d% можете да определите максимума абсолютенгрешка при измерване. Ако се вземат показания от инструмент А, тогава абсолютната грешка е DA=±Ad/100. (Ако A = 20 mR и d = ±25%, тогава в действителност A = (20 ± 5) mR. Тоест в диапазона от 15 до 25 mR.

17. Детектори на йонизиращи лъчения. Класификация. Принципна и работна схема на сцинтилационен детектор.

Видове детектори: йонизационни, сцинтилационни, фотографски, химични, калориметрични, полупроводникови и др.

- пропорционални броячи;

- Броячи на Гайгер-Мюлер (газоразрядни броячи);

- броячи на корони и искри,

както и сцинтилационни детектори.

Катод Диноди Анод Сцинтилационният брояч се състои от сцинтилатор и

PMT. Сцинтилаторите могат да бъдат органични или

Неорганични, в твърдо, течно или газообразно състояние

Състояние. Това е литиев йодид, цинков сулфид,

Натриев йодид, монокристали анграцен и др.

100 +200 +400 +500 волта

PMT операция:- Под въздействието на ядрени частици и гама-кванти

В сцинтилатора атомите се възбуждат и излъчват кванти с видим цвят - фотони.

Фотоните бомбардират катода и избиват фотоелектроните от него:

18. Радиометри, предназначение, класификация.

С уговорка.

Радиометри - устройства, предназначени за:

Измервания на активността на радиоактивни лекарства и източници на радиация;

Определяне на плътност на потока или интензитет на йонизиращи частици и кванти;

Повърхностна радиоактивност на обекти;

Специфична активност на газове, течности, твърди и зърнести вещества.

Радиометрите използват главно газоразрядни броячи и сцинтилационни детектори.

Те се делят на преносими и стационарни.

По правило те се състоят от: - детектор-импулсен датчик; - импулсен усилвател; - устройство за преобразуване; - електромеханичен или електронен номератор; - източник на високо напрежение за детектора; - захранване за всички съоръжения.

В ред на усъвършенстване са произведени: радиометри Б-2, Б-3, Б-4;

Посочете предназначението и характеристиките на едно от устройствата.

19. Дозиметри, предназначение, класификация.

Чрез метода на записване на радиация (йонизация, сцинтилация и др.);

По вид на откритото лъчение (a,b,g,n,p)

Източник на захранване (мрежа, батерия);

По място на приложение (стационарни, полеви, индивидуални);

С уговорка.

Посочете предназначението и характеристиките на едно от устройствата

20. Оборудване за радиологичния отдел на ветеринарната лаборатория. Характеристики и работа на радиометър СРП-68-01.

Радиометър ДП-100

Радиометър КРК-1 (РКБ-4-1ем)

Радиометър SRP 68-01

Радиометър „Бесклет“

Радиометър - дозиметър -01Р

Радиометър DP-5V (IMD-5)

Комплект дозиметри ДП-22В (ДП-24В).

Лабораториите могат да бъдат оборудвани с други видове радиометрично оборудване.

Повечето от горепосочените радиометри и дозиметри са налични в отдела в лабораторията.

21. Периодизация на опасностите при авария в АЕЦ.

Периодизация на опасностите след аварията в Чернобил:

1. период на остра опасност от йод (йод - 131) за 2-3 месеца;

2. период на повърхностно замърсяване (кратко- и средноживеещи радионуклиди) - до края на 1986 г.;

3. период на навлизане на корен (Cs-137, Sr-90) - от 1987 г. за 90-100 години.

22. Естествени източници на йонизиращи лъчения. Космическа радиация и природни радиоактивни вещества. Доза от ERF.

1. Естествени източници на йонизиращо лъчение (iii)

Естественият радиационен фон се състои от:

Космическа радиация;

Радиация от естествени радиоактивни вещества, открити в земята

скали, вода, въздух, строителни материали;

Радиация от естествени радиоактивни вещества, съдържащи се в растенията

и животинския свят (включително хората).

Космическа радиация - разделена на първичен това е непрекъснато падащ поток от водородни ядра (протони) - 80% и ядра от леки елементи (хелий (алфа частици), литий, берилий, бор, въглерод, азот) - 20%, изпаряващи се от повърхностите на звезди, мъглявини и слънцето и се усилва (ускорява) многократно в електромагнитните полета на космически обекти до енергия от порядъка на 10 10 eV и по-висока. (В нашата галактика – Млечния път – 300 милиарда звезди, а галактиките 10 14)

Взаимодействайки с атомите на въздушната обвивка на земята, това първично космическо лъчение ражда потоци втори космическа радиация, която е най-голямата от всички известни елементарни частици и лъчения (± мю и пи мезони - 70%; електрони и позитрони - 26%, първични протони - 0,05%, гама кванти, бързи и свръхбързи неутрони).

Естествени радиоактивни вещества разделени на три групи:

1) Уран и торий с техните продукти на разпадане, както и калий-40 и рубидий-87;

2) По-рядко срещани изотопи и изотопи с голям T 1/2 (калций-48, цирконий-96, неодим-150, самарий-152, рений-187, бисмут-209 и др.);

3) Въглерод-14, тритий, берилий -7 и -9 - непрекъснато се образуват в атмосферата под въздействието на космическата радиация.

Най-често срещаният в земната кора е рубидий-87 (T 1/2 = 6.5.10 10 години), след това уран-238, торий-232, калий-40. Но радиоактивността на калий-40 в земната кора надвишава радиоактивността на всички останали изотопи взети заедно (T 1/2 = 1,3 · 10 9години). Калий-40 е широко разпространен в почвите, особено в глинестите, специфичната му активност е 6.8.10 -6 Ci/g.

В природата калият се състои от 3 изотопа: стабилен К-39 (93%) и К-41 (7%) и радиоактивен К-40 (01%). Концентрацията на К-40 в почвите е 3-20 nKu/g (пико - 10 -12),

Световната средна стойност се приема за 10. Следователно в 1 m³ (2 тона) - 20 µKu, в 1 km² - 5Ku (коренов слой = 25 cm). Средното съдържание на U-238 и Th-232 се приема за 0,7 nKu/g. Тези три изотопа създават мощността на дозата на естествения фон от почвата = приблизително 5 μR/h (и същото количество от космическата радиация) Нашият фон (8-10 μR/h под средното. Колебания в цялата страна 5-18, в света до 130 и дори до 7000 microR/h..

Строителни материалисъздават допълнително гама лъчение вътре в сградите (в стоманобетон до 170 mrad/година, в дървени - 50 mrad/година).

вода,Като разтворител съдържа разтворими комплексни съединения на уран, торий и радий. В моретата и езерата концентрацията на радиоактивни елементи е по-висока, отколкото в реките. Минералните извори съдържат много радий (7,5*10 -9 Cu/l) и радон (2,6*10 -8 Cu/l). Калий-40 във водите на реките и езерата е приблизително същият като радия (10 -11 Cu/l).

Въздух(атмосфера) съдържа радон и торон, отделени от земните скали и въглерод-14 и тритий, непрекъснато образувани в атмосферата под въздействието на неутрони от вторична космическа радиация, взаимодействащи с азота и водорода на атмосферата. Особено опасно е натрупването на радон в лошо вентилирани сгради. Приет е стандарт в новопостроени сгради £100 Bq/m³, в обитавани сгради £200 Bq/m³, ако 400 Bq/m³ е надвишено, се предприемат мерки за намаляване на радона или използването на сградата се пренасочва. Изчисленията показват, че при концентрация на радон от 16 и 100 Bq/m³ годишната доза ще бъде съответно 100 мрем и 1 рем. Реална концентрация"11 Bq/m³

Растенията и животните много интензивно абсорбират радиоактивни изотопи К-40, С-14, Н-3 от околната среда (това са градивните елементи на протеиновите молекули). Други радионуклиди в по-малка степен.

Вътрешното облъчване на повечето органи се дължи на наличието на К-40 в тях. Годишната доза от К-40 ще бъде: за червен костен мозък - 27 мрад

Бели дробове - 17 мрад

Гонади -15 мрад

От други радионуклиди в тялото дозата ще бъде 1/100, 1/1000 от тези стойности. Изключение прави радонът, който навлиза в белите дробове чрез вдишване и създава доза до 40 mrad годишно.

Така само от естествено и поради външно и вътрешно облъчване човек получава годишна доза от 200 mrad (mrem) (или 2mSv)

от iii Земен преход.- 167 (вътрешно облъчване от K-40 и Rn-222......... 132 mrem)

(външно облъчване от K-40, U-238, Th-232, Rb-87........... 35 mrem)

от iii Космически произход .- 32 (външно облъчване от g-кванти, m, p-мезони.... .30mrem)

(вътрешно облъчване от S-14, N-3.................. 2 mrem)

заключения.1. Дозата от външно облъчване с естествена радиация е 65 мрем, което е 30% от общата доза, само тази част от дозата измерваме с дозиметри.

2. Приносът на радона в годишната доза е 25-40%.

Пушачиполучават допълнителна доза облъчване на белите дробове от радиоактивен Po-210 (в една цигара има 7mBq Po). Според американската статистика смъртността от тютюнопушене е по-висока, отколкото от алкохол – 150 000 часа/годишно.

През последните хилядолетия радиационната обстановка на земята е стабилна, в условията на този радиационен фон е протичала еволюцията на флората и фауната и са живели всички предишни поколения хора.

24. Изкуствени източници на йонизиращи лъчения (рентгенови инсталации, ядрени опитни експлозии, ядрена енергия, съвременни технически устройства).

Изкуствените източници на радиация създават допълнително дозово натоварване на човека и се делят на четири големи групи.

1) Рентгенови апарати, използвани в медицината за диагностични и терапевтични цели.

2) Ядрени опитни експлозии.

3) Ядрена енергетика (предприятия от ядрения горивен цикъл - NFC).

4) Редица съвременни технически средства (светещи часовникови циферблати и измервателни уреди, телевизори, компютърни дисплеи, рентгенови и гама инсталации за дефектоскопия, наблюдение на обекти на летищата, компютърна томография и др.).

Според ICDAR, ако вземем годишната еквивалентна доза от естествени източници на радиация (200 mrem) за 100%, тогава изкуствените ще отчитат допълнително:

Облъчване от рентгенови апарати - 20% (40 мрем); (на среден човек)

Тествайте отрови. експлозии от 7% в началото на 60-те години. до 0,8% през 80-те години (намаляваща тенденция);

Ядрена енергия от 0,001% от естествения фон през 1965 г. до 0,05% през 2000 г. (слаба тенденция на нарастване);

За технически устройства (телевизори, компютри и др.) - пренебрежимо малки стойности.

Рентгенови инсталации - със заповед на МЗ се определят дози за

· флуорография на гръдни органи до 0,6 mSv (снимка на зъб 0,1-0,2 mrem)

· флуороскопия на белите дробове до 1,4 mSv, стомаха до 3,4 mSv (340 mrem)

Ядрени опитни експлозии

От 1945 до 1962 г. са извършени 423 тестови взрива в атмосферата с обща мощност над 500 Mt (СССР, САЩ, Франция, Китай, Великобритания). Все още се провеждат подземни тестове.

По време на ядрен взрив възниква верижна реакция на делене на ядра на тежки елементи (U 235, Pu 239) под въздействието на неутрони. По време на реакцията се образуват около 250 изотопа на 35 х. елементи, от които 225 са радиоактивни. (Пример - разрязване на диня с 235 семки) Получените радионуклиди имат различен период на полуразпад - части от секундата, секунди, минути, часове, дни, месеци, години, векове, хилядолетия и милиони години.

От този голям брой ядрени фрагменти и техните дъщерни продукти, 10 радионуклида представляват интерес за ветеринарната радиобиология и радиоекологията на селскостопанските животни поради техните радиотоксикологични и физически характеристики.

Повечето радионуклиди са бета и гама излъчватели.Особено опасни през първите месеци са йод-131, барий-140, стронций-89. Впоследствие стронций-90 и цезний-137.

През 35-те години след прекратяването на тестовете на ядрени оръжия, всички продукти от ядрени експлозии паднаха от резервоара на атмосферата и стратосферата върху повърхността главно на северното полукълбо на Земята, повишавайки замърсяването на земята със Sr-90 и Cs -137 до 0,2 Ku/km², сега е паднал до 0,1 Ku/km² (за хора - орално)

Ядрената енергия - това са взаимосвързани предприятия от ядрения горивен цикъл (добив, обогатяване и преработка на уранова руда, производство на горивни пръти, изгарянето им в атомни електроцентрали, преработка на горивни пръти, погребване на отпадъци, демонтаж на отработени атомни електроцентрали).

Въпреки радиационните и екологичните опасности на атомните електроцентрали, техният брой се увеличава от година на година. По света има над 500 действащи енергийни реактора с обща мощност около 30 хиляди MW. Те осигуряват 17% от световното потребление на енергия.

Ядрената енергия е най-екологичният от всички съществуващи методи за производство на електроенергия (с безпроблемна работа). Една въглищна централа замърсява околната среда с радиация няколко пъти повече от ядрена централа със същата мощност.

Но редица аварии през последните десетилетия в АЕЦ, вкл. най-големият в Чернобилската атомна електроцентрала - 26.04.86 г., води до силно радиоактивно замърсяване на големи площи.

Биологично най-опасните изотопи са йод-131, отронций-90 и чии-137.

25. Модели на движение на радиоактивни вещества в биосферата. Стронциеви единици.

Радиоактивни вещества от ядрени експлозии, аварийни емисии от предприятия от ядрения горивен цикъл, радиоактивни отпадъци, които не са погребани по установения начин, са включени в компонентите на биосферата - абиотичен (почва, вода, въздух) и биотичен (флора, фауна) и участват в биологичния кръговрат на веществата.

Най-краткият път на радиоактивни вещества до хората, с изключение на директното навлизане от атмосферата, е чрез селскостопански средства. растения и животни във вериги: почва – растение – човек; почва – растение – животно – човек. По време на аварията в Чернобил в атмосферата са изпуснати 50 MCu активност. От тях 20% е йод-131 и 15% изотопи на цезий и до 2% стронций.

Йодът, влизащ в тялото на хората и животните, се концентрира в най-голямо количество (от 20 до 60%) в щитовидната жлеза, нарушавайки нейните функции

Преминавайки от един обект на биосферата в друг, цезият и стронцият се държат подобно на калия и калция (тъй като те са техни аналози по физични свойства), в крайна сметка влизат в тялото на животните и хората, достигайки максимална концентрация в органи, физиологично богати на тези елементи ( цезий в мускулите, стронций в костите, черупките).

Съществува известна пропорционалност на това натрупване на 1 грам калций или калий, изразена в стронциеви единици (SU).

1CE = 1 nCu Sr-90 на 1 грам Ca (нано = 10 -9)

Нарича се съотношението на броя на CE на следващата връзка на биологична система към предишната коефициент на дискриминация (CD) Sr-90 по отношение на калций.

CD = CE в фуражна проба / CE в почва.

Много повече проблеми на прехода в връзките на биологичните вериги са слабо проучени.

26. Токсичност на радиоактивните изотопи.

Радиоактивните изотопи на всеки химичен елемент, когато попаднат в тялото, участват в метаболизма по същия начин, както стабилните изотопи на даден елемент. Токсичността на радионуклидите се дължи на:

· вид и енергия на излъчване (основната характеристика, която определя токсичността),

· полуживот;

· физични и химични свойства на веществото, в което радионуклидът е попаднал в организма;

· вид на разпределение между тъканите и органите;

· скорост на елиминиране от тялото.

Въведена е концепцията за LET - линеен енергиен трансфер (това е количеството енергия (в keV), пренесено от частица или квант към вещество на единица път (в микрони)). LET - характеризира специфичната йонизация и се свързва с RBE (относителна биологична ефективност) на определен вид радиация. (Това беше споменато по-рано в лекциите)

Радионуклиди с много кратък (части от секундата) и много дълъг (милиони години) период на полуразпад не могат да създадат ефективна доза в тялото и следователно причиняват голяма вреда.

Най-опасните изотопи имат период на полуразпад от няколко дни до няколко десетилетия.

В низходящ ред на радиационна опасност радионуклидите се разделят на 4 групи радиотоксичност (съгласно НРБ - групи радиационна опасност).

Група радиотоксичност	Радионуклид	Средногодишна допустима концентрация във водата, K u/l
A - особено висока радиотоксичност (r/t)	Pb-210, Po-210, Ra-226, Th-230 и др.	10 -8 - 10 -10
B - с висока радиотоксичност	J-131, Bi-210, U-235, Sr-90 и др.	10 -7 - 10 -9
А - средна радиотоксичност	P-32, Co-60, Sr-89, Cs-137 и др.	10 -7 - 10 -8
А - най-ниска радиотоксичност	C-14, Hg-197, H-3 (тритий) и др.	10 -7 - 10 -6

NRB - установяване на допустимата концентрация на всички радионуклиди във въздуха на работната зона, атмосферата, водата, годишното постъпване в тялото през дихателните органи, през храносмилателните органи, съдържание в критичен орган.

27. Получаване, разпространение, натрупване на радиоактивни вещества в тъканите и органите и отстраняването им от тялото на животните.

Радионуклидите могат да попаднат в тялото на животните:

· аерозол - през белите дробове при вдишване на замърсен въздух;

· устно - през храносмилателния тракт с храна и вода (основният път);

· резорбтивни - през лигавици, кожа и рани.

Биологичният ефект на радионуклидите при вътрешен прием зависи от агрегатното състояние на веществото. Най-голям ефект оказват радиоактивните вещества под формата на газ и водоразтворими съединения. Те се абсорбират интензивно и в големи количества в кръвта, бързо се разпространяват в тялото или се концентрират в съответните органи. Неразтворимите радиоактивни частици могат да се задържат дълго време върху лигавиците на белите дробове и стомашно-чревния тракт, причинявайки локално радиационно увреждане.

P/активните аерозоли с размер под 0,5 микрона, влизащи в белите дробове, се отстраняват почти напълно при издишване, частици от 0,5 до 1 микрона се задържат с 90%, прахови частици с размер над 5 микрона се записват с до 20%. По-големите частици, утаявайки се в горните дихателни пътища, се отхрачват и навлизат в стомаха. Повечето от β-нуклидите, задържани в белите дробове, бързо се абсорбират в кръвта, а някои остават в белите дробове за дълго време.

Относителното количество на абсорбцията на радиоизотоп от тялото зависи от съотношението му с носителя. Изотопен носител това е нерадиоактивен изотоп на този елемент (например J-125 за J-131). Неизотопен носител - друг елемент е химичен аналог на радиоактивен изотоп (Ca за Sr-90, K за Cs-137).

Абсорбцията и отлагането на радионуклид в тъканите е правопропорционално на съотношението му към носителя.

При основния път на навлизане на радиоактивни вещества в тялото през стомашно-чревния тракт, резорбцията (абсорбцията) на някои радионуклиди е в диапазона от 100 до 0,01% (Cs, J - 100%, Sr - от 9 до 60%, Cj - 30%, Po - 6%, U-3%, Pu-0,01%).

Разпределението на радионуклидите в тялото може да бъде подобно на стабилните изотопи на тези елементи (например калцият отива в скелетната система, йодът в щитовидната жлеза) или равномерно в цялото тяло.

Разграничават се следните видове разпределение на радиоактивните елементи:

униформа(H, Cs, Rb, K и др.) - чернодробна (Церий, Pu, Th, Mg и др.)

скелетна (остеотропна)(Ca, Sr, Ra и др.) бъбречна (Bi, Sbantimony, U, Asarsenic)

стимулиращи щитовидната жлеза(J, Br бром).

Органът, в който се получава селективна концентрация на радионуклида и в резултат на което той е изложен на най-голямо облъчване и увреждане), се нарича критичен.

Белите дробове и стомашно-чревния тракт са критични органи, когато през тях навлизат неразтворими радионуклидни съединения. За йода критичният орган винаги е щитовидната жлеза, за стронция, калция, радия - винаги костите.

Хемопоетичната система и половите жлези, като най-уязвими системи дори при ниски дози радиация, са критични органи за всички радионуклиди.

Видовете разпределение на радионуклидите в организма са еднакви за всички видове бозайници (включително и хората).

Младите животни се характеризират с по-интензивно усвояване и отлагане на радионуклиди в тъканите. При бременните жени радиоактивните изотопи преминават през плацентата и се отлагат в тъканите на плода.

Радиоактивните изотопи (както и стабилните) се отделят в резултат на обмен от тялото с изпражнения, урина, мляко, яйца и други пътища.

Биологичен полуживот(Tb) е времето, през което половината от постъпилото количество елемент се отделя от тялото. Но загубата на изотопа се ускорява в тялото поради радиоактивен разпад (Характеризира се с T 1/2).

Изразена е действителната загуба на радионуклиди от организма ефективен полуживот , (Теф ).

Teff = (T b ·T 1/2)/(T b +T 1/2)

Нека изчислим за Сs-137(T b = 0,25 години, T 1/2 = 30 години. T eff = (0,25*30)/(0,25+ 30) = 0,24 години (90 дни)

Радионуклидите с къс Teff (Cs-137, Y-90 итрий, Ba-140 и др.), Когато се въвеждат в тялото еднократно или за кратко време с почти същата доза, могат да причинят остър или хроничен ход на лъчева болест, след при което настъпва бързо нормализиране на кръвната картина и общото състояние на животното.

При едни и същи условия на облъчване с радионуклиди с висок Teff (Sr-90, Ra-226 Pu-239 и др.) Има значителна разлика в дозите, причиняващи остър или хроничен ход на заболяването. Периодът на възстановяване на заболяването е много дълъг, често възникват злокачествени тумори, тромбоцитопения, анемия, безплодие и други нарушения продължават в продължение на много години.

При животни, предназначени за клане за месо, тези ефекти може да нямат време да се проявят, но при разплодни и млечни говеда опасността от появата им е напълно реална.

Животните в човешката хранителна верига служат като своеобразен филтър за радионуклидите и намаляват навлизането им в човешкото тяло с храната.

28. Токсикология на биологично активен изотоп J-131.

Според учебника

29. Токсикология на биологично активния изотоп Cs-137.

Според учебника

30. Токсикология на биологично активния изотоп Sr-90.

Според учебника

31. Съвременни представи за механизма на биологичното действие на йонизиращите лъчения.

1 Съвременни представи за механизма на биологичното действие на i.i.

Когато алфа, бета частици, гама и рентгеново лъчение и неутрони взаимодействат с телесната тъкан, последователно преминават следните етапи:

- Електрическо взаимодействие проникваща радиация с атоми (време - трилионни от секундата) - отделяне на електрони - йонизация на средата (това е процес на пренос на енергия, макар и в малки количества, но високоефективен).

-Физико-химични промени (милиардни от секундата), получените йони участват в сложна верига от реакции, образувайки продукти с висока химична активност: хидратиран оксид HO 2, водороден пероксид H 2 O 2 и др., както и свободни радикали H, OH (тъкани при 60-70% се състои от вода по маса).В една водна молекула съотношението на Н към О е 2: 16 или 1: 8 (по amu). Следователно от 50 kg вода в нормален човек с тегло 70 kg приблизително 40 kg е кислород.

- Химични промени. През следващите милионни от секундата свободните радикали реагират един с друг и с протеинови молекули, ензими и т.н. чрез верига от окислителни реакции (все още не напълно разбрани), причинявайки химическа модификация на биологично важни молекули.

-Биологични ефекти - метаболитните процеси се нарушават, активността на ензимните системи се потиска, синтезът на ДНК и протеините се нарушават, образуват се токсини, възникват ранни физиологични процеси (инхибиране на клетъчното делене, образуване на мутации, дегенеративни промени). Възможна е клетъчна смърт в рамките на няколко секунди или последващи промени в нея, които могат да доведат до рак (може би след 2-3 десетилетия).

В крайна сметка се нарушават жизнените функции на отделни функции или системи и на организма като цяло.

Резултатът от биологичния ефект на радиацията, като правило, е нарушаване на нормалните биохимични процеси с последващи функционални и морфологични промени в клетките и тъканите на животното.

Механизмът на биологичното действие е сложен и не е напълно изяснен, има няколко хипотези и теории (Лондон, Тимофеев-Ресовски, Тарусев, Кудряшев, Кузин, Горизонтов и др.).

Заеми място:

Теорията за прякото и косвеното действие на йонизиращото лъчение, проявяваща се в ефекта на разреждане и кислородния ефект,

Теория на целта или попаденията,

Стохастична (вероятностна) хипотеза,

Теория на липидните (първични) радиотоксини и верижни реакции,

Структурно-метаболитна теория (Кузин),

Хипотезата за ендогенен фон на повишена радиорезистентност и имунобиологичната концепция.

Всички теории обясняват само определени (частни) аспекти на механизма на първичното биологично действие на йонизиращото лъчение и не са напълно експериментално потвърдени при топлокръвни животни.

Разглежданият етап се определя като първичен (незабавен) въздействието на радиацията върху биохимичните процеси, функциите и структурата на органите и тъканите.

Втора фаза- непряко действие , се причинява от неврогенни и хуморални промени, настъпващи в организма под въздействието на радиация.

(Две форми на регулиране в тялото: нервна и хуморална (взаимодействие чрез течни вътрешни среди - кръв, тъканна течност и др.) - връзки на единна неврохуморална регулация на функциите).

Хуморалният или индиректен ефект на радиацията възниква чрез токсични вещества (радиотоксини), образувани в тялото по време на лъчева болест (развиват се основните синдроми на радиационно увреждане - промени в кръвта, повръщане и др.).

32. Ефектът на йонизиращото лъчение върху клетката.

За да се установи възможността тялото да получи външно облъчване и да се определи количествено, като се вземе предвид рискът от развитие на една или друга степен на лъчева болест, свързана с радиацията, се прилагат радиационни дозиметрични методи както в околната среда, така и по отношение на индивида.

В условията на възможност за излагане на радиация, за да се установи този факт и да се определи дозата гама и рентгенови лъчи, получени за определен период от време, се предлага метод за индивидуален фотографски контрол с помощта на фотоленти. Човек носи малка касета с чувствителен фотографски филм, който почернява под въздействието на радиация. Степента на почерняване зависи от дозата радиация, като се увеличава с нея. Чрез измерване на степента на почерняване на филма за определено време може да се определи получената доза.

Друг метод за лично наблюдение е използването на малки преносими йонизационни камери. Фотоапаратите, които са предварително заредени, губят заряда си, когато се носят в условия на радиация. Въз основа на намаляването на заряда за определено време може да се изчисли големината на получената доза.

Получената доза неутронно облъчване се определя от степента на неутронно-индуцирана активност. Под въздействието на неутроните в тъканите се активират много от съставните им елементи: натрий, фосфор, хлор, сяра, въглерод, калций и др. Най-голямата доза се генерира от натриево и фосфорно лъчение.

За да се определи дозата на неутроните, се изчислява каква част от натрия и фосфора в тялото, чието съдържание варира малко, се е активирала под въздействието на неутрони. Определянето се извършва чрез кръв и урина. Концентрацията на натрий и фосфор се определя по химичен път в точния обем на субстрата. Субстратът се изсушава, изгаря и сухият остатък се нанася върху целта. С помощта на бета брояч се определя степента на получената активност, като се вземат предвид специфичната активност и концентрацията на натрий и фосфор в субстрата.

Няколко часа след неутронно облъчване, индуцираната активност се дължи главно на натрия, който излъчва бета частици и гама лъчи. При малък полуживот на активен натрий (15 часа), само след няколко часа стойността на този изотоп намалява и активността се дължи главно на фосфора, чийто полуживот е 14,3 дни.

Тъй като човек, облъчен с неутрони, се превръща в източник на гама-лъчение, неутронната доза може да се определи и от интензитета на такова лъчение, измерен от големи броячи, разположени около тялото на жертвата. При оценката на получената доза се взема предвид времето, изминало от облъчването до изследването, тъй като степента на индуцирана активност непрекъснато намалява.

След като активните вещества попаднат в тялото и се отложат, тези вещества могат да бъдат частично екскретирани в секрети и екскрети, където тяхното присъствие може да се определи или чрез специален химичен метод (ако това са вещества, чужди на тялото в естествени условия), или чрез активност, която причиняват в изследваните биосубстрати. Най-често се изследват изпражненията и урината. Активните вещества могат да бъдат алфа, бета и гама излъчватели.

Гама-лъчението от човешкото тяло може да се определи чрез метода, използван за определяне на получената неутронна доза. Активността на урината и изпражненията се определя след изсушаване и изгаряне на субстрата, нанасянето му върху мишена и измерването му с алфа и бета броячи.

Не може обаче да се очакват точни и постоянни зависимости между съдържанието на въведеното вещество в организма и количеството му на екскреция.

Някои активни изотопи могат да бъдат определени чрез измерване на активността в кръвта, ако тези вещества, равномерно разпределени в органите, определят известна връзка между тяхното съдържание в тялото и концентрацията им в кръвта (натрий, въглерод, сяра).

Ако активните вещества или техните разпадни продукти се отделят в газообразна форма през белите дробове, тяхното присъствие може да бъде открито чрез измерване на специфичната активност на издишания въздух с помощта на йонизационна камера, свързана с устройство, което измерва йонизационния ток.

Много ниските активности в препаратите могат да се определят с помощта на дебелослойни чувствителни плаки. Лекарството се нанася върху фотографската емулсия и след правилно експониране и проявяване на плаката в емулсията се откриват почернели участъци - линии, причинени от действието на движещи се активни заредени частици (следи).

Алфа частиците произвеждат къси, дебели, прави следи, докато електроните (бета частици) произвеждат по-тънки, по-дълги и извити следи. Плаките се изследват под микроскоп при увеличение 200-600 пъти.