Экспериментальная оценка уровня излучения в воздухе учебных помещений

Министерство образования  и науки РФ

Филиал «СЕВМАШВТУЗ»

Федерального государственного бюджетного образовательного

учреждения высшего профессионального образования

«Санкт-Петербургский государственный морской

технический университет»

г. Северодвинске

 

 

 

Кафедра 9                                                                                               Факультет 4

 

 

 

 

 

 

КУРСОВАЯ РАБОТА

 

по дисциплине

«Экспериментальные методы ядерной физики»

Тема: «Экспериментальная оценка уровня излучения в воздухе учебных помещений»

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Студент: Клыкова Д.Н.

Группа: 4406

Преподаватель: Камышева Е.А.

 

 

 

 

 

 

Северодвинск

2011

 

Задание

 

1. Провести выбор прибора контроля для оценки содержания радионуклидов в изучаемом объекте. Для этого сравнить различные приборы друг с другом, написать их характеристики, сравнить методики проверки.
2. Описать методики взятия и подготовки проб к анализу, поэтапно записать подробную схему анализа.
3. С помощью выбранного прибора экспериментально оценить уровень излучения объекта. Сделать вывод об уровне излучения, сравнить с существующими нормами.
4. Выводы по работе.

 

СОДЕРЖАНИЕ

 

Введение…………………………………………………………………………...

1 Выбор приборов контроля…………………………………………………...…

1.1 Приборы контроля……………………………………………….…….....…

1.2 Критерии выбора  приборов контроля………………………………...……

2 Методики взятия и  подготовки проб к анализу…………………………...…..

3 Экспериментальная оценка уровня излучения…………………………..…….

3.1 Расчет основных  характеристик по данным, полученным  в лаборатории ядерной физики……………………………………………………………..

3.1.1 точка 1………………………………………………………………...

3.1.2 точка 2. ……………………………………………………………….

3.1.3 точка 3. ……………………………………………………………….

3.1.4 точка 4. ……………………………………………………………….

3.2 Расчет основных  характеристик по данным, полученным  в лабораториисторонней кафедры…………………………………………..

3.2.1 точка 1.……………………………………………………………….

3.2.2 точка 2.……………………………………………………………….

3.2.3 точка 3.……………………………………………………………….

Вывод…………………………...………………………………………………...

Список литературы……………………………………………………………… 
Введение

 

С давних времен человек  совершенствовал себя, как физически, так и умственно, постоянно создавая и совершенствуя орудия труда. Постоянная нехватка энергии заставляла человека искать и находить новые источники, внедрять их, не заботясь о будущем. Таких примеров множество: паровой двигатель побудил человека к созданию огромных фабрик, что за собой повлекло мгновенное ухудшение экологии в городах. Другим примером служит создание каскадов гидроэлектростанций, затопивших огромные территории и изменившие до неузнаваемости экосистемы отдельных районов. В порыве за открытиями в конце XIX в. двумя учеными: Пьером Кюри и Марией Складовской-Кюри было открыто явление радиоактивности.

Стали развиваться атомные  источники энергии: они более дешевые, экологически чистые и компактные, что очень актуально на данный момент. Но и они не лишены недостатков. И самый главный из них – это возможность радиационного загрязнения окружающей среды. Важно понимать, как именно влияет радиация на живые организмы, и уметь определять уровень и источник радиации.

В данной курсовой работе будет проведен выбор приборов контроля для оценки содержания радионуклидов в воздухе учебных помещений.

 

1 Выбор приборов контроля

 

Главным объектом экспериментальных  методов являются ионизирующие излучения и их источники.

Ионизирующее излучение - это излучение, взаимодействие которого со средой приводит к ионизации ее атомов и молекул.

Источники ионизирующих излучений - это  объекты, содержащие радиоактивный  материал или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение.

Излучения делятся на:

- α-излучение (поток  ядер гелия ₂Не⁴);

- β^--излучение (поток электронов);

- β⁺-излучение (поток позитронов);

- γ-излучение (вид электромагнитного излучения с чрезвычайно малой длиной волны: < 5×10⁻³ нм).

В природе ионизирующее излучение обычно генерируется в  результате спонтанного радиоактивного распада радионуклидов, ядерных реакций (синтез и индуцированное деление ядер, захват протонов, нейтронов, альфа-частиц и др.), а также при ускорении заряженных частиц в космосе (природа такого ускорения космических частиц до конца не ясна). Искусственными источниками ионизирующего излучения являются искусственные радионуклиды (генерируют альфа-, бета- и гамма-излучения), ядерные реакторы (генерируют главным образом нейтронное и гамма-излучение), радионуклидные нейтронные источники, ускорители элементарных частиц (генерируют потоки заряженных частиц, а также тормозное фотонное излучение), рентгеновские аппараты (генерируют тормозное рентгеновское излучение).

Ионизация, создаваемая  излучением в клетках, приводит к образованию свободных радикалов. Свободные радикалы вызывают разрушения целостности цепочек макромолекул (белков и нуклеиновых кислот), что может привести как к массовой гибели клеток, так и канцерогенезу и мутагенезу. Наиболее подвержены воздействию ионизирующего излучения активно делящиеся (эпителиальные, стволовые, также эмбриональные) клетки.

Из-за того, что разные типы ионизирующего  излучения обладают разной ЛПЭ (линейной передачей энергии), одной и той же поглощённой дозе соответствует разная биологическая эффективность излучения. Поэтому для описания воздействия излучения на живые организмы вводят понятия относительной биологической эффективности (коэффициента качества) излучения по отношению к излучению с низкой ЛПЭ (коэффициент качества фотонного и электронного излучения принимают за единицу) и эквивалентной дозы ионизирующего излучения, численно равной произведению поглощённой дозы на коэффициент качества.

После действия излучения на организм в зависимости от дозы могут возникнуть детерминированные и стохастические радиобиологические эффекты. Например, порог появления симптомов острой лучевой болезни у человека составляет 1—2 Зв на всё тело.

В отличие от детерминированных, стохастические эффекты не имеют чёткого дозового порога проявления. С увеличением дозы облучения возрастает лишь частота проявления этих эффектов. Проявиться они могут как спустя много лет после облучения (злокачественные новообразования), так и в последующих поколениях (мутации).

Основным источником информации о стохастических эффектах воздействия ионизирующего излучения  являются данные наблюдений за здоровьем  людей, переживших атомные бомбардировки Хиросимы и Нагасаки. Японские специалисты в течение всех лет после атомной бомбардировки двух городов наблюдали тех 87500 человек, которые пережили ее. Средняя доза их облучения составила 240 миллизиверт. При этом прирост онкологических заболеваний за последующие годы составил 9%. При дозах менее 100 миллизиверт отличий между ожидаемой и наблюдаемой в реальности заболеваемостью никто в мире не установил.

Так же ионизирующие излучения применяются в различных отраслях тяжёлой (интроскопия) и пищевой (стерилизация медицинских инструментов, расходных материалов и продуктов питания) промышленности, а также в медицине (лучевая терапия, ПЭТ-томография).

Для лечения опухолей используют тяжёлые ядерные частицы  такие как протоны, тяжёлые ионы, отрицательные π-мезоны и нейтроны разных энергий. Создаваемые на ускорителях пучки тяжёлых заряженных частиц имеют малое боковое рассеяние, что дает возможность формировать дозные поля с чётким контуром по границам опухоли [3].

Гигиеническое нормирование  ионизирующих излучений осуществляется по санитарным правилам и нормативам СанПин 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)». Устанавливаются дозовые пределы эквивалентной дозы для следующих категорий лиц:

- персонал — лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий в их производственной деятельности.

Основные пределы доз  и допустимые уровни облучения персонала  группы Б равны четверти значений для персонала группы А.

Эффективная доза для  персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) 1000 мЗв, а для обычного населения за всю жизнь — 70 мЗв. Планируемое повышенное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Особенности измерения  ионизирующих излучений состоят  в том, что наиболее характерным  является оценка излучений по характеристикам, связанным с излучением, но полученным путем преобразования самих излучений в детекторе [4].

Детектор – начальная  ступень измерительной схемы, на вход которой поступают ионизированные частицы, а на выходе – сигнал (свет, звук и т.п.).

Существует множество  различных методов регистрации  ионизирующих излучений. Они различаются по принципу действия, габаритам и сложности.

Методы регистрации  ионизирующих излучений:

- ионизационный;

- люминесцентный (сцинтилляционный, радиофотолюминесцентный, радиотермолюминесцентный);

- полупроводниковый;

- фотоэмульсионный;

- химический;

- калориметрический.

Самыми распространенными  методами являются ионизационный, сцинтилляционный и калориметрический [2].

Каждый из этих методов  применяется в зависимости от особенностей поставленной задачи, и  именно ей и обуславливается выбор приборов контроля. Ниже будут рассмотрены самые распространенные приборы для измерения уровня радиации.

 

 

1. Приборы контроля

 

1) Дозиметр-радиометр  МКС-АТ6130

Дозиметр-радиометр МКС-АТ6130 предназначен для измерения:

• мощности амбиентной дозы рентгеновского и гамма-излучения
• плотности потока бета-частиц, испускаемых с загрязненной радиоактивными в-вами поверхности
• оперативного поиска источников ионизирующего излучения и радиоактивных материалов.

Прибор – переносное устройство, используемое в лабораторных и полевых условиях службами радиационной безопасности, на предприятиях, для контроля уровня облучения медицинского персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения.

Технические характеристики прибора:

Мощность амбиентной дозы от 0,1 мкЗв/ч до 10 мкЗв/ч

Диапазон рабочих температур -20°С - +55°С

Амбиентная доза от 0,1 мкЗв до 100 мкЗв.

Плотность потока бета-частиц от 10 до 10⁴  част/(мин·см²)

Диапазон энергий:

• Гамма излучения от 20 кэВ до 3 МэВ
• Бета излучения от 300 кэВ до 3,5 МэВ

Предел основной погрешности - 20%.

При включение устанавливается  следующее значение пороговых уровней:

• По мощности дозы – 30 мкЗв/ч
• По дозе - 180 мкЗв
• По плотности потока 100 Част/( мин∙см²)

Время установления рабочего режима не более 1 минуты.

Средний срок службы не менее 10 лет.

После включения 3-5 секунд идет тестирование.

Источники питания: комплект батарей из 2-х элементов типа ААА или комплект из 2-х аккумуляторных батарей типа ААА с номинальным напряжением 1,2 В.

Устройство прибора:

Дозиметр-радиометр представляют собой микропроцессорный прибор с цифровой индикацией данных.

Принцип действия основан на измерении  интенсивности импульсов, генерируемых в газоразрядном счетчике Гейгера-Мюллера  под воздействием регистрируемого  рентгеновского, альфа- и бета-излучения.

Есть звуковая и визуальная сигнализация превышения пороговых уровней по дозе, мощности дозы и плотности  потока.

Меры безопасности:

Требования безопасности при работе с прибором должны соответствовать  ГОСТ 12.2.007.0-75, ГОСТ 12.1.019-79, ГОСТ 12.0.004-79, "Основным санитарным правилам работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87".

Порядок работы с прибором:

Определение основной относительной  погрешности измерения мощности дозы проводят с использованием ¹³⁷Cs в контрольных точках 1-5:

• Поместить прибор на проверочную дозимитерическую установку таким образом, чтобы центр детектора прибора находился на оси коллиматора, в котором расположен источник излучения
• Поместить прибор в i-ую контрольную точку
• Расстояние до i-ой точки определить от центра источника излучения до эффективного центра детектора
• Включить прибор МКС-АТ6130 с закрытой крышкой
• Через 1 минуту после включения произвести измерение фона
• Затем подвергнуть прибор облучению и измерить мощность дозы [10].