Дозиметрические приборы

Дозиметрическими приборами, или дозиметрами называ­ют устройства для измерения доз ионизирующих излучений или величин, связанных с дозами.

Конструктивно дозиметры состоят из детектора ядерных излу­чений и измерительного устройства. Обычно они проградуированы в единицах дозы или мощности дозы. В некоторых случаях предусмотрена сигнализация о превышении заданного значения мощности дозы.

В зависимости от используемого детектора различают дозимет­ры ионизационные, люминесцентные, полупроводниковые, фото­дозиметры и др.

Дозиметры могут быть рассчитаны на измерение доз какого-либо определенного вида излучения или регистрацию смешан­ного излучения.

Дозиметры для измерения экспозиционной дозы рентгеновско­го и γ-излучения или ее мощности называют рентгенометрами.

В качестве детектора у них обычно применяется ионизацион­ная камера.

Детектор- устройство, регистрирующее один или несколько видов ионизирующего излучения. Детектор - элемент дозиметра.

Интегральный детектор - детектор, регистрирующий полный поток ионизирующего излучения.

Счетчик - детектор, регистрирующий количество частиц ионизирующего излучения, проходящих через рабочий объем или попадающих на рабочую поверхность.

Трековый детектор - устройство, позволяющее наблюдать траекторию движения частицы ионизирующего излучения

Заряд, протекающий в цепи камеры, пропорциона­лен экспозиционной дозе, а сила тока - ее мощности. На рис. 28.2 показан микрорентгенометр МРМ-2 со сферической иониза­ционной камерой, вынесенной отдельно от прибора.

Состав газа в ионизационных камерах, а также вещество сте­нок, из которых они состоят, подбирают такими, чтобы осуществ­лялись тождественные условия с поглощением энергии в биологи­ческих тканях.

На рис. 18.1 показан комплект индивидуальных дозиметров ДК-0,2 с общим измерительным устройством. Каждый индивиду­альный дозиметр представляет собой миниатюрную цилиндрическую ионизационную камеру, которая предварительно заряжает­ся.

1 2

Рис. 18.1. 1- микрорентгенометр (МРМ - 2), 2- комплект индивидуальных дозиметров ДК-0,2

В результате ионизации происходит разрядка камеры, что фиксируется вмонтированным в нее электрометром. Показания его зависят от экспозиционной дозы ионизирующего излучения.

Существуют дозиметры, детекторами которых являются газо­разрядные счетчики.

Для измерения активности или концентрации радиоактивных изотопов применяют приборы, называемые радиометрами.

Роль датчика (измерительного преобразователя) выполняет детектор ядерных излучений. В качестве выходных устройств могут ис­пользоваться стрелочные приборы, самописцы, электромеханиче­ские счетчики, звуковые и световые сигнализаторы и т. п.

Защита от ионизирующего излучения

Работа с любыми источниками ионизирующих излучений тре­бует защиты персонала от их вредного действия. Это большая и специальная проблема, в значительной степени, выходящая за пределы чисто физических вопросов. Рассмотрим кратко некото­рые аспекты этой проблемы. Различают три вида защиты: защита временем, расстоя­нием и материалом.

Проиллюстрируем первые два вида защиты на модели точечно­го источника γ-излучения.

Запищим формулу: X = k_γ А t/к².

Отсюда видно, что чем больше время и чем меньше расстояние, тем больше экспозиционная доза. Следовательно, необходимо на­ходиться под воздействием ионизирующего излучения минималь­ное время и на максимально возможном расстоянии от источника этого излучения.

Защита материалом основывается на различной способности веществ поглощать разные виды ионизирующего излучения.

Защита от α-излучения проста: достаточно листа бумаги или слоя воздуха толщиной в несколько сантиметров, чтобы полно­стью поглотить α-частицы. Однако, работая с радиоактивными источниками, следует остерегаться попадания α-частиц внутрь организма при дыхании или приеме пищи.

Для защиты от β-излучения достаточно пластин из алюминия, плексигласа или стекла толщиной в несколько сантиметров. При взаимодействии β-частиц с веществом может появиться тормоз­ное рентгеновское излучение, а от β⁺ -частиц - β⁺ -излучение, воз­никающее при аннигиляции этих частиц с электронами. Наибо­лее сложна защита от «нейтрального» излучения: рентгеновское и γ-излучения, нейтроны. Эти излучения с меньшей вероятностью взаимодействуют с частицами вещества и поэтому глубже прони­кают в вещество. Ослабление пучка рентгеновского и γ-излучений приближенно соответствует закону X = k_γ А t/к² . Коэффициент ослабле­ния зависит от порядкового номера элемента вещества поглотите­ля и от энергии γ-фотонов. При расчете защиты учитывают эти зависимости, рассеяние фотонов, а также вторичные процессы. Защита от нейтронов наиболее сложна. Быстрые нейтроны сначала замедляют, уменьшая их скорость в водородсодержащих веществах. Затем другими веще­ствами, например кадмием, поглощают медленные нейтроны.

Контрольные вопросы по разделу.

1. Как определяются экспозиционная доза излучения, мощность дозы? Укажите единицы измерения - системные и внесистемные.

2. Что представляет собой поглощенная доза излучения? Каковы единицы ее измерения? Как она связана с экспозиционной дозой излучения?

3. Что такое относительная биологическая эффективность излучения (ОБЭ), коэффициент качества излучения, эквивалентная доза и ее мощность? Каковы единицы их измерения и метод расчета?

4. Что такое эффективная эквивалентная доза, коэффициент радиационного риска (взвешивающий фактор)?

5. Что такое коллективная доза? В чем она измеряется и что определяет? Почему ее необходимо уменьшать?

6. Каков естественный радиационный фон в Беларуси? Какова допустимая доза фонового облучения человека?

7. Каковы методы регистрации ионизирующих излучений, детекторы ионизирующих излучений, особенности детектирования α-, β- и

γ-излучений ?

8. Каковы принципы устройства дозиметрических приборов (дозиметров и радиометров)? Как и чем можно измерить мощность экспозиционной дозы?

9. Как определить удельную массовую активность продуктов питания?

10. Какова связь между активностью и эквивалентной дозой внутреннего облучения?

11. Приведите расчет эквивалентной дозы внутреннего облучения при однократном поступлении радионуклидов в организм.