Методы и приборы неразрушающего контроля. Раздел ''Радиационный контроль''. Методические указания по выполнению лабораторных работ

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ВОСТОЧНО-СИБИРСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ Кафедра «Метрология, стандартизация и сертификация

МЕТОДЫ И ПРИБОРЫ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ Раздел: Радиационный контроль Методические указания по выполнению лабораторных работ для студентов специальности «Метрология и метрологическое обеспечение» дневной и заочной форм обучения

Составитель: Жаргалов Б.С.

Улан-Удэ, 2002 г.

Методические указания «Радиационный контроль» по курсу «Методы и средства неразрушающего контроля» имеют своей целью ознакомление с основными понятиями об источниках радиоактивных излучений, о приборах для их измерений и контроля. В работе даны техническая характеристика, устройство и принцип работы дозиметра ДРГ-0,5 м.

1. Основные источники радиоактивных излучений В 1995г. был принят Закон Российской Федерации «Об использовании атомной энергии» (170-ФЗ) и в 1996г. Закон Российской Федерации «О радиационной безопасности населения (№3-ФЗ), которые определяют правовую основу использования атомной энергии и источников ионизирующих излучений, направлены на охрану здоровья и жизни людей, защиту окружающей среды и собственности. Радиоактивными называются излучения, возникающие при радиоактивном распаде ядер атомов. По своей физической природе радиоактивные излучения представляют собой потоки быстро движущихся частиц, входящих в состав атомных ядер, а также электромагнитное излучение этих ядер. Сущность процесса ионизации заключается в том, что под воздействием радиоактивных излучений электрически нейтральные в нормальных условиях атомы и молекулы вещества распадаются на пары положительно и отрицательно заряженных частиц – ионов. Ионизация вещества всегда сопровождается изменением его основных физико-химических свойств, а для биологической ткани – нарушением ее жизнедеятельности. Поэтому радиоактивные излучения и оказывают на живой организм поражающее действие. Поражение человека радиоактивными излучениями возможно в результате как внешнего , так и внутреннего облучения. Фоновое облучение человека создается космическим излучением, естественным и искусственными радиоактивными веществами, содержащимися в теле человека и в окружающей среде. Солнечное космическое излучение играет важную роль за пределами земной атмосферы, но из-за сравнительно низкой энергии (примерно до 40 МЭВ) не приводит к заметному увеличению дозы излучения на поверхности Земли. В биосфере Земли содержится более 60 естественных радионуклидов, которые можно разделить на две категории: первичные и космогенные. В первичную категорию входят 32 радионуклида – продукты распада тория и 11 долгоживущих радионуклидов ( 40К, 87Рв и др.) имеющих Т1/2 от 107 до 1015 лет. Космогенные радионуклиды образуются в основном в атмосфере в результате взаимодействия протонов и нейтронов с ядрами N, O, Ar, а затем поступают на земную поверхность с атмосферными осадками. К ним относятся 3Н, 14С, 7Ве, 22 Nа и другие (всего 14 радионуклидов). 3Н, 14С являются космогенными источниками и последующего внутреннего облучения человека на Землю, а источниками внутреннего облучения являются. 7Ве, 22Nа ,24Nа . Внешнее γ- облучение человека от указанных естественных радионуклидов вне помещений обусловлено их присутствием в различных подобных средах.( почве, при земном воздухе, гидросфере и биосфере). Повышенное содержание радионуклидов отмечено в Индии, Бразилии, Иране и др. странах. Мощность дозы внешнего облучения от радионуклидов для населения земного шара принято равной 4,5*10-8 гр/ч, а мощность космогенных радионуклидов 2*10-10 гр/ч. Внутреннее облучение человека создается радионуклидами. Попадающими с воздухом, пищей и водой внутрь организма. Из них наиболее высокий вклад в эффективную дозу дают 40К , 14С, 87Рв, 210Ро, 276Rа. В связи с индустриализацией в природную среду стали поступать в больших количествах естественные радионуклиды, извлекаемые из глубин Земли вместе с нефтью, газом, углем, минеральными удобрениями, строительными материалами и др. Уголь, сжигаемый в электростанциях или в жилых домах, содержит естественные радиоактивные 40 К, а также 238V и 232Th в равновесии с продуктами их распада. Выброс этих нуклидов в атмосферу зависит от зольности угля и эффективности очистных фильтров электростанции. Работа АЭС требует добычи урановой руды, ее переработки в обогащенное 235V ядерное топливо, производство твэлов, переработки отработавшего топлива и захоронение образующихся радиоактивных отходов. Оценки показывают , что дозы от этих отходов будут очень малы ( от 10-8 до 10-6 Зв в год через 4*108 лет после захоронения в скальные породы или соляные копи).Испытания ядерного оружия (кроме подземных) запрещены в

большинстве стран мира, и доза проведенных их испытаний до 1981г. составит 3*107 чел. Зв, что равно четырем годовым дозам естественного облучения за этот же период. Использование ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в медицине для диагностики и радиотерапии является основным источником искусственного облучения человека, превышающим воздействие всех других источников. Эти дозы создаются при рентгеновской диагностике, диагностике состояния отдельных органов с помощью радиоактивных фармацевтических препаратов, вводимых во внутрь организма; радиационной терапии с использованием радиоактивных источников, бетатронов и линейных ускорителей. Из всего выше сказанного можно делать вывод о дозн облучения по степени их опасности: 1-е место – природные источники 2-е место – медицинская диагностика 3-е место - ядерные испытания в атмосфере 4-е место – АЭС Нормы радиационной безопасности (НРБ) основаны на рекомендациях МКРЗ (международной комиссии радиационной защиты): − не превышение установленного основного дозового предела; − исключение всякого необоснованного облучения; − снижение дозы до возможно низкого уровня. 2 Характеристики радиоактивных излучений Основными типами радиоактивных излучений являются альфа-, бета-, гамма- и нейтронное излучения. Альфа–излучение представляют собой поток альфа частиц, распространяющихся с начальной скоростью около 20000 километров в секунду. Альфа- частицами называется ядро гелия, состоящие из двух нейтронов и протонов. Внешнее облучение альфа- частицами практически без вредно, но попадание этих частиц внутрь организма весьма опасно. Бета- излучение представляет собой поток бета- частиц. Бета- частицей называется излученный электрон или позитрон. Внешнее облучение бета- частицами представляет серьезную опасность лишь при попадании радиоактивных веществ непосредственно на кожу (особенно в глаза ) или во внутрь организма. Гамма-излучение представляет собой электромагнитные излучения, испускаемое ядрами атомов при радиоактивных превращениях. Гамма-излучения испускается отдельными порциями (квантами) и распространяется со скоростью света. Из-за наибольшей проникающей способности гамма-излучение является важнейшим фактором поражающего действия радиоактивных излучений при внешнем облучении. Нейтронное излучение представляет собой поток нейтронов. Скорость распространения нейтронов может достигать 20 000 км/сек. Так как нейтроны не имеют электрического заряда, они легко проникают в ядра атомов и захватываются ими. Основными характеристиками радиоактивности является скорость радиоактивного распада, количество (активность) радиоактивного вещества, доза излучения, уровень радиации, степень заражения радиоактивными веществами. В любом радиоактивном веществе происходит постепенный распад всех ядер его атомов. Поэтому для любого количества данного радиоактивного изотопа выполняется следующий закон: половина общего числа ядер радиоактивных атомов распадается всегда за одинаковое время. Это время называется периодом полураспада (Т).

Количество радиоактивного вещества принято оценивать его активностью, под которой понимают число радиоактивных распадов атомов в единицу времени. За единицу активности, т.е. количества радиоактивного вещества, принята единица, названная кюри. Кюри (с)- это такое количество радиоактивного вещества, в котором происходит 37 миллиардов распадов ядер атомов в секунду: 1 кюри(с)= 37*109 распадов/сек. Дозой излучения называется энергия излучения, поглощенная в единице объема или веса вещества за все время воздействия облучения. За единицу измерения дозы гаммы- излучения в воздухе принят рентген. Рентген (р)это такая доза гамма-излучения, при которой в одном кубическом сантиметре сухого воздуха при нормальных условиях (температура 00С, давление 760 мм рт.ст ) образуется 2.08 миллиардов пар ионов. Интенсивность гамма-излучения характеризуется уровнем радиации. Он равен дозе, создаваемой за единицу времени, т.е. характеризует скорость накопления дозы. Уровень радиации измеряется в рентгенах в час (р/час) . Степень заражения радиоактивными веществами характеризуется плотностью заражения. В настоящее время измерения радиоактивного заражения проводят в единицах уровней радиации по гамма- излучению в миллирентгенах в час (мр/час). 3 Назначение и классификация дозиметрических приборов В настоящее время используют четыре основных типа дозиметрических приборов: индикаторы, рентгенметры, радиометры и дозиметры. Индикаторы предназначены для обнаружения самого факта радиоактивного заражения местности и различных объектов ( вооружения, обмундирования, строений и т.д.). Простейшие индикаторы могут не иметь измерительных приборов, и лишь регистрируют наличие радиоактивного заражения по изменению состояния сигнального устройства. Рентгенометры предназначены для измерения уровня радиации (γ- излучения). Рентгенометры имеют измерительные приборы, отградуированные в единицах измерения мощности доз излучения- р/час. Диапазон измерений для различных типов рентгенометров лежит в пределах от 0-0,1 до 200-500 р/час. Радиометры предназначены для измерения степени зараженности поверхностей различных объектов радиоактивными веществами. Пределы измерений большинства радиометров составляют: По β – излучению от 150-1000 до 106-5*106 распадов/мин, см2 По γ – излучению от 0,03-1 до 20-125 мр/час. Дозиметры предназначены для измерения суммарных γ- излучения и нейтронов. Дозиметры позволяют измерить суммарные индивидуальные дозы облучения в пределах от 0-50р (при уровнях радиации от 0,18 до 200 р/ч) до 50-800р (при уровнях радиации от 1 до 250 000 р/ч). Воспринимающее устройство (датчик или детектор излучений) предназначен для преобразования воздействующей на него энергии радиоактивных излучений в какой либо другой вид энергии – электрическую, химическую, световую. Усилительное устройство предназначено для измерения сигналов, вырабатываемых воспринимающим устройством. Источники питания обеспечивают работу всех элементов прибора. Дозиметры ДРГ-05М

Дозиметр ДРГ-05М предназначен для измерения экспозиционной дозы и мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма- излучений, а также качественной оценки наличия бета- излучения. Дозиметры применяются в промышленности и лабораториях для оперативного дозиметрического контроля радиационной обстановки. Рабочие условия эксплуатации дозиметра: температура окружающего воздуха от минус10 до +400С; Относительная влажность воздуха до 90 % при 300С Технические характеристики 1 Дозиметр измеряет экспозиционную дозу и мощность экспозиционной дозы рентгеновского и гамма- излучения в диапазоне энергий фотонов: ДРГ-05М – от 15 до 3*103 kеV 2 Диапазоны измерений мощности экспозиционной дозы: ДРГ-05М от0,01 до 104 µR/s 3. Дозиметры измеряют экспозиционную дозу рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне от1 до 10 000 mR. 4. Пределы допускаемой дополнительной погрешности измерений составляют: +10% от показаний дозиметров в нормальных условиях при изменении относительной влажности до 90% при температуре 300С. 5. Масса дозиметра не более 1.5 кг. 6. Средняя наработка на отказ дозиметров не менее 5000 h. 7. Назначенный срок службы дозиметров 8 лет. Устройство и принцип работы 1. Измерение мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма- излучения дозиметра основано на измерении, интенсивности сцинтилляций воздухоэквивалентного сцинтиллятора, которая пропорциональна измеряемой мощности экспозиционной дозы. В качестве воздухоэквивалентного сцинтиллятора используется органический сцинтиллятор на основе полистирола. Эффективный атомный номер сцинтиллятора близок эффективному атомному номеру воздуха. Воздухоэквивалентность сцинтиллятора , его большие размеры и наличие съемного стакана из черного полиэтилена обеспечивают создание условий электронного равновесия в широком энергетическом диапазоне. Фотоумножитель, регистрирующий вспышки сцинтиллятора, работает в токовом режиме. С помощью аналого-цифрового преобразователя ток ФЭУ преобразуется и в импульсы напряжения, частота следования которых пропорциональна измеряемому току. Таким образом число импульсов, в единицу времени сосчитанных пересчетным устройство (и зафиксированное на цифровом индикаторном табло) будет пропорционально измеряемой мощности экспозиционной дозы, а полное число импульсов за определенное время будет пропорционально экспозиционной дозе за это время. Дозиметр позволяет качественно оценить наличие бета- излучений, как при наличии, так и при отсутствии гамма- излучения. О наличии бета- излучения судят по разности показаний дозиметра при надетом на блок детектирования съемном стакане и без него. 2. Структурная схема дозиметра представлена на рисунке 1. Дозиметр работает следующим образом: ток ФЭУ поступает на аналого-цифровой преобразователь (АЦП), импульсы АЦП поступают на схему управления режимом

«мощность дозы» и «доза», после которой на пересчетную схему, а с нее на табло индикации, содержащее четыре цифровых индикатора типа АЛС324Б на базе светодиодов. В целях экономии емкости аккумуляторов узел индикации работает в режиме динамического опроса, когда в каждый момент времени светится только один элемент цифрового индикатора АЛС324Б. С этой же целью, когда регистрируются малые уровни излучения (информация поступает только с цифровых индикаторов низших разрядов), специальная схема ( схема гашения «левых нулей») обеспечивает гашение цифровых индикаторов высших разрядов, на которых в это время нет информации. Если же на цифровых индикаторах высших разрядов появляются отличные от нуля значения, то эти цифры загораются. Дозиметр ДРГ-05 имеет три режима работы рис.2 Первый режим «<100 µR/s» используется при измерении мощности экспозиционной дозы от 0,1 до 99,9 µR/s. В этом режиме на индикаторном табло поле цифрового индикатора второго разряда светится «запятая», обеспечивающая измерения уровней излучения, начиная с 0.1 µR/s. Второй режим работы «> 100 µR/s» используется при измерении мощности экспозиционной дозы больше 100 µ R/s , при этом «запятая» гаснет и возможно измерении мощностей экспозиционных доз от 1 до 9999 µR/s. Таким образом, эти два режима работы дозиметра обеспечивают измерение мощностей экспозиционных доз в пределах пяти порядков. Третий режим работы «mR» используется при измерении экспозиционной дозы. В этом режиме прибор измеряет экспозиционную дозу от 1 до 9999 mR. При превышении показаний индикаторного табло 99.9 в первом режиме и 9999 на остальных специальная схема (схема гашения и сигнализации о перевыполнении), обеспечивает мигание цифр с частотой около 16Hz. Эта же схема обеспечивает гашение цифровых индикаторов с периодом 1 s , что уменьшает потребляемую дозиметром мощность. Питание дозиметра осуществляется от аккумуляторов. Поскольку напряжение аккумуляторов в процессе работы непрерывно падает, дозиметр имеет узел стабилизации низковольтного напряжения, обеспечивающего стабилизированным напряжением все низковольтные электрические цепи дозиметра; для питания ФЭУ дозиметр имеет узел стабилизированного высоковольтного питания. Наконец, дозиметр имеет специальную схему индикации уменьшения напряжения питания аккумуляторных батарей ниже нормы, которая обеспечивает зажигание сигнального светодиода, расположенного на передней панели дозиметра, в любом режиме его работы. Порядок работы 1. Перед началом работы с дозиметром необходимо ознакомится с паспортом. 2. Установить переключатель рода работ в положение «< 100 µR/s», убедится, что светодиод индикации напряжения аккумуляторов не светится , а на информационном табло с периодом около 1s высвечиваются цифры (Рис. 2). 3. Снять полиэтиленовый стакан с блока детектирования, открыть затвор и убедиться в том, что при помещении на торец блока детектирования контрольного источника показания дозиметра возрастают. Аналогично проверить поддиапазоны «< 2.5 µR/s» и «> 100 µR/s». После выполнения вышеизложенных операций дозиметр готов к работе. 4. Произвести компенсацию собственного фона в следующем порядке: 1) вращением стакана блока детектирования установить световой затвор в положение ЗАКРЫТО; 2) нажать кнопку КОМПЕНС и отпустить ее через 2-3 высвечивания информации на цифровом табло.

После отпускания кнопки убедитесь, что на табло высвечиваются нули или показания не превышают цифры 2 в последнем разряде табло. В противном случае, повторите компенсацию. Измерение мощности экспозиционной дозы или экспозиционной дозы рентгеновского или гамм- излучения с энергией фотона от 30 до 3*103 kеV дозиметром ДРГ05М проводится с надетым на блок детектирования полиэтиленовым стаканом. Измерение мощности экспозиционной дозы дозиметрами проводить в следующем порядке; 1) установить переключатель режимов работы в положение, соответствующее предполагаемой мощности дозы; 2) через 1 min после включения произвести компенсацию собственного фона 3) открыть световой затвор и произвести измерения. Измерение экспозиционной дозы дозиметрами производить в следующем порядке: 1) установить переключатель в положение «> 100 µR/s», закрыть световой затвор и зафиксировать среднее значение 5-6 показаний дозиметра при нажатой кнопке КОМППЕНС (Р/ф); 2) установить переключатель в положение «mR» и открыть световой затвор. При этом на табло установятся нули и дозиметр начнет набор дозы с момента открывания затвора. Действительное значение величины экспозиционной дозы вычисляется по формуле, «mR»: Дд = (Д изм – Рф*t изм)*Кс, где Д изм – доза, измеренная дозиметром mR; Рф – среднее значение собственного фона на поддиапазоне «>100 µR/s», mR/s; t изм- время измерения, Кс- коэффициент соответствия. Для качественной оценки наличия бета- излучений необходимо провести измерения с надетым на блок детектирования полиэтиленовым стаканом и без него, не меняя положения дозиметра. Увеличение показаний дозиметра при снятом стакане относительно показаний при надетом стакане указывает наличие бета- излучения. Замену аккумуляторных батарей производить в следующем порядке: 1) отвинтить винт, крепящий крышку ручки дозиметра и снять ее, приподняв нижний край и потянув ее вниз; 2) извлечь аккумуляторные батареи, сдвинув их от центра ручки дозиметра; 3) установить заряженные аккумуляторные батареи, соблюдая полярность аккумуляторных батарее и контактов в ручке дозиметра; 4) установить крышку и закрепить ее винтом. Контрольные вопросы 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8.

Перечислите основные типы радиоактивных излучений. Что собой представляет гамма- излучения? Перечислите основные характеристики радиоактивности. Что называется дозой излучения? Типы дозиметрических приборов. Назначение дозиметра ДРГ-05М. Устройство и принцип работы ДРГ-05М Порядок работы.

Рис. 1. Структурная схема дозиметра

Рис. 2. Общий вид дозиметра Список использованной литературы 1. Горницкий А. Приборы радиационной и химической разведки. М.: Изделия. ДОСААФ, 1969г 2. Дуриков А.П. Оценка радиационной обстановки на объекте народного хозяйства. М.: Воен. издат., Мин.обор. СССР,1975. 3. Временная инструкция по контролю радиоактивного облучения личного состава формирований гражданской обороны населения. М.: Воен. издат., Мин.обор. СССР, 1971. 4. Козлов В.Ф.Справочник по радиационной безопасности. М.: Энергоиздат, 1999г. 5. Паспорт, альбом на дозиметры ДРГ-0.5, ДРГ- 0.5 М.

МЕТОДЫ И ПРИБОРЫ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ Раздел: Радиационный контроль Методические указания по выполнению лабораторных работ для студентов специальности «Метрология и метрологическое обеспечение» дневной и заочной форм обучения Составитель: Жаргалов Б.С.

Подписано в печать 06.05.2002 г. Формат 60×84 1/16. Усл.п.л. 1,6, уч.-изд.л. 0,8. Издательство ВСГТУ. г.Улан-Удэ, ул. Ключевская, 40, а. ВСГТУ, 2002 г.