Курс лекций. Лекция Введение в радиобиологию. Тема физические основы радиоэкологии лекция 2 Физическая характеристика атомов и радиоактивный распад ядер

• Название: Лекция Введение в радиобиологию. Тема физические основы радиоэкологии лекция 2 Физическая характеристика атомов и радиоактивный распад ядер
• Дата: 16.01.2020
• Размер: 3 Mb.
• Имя файла: Курс лекций.doc
• Тип: Лекция; #104341
• страница: 4 из 9

Д_экв = ∑D_пi*Кк_i,

где i – вид излучения.

В системе СИ единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв). Используются также производные единицы мЗв, мкЗв. Внесистемная (старая) единица измерения эквивалентной дозы – биологический эквивалент рентгена (бэр) вычисляется исходя из поглощенной дозы в радах.

1Зв = 100 бэр (1бэр = 0,01Зв).

Пример: рассчитать поглощенные физическую и эквивалентную дозы от смешанного источника излучения, если доза от гамма-излучения 1 Гр, от бета-излучения – 10 Гр, от альфа-излучения – 1 Гр и от быстрых нейтронов – 1 Гр.

Решение:

Дп = ∑Дпi = 1 + 10 + 1 + 1 = 13 Гр

Подставив значения Дпi и Кк, получим:

Дэкв. = ∑Дпi * Ккi = 1*1 + 10*1+1*10+1*10 = 31 Гр

Следовательно, эквивалентная доза оказывается в два с лишним раза больше физической.

Эффективная доза (Д_эфф) обозначает общий радиационный ущерб для всего организма с учетом радиочувствительности облученных эквивалентными дозами тканей и органов:
D_эфф = ∑Д_эквi*ТК_i (D_эфф = Д_экв1*TK₁ + Д_экв2*TK₂ + …),
Где: ТК – тканевой взвешивающий коэффициент.

Эффективная доза, как и эквивалентная, также измеряется в зивертах (Зв) или производных от него единицах.

Следует учитывать, что различные органы и ткани организма обладают разной чувствительностью к действию ионизирующих излучений. Поэтому вводятся коэффициенты радиационного риска для разных органов и тканей, которые называются тканевыми взвешивающими коэффициентами (ТК).

Таблица 4.3.

Тканевые взвешивающие коэффициенты

Наименование органов и тканей	ТК
Поверхность кожи, кожа	0,01
Мочевой пузырь, грудная железа, печень, пищевод, щитовидная железа, остальные органы и ткани	0,05
Толстая кишка, легкие, костный мозг, желудок	0,12
Половые железы (гонады)	0,20
Все тело	1,00

Тканевые коэффициенты позволяют сопоставить неравномерное облучение отдельных органов с радиационными последствиями для всего организма. Опаснее всего, когда облучению подвергается все тело, так как нарушаются взаимосвязи сложнейшей биологической системы, какой является человек, в отличие от нарушения одной или нескольких функций, выполняемых отдельным органом.
В случаях, когда радиоэкологическая обстановка неблагоприятна, необходимо предвидеть, какую дозу облучения получит человек за предстоящий год, десять лет, в течение всей жизни. Для этого вводится понятие ожидаемой эффективной дозы (Зв). Это позволяет оценить вероятность последствий и принять соответствующие защитные меры. Расчет ожидаемой дозы сложен и требует учета множества различных факторов.
Коллективные дозы.

Коллективную эффективную дозу можно получить, просуммировав индивидуальные дозы по группе облученных людей. Измеряется в человеко-зивертах (чел*Зв). Коллективную дозу можно рассчитать для отдельного поселка, области, республики или для всего контингента подвергшихся облучению людей. Таким образом, коллективная доза – объективный показатель масштаба радиационного поражения, по которому воздействие ядерных взрывов или радиационных аварий на население сравниваются между собой.

Ожидаемую коллективную эффективную дозу (чел*Зв) рассчитывают, если какая-то часть населения продолжает жить в условиях длительного хронического облучения, и известны закономерности изменения радиационного воздействия [Люцко А.М. и др., 1996].
3. Виды облучения.

Для характеристики распределения ионизирующего излучения во времени используют величину мощности дозы или интенсивности излучения. Под этим понимают количество энергии излучения, поглощаемой единицей массы вещества в единицу времени (час, минута, секунда).

При облучении организма в зависимости от мощности дозы различают остроеи пролонгированное облучение. Под острым понимают кратковременное (секунды, минуты, реже часы) облучение при высокой мощности дозы (дГр/мин и выше). Соответственно под пролонгированным – продолжительное облучение (десятки часов, сутки, недели и т.д.) при низкой мощности дозы (доли Гр/час и ниже).

Кроме этого в зависимости от актов облучения различают однократное и фракционированное (многократное) облучение. При однократном облучении вся доза формируется в течение одного непрерывного акта облучения. При фракционированном облучение делится на две и более фракции, чередующихся с периодами, в течение которых организм не подвергается облучению.

Как острое, так и пролонгированное облучение может быть однократным или фракционированным. Кроме того, выделяется еще хроническое облучение, которое рассматривается как предельный случай пролонгированного или как разновидность фракционированного облучения, проводящегося очень длительно и в малых дозах. В данном случае облучение идет при очень низких мощностях дозы (сотые и даже тысячные доли Гр/час) на протяжении всего периода вегетационного периода растений, значительной части онтогенеза или всей жизни животного.

Разница в мощности дозы облучения, как правило, определяет биологическую эффективность разных типов облучения. Доза пролонгированного облучения, вызывающая определенный биологический эффект, существенно превышает дозу острого, дающего тот же эффект. Доза хронического облучения, вызывающая одинаковое биологическое действие, может в 3 раза и более превышать дозу острого облучения.

В случае фракционированного облучения биологическая эффективность зависит от количества фракций и от продолжительности интервала между ними. С увеличением продолжительности времени между фракциями биологических эффект облучения снижается за счет восстановления в этот период различных структур и функций клеток, и как следствие – организма в целом.

Кроме всего перечисленного по способу воздействия следует различать внешнее и внутреннее облучение. При внешнем действии облучения объект (организм) находится в поле действия источника излучения, в данном случае особую опасность имеют электромагнитные ионизирующие излучения, которые и формируют дозу, так как обладают наибольшей проникающей способностью.

Особые условия создаются при внутреннем облучении, поскольку инкорпорированные радионуклиды, попадая внутрь организма, могут концентрироваться в отдельных органах, тканях, клетках и даже клеточных органеллах. В этих условиях действием корпускулярных излучений уже нельзя пренебречь, так как основной вклад в поглощенную дозу вносится корпускулярным излучением.

4. Понятие «малые дозы» и их биологическое действие на живые организмы

Оценка влияния малых доз радиации на состояние здоровья человека имеет важное теоретическое и практическое значение, так как хроническое облучение в малых дозах является наиболее типичным воздействием ионизирующих излучений на современные человеческие популяции. Актуальность данной проблемы стала еще более значимой в связи с аварией на Чернобыльской АЭС, когда большой контингент подвергся и продолжает подвергаться до настоящего времени действию низкодозового радиационного излучения.

До сих пор не существует единого общепризнанного критерия подразделения доз или уровней облучения на большие и малые. Существует несколько подходов в определении понятия «малые дозы». Так, по мнению В.А. Барабой (1991) «...для большинства объектов область малых доз начинается с величин на два порядка ниже ЛД₅₀ и на 1–2 порядка выше природного радиационного фона». Ф.С. Торубаров и др. (1991) под «малыми» в клинической практике понимают дозы ионизирующей радиации, не приводящие к развитию клинически очерченных нестохастических эффектов (до 1 Гр). По С.П. Ярмоненко (1997) «малые дозы» охватывают диапазон 2–2,5 Гр, наиболее часто применяемые в лучевой терапии. В то же время в одной из последних работ В.И. Корогодин и В.Л. Корогодина (1997) приводят значения малых доз, которые на порядок ниже цитированных – порядка 10–15 сЗв, «…после которых у человека не наблюдается негативных детерминированных последствий. При облучении в таких дозах у человека могут проявляться только стохастические последствия, такие как генетические нарушения и рак».

Проявление стимуляционных и деструктивных эффектов радиации, разграничивающих явления гормезиса и повреждающего действия радиации положил в основу определения «малых» доз радиации А.М. Кузин (1977), считающий, что «... малыми дозами для данного вида организмов, для его различных тканей, для определенного процесса следует называть те, при которых выявляется обратная реакция объекта (гормезис) по сравнению с реакцией, вызываемой в области поражаемого действия этого же вида радиации».

По Д.М. Спитковскому (1992) «малой» следует считать дозу, соответствующую одному событию пролета частицы через заданный микрообъем, практически же, по утверждению С.А. Гераськина (1995), для редкоионизирующего излучения и клеток млекопитающих граница диапазона малых доз, в зависимости от величины линейного переноса энергии лежит в пределах от десятых долей до нескольких десятков мГр.

Проанализировав фактографические данные более 120 отечественных и зарубежных работ по действию малых доз ионизирующих излучений, опубликованных за период 1990–2000 гг., мы пришли к заключению о том, что общепризнанного критерия интервалов малых доз нет. По отечественным источникам, диапазон «малых доз» составляет от 0,01 мГр (10^-5 Гр) до 1,0–1,22 Гр, по иностранным – от 1–5 мГр (10^-3 Гр) до 2,0 Гр. Можно отметить, что отечественные и зарубежные авторы верхнюю величину малых доз чаще всего ограничивают 1 Гр, в то время нижняя граница выглядит более неопределенной – 1–10 сГр. В то же время наиболее четкий критерий количественной оценки диапазона малых доз предложен проф. Рябухиным Ю.С. (1999), он определяет диапазон малых доз до 10 мЗв. Отмеченные проблемы в значительной степени проистекают вследствие того, что проблема медико-биологических эффектов малых доз ионизирующего излучения в настоящее время находится на этапе накопления научной информации и частичной систематизации полученных данных.

Совершенно очевидно, что одна из основных проблем в определении эффектов малых доз связана с различной радиочувствительностью биологических объектов и различной индивидуальной радиочувствительностью в пределах одного биологического вида. Для проведения исследований необходимо использовать достаточно радиочувствительные тест-системы, характеризующиеся четкой количественной зависимостью биологического эффекта от величины дозы при как можно более низких уровнях радиационного воздействия.

В настоящее время не существует единой общепризнанной концепции биологического действия малых доз ионизирующего излучения. Наибольшее распространение получила линейная беспороговая концепция, согласно которой индукция ионизирующим излучением повреждений в молекуле ДНК является беспороговым процессом и зависимость доза-эффект в отношении выхода генетических повреждений является линейной во всем диапазоне доз. Данная концепция постулирует безусловную опасность любых уровней обучения, в том числе и не превышающего естественного радиационного фона, т.е. сколь угодно малое превышение естественного радиационного фона приводит к нарастанию частоты мутационных нарушений в соматических и/или генеративных клетках.

Вторая концепция предполагает существование порога в зависимости доза-эффект. К настоящему времени накопилось достаточно много фактов, свидетельствующих в пользу нелинейного характера дозовой зависимости в области малых значений экспозиции. Однако если в первые годы после атомных бомбардировок порог для нестохастических эффектов был определен в области свыше 500 мЗв, то затем пороговая доза снижалась до 200, 50 и 20 мЗв. Факты такого рода ставят под вопрос возможность существования реального порога для низкодозового радиационного воздействия. Наиболее широко пороговая концепция распространена в онкологии. Так, Preston et al. (1988) на основе анализа эпидемиологических данных по частоте онкопатологий установили дозовый порог в 20 мЗв.

Анализ многочисленных работ разных авторов позволяет выделить два участка, в пределах которых дозовая зависимость отклоняется от линейной. Существенные отклонения были выявлены в области доз ниже 5 сГр. Второй интервал, в котором наблюдается существенное изменение наклона дозовой зависимости, варьирует у разных авторов в диапазоне 10–50 сГр.

К настоящему моменту опубликован ряд работ о надлинейном характере дозовой зависимости в диапазоне малых доз, что свидетельствует об их большей эффективности по сравнению с высокими.
5. Радиационный гормезис.

При малых (различных для разных видов) дозах наблюдается удлинение сроков жизни, уменьшение спонтанного канцерогенеза, увеличивается всхожесть и скорость развития проростков растений, повышается иммунитет, ускоряется развитие эмбрионов и уменьшается их спонтанная гибель. Это явление получило название радиационный гормезис (рис. 4.3.) [Симак С.В., 1998].

Неоднократно повторенные эксперименты с разными видами организмов показали, что экранирование животных и растений от природного радиационного фона свинцовыми камерами приводит к резкому ухудшению физиологических показателей, скорости роста и развития организмов. Это показано на простейших инфузориях-парамециях, насекомых – дрозофилах; высших растениях – семенах редиса, горчицы белой и черной и животных – мышах и крысах. Внесение в экспериментальные камеры солей урана, восстанавливавших уровень природного радиационного фона, приводило развитие животных и растений к норме. А.М. Кузин (1977) предложил объясняющую это явление гипотезу, согласно которой важную роль в жизнедеятельности живого вещества играют возбужденные (но не ионизированные) молекулы. В ходе эволюции живые клетки выработали способность использовать для возбуждения молекул энергию квантов природного радиационного фона, который, следовательно, является не только "фоном", но важным фактором жизни на Земле.


Рис. 4.3. Начальный рост кукурузы при воздействии разных доз γ-излучения на семена

(в тыс. рентгенов)
Лекция 5: Приборы и приспособления для обнаружения и регистрации ионизирующих излучений

1. 
   Детекторы.
   
2. 
   Приборы для измерения ионизирующих излучений.
   
3. 
   Основные методы измерения радиоактивности.
   
4. 
   Радиационно-экологическое районирование комплексом геофизических методов.
   

1. Детекторы.

Радиоактивные излучения не воспринимаются органами чувств. Эти излучения могут быть обнаружены (детектированы) при помощи приборов и приспособлений – детекторов, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучений с веществом (Белов).

В ядерно-физических приборах имеются особые устройства (детекторы), в которых энергия ионизирующего излучения преобразуется в электрический сигнал. По величине сигнала можно судить об энергии поглощенной в детекторе частицы (т.е. о виде распадающихся изотопов), а по их числу – о количестве актов распада. Так, β-частицы трития, имеющие очень малую энергию, создают при ионизации очень небольшой заряд, и их сигналы невелики. В то же время высокоэнергетичные электроны стронция и сопутствующего ему иттрия вызывают в детекторе большие электрические сигналы.

Существует несколько типов детекторов излучения. В практике наиболее употребительны ионизационные детекторы излучений, которые измеряют непосредственно эффект взаимодействия излучения с веществом – ионизацию газовой среды, заполняющей рабочий объем (ионизационные камеры, пропорциональные счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера и др.). В других детекторах предусматривается измерение вторичных эффектов, обусловленных ионизацией, - фотографического, сцинтилляционного (люминисцентного), химического и др.

Ионизационные счетчики.

В ионизационном счетчике (они тоже бывают разными) поглощающим веществом служит газ в пространстве между двумя электродами. Простейший ионизационный счетчик представляет собой трубку, на внутренние стенки которой нанесен слой проводящего металла, например меди. Его присоединяют к отрицательному полюсу батареи (чаще всего заземляют). Таким образом получается отрицательный электрод. В центре трубки натянута нить – анод. На нее подают положительный потенциал. Под действием электрического поля ионы, которые образуются при взаимодействии попадающих в трубку частиц с наполняющим газом, в зависимости от заряда устремляются к соответствующим электродам: положительно заряженные – к катоду, отрицательные (электроны) – к аноду. Эти заряды формируют электрический сигнал – один на каждую провзаимодействовавшую частицу (Люцко).

Ионизационные камеры применяют для измерения всех типов ядерных излучений. Ионизационные камеры могут быть плоские, цилиндрические и сферические с объемом воздуха 0,5 – 5 л. Камеры с большим объемом более чувствительны, поэтому для измерения малых доз используют камеры с большим объемом. Обычно стенки камеры изготовляют из воздухоэквивалентного материала, 1г которого поглощает такую же энергию, как 1г воздуха при одинаковых условиях облучения. Такими материалами служат органические пластмассы (плексиглас, бакелит, резит, полистирол и т.п.). Толщина стенок составляет 2-4 мм. Сила тока насыщения, в режиме которого работают ионизационные камеры, достигается при напряжении 150-300 В).

Токовые ионизационные камеры применяют для измерения интенсивности всех типов излучения, которые пропорциональны средней силе тока, проходящего через камеру. Поскольку сила ионизационного тока пропорциональна энергии излучения, то ионизационные камеры измеряют силу тока насыщения в единицу времени, т.е. мощность дозы данного излучения. Следовательно, ионизационные камеры могут быть использованы для измерения не только дозы излучения, но и ее мощности.

Пропорциональные счетчики выгодно отличаются от ионизационной камеры тем, что начальное усиление первичной ионизации происходит внутри самого счетчика (К_г.у. = 10³ – 10⁴). Использование газового усиления в пропорциональных счетчиках дает возможность значительно повысить чувствительность измерений и упростить схему усиления сигнала по сравнению с ионизационными камерами. Наличие пропорциональности усиления в счетчиках позволяет определить энергию ядерных частиц и изучать их природу.

Обычно пропорциональный счетчик делают в виде цилиндра. Чтобы обеспечить проникновение в полость счетчика альфа-частиц, входное слюдяное окно делают очень тонким (4–10 мкм). Наполняют счетчик смесью неона с аргоном почти до уровня атмосферного давления. В целях повышения эффективности регистрации излучений пропорциональные счетчики иногда делают в виде плоских многонитных детекторов. Пропорциональные счетчики в большинстве случаев используются для регистрации альфа-частиц.

Счетчики Гейгера-Мюллера – это газоразрядные счетчики, которые конструктивно мало чем отличаются от пропорциональных счетчиков. Основное отличие состоит в том, что внутренний объем счетчика Гейгера наполнен инертным газом при пониженном давлении (15 – 75 гПа), а работа осуществляется в режиме самостоятельного газового разряда (область Гейгера). В этих счетчиках эффект первичной единичной ионизации увеличивается во много раз, в результате чего весь чувствительный объем счетчика охватывается разрядом. Коэффициент газового усиления пожжет достигать 10⁸-10¹⁰. Если во время быстро нарастающей вторичной ионизации в счетчик проникает следующая ядерная частица, то она не будет зарегистрирована счетной установкой, поскольку произведенная ее ионизация уже не изменит имеющейся картины. Для обнаружения второй ядерной частицы необходимо «погасить» процесс ионизации от первой, что достигается введением в счетчик небольшого количества гасящего газа. Время, в течение которого счетчик не может зарегистрировать попавшей в него частицы (квант), называют мертвым временем счетчика. Мертвое время газоразрядных счетчиков составляет 10^-4 с. Время, в продолжение которого счетчик способен регистрировать частицы (кванты) раздельно, характеризует его разрешающую способность. Процентное отношение числа зарегистрированных счетчиком импульсов к общему числу частиц (квантов), попавших за тот же отрезок времени в рабочий объем счетчика, называют эффективностью счетчика. В процессе работы счетчика пары спирта гасящей добавки диссоциируют на более простые радикалы. Это приводит к изменению состава рабочей газовой смеси и ухудшению ее гасящих свойств. Поэтому счетчик со временем выходит из строя.

Счетчики Гейгера-Мюллера применяют для регистрации всех видов излучений, но чаще бета- и гамма-излучений. Конструкция счетчиков определяется теми задачами, которые они призваны решать

Галогенные счетчики составляют отдельную группу, у которых гасящим компонентом служат галоиды. Добавка незначительного количества (0,1%) таких двухатомных газов, как Cl₂, Br₂, I₂, к неону или аргону резко снижает начальный потенциал «зажигания» самостоятельного разряда и делает эти счетчики самогасящимися. Низкое рабочее напряжение (300-400 В) позволяет применять эти счетчики для измерений в полевых условиях. Срок службы галогенных счетчиков практически неограничен. Однако эти счетчики имеют существенный недостаток – короткое плато счетной характеристики (80В) с большим наклоном (12-15% на 100 В). Это ограничивает применение их для точных измерений радиоактивных образцов [Белов А.Д., 1999].

Полупроводниковые и сцинтилляционные счетчики.

Примерно так же регистрируют излучения в сполупроводниковом детекторе, но в этом случае поглощение происходит не в газе, а в полупроводниковых материалах.

Проникающее излучение – γ-кванты, разменивая свою энергию с образованием электронов, в газе редко производят ионизацию. Обычно при этом ионов так мало, что зарегистрировать это излучение ионизационным прибором трудно. В этом случае применяют большие и очень плотные детекторы – специальные полупроводниковые или сцинтилляционные. В сцинтилляторах прохождение гамма-квантов вызывает световые вспышки, которые усиливаются и преобразуются в электрические импульсы фотоэлектронным умножителем.

Сцинтилляционные счетчики обладают более высокой эффективностью счета (до 100%) и разрешающей способностью по сравнению с газоразрядными счетчиками. Разрешающая способность сцинтилляционных счетчиков достигает 10^-5 с при регистрации альфа-частиц и 10^-8 с при регистрации бета-частиц и гамма-квантов. По составы сцинтилляторы делятся на неорганические и органические, а по агрегатному состоянию – на твердые, пластические, жидкие и газовые.

Полупроводниковые детекторы представляют собой твердотельную ионизационную камеру, в которой роль носителей электрического заряда выполняют электроны и так называемые дырки. Действие детекторов основано на свойствах полупроводников проводить электрический импульс под действием ионизирующих излучений. Из всех полупроводников наиболее пригодны для детекторов монокристаллы германия и кремния.

Преимущество полупроводниковых детекторов состоит в том, что можно изготовлять такие детекторы очень малых размеров, поскольку толщина рабочего слоя измеряется десятками или сотнями мирометров, а полезная площадь может составлять около 1 см². Вместе с тем они имеют и недостатки. Электропроводность таких детекторов изменяется при нагревании, поэтому во время регистрации излучений полупроводник надо охлаждать жидким азотом. Сейчас выращивают кристаллы особо чистого германия, которые могут храниться и работать при комнатной температуре без ухудшения характеристик.

Для каждого вида излучений подбирается наиболее подходящий детектор. При этом большое значение имеет форма и величина измеряемого образца. Если в нем содержится цезий-137, испускающий гамма-кванты, особых требований к образцу не предъявляется, так как кванты легко проникают во вне из любой его точки. Но β-частицы стронция -90 поглощаются одним-двумя миллиметрами вещества, так что из всего объема измеряемого объекта «работает» лишь тонкий поверхностный слой. α-частицы плутония вообще не могут преодолеть более нескольких микрон, и в этом случае требуется очень тонкий срез либо необходима специальная предварительная радиохимическая обработка образца (сжигание, растворение, нанесение на подложку). Впрочем, регистрация стронция тоже производится после соответствующих радиохимических процедур.

Из-за малых пробегов частиц стенки детекторов тоже должны быть очень тонкими, чтобы излучение могло попасть в детектирующее вещество и вызвать появление электрического импульса. Активность определяют по излучению, которое сопровождает радиоактивный распад: α-, β-частицы и (или) γ-кванты.

Из радионуклидов чернобыльского выброса, которые в настоящее время представляют наибольшую радиобиологическую опасность, γ-кванты испускают при распаде только изотопы цезия. Их легче регистрировать, и именно цезий контролируется в образцах почвы, воды продуктах питания, для которых установлены нормы содержания радиоактивности (ВДУ).
2. Приборы для измерения ионизирующих излучений.

Приборы для измерения ионизирующих излучений можно условно разделить на три группы: радиометры, дозиметры и спектрометры.

Радиометрами называются приборы, с помощью которых проводится проверка на радиоактивность в Бк/кг или Бк/л измеряемого вещества по сопутствующему излучению. Радиометры предназначены для измерения активности радиоактивных веществ, плотности потока ионизирующих излучений, удельной и объемной активности газов, жидкостей, аэрозолей, различных объектов внешней среды, продуктов растительного и животного происхождения, а также удельной поверхностной активности [Люцко А.М. и др., 1996; Белов А.Д., 1999].

Выпускают радиометры различных систем и конструкций. Среди них можно выделить две основные группы: стационарные и переносные.

Стационарные (лабораторные) радиометры. Такие радиометры различаются электрическими и эксплуатационными параметрами, а также конструктивными особенностями. Однако все они имеют сходную блок-схему устройства и состоят из детектора, импульсного усилителя, пересчетного прибора, регистрирующего устройства для визуального определения результатов измерения и источника высокого напряжения для питания детектора. Питание приборов обеспечивается от сети переменного тока.

Переносные, лабораторные и полевые радиометры. Они имеют малые размеры и автономное (батарейное) или сетевое питание. Приборы этого типа применяют для обнаружения радиоактивных веществ, а также для определения их количества и качества (гамма- или бета-излучение). Вместо пересчетного прибора применено более простое электронное устройство, позволяющее считывать показания по шкале стрелочного показывающего прибора. Некоторые радиометры имеют цифровую, световую и звуковую индикацию излучения, а также пороговую звуковую или световую сигнализацию превышения заданной мощности дозы или пороговой скорости счета импульсов. В качестве детекторов излучения используют газоразрядные и сцинтилляционные счетчики (Белов).

При измерении содержания цезия используют полупроводниковый или сцинтилляционный детекторы. Стронций-90 и плутониевые радиоизотопы измеряют после предварительной радиохимической обработки образца радиометрами, в которых применяются безокошечные детекторы, т.е. такие, в которых детектирующее вещество не имеет поглощающих стенок.

В гамма-радиометре детектор вместе с измеряемым объектом помещают в «домик» из свинца, стали или комбинации металлов для защиты от космического излучения и излучений природных изотопов (детектор регистрирует любые кванты, не «разбираясь», откуда они пришли). Важно, чтобы это постороннее излучение – радиоактивный фон – было малым, по сравнению с регистрируемым, иначе падает чувствительность прибора. Таким образом, радиометр – довольно сложный и тяжелый прибор. Чем меньшую активность нужно измерить, тем выше требования к чувствительности радиометра, качеству его детектора и защиты.

Существуют также большие радиометры для измерения радиоактивности, накопившейся в человеческом теле. Они называются счетчиками излучения человека (СИЧ) и имеют много детекторов, «просматривающих» тело со всех сторон. С помощью СИЧ можно измерить содержание гамма-излучающих радионуклидов. Это хороший прибор для определения накопленного цезия, но они совершенно не годятся для измерения бета- или альфа-излучающих изотопов. Правда, за рубежом известны несколько специальных установок, позволяющих оценить прижизненное содержание стронция-90 и даже плутония в органах человека по вторичным проникающим излучениям [Люцко А.М., 1996].

Дозиметры – приборы, тоже измеряющие ионизирующее излучение. В отличие от радиометров ими измеряют не активность, а поглощенную энергию ионизирубщего излучения, т.е. дозу и прежде всего экспозиционную. Дозиметры предназначены для измерения экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений, поглощенной дозы излучений, мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений, мощности поглощенной дозы и интенсивности ионизирующих излучений [Люцко А.М., 1996].

Дозиметры состоят из трех основных частей: детектора, радиотехнической схемы, усиливающей ионизационный ток, и регистрирующего (измерительного) устройства. Детекторами излучения в дозиметрах могут быть ионизационные камеры, газоразрядные и сцинтилляционные счетчики и др. Поскольку экспозиционная доза определена для воздуха, в качестве детектора такого дозиметра (рентгенометра) можно, например, использовать воздушную ионизационную камеру, в которой собирается заряд от ионизации γ-квантами за некоторый промежуток времени. При этом показания дозиметра на табло отмечают мощность экспозиционной дозы в виде тока или мкР/с, мкР/час и т.д. Для того, чтобы измерить поглощенную дозу в органической ткани, нужны тканеэквивалентные (подобные тканям человеческого тела или животного) детекторы, например пластмассовые сцинтилляторы. Если применить другие детекторы (ионизационный счетчик, термолюминесцентный или фотолюминесцентный дозиметр, фотографическую пленку), дозиметр необходимо предварительно прокалибровать, причем для каждого вида излучения получаются свои поправочные коэффициенты. Таким образом, для того, чтобы измерить поглощенную дозу в Греях, необходимо знать, какое излучение (γ-кванты или частицы и какой именно энергии) действует, иначе неизбежны большие ошибки. Вдобавок, данные дозиметры нужно непосредственно разместить в том органе человеческого тела, для которого определяется доза. По этим причинам экспериментально очень трудно измерить поглощенную дозу, особенно для смешанного излучения, в котором одновременно присутствуют α-, β-частицы и γ-кванты стронция, цезия и плутония. Регистрирующим устройством может быть микроамперметр или устройство для цифровой, световой, звуковой индикации результатов измерений. Все дозиметры делят на стационарные, переносные, носимые (полевые) и индивидуальные. Принятая классификация дозиметрических приборов на группы не является строгой. Она отражает лишь основное назначение каждого прибора, но не исключает возможности использования его для решения дополнительных задач.

Стационарные дозиметры. Их используют для контроля величины дозы и мощности дозы излучения в определенных (технологически и тактически обоснованных) точках радиологических лабораторий, технологических установок, участков или объектов местности. Дозиметры подобного типа незаменимы для контроля дозы и мощности дозы излучения, получаемой объектом, подвергающимся специальному облучению, при использовании специальной технологии в сельском хозяйстве, контроле уровня радиации в хранилищах, очистных сооружениях, при лучевой терапии, для контроля радиационной обстановки в помещениях атомных электростанций, в радиохимическом производстве, в лабораториях, санпропускниках и др.

Переносные дозиметры. Их применяют для измерения дозы и мощности дозы излучения в производственных и лабораторных помещениях, где по условиям работы не требуется проводить постоянный дозиметрический контроль, а осуществляют лишь периодический контроль. К этому типу приборов можно отнести дозиметры ДРГЗ-02, ДРГЗ-03 (см. рис. 17, в), предназначенные для измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений от 0,01 до 100 и от 0,1 до 1000мкР/с, ДРГЗ-04 — от 0,1 до 3000 мкР/с. Они имеют сетевое и автономное питание.

Дозиметр-радиометр бытовой ИРД-02Б применяют для индивидуального контроля радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях по уровню гамма-излучения, а также для оценки плотности потока бета-излучения от загрязненных поверхностей и измерения удельной активности проб воды, почвы, продуктов питания и т.д. Дозиметры полезно иметь в загрязненной зоне для того, чтобы контролировать уровень гамма-фона и избегать сильно загрязненных цезием участков [Белов А.Д., 1999; Люцко А.М. и др., 1996].

Полевые дозиметры представляют собой большую группу приборов, которые широко применяют для обнаружения радиоактивных веществ, а также для определения их количества и качества по уровню гамма-излучения. Они характеризуются малыми габаритами и имеют автономное питание. Показания (в мР/ч или мкР/ч) считывают по шкале стрелочного прибора; некоторые приборы имеют световую и звуковую индикацию излучений, а также пороговую звуковую или световую сигнализацию превышения заданной мощности дозы. В качестве детекторов излучения используют газоразрядные и сцинтилляционные счетчики.

Спектрометры предназначены для измерения распределения излучений по энергии, заряду и массам, а также пространственно-временных распределений излучений. Спектрометры (гамма-спектрометрические установки) состоят из следующих элементов: детектора, который служит для преобразования энергии гамма-квантов в электрический импульс; предусилителя, усиливающего сигнал; блока питания детектора и предусилителя; спектрометрического усилителя, формирующего сигнал нужной формы и защищающего последующие устройства от шумов малой амплитуды, отсекая их специальным дискриминатором; аналого-цифрового преобразователя (АЦП), измеряющего амплитуду каждого импульса и накапливающего информацию о них в памяти; монитора (осциллограф или экран компьютера), который служит для визуализации гистограмм поступивших импульсов.
3. Основные методы измерения радиоактивности.

Радиоактивность препаратов можно определить абсолютным, расчетным и относительным (сравнительным) методами. Наиболее широко практически применяют последний. Для анализа проб объектов ветеринарного надзора, имеющих сложный радионуклидный состав, используют спектрометрические методы измерения радиоактивности.

Абсолютный метод. Метод основан на использовании прямого счета полного числа частиц распадающихся ядер в условиях 4π-геометрии (полного телесного угла). В этом случае радиоактивность препаратов выражается не в импульсах в минуту, а в единицах активности (Ки, мКи, мкКи). Для этих целей используют 4π-счетчики, конструкция которых позволяет поместить образец препарата внутрь счетчика (газопроточный счетчик типа СА-4БФЛ, сцинтилляционный счетчик с растворением пробы в жидком сцинтилляторе или помещением пробы внутрь него и др.).

Расчетный метод. Это метод определения абсолютной активности альфа- и бета-излучающих изотопов, который заключается в том, что измерение осуществляют при помощи обычных газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков.

Чтобы сопоставить скорость счета, выраженную в импульсах в минуту, с активностью в единицах кюри, вводят в результаты измерения ряд поправочных коэффициентов, учитывающих потери излучения при радиометрии.

Относительный (сравнительный) метод. Этот метод основан на сравнении активности исследуемого препарата с активностью стандартного препарата (эталона), содержащего известное количество изотопа. Преимущество относительных измерений в их простоте, оперативности и удовлетворительной достоверности.

Благодаря этому относительный метод широко применяют в практической радиометрии и в научных исследованиях с использованием радиоактивных изотопов.

Для правильного проведения измерений относительной активности исследуемых препаратов необходимо, чтобы схема распада, вид и энергия излучения эталона существенно не отличались от исследуемого радионуклида. Идеальным эталоном был бы радиоизотоп, одноименный с изотопом, содержащимся в измеряемом препарате.

Желательно иметь в качестве эталона долгоживущий радиоактивный изотоп, так как его можно использовать длительное время без внесения поправок на распад. При определении суммарной бета-активности в объектах ветнадзора в качестве эталона применяют ⁴⁰К, ⁹⁰Sr,⁹⁰Y и др.

Эталон и исследуемые препараты должны иметь одинаковую форму, площадь и толщину активного слоя; их одинаково располагают относительно счетчика. Подложки, на которые нанесены измеряемые препараты и эталон, должны быть выполнены из одинакового материала и иметь одинаковую толщину. Все измерения надо проводить на одной установке с одним и тем же счетчиком. Следует стремиться к тому, чтобы измерения активности всех препаратов были выполнены с одинаковой статистической точностью.

Измерив скорость счета частиц N_э, от эталона и препарата N_пр, рассчитывают активность препарата А_пр в беккерелях или в кюри по формуле: А_пр =А_эN_пр/ N_э

Спектрометрические методы. Их применяют для анализа проб без предварительного выделения радионуклидов. Измеряя энергию и интенсивность ионизирующего излучения, можно идентифицировать радионуклиды в анализируемых препаратах и достаточно точно определить их абсолютную активность. Для решения этих задач применяют спектрометры.

Спектрометр состоит из детектора и регистрирующей аппаратуры, которая выполняет функции измерения энергии и числа частиц, или квантов. В качестве детектора излучения в спектрометрах используют ионизационные камеры, сцинтилляционные и полупроводниковые счетчики.

Различают альфа-, бета- и гамма-спектрометрические методы.

Альфа-спектрометрический метод используют для изучения изотопного состава естественных радиоактивных элементов, и в первую очередь U, Th, Ra. Он основан на регистрации спектра альфа-частиц после приготовления тонкослойных препаратов. В альфа-спектрометрах широко применяют кремниевые полупроводниковые детекторы.

Бета-спектрометрические методы можно использовать при изучении обмена веществ в организме животных для анализа проб, содержащих два радионуклида (или более), различающихся по энергии бета-излучения минимум в четыре раза. При анализе проб объектов ветеринарного надзора бета-спектрометрические методы не используют из-за сложности такого анализа.

Гамма-спектрометрические методы наиболее широко распространены в ветеринарной практике. В качестве детекторов излучения в гамма-спектрометрах используют сцинтилляционные и полупроводниковые счетчики [Белов А.Д., 1999].
4. Радиационно-экологическое районирование комплексом геофизических методов.

Для оценки интенсивности влияния природных, техногенных и аварийных радиационных факторов на среду обитания и деятельности человека проводится радиационно-экологическое районирование природных и природно-техногенных комплексов на различных уровнях.

Задачами районирования являются выделение площадей и объектов с неблагоприятной и весьма неблагоприятной радиационно-экологической обстановкой, выяснение тенденции ее изменчивости во времени, определение объектов радиационного мониторинга, а также разработка предупредительных или защитных мер от негативных радиационных факторов.

Комплекс геофизических методов на различных уровнях решает свои конкретные задачи. При региональном районировании предпочтение отдается дистанционным аэрогамма-спектрометрическим съемкам с определением в поверхностном слое почво-грунтов или горных пород концентрации (удельной активности) урана (по радию), тория, калия-40 и искусственного изотопа цезия-137. На площадях с повышенными концентрациями перечисленных радиоэлементов проводится их увязка с типом почв, грунтов или подстилающих горных пород методами пешеходной гамма-спектрометрии, шпуровой и эманационной съемок. Одновременно ведется анализ радиационного воздействия на природные комплексы преобладающих в регионе техногенных систем и объектов. На этом же уровне намечаются площади и крупные техногенные объекты с неблагоприятной обстановкой для последующего радиационно-экологического мониторинга.

При территориальном районировании дополнительно в комплекс вовлекаются лабораторные радиометрические, гамма-спектрометрические и другие физические методы по количественному определению тех или иных радионуклидов в пробах почв, грунтов, горных пород, поверхностных и подземных вод, продукции и отходов техногенных систем и объектов, связанных с добычей и переработкой полезных ископаемых, включая радиоактивные руды, строительные материалы, энергетическое сырье, промышленные, питьевые, минеральные и термальные воды, и т.д.

На территориальном уровне предпочтение отдается исследованиям площадей и объектов, выделенных на региональном уровне с неблагоприятной и весьма неблагоприятной радиационно-экологической обстановкой.

При районировании городов и районов проводится комплекс площадных радиометрических и дозиметрических методов с определением природного и техногенного гамма-фона, концентрации радона в почвенном воздухе, увязкой их между собой и с уровнями эквивалентной равновесной объемной активности радона в атмосфере жилых и производственных помещений. В первую очередь изучаются площади и объекты с негативной радиационной обстановкой, выделенные на региональном и территориальном уровнях [Никифоров Ю.А., 2000].