Методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения радия и тория

Министерство образования Республики Беларусь

УЧРЕЖДЕНИЕ ОБРАЗОВАНИЯ

«БЕЛОРУССКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

Факультет технологии органических веществ

кафедра физико-химических методов сертификации продукции

КУРСОВАЯ РАБОТА

Тема: “Методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения Ra₂₂₆ и Th₂₃₂ ”

РЕФЕРАТ

Страниц 29, таблиц 5, рис.3, литературных источников 13.

РАДИОАКТИВНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, МЕТОДЫ ОБНАРУЖЕНИЯ И ИЗМЕРЕНИЯ, СРЕДСТВА ИЗМЕРЕНИЯ, ТОРИЙ-232, РАДИЙ-226, ПИЩЕВЫЕ ПРОДУКТЫ.

Цель курсовой работы: целью данной курсовой работы является ознакомление с методами обнаружения и измерения радиоактивного излучения в продуктах питания, а так же выбор наиболее подходящего метода.

Что сделано: в работе описан краткий аналитический обзор литературы по методам анализа, используемым для определения Th-232, Ra-226. Теоретические основы наиболее распространенных методов анализа, аналитический обзор патентной литературы и нормативных документов по применению различных методов. В своей курсовой работе я описал методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения Th₂₃₂ и Ra₂₂₆. В четвертом пункте своей работы привел информацию о периодичности и методике определения содержания радионуклидов в продукции предприятия «Минскрыбпром», на котором проходил практику. Произвел расчет дозы внутреннего облучения организма человека при потреблении рыбы.

Вывод: ознакомление с методами обнаружения и измерения радиоактивного излучения в продуктах питания, а так же выбор наиболее подходящего метода.

Пришел к выводу, что содержание радионуклидов в речной рыбе на порядок меньше чем в морской. Рыба является одним из наиболее полезных и безопасных продуктов питания.

СОДЕРЖАНИЕ

Введение

1. Краткий аналитический обзор литературы по методам анализа, используемым для контроля Ra₂₂₆ и Th₂₃₂, и обоснование целесообразности применения выбранного метода анализа

2. Теоретические основы выбранного метода

3. Расчет дозы внутреннего облучения по поступлению радионуклидов в организм с потреблением рыбы

4. Аналитический обзор патентной, научной литературы и нормативных документов (ГОСТ, СТБ, ТУ)

5. Описание стандартизированной методики анализа целевой продукции

Заключение

Список использованной литературы

ВВЕДЕНИЕ

Природная радиоактивность обусловлена радиоактивными изотопами естественного происхождения, присутствующими во всех оболочках земли — литосфере, гидросфере, атмосфере и биосфере. Сохранившиеся на нашей планете радиоактивные элементы условно могут быть разделены на три группы.

1. Радиоактивные изотопы, входящие в состав радиоактивных семейств, родоначальниками которых являются уран (U²³⁸), торий (Th²³²) и актиний–уран (AcU²³⁵).

2. Генетически не связанные с ними радиоактивные элементы: калий (К⁴⁰), кальций (Ca⁴⁸), рубидий (Rb⁸⁷) и др.

3. Радиоактивные изотопы, непрерывно возникающие на земле в результате ядерных реакций, под воздействием космических лучей. Наиболее важные из них — углерод (С¹⁴) и тритий (Н³).

Естественные радиоактивные вещества широко распространены во внешней среде. Это в основном долгоживущие изотопы с периодом полураспада 10⁸–10¹⁶ лет. В процессе распада они испускают a- и b-частицы, а также g-лучи.

Главным источником поступающих во внешнюю среду естественных радиоактивных веществ, к настоящему времени широко распространенных во всех оболочках земли, являются радиационные отходы. Благодаря деструктивным процессам метеорологического, гидрологического, геохимического и вулканического характера, происходящих непрерывно, радиоактивные вещества подверглись широкому рассеиванию.

Естественная радиоактивность растений и пищевых продуктов обусловлена поглощением ими радиоактивных веществ из окружающей среды. Из естественных радиоактивных веществ наибольшую удельную активность в растениях составляет К⁴⁰, особенно в бобовых растениях. Многие наземные растения, особенно водоросли, обладают способностью концентрировать в своих тканях радий из почв и воды, некоторые накапливают уран. Анализы различных продуктов питания показали, что радий постоянно присутствует в хлебе, овощах, мясе, рыбе и других продуктах питания. Обратим внимание на рыбу, основной и неотъемлемый продукт нашего рациона. Так как в морях и океанах тонут атомные подводные лодки, происходит разлив отходов и т.д., вода разносит опасность по всей Земле. Мы все потребляем рыбу, доставляемую к нам разных концов полушария, так что давайте задумаемся насколько она безопасна? И отстранившись от привычных Cs¹³⁷ и Cs¹³⁴ и Sr⁹⁰ и Sr⁸⁹ обратим внимание на менее заметные элементы, но не менее опасные.

Торий. Природный торий состоит из 6 радиоактивных изотопов, а наиболее важный в радиологическом отношении Th²³² (Т1/2=1,41?10¹⁰ лет, a-излучатель) является родоначальником радиоактивного семейства.

Источником загрязнения внешней среды Th²³² является широкое применение фосфорных удобрений, где его содержание колеблется от 1,5 до 25 Бк/кг, и сжигание ископаемого органического топлива.

Радий. Природный радий имеет 4 основных радиоизотопа. Главный из них Ra²²⁶ (Т_1/2=1622 года, a-излучатель). Для Ra²²⁶ в природе характерно рассеянное состояние.

Увеличение естественного радиационного фона, которое сопровождает освоение человеком энергии атомного ядра, привело к формированию ряда научных дисциплин: радиоэкологии, радиационной гигиены, ядерной метеорологии и др., всесторонне исследующих закономерности поведения во внешней среде радионуклидов и действия ионизирующих излучений на объекты окружающей среды и человека. В результате радиологических исследований к настоящему времени достаточно полно изучены основные особенности миграции наиболее важных в радиологическом отношении нуклидов в природных биогеоценозах, включая водные сообщества, а также влияние облучения на живые организмы, в том числе водные растения и животных. Это позволило оценить радиационную обстановку в различных регионах земного шара, а также собрать научную информацию для прогнозирования возможных радиологических последствий попадания радиоактивных веществ в окружающую среду.

Подробными радиоэкологическими исследованиями в последние 15--20 лет была охвачена и гидросфера Земли. Интерес к проблемам водной радиоэкологии предопределяется рядом причин. Во-первых, моря и океаны являются основным резервуаром, куда поступают радионуклиды (выпадения из атмосферы, жидкий и твердый сток с суши). Во-вторых, в водной среде обитают некоторые виды организмов, характеризующихся относительно высокой радиочувствительностью. В-третьих, специфические физико-химические свойства водной среды обеспечивают исключительно высокое накопление некоторых радионуклидов водными растениями и животными (коэффициенты накопления отдельных радионуклидов гидробионтами равны десяткам и сотням тысяч, т. е. концентрация радионуклидов в этих организмах в 104--105 раз выше, чем в воде), и в целом аккумуляция радиоактивных веществ живым веществом в воде относительно среды значительно выше, чем на суше. В-четвертых, в последние годы непрерывно возрастает роль Мирового океана как источника пищевых ресурсов человека, а в недалеком будущем гидросфера может стать основным поставщиком белков и других ценных питательных веществ для человека. С этой точки зрения вопросы накопления радионуклидов в пищевых морепродуктах приобретают первостепенный интерес. И, наконец, в-пятых, успехи водной радиоэкологии предопределяют решение таких важных вопросов, как удаление радиоактивных отходов.

1. КРАТКИЙ АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ПО МЕТОДАМ АНАЛИЗА, ИСПОЛЬЗУЕМЫМ ДЛЯ КОНТРОЛЯ РАДИЯ-226 И ТОРИЯ-232, И ОБОСНОВАНИЕ ЦЕЛЕСООБРАЗНОСТИ ПРИМЕНЕНИЯ ВЫБРАННОГО МЕТОДА АНАЛИЗА

Проходя через любое вещество, излучения растрачивают энергии и, в конце концов, поглощаются. Заряженные частицы отдают свою энергию в актах ионизации – образовании пар ионов. Для измерения излучения применяют особые вещества – детекторы, в которых образуются ионы. Заряд образовавшихся ионов затем создает электрические сигналы, величина которых соответствует энергии излучения, а их число - количеству прошедших через детектор частиц или квантов. Детекторы – это часть приборов, применяющихся для обнаружения ионизирующих излучений, измерения их энергии и других свойств. Эти приборы довольно сложны и нуждаются в периодической поверке.

В зависимости от того, какие изменения в анализируемом веществе используются для регистрации, различают несколько методов обнаружения и измерения радиоактивного излучения:

- ионизационные;

- сцинтилляционные;

- химические;

- фотографические.

- физические

1.1 Химические методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения

Поглощение энергии ионизирующих излучений в веществе может вызывать различные химические реакции, приводящие к необратимым изменениям в химическом составе вещества. Измеряя выход химических реакций, т.е. количество вновь образованных конечных продуктов реакций, можно определить поглощенную энергию. На этом принципе основаны химические методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения.

Достоинство химических детекторов заключается в возможности выбора таких веществ, которые по воздействию на них ионизирующих излучений мало отличаются от тканей. Следовательно, химические изменения, происходящие в этих веществах под действием излучения, могут непосредственно служить мерой энергии излучения, поглощенной тканью. Химические детекторы могут быть использованы для измерений больших доз гамма-излучения/3/.

Можно выделить следующие виды детекторов:

Жидкостные детекторы:

Ферросульфатный детектор основан на свойстве ионов двухвалентного железа окисляться в кислой среде радикалами ОН* до трехвалентного железа. Ферросульфатный детектор чувствителен к органическим примесям и требует насыщения кислородом. Недостатком считается низкая чувствительность.

7

Нитратный детектор основан на свойстве ионов нитрата востанавливаться атомарным водородом до нитрит ионов, которые могут быть обнаружены рядом индикаторов. Имеют широкий диапазон измерения поглащения доз гамма-излучения. Недостатком является невысокая чувствительность.

Цериевый детектор нечувствителен к содержанию кислорода. Недостатком является невысокая чувствительность.

Детектор на основе хлорзамещенных углеводородов:

Детектор на основе хлороформа позволяет определять дозу гамма-излучения начиная с 10 рад. Недостатком является недостаточная термическая устойчивость, зависимость радиационного выхода от температуры и мощность дозы, чувствительность к примесям и дневному свету, плохая стабильность при хранении.

Детектор на основе четыреххлористого углерода. Недостатком является недостаточная термическая устойчивость, зависимость радиационного выхода от температуры и мощность дозы, чувствительность к примесям и дневному свету, плохая стабильность при хранении.

1.2. Физические методы. Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой

Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой (ICP/MS, ИСП/МС) развилась в один из наиболее успешных методов в атомной спектроскопии благодаря высокой чувствительности и возможности выполнения многоэлементного анализа.

Масс-спектрометрия - это физический метод измерения отношения массы заряженных частиц материи (ионов) к их заряду. Существенное отличие масс-спектрометрии от других аналитических физико-химических методов состоит в том, что оптические, рентгеновские и некоторые другие методы детектируют излучение или поглощение энергии молекулами или атомами, а масс-спектрометрия имеет дело с самими частицами вещества. Масс-спектрометрия измеряет их массы, вернее соотношение массы к заряду. Для этого используются законы движения заряженных частиц материи в магнитном или электрическом поле. Масс-спектр - это просто рассортировка заряженных частиц по их массам (точнее отношениям массы к заряду). Следовательно, первое, что надо сделать для того, чтобы получить масс-спектр, превратить нейтральные молекулы и атомы, составляющие любое органическое или неорганическое вещество, в заряженные частицы - ионы. Этот процесс называется ионизацией.

Наиболее распространенный способ ионизации в так называемой индуктивно-связанной плазме. Индуктивно-связанная плазма (ИСП, ICP) образуется внутри горелки, в которой горит, обычно, аргон. Аргон, вообще говоря, инертный негорючий газ, поэтому, чтобы заставить его гореть, в него закачивают энергию, помещая горелку в индукционную катушку. Когда в плазму аргоновой горелки попадают атомы и молекулы, они моментально превращаются в ионы. Для того чтобы ввести атомы и молекулы интересующего материала в плазму их обычно растворяют в воде и распыляют в плазму в виде мельчайшей взвеси.

В индуктивно-связанной плазме ионы генерируются при атмосферном давлении, в то время как масс-спектрометр работает при давлении меньше чем 10^-5 мБар. Между ИСП и МС используется интерфейс в виде “узкого горла”, с помощью которого вытягиваются ионы из плазмы и осуществляется перепад давлений. В начале развития ИСП/МС в качестве интерфейса просто использовалось вытянутое носиком отверстие диаметром всего 50-70 мкм, охлаждаемое водой. Проблема, связанная с такой конструкцией заключалась в том, что холодные пограничные слои впереди конуса способствовали генерации большого количества посторонних ионов. Эту проблему удалось преодолеть путем увеличения диаметра входного отверстия до 1 мм, что отодвигало пограничные слои и ионы напрямую входили в масс-спектрометр из плазмы. Эта методика известна как непрерывный отбор образца и, следовательно, конус называется конус образца.

Поскольку поток газа через этот конус образца намного больше, чем было ранее при использовании отверстий с меньшим диаметром, давление следует понижать путем использования дифференциальной вакуумной откачки в две или более стадий. По этой причине на пути потока газа был установлен второй конус и пространство между этим конусом и конусом образца откачивается форвакуумным насосом с высокой скоростью откачки. Поскольку существует большой перепад давлений между источником индуктивно-связанной плазмы и первой стадией откачки, ионы засасываются в в пространство интерфейса и ускоряются до сверхзвуковых скоростей.

Для того, чтобы избежать турбуленции на втором конусе, он выполняется с острыми краями для "срезания" (скимирования) ионов из сверхзвукового пучка и, следовательно, этот конус получил название "скимерный". Конструкция, состоящая из конуса образца и скимерного конуса с диаметрами около 1 мм получила название "интерфейс. Создание интерфейса означало прорыв в ИСП/МС технологии, обеспечивший более эффективную экстракцию ионов, улучшив пропускание ионов, а, следовательно, чувствительность метода, и снизив спектральные интерференции более чем на порядок по величине. Тем не менее, спектральные интерференции все еще оставались одним из главных ограничений метода элементного анализа.

Предел обнаружения метода составляет 16 фг/г. Данный метод позволяет определять не только количественный, но и качественный состав изотопов, тем самым делая возможным определение попадания изотопа в образце.

1.3 Нейтронно-активационный анализ

Нейтронно-активационный анализ является высокочувствительным методом определения ультрамикроколичеств стабильных изотопов в различных биологических материалах. Он заключается в том, что исследуемый материал подвергается воздействию в условиях ядерного реактора потока нейтронов. В результате этого образуются радиоактивные продукты, которые затем подвергаются радиохимическому анализу и радиометрии.

1.4 Радиохимическое титрование

При радиометрическом титровании за ходом аналитической реакции наблюдают по изменению радиоактивности какого-либо компонента исследуемой системы, исчезающего (появляющегося) в ходе реакции или после ее завершения. Таким компонентом может быть определяемый ион, действующий ион реактива, продукт реакции, а также один из продуктов взаимодействия специального вещества, вводимого в анализируемый раствор, с избытком реактива. Ввиду идентичности химических свойств активной и неактивной форм элемента измеряемая радиоактивность пропорциональна количеству фиксируемого компонента на различных этапах титрования. В этом смысле кривые радиометрического титрования совершенно аналогичны кривым амперометрического, спектрофотометрического, кондуктометрического и некоторых других титрований, объединяемых общим названием “линейные титрования”. Такой же характер имеют и кривые ?-отражательного титрования. Особняком стоят кривые титрования, основанного на поглощении радиоактивных излучений. Измеряемая в этом случае степень ослабления потока радиоактивных частиц, прошедших через анализируемый раствор, находится в экспоненциальной зависимости от концентрации поглощающих ионов. Точка эквивалентности при радиометрическом титровании определяется, как и в случае других физико-химических титрований, на основе оценки кривых титрования, построенных в координатах измеренное свойство – расход реагента.

1.5 Фотографические методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения

Ионизирующие излучения воздействуют на чувствительные фотоматериалы и подобно видимому свету вызывают их почернение. Поглощенная энергия излучения определяется по плотности почернения. На этом принципе основаны фотографические детекторы.

К числу достоинств этого метода следует отнести возможность массового применения для индивидуального контроля доз, возможность совместной и раздельной регистрации дозы от бетта- и гамма-излучений, возможность регистрации дозы нейтрального излучения, восприимчивость к резкому изменению температур.

Недостатками метода являются малая чувствительность пленок, низкая точность, наличие хода с жесткостью, зависимость показаний от условий обработки пленки и громоздкость такой обработки, невозможность повторного использования облученных пленок.

1.6 Ионизирующие методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения

Прохождение ионизирующих излучений через вещество сопровождается потерей их энергии в различных процессах взаимодействия с электронами и ядрами атомов. Детекторы преобразуют энергию в электрический сигнал. Действие детекторов основано на обнаружении эффекта от ионизации или возбуждения атомов или молекул вещества ионизирующим излучением. К детекторам, основанным на обнаружении эффекта от ионизации в газе, относятся ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.

Высокая чувствительность, большой выходной сигнал, простота регистрирующих электронных схем, несложность конструкций, малые габариты и удобство в эксплуатации выгодно отличают этот метод анализа от аналогов.

Из вышеперечисленных методов наибольшее применение в войсковой дозиметрической аппаратуре получил ионизационный метод.

1.7 Сцинтилляционные методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения

При прохождении ионизирующих излучений через некоторые вещества возникает флуоресценция (свечение) в результате перехода возбужденных атомов или молекул в основное состояние. Световые вспышки с помощью фотоэлектронного умножителя преобразуются в электрический сигнал. Детекторы, в которых используется эффект флуоресценции, называются сцинтилляционными счетчиками.

В рассматриваемом методе анализа используются следующие типы сцинтилляторов:

- неорганические кристаллы и газы;

- сцинтилляторы на основе органических соединений.

К числу преимуществ относятся:

- универсальность с точки зрения возможность регистрации ионизирующих излучений практически любых видов;

- возможность измерения энергии исследуемых частиц или квантов;

- высокая разрешающая способность;

- высокая эффективность регистрации излучения.

Из всех вышеперечисленных методов анализа следует, что ионизирующий и сцинтилляционный методы являются наиболее доступными и экспрессными, и могут применяться нами для обнаружения исследуемых нами изотопов.

2. ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ВЫБРАННОГО МЕТОДА

Прохождение ионизирующих излучений через вещество сопровождается потерей их энергии в различных процессах взаимодействия с электронами и ядрами атомов. Детекторы преобразуют энергию в электрический сигнал. Действие детекторов основано на обнаружении эффекта от ионизации или возбуждения атомов или молекул вещества ионизирующим излучением. К детекторам, основанным на обнаружении эффекта от ионизации в газе, относятся ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.

2.1 Физико-химические основы метода

a-частицы, b-частицы, g-лучи и рентгеновские лучи измеряются, используя энергию частиц, которая производит усиленный импульс электрического тока в датчике. Эти импульсы считаются, давая скорость разложения. Обычно сталкиваются с тремя типами датчиков: газо-ионизационные датчики, сцинтилляционные счетчики

2.1.1. Газо-ионизационные датчики

Большинство газо-ионизационных датчиков состоит из заполненной инертным газом, таким как Ar, камеры с таким приложенным напряжением, что центральный провод становится анодом, а стенка камеры – катодом (Рис. 1). Когда радиоактивные частицы входят в трубку, они ионизируют инертный газ, производя большое число Ar⁺/e^- ионных пар. Движение электронов к аноду, а Ar⁺ к катоду производит измеряемый электрический ток. В зависимости от напряжения, приложенного к камере, датчики можно разделить на ионизационные камеры, пропорциональный счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера (ГМ).

Рисунок 1. Изображение газо-ионизационного датчика.

Из-за универсальности и надежности счетчик Гейгера-Мюллера наиболее широко используется как портативный исследовательский прибор. Он особенно чувствителен к b-частицам средней и высокой энергии (например, как от ³²P) давая эффективность счета 20 процентов. Счетчик ГМ также полезен в определении уровней излучения вблизи сравнительно больших (например, по крайней мере, порядка мкКи) источников g- или рентгеновских лучей средней и высокой энергии.

Датчик ГМ, однако, не особенно чувствителен к низкоэнергетическим b-частицам (например, от ³⁵S и ¹⁴C), давая эффективность не более 5 процентов, и при этом не очень чувствителен к низкоэнергетическим g- и рентгеновским лучам (например, от Th₂₃₂). Кроме того, ни ГМ, ни любой другой портативный дозиметр не способен обнаружить низкоэнергетические b-частицы от ³H.

2.1.2. Сцинтилляционные счетчики

Действие сцинтилляционных счетчиков основано на том, что заряженная частица, пролетающая через вещество, вызывает не только ионизацию, но и возбуждение атомов. Возвращаясь в нормальное состояние, атомы испускают видимый свет. Вещества, в которых заряженные частицы возбуждают заметную световую вспышку (сцинтиллицию), называют фосф?рами. Сцинтилляционный счетчик состоит из фосфора, от которого свет подается по специальному светопроводу к фотоумножителю (Рис. 2). Импульсы, получающиеся на выходе фотоумножителя, подвергаются счету.

Рисунок 2. Изображение сцинтилляционного счетчика

Твердые сцинтилляционные датчики особенно полезны в качественном и количественном определении радионуклидов, испускающих g- и рентгеновские лучи. Обычный g-счетчик использует большой (например, “2x2”) кристалл йодида натрия (NaI) в пределах хорошо защищенного свинца. Пузырек с образцом опускается непосредственно в пустую камеру в пределах кристалла для счета. Такие системы чрезвычайно чувствительны, но не имеют разрешающей способности большей, чем у недавно разработанных полупроводниковых счетчиков. Портативные твердые сцинтилляционные датчики также широко используются для проведения различных типов исследований излучения. В частности исследователи, работающие с радиойодом, используют тонкокристаллический (NaI) датчик, который способен определять эмиссии от ¹²⁵I с эффективностью, близкой к 20 процентам (ГМ датчик менее одного процента эффективности для ¹²⁵I).

Наиболее обычное средство количественного определения присутствия b-частиц, испускаемых радионуклидами, через использование жидкого сцинтилляционного счетчика. В этих системах образец и фосфор объединяются в растворителе в пределах считающей камеры. Затем камера опускается в отверстие между двумя фотоумножающими трубками для счета. Жидкий сцинтилляционный счетчик стал существенным инструментом исследований, включающих такие радионуклиды, как ³H и ¹⁴C.

Аппаратурное оснащение для осуществления метода.

Для проведения измерений используем многофункциональный переносной гамма-бета спектрометр “Прогресс-БГ(П)”

Рис.3

Назначение

* полевые или лабораторные измерения активности гамма-, бета-излучающих радионуклидов, бета-загрязненности

* сертификация продукции по радиационному признаку

* определение содержания гамма-, бета-излучающих радионуклидов в продуктах питания, образцах почвы, лесоматериалах и др. объектах внешней среды

* измерение прижизненного содержания гамма-излучающих радионуклидов в теле человека или животных

* поиск источников гамма-излучения

Свойства

- полевые спектрометрические измерения активности гамма-излучающих радионуклидов в различных объектах без проведения пробоотбора (геометрия 4?)

- полевые измерения плотности потока бета-частиц с поверхности

- определение удельной активности гамма- и бета-излучающих радионуклидов в лабораторных условиях

- встроенный дозиметр

- многофакторный контроль за работоспособностью измерительного тракта и стабильностью его метрологических характеристик

- возможность обработки спектра генераторным методом, позволяющим определить активность различных радионуклидов (до 12 шт.) в пробах с нестандартным радионуклидным составом

- возможность размещения результатов измерений в базу данных

- автоматический учет погрешности измерений

Базовый комплект

- сцинтилляционный блок детектирования с кристаллом CsI или NaI ?45?50

- блок детектирования бета-излучения с пластиковым детектором ?70?10

- газо-ионизационные датчик

- портативная ПЭВМ типа "Notebook"

- электронное устройство накопления и обработки аппаратурных спектров "Спутник", включающее в себя:

- аккумуляторный блок питания

- линейный усилитель

- процессор

- постоянное запоминающее устройство (на 79 спектров)

- оперативное запоминающее устройство

- амплитудно-цифровой преобразователь

- блок индикации 64?128 точек с постоянной подсветкой

- встроенный дозиметр

- кабель связи "Спутник" – Notebook

- чемодан (дипломат) для переноски спектрометра

- программное и методическое обеспечение «Прогресс»

- свинцовая защита (гамма, бета) для измерений в стационарных условиях

Технические характеристики

Таблица 4

2.3 Особенности изучаемого метода анализа

Скорость распада, или активность, для радиоактивного изотопа соответствует кинетике первого порядка

(1)

где А – активность, N – число радиоактивных атомов, присутствующих в образце во время t, и ? – константа распада радиоизотопа. Активность выражается количеством распадов в единицу времени, которая эквивалентна количеству атомов, подвергшихся радиоактивному распаду в единицу времени. В международной системе единиц (СИ) единицей активности является беккерель (Бк), равный одному распаду в секунду. Допускается применение внесистемных единиц расп./мин и кюри (Ки). 1 Ки = 3,7 ? 10¹⁰ Бк.

Как любой процесс первого порядка, уравнение (1) может быть выражено в интегральной форме.

(2)

Подстановка уравнения (2) в уравнение (1) дает

(3)

Измеряя активность во время t, следовательно, мы можем определить начальную активность, А₀, или количество радиоактивных атомов первоначально присутствующих в образце, N₀.

Важным характеристическим свойством радиоактивного изотопа является его период полураспада, t_1/2, который является временем, необходимым для того, чтобы распалась половина радиоактивных атомов. Для кинетики первого порядка период полураспада не зависит от концентрации и выражается как

(4)

Поскольку период полураспада не зависит от количества радиоактивных атомов, то он остается постоянным в течение процесса распада. Таким образом, 50% радиоактивных атомов распадается за один период полураспада, 75% за два периода полураспада, и 87,5% за три периода полураспада.

Кинетическая информация о радиоактивных изотопах обычно дается в рамках периода полураспада, потому что он обеспечивает более интуитивное чувство устойчивости изотопа. Знание, например, что константа распада для равна 0,0247 лет^-1, не дает немедленного чувства, как быстро он распадается. С другой стороны, знание того, что период полураспада для равен 28,1 года, проясняет, что концентрация в образце остается по существу постоянной в течение короткого периода времени.

К числу достоинств метода можно отнести:

высокая чувствительность;

большой выходной сигнал;

простота регистрирующих электронных схем;

несложность конструкций;

малые габариты;

удобство в эксплуатации

3. РАСЧЕТ ДОЗЫ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПО ПОСТУПЛЕНИЮ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ С ПОТРЕБЛЯЕМЫМИ РЫБЫ

Для корректной оценки и прогноза доз облучения у человека необходимо рассмотреть широкий ряд продуктов питания, но я сосредоточу своё внимание на только рыбе.

Годовая эффективная доза внутреннего облучения у человека, E_int,y, может быть рассчитана по формуле:

, (1)

где e_k,i ? эффективная доза, создаваемая в организме представителя возрастной группы i, при поступлении по определенному пути в организм единичной активности радионуклида k;

h_i ? доля представителей возрастной группы i;

I_k,i(t) ? временная функция поступление радионуклида k соответствующим путем в организм представителя возрастной группы i;

t₁, t₂ ? пределы интегрирования по времени.

Величина годового поступления радионуклида k в организм человека определяется интегрированием функции I_k,i(t) за период времени один год:

. (2)

В случае поступления радионуклидов тория и радия в организм человека годовое поступление может быть определено по содержанию радионуклидов в рационе питания:

, (3)

где C_k,n ? среднегодовая концентрация радионуклида к в морской рыбе n;

M_n,i ? среднегодовое потребление рыбы n для представителя возрастной группы i.

В табл. 1 представлены рацион питания взрослого человека, использованный при расчете дозы внутреннего облучения жителей Беларуси (каталог, раздел «Рацион питания городских и сельских жителей»), а в табл. 2 ? значения поправочных коэффициентов (n_n,i) для отдельных компонентов и общего весового количества рациона для всех возрастных групп.. В табл. 3 приведены взвешивающие коэффициенты (w^m_n,k) и (w^p_n,k) для рыбы n морской и пресноводной и радионуклидов k, полученные для условий Беларуси 2005-2006 гг.

Гамма-фон измеренный на приборе УСК «Гамма-плюс» в рыбе для Ra-226 составляет 2±0,5мкР/ч, а для Th-232 0,5±0,1мкР/ч.

Таблица 1. Среднегодовое потребление рыбы городскими и сельскими жителями

Таблица 2. Значения поправочного коэффициента (n_n,i), учитывающего различия в среднесуточном потреблении продуктов питания для разных возрастных групп

Выражение (3) с учетом табл. 2, 3 преобразуем к виду:

,

где M^m_взр и C^m_k ? годовое потребление рыбы взрослым и среднегодовая концентрация радионуклида к в рыбе соответственно;

Таблица 3. Взвешивающие коэффициенты (w^m_k,п для рыбы морской) и (w^p_k,п рыбы речной) рациона и радионуклидов радия и тория.

Обозначим

Очевидно, что V^m_k,i представляет собой составляющую эффективного рациона морской рыбы по радионуклиду k представителя возрастной группы i, а V^p_k,i – составляющую речной рыбы.

4. АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР ПАТЕНТНОЙ, НАУЧНОЙ ЛИТЕРАТУРЫ И НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ ПО ПРИМЕНЕНИЮ ВЫБРАННОГО МЕТОДА АНАЛИЗА ДЛЯ КОНТРОЛЯ КАЧЕСТВА ПРОДУКЦИИ, ДЛЯ КОТОРОЙ ПРИМЕНЕНИЕ ДАННОГО МЕТОДА НАИБОЛЕЕ ЦЕЛЕСООБРАЗНО.

1. Перечень нормативных документов с которыми работают организации занимающиеся контролем за радиационной безопасностью очень обширен.

2. Нормативные документы, которые применяет отделение радиационной гигиены в своей работе при выполнении задач госсаннадзора

3. Закон Республики Беларусь «О санитарно-эпидемическом благополучии населения» утв. 23.05.2000г.

4. Закон Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» утв. 21.12.2005 г.

5. «Нормы радиационной безопасности НРБ-2000» ГН 2.6.1.8-127-2000 утв. 25.01.2000г.

6. «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСП-2002» СанПиН 2.6.1.8-8-2002 утв. 22.02.2002г.

7. Приказ МЧС РБ от 06.02.95г. «Положение о контроле радиоактивного загрязнения от Чернобыльской катастрофы в Республике Беларусь».

8. «Санитарные правила размещения и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ» №1858-78 от 22.06.78г.

9. СанПиН 2.6.1.13-60-2005 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ)» от 30.12.05г.

10. СанПиН 2.6.4.13-29-2005 «Обеспечение радиационной безопасности при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения» от 14.11.05г.

11. СанПиН 2.6.1.13-12-2005 «Гигиенические требования к использованию закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения при геофизических работах на буровых скважинах» от 22.08.05г.

12. СанПиН 2.6.3.12-6-2005 «Гигиенические требования к устройству, оборудовании. и эксплуатации радоновых лабораторий, отделений радонотерапии (радонолечебниц)» от 01.04.05г.

13. СанПиН 2.6.1.13-55-2005 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при проведении радионуклидной диагностики с помощью радиофармпрепаратов» от 28.12.05.

14. «Санитарные правила работы с источниками ионизирующего излучения при обслуживании и ремонте воздушных судов на предприятиях и заводах гражданской авиации» СанПиН №6030-91 от 11.11.91г.

15. СанПиН 2.6.6.11-7-2005 «Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2005)» от 07.04.05г.

16. СанПиН 5179-90 «Санитарные правила устройства, оборудования и эксплуатации больниц, родильных домов и других лечебных стационаров» от 29.06.90г.

17. СанПиН 2.6.1.8-9-2004 «Обеспечение радиационной безопасности при радионуклидной дефектоскопии» от 06.12.04г.

18. СанПиН 2.6.1.8-12-2004 «Обеспечение радиационной безопасности при проведении рентгеновской дефектоскопии» от 30.12.04 г.

19. СанПиН 2.6.6.8-8-2004 «Обращеие с отходами дезактивации, образующимися в результате работ по преодолению последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС (СПООД-2004)» от 23.11.04 г.

20. СанПиН 2.6.1.12-11-05 «Гигиенические требования по дезактивации основных и дополнительных средств индивидуальной защиты в специализированных прачечных» от 06.07.05г.

21. Инструкция 2.6.1.10-8-7-2005 «Определение индивидуальных эффективных доз облучения пациентов при рентгенологических исследованиях с использованием измерителей произведения дозы на площадь» от 07.07.05 г.

22. «Санитарные правила устройства и эксплуатации мощных изотопных бета-установок» №1138-73 от 27.12.73г.

23. СанПиН 2.6.1.13-25-205 «Обеспечение радиационной безопасности при устройстве и эксплуатации мощных изотопных гамма-установок» от 01.11.05г.

24. СанПиН 2.6.3.10-11-30-2005 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации источников, генерирующих низкоэнергетическое рентгеновское излучение» от 22.08.05 г.

25. СпанПиН 2.6.4.13-24-2005 «Гигиенические требования к устройству, эксплуатации и контролю радиоизотопных нейтрализаторов статического электричества с эмалевыми источниками альфа- и бета- излучения» от 01.07.05 г.

26. «Санитарные правила проектирования и эксплуатации критических сборок» №174/3-72 от 28.02.72г.

27. ССБТ. Кабинеты и отделения лучевой терапии. Требования безопасности. ОСТ 42-21-11-81, 1981г.

28. «Система аккредитации поверочных и испытательных лабораторий Республики Беларусь». СТБ 941.0-93 – СТБ 941.3-93 от 07.01.94г.

29. «Влагомеры-плотномеры радиоизотопные переносные для бетонов и грунтов» ГОСТ 25932-83.

30. «Приборы радиоизотопные» ГОСТ 14336-87 от 01.01.89г.

31. «Аппараты рентгеновские медицинские» ГОСТ 26140-84 от 01.07.90.г

32. «Приборы дозиметрические. Методы измерения основных параметров» ГОСТ 25835-83 от 01.01.91г.

33. «Усилители рентгеновского изображения медицинских рентгеновских аппаратов» ГОСТ 26141-84 от 01.07.85г.

34. «Боксы радиационно-защитные с перчатками» ГОСТ 28161-89 от 01.07.90г.

35. «Ускорители заряженных частиц промышленного применения» ГОСТ 2678-84 от 01.01.91.г

36. «Средства коллективной защиты от ионизирующих излучений» ГОСТ 12.4.120-83 от 01.01.84г.

37. «Санитарно-гигиенический контроль систем вентиляции производственных помещений» Методические указания № 4425-87 от 15.09.87г.

38. «Система контроля, управления и защиты ядерных реакторов» ГОСТ 17137-87 от 01.01.87г.

39. «Источники альфа-излучения радионуклидные закрытые» ГОСТ 26305-84.

40. «Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые» ГОСТ 27212-87.

41. Инструкция 2.6.1.10-11-98 – 2005 «Радиационный контроль за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды» от 28.12.05 г.

42. «Материалы и изделия строительные. Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов» ГОСТ 30108-94 от 01.01.95г.

43. «Методика экспрессного определения ОА и УА бета-излучающих нуклидов в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства методом «прямого» измерения «толстых» проб, утверждена МЗ СССР 10.07.87г.

44. «Методика экспрессного радиометрического определения по гамма- излучению ОА и УА радионуклидов цезия в воде, почве, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства», утверждена МЗ СССР 18.06.90г.

45. «Методика определения ОА и УА сырья, материалов, готовой продукции предприятий Госкомпрома РБ по радионуклидам цезия на радиометре РКГ-07П», утверждена Белстандартом 06.05.93г.

46. «Методика экспрессного определения по гамма-излучению ОА и УА радионуклидов цезия в воде, почве, продукции растениеводства, животноводства, сырье и материалах, продуктах питания с помощью радиометров РУГ-91 и РУГ-91М», утверждена Белстандартом 23.03.94г.

47. «Методика экспрессного определения по гамма-излучению ОА и УА радионуклидов цезия в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства с помощью радиометров РКГ-01А/1, РКГ-01А, РКГ-02А, РКГ-02А/1 МВИ 179-95, утверждена Белстандартом 10.02.95г.

48. «Методика экспрессного радиометрического определения по гамма- излучению ОА и УА в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства радиометрами РКГ-01, РКГ-02, РКГ-02С, РКГ-03» МВИ 114-94, утверждена Белстандартом 22.09.94г.

49. Активность радионуклидов цезия в объемных образцах. Методические рекомендации по выполнению измерений на сцинтилляционном гамма-спектрометре, утверждена ВНИИФТРИ 15.10.93г.

50. «Республиканские допустимые уровни содержания цезия – 137 и стронция – 90 в пищевых продуктах и питьевой воде» (РДУ-99) ГН 10-117-99, утв.МЗ РБ 26.04.99г.

51. «Республиканские допустимые уровни содержания цезия – 137 в древесине, продукции из древесины и древесных материалов и прочей непищевой продукции лесного хозяйства» (РДУ/РХ-2001) .

52. «Контрольные уровни содержания естественных радионуклидов в отдельных видах продукции Министерства архитектуры и строительства РБ» утв. 19.12.2000г.

53. «Методические рекомендации по оценке радиационной обстановки в населенных пунктах», утверждена МЗ СССР 25.07.90г.

54. «Методика по определению поверхностной загрязненности различных поверхностей бета-активными радионуклидами», утв. Белкоопсоюзом 19.11.91г.

55. «Инструкция 01-0Д о порядке производства измерений прибором ДРГ-01Т», утв. Белгидрометом 16.11.89г.

56. «Методика измерения поверхностной загрязненности бета-активными радионуклидами сырья и готовой продукции предприятий целлюлозно-бумажной промышленности с помощью радиометра-дозиметра МКС-01Р и его модификации МКС-04А, утв. Белстандартом 26.09.95г.

57. Стандарт Республики Беларусь СТБ 1050-98. Радиационный контроль. Отбор проб продукции животноводства. Общие требования.

58. Стандарт Республики Беларусь СТБ 1051-98. Радиационный контроль. Отбор проб молока и молочных продуктов. Общие требования.

59. Стандарт Республики Беларусь СТБ 1052-98. Радиационный контроль. Отбор проб пищевых продуктов. Общие требования.

60. Стандарт Республики Беларусь СТБ 1053-98. Радиационный контроль. Отбор проб хлеба и хлебобулочных изделий. Общие требования.

61. Стандарт Республики Беларусь СТБ 1054-98. Радиационный контроль. Отбор проб овощей, фруктов и ягод. Общие требования.

62. Стандарт Республики Беларусь СТБ 1055-98. Радиационный контроль. Отбор проб картофеля и корнеплодов. Общие требования.

63. Стандарт Республики Беларусь СТБ 1056-98. Радиационный контроль. Отбор проб сельскохозяйственного сырья и кормов. Общие требования

64. Стандарт Республики Беларусь СТБ 1188-99. Вода питьевая. Общие требования к организации и методам контроля качества.

65. «Инструктивно-методические указания по служебному расследованию и ликвидации радиационных аварий» №2206-80 от 26.09.80г.

66. «Временные гигиенические нормативы по содержанию радона и мощности дозы гамма-излучения» ГН 10-115-99.

67. Номенклатура средств защиты пациентов и персонала при рентгеновских исследованиях. №4-03/2818 утв. 10.11.99г.

68. Письмо Министерства труда №13-06/3787 от 06.12.01г. «Об аттестации рабочих мест с ИИИ в учреждениях здравоохранения».

69. Постановление МЗ РБ № 69 от 04.12.01г. «Об утверждении Положения о проведении обследования граждан на СИЧ».

70. «Определение дозовых нагрузок на взрослых пациентов при рентгенодиагностических исследованиях» №148-9812 от 18.02.99г.

71. «Контроль доз обучения пациентов при рентгенодиагностических исследованиях», утв. МЗ РБ 11.09.01г.

72. «Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий» Методические указания МУК РБ № 11-8-6-2002, утв. 05.18.2002г.

73. Государственная система обеспечения единства измерений. Организация и порядок проведения оценки и проверки качества выполнения измерений подразделений радиационного контроля. Утв. Госстандартом РБ 07.07.98г.

74. Сборник нормативных, методических, организационно-распорядительных документов Республики Беларусь в области радиационного контроля и безопасности. Минск, 2002 г.

75. Отчет о дозах облучения персонала в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующих излучений.

76. Указания по заполнению формы государственной статистической отчетности № 1-ДОЗ «Отчет о дозах облучения персонала в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующих излучений».

77. Отчет о дозах облучения персонала в условиях радиационной аварии или планируемого повышенного облучения, а также лиц из населения, подвергшегося аварийному облучению.

78. Указания по заполнению формы государственной статистической отчетности № 2 –ДОЗ “Отчет о дозах облучения персонала в условиях радиационной аварии или планируемого повышенного облучения, а также лиц из населения, подвергшегося аварийному облучению”.

79. СанПиН 2.6.1.8-3-2002 «Гигиенические требования к производству, эксплуатации и контролю рентгеновских установок для досмотра багажа и товаров» от 08.04.02 г.

80. Санитарные правила 1.1.8.-24-2003 «Организация и проведение производственного контроля за соблюдением санитарных правил и выполнением санитарно-противоэпидемических и профилактических мероприятий» от 22.12.03 г.

81. Санитарные правила и нормы 2.6.18-15-2003 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов» от 19.11.03 г.

82. Санитарные правила и нормы 2.6.18-15-2003 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований» от 31.12.03 г.

83. МУК 2.6.1.11-8-3-2003. Методические указания по методам контроля. «Радиационный контроль. Стронций-90 и цезий-137. Пищевые продукты. Отбор проб, анализ и гигиеническая оценка» от 25.03.03 г.

84. Санитарные правила и нормы 2.6.1.8-2-2003 «Гигиенические требования к обеспечению радиационной безопасности при заготовке и реализации металлолома» от 24.03.03 г.

85. Инструкция №11-8-1-2003 «Организация работы учреждений, осуществляющих государственный санитарный надзор по минимизации последствий аварии на Чернобыльской АЭС» от 07.03.03 г.

86. Инструкция 2.6.1.11-11-12-2003 «Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля в лечебно-профилактических учреждениях»

87. СанПиН2.6.3.10-11-30-2005 «Гигиенические требования к организации и проведению работ по переливу раствора радия-226 из одного барботера в другой, измерению активности и захоронению радиоактивных отходов» от 29.08.05 г.

88. Инструкция 2.6.1.11-8-41-2004 «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками ионизирующего излучения» от 29.12.04 г.

89. Методические рекомендации «Оценка неопределенности измерений в радиационном контроле» от 03.03.05 г.

90. СанПиН 2.6.11-5-2005 «Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации ядерных реакторов исследовательского назначения» от 01.04.05 г.

91. СанПиН 2.6.1.11-8-30-2004 «Работа органов и учреждений, осуществляющих государственный санитарный надзор, при расследовании радиационных аварий» от 21.07.04 г.

92. СанПиН 2.6.4.13-22-2005 «Гигиенические требования к размещению и эксплуатации генераторов нейтронов» от 28.10.05 г.

93. ГН 2.6.1.8-10-2004 «Республиканский допустимый уровень содержания цезия-137 в лекарственно-техническом сырье (РДУ/ЛТС-2004) от 24.12.04г.

94. «Временный допустимый уровень содержания цезия-137 в продукции на основе торфа» от 05.07.04 г.

95. «Контрольные уровни радиоактивного загрязнения для принятия решения о проведении дезактивационных работ» от 04.10.04 г.

96. «Контрольный уровень загрязнения цезием-137 грунта для рекультивации дезактивируемых территорий» от 04.10.04 г.

97. «Республиканские контрольные уровни радиоактивного загрязнения поверхностей зданий, сооружений, конструкций, стройматериалов, оборудования (РКУ РЗ-2004) от 25.11.04г.

98. СанПиН 2.6.2.11-10-2005 «Гигиенические требования по обращению с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием радионуклидов» от 05.07.05 г.

99. СанПиН 2.6.1.13-55-2005 «Гигиенические требования к обеспечению радиационной безопасности при проведении радионуклидной диагностики» от 28.12.05 г

10

5. ОПИСАНИЕ СТАНДАРТИЗОВАННОЙ МЕТОДИКИ АНАЛИЗА ЦЕЛЕВОЙ ПРОДУКЦИИ

Для радиометрических исследований отбирают навеску пробы. Для этого рыбу измельчают в фарш и отбирают 3г. фарша. При отборе проб необходимо пронумеровать их, проставив номер на банке или полиэтиленовом мешке. На пробе указывают вид пробы, место взятия пробы, дату, часы, минуты заражения и взятия пробы, фамилию взявшего пробу. Наличие содержания радионуклидов на предприятии «Минскрыбпром» проводится с помощь Гамма – бета спектрометра МКС АТ 1315, дозиметр-радиометра МКС-АТ6130, а также стационарного радиометра ATOMTEX с программным обеспечением. Анализ стандартизированной методики анализа продукции приведен в таблице 5.

В тех случаях, когда обработка результатов не компьютеризирована для расчета погрешности используется следующая система счета.

Активная система определения излучения никогда не может видеть 100 процентов распадов, происходящих в данном радиоактивном образце. Это связано с многочисленными факторами, среди которых и конкретная система счета, и специфичные радионуклиды в образце. Количество единичных импульсов в минуту (и/м), отображаемых счетчиком, следовательно, должно отличаться от скорости распада (р/м) образца. Отношение скорости единичных импульсов (и/м) к скорости распадов (р/м), выражаемое в процентах – эффективность системы счета.

(5)

Эффективности конкретной системы счета излучения для различных радионуклидов можно определять через калибровку системы со стандартами этих же самых радионуклидов.

Поскольку каждая система счета будет регистрировать определенное число одиночных импульсов от окружающего излучения и электронного шума в счетчике (именуется фоном инструмента), то более правильная формула:

(6)

Пример расчета.

Концентрация долгоживущего радиоактивного изотопа является по существу постоянной во время периода анализа. Активность образца может быть использована для вычисления число присутствующих радиоактивных частиц.

Пример. Активность в 10,00 мл образце радиоактивной морской воды, содержащей была найденной 9,07?10⁶ распадов/с. Какова молярная концентрация в образце? Период полураспада для равен 28,1 года.

Решение. Подстановка уравнения (4) в уравнение (1) и решение для N дает

Прежде, чем количество атомов может быть определено, необходимо выразить активность и период полураспада в тех же самых единицах. Преобразование периода полураспада для к секундам дает t_1/2 = 8,86?10⁸ с. Подстановка известных величин дает число атомов

Таким образом, концентрация в образце равна

Прямой анализ короткоживущих радиоактивных изотопов, используя метод, приведенный в примере, менее полезен, т. к. он обеспечивает только переходную меру концентрации изотопа. Концентрация изотопа в конкретный момент может быть определена измерением его активности по прошествии времени, t, и использованием уравнения (3) для вычисления N₀.

Схема

Радиационного контроля сырья и готовой продукции

Таблица 5

10

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В настоящее время имеется достаточно большое количество информации о применении методов обнаружения и измерения радиоактивного излучения. Причем существуют различные виды методов анализа, и каждый из них имеет свои достоинства и недостатки.

На современном этапе развития технологии все большее значение играет качество изготовляемой продукции. Решающим фактором служит увеличение конкурентоспособности продукции и выход её на международный уровень. В след за этим развиваются и методики направленные на контроль качества. Правильный выбор методики позволит предприятию не только улучшить качество своей продукции, но и сэкономить деньги. На сегодняшний день ионизационный и сцинтилляционный методы анализа являются наиболее широко распространенными, экспрессными и досточно дешевыми.