Лекция 13 Ионизирующие излучения Введение 1 Кратк�

Лекция 13

Ионизирующие излучения

Введение 1

1. Краткая характеристика различных видов ИИ 2

2. Единицы активности и дозы ионизирующих излучений 2

3. Биологическое действие ионизирующих излучений 6

3.1 Механизм действия ИИ на биологические объекты 6

Внутреннее облучение. 7

3. 2 Воздействие радиации на организм человека 7

4. Источники ионизирующих излучений 8

5. Нормирование ионизирующих излучений. 9

6. Дозиметрический контроль 13

Введение

Ионизирующие излучения (ИИ) – это излучения, взаимодействие которых со средой приводит к образованию зарядов противоположных знаков. Другими словами, ИИ при взаимодействии с веществом способны создавать в нем заряженные атомы и молекулы – ионы.

Практически в первые же годы после открытия ионизирующего излучения исследователи столкнулись с его отрицательными эффектами. В 1895 г. помощник Рентгена В. Груббе получил радиационный ожог рук при работе с рентгеновскими лучами, а А. Беккерель, открывший радиоактивность, положил однажды в карман пробирку с радием и получил сильный ожог кожи. Мария Кюри, с именем которой мы связываем начало научных исследований радиоактивности и становление ядерной физики, как считается умерла от одного из злокачественных заболеваний крови, явившегося последствием длительного облучения.

Крупнейшие специалисты, обеспокоенные вредным воздействием ионизирующих излучений, в конце 20-х годов создали Международную Комиссию по радиационной защите (МКРЗ), которая разрабатывала и продолжает разрабатывать правило работы с радиоактивными веществами. На основе рекомендаций МКРЗ национальные эксперты разрабатывают национальные нормативы в своих странах.

В начале 50-х годов, когда мир уже знал о последствиях атомных бомбардировок японских городов, когда ядерные державы проводили испытания ядерного оружия в атмосфере мировая общественность стала проявлять беспокойство по поводу воздействия ионизирующих излучений на человека и окружающую среду. Тогда, в 1955 г. Генеральная Ассамблея ООН основала Научный Комитет по действию атомной радиации (НКДАР) ® (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, UNSCEAR). Он занимается изучением действия радиации, независимо от ее источника на окружающую среду и население. Он не устанавливает норм радиационной безопасности, не дает рекомендаций, не изыскивает средств защиты, а служит источником сведений, на основе которых МКРЗ и национальные комиссии вырабатывают соответствующие нормы и рекомендации (в России – Санкт Петербургский МИИ радиационной гигиены).

1. Краткая характеристика различных видов ИИ

а) Корпускулярное излучение.

1) Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых веществом при радиоактивном распаде или при ядерных реакциях. Энергия частиц – несколько МэВ. Пробег a-частиц в воздухе достигает 8-9 см, а в живой ткани – несколько десятков микрометров.

Обладая сравнительно большой массой a-частицы быстро теряют свою энергию при взаимодействии с веществом, что обусловливает их низкую проникающую способность и высокую ионизирующую способность (на 1 см пути в воздухе – несколько десятков тыс. пар ионов).

2) Бета-излучение – поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактивном распаде. Энергия – до нескольких МэВ. Максимальный пробег в воздухе – 1800 см, в живых тканях – 2,5 см. Ионизирующая способность b-излучения на три порядка (до нескольких десятков пар ионов на 1 см) ниже чем у a-частиц, а проникающая способность выше, т. к. при одинаковой с a-частицами энергии они обладают значительно меньшей массой и зарядом.

3) Нейтронное излучение. Нейтроны преобразуют свою энергию в т. н. упругих и неупругих взаимодействиях с ядрами атомов.

При упругих взаимодействиях происходит обычная ионизация вещества.

При неупругих взаимодействиях возникает вторичное излучение, которое может состоять как из заряженных частиц, так и g-квантов (гамма-излучение).

Проникающая способность нейтронов существенно зависит от их энергии и состава атомов вещества, с которым они взаимодействуют.

б) Электромагнитное излучение.

1) Рентгеновское излучение – возникает в среде, окружающей источ-ник b-излучения, в рентгеновских трубках, ускорителях электронов, электронно-лучевых трубках и т. п. Оно представляет собой совокупность тормозного и характеристического излучения.

Тормозное излучение – фотонное излучение с непрерывным спектром, испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц.

Характеристическое излучение – это фотонное излучение с дискретным спектром, испускаемое при изменении энергетического состояния атома.

Энергия фотонов рентгеновского излучения составляет 1 МэВ. Оно обладает малой ионизирующей способностью, но большой проникающей способностью.

2) Гамма-излучение – это электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Его энергия находится в пределах 0,01 3 МэВ. Длины волн g-излучения меньше, чем длины волн рентгеновского излучения. Поскольку с уменьшением длины волны проникающая способность излучения возрастает, g-излучение обладает весьма высокой проникающей способностью. Ионизирующая способность его, соответственно, мала.

2. Единицы активности и дозы ионизирующих излучений

Активность (А) радиоактивного вещества – число спонтанных ядер-ных превращений (dN) в этом веществе за малый промежуток времени (dt):


.


1 Бк (беккерель) равен одному ядерному превращению в секунду. В литературе, изданной до 1996 года часто ввстречается прежняя (внесистемная) единица – Кюри (Ки): 1 Ки = 3,7 1010 Бк.

Экспозиционная доза (характеризует источник излучения по эффекту ионизации):




где dQ – полный заряд ионов одного знака, возникающий в воздухе в данной

точке пространства при полном торможении всех вторичных электронов, которые были образованы фотонами вы малом объеме (dm) воздуха.

Экспозиционная доза на рабочем месте при работе с радиоактивными веществами:



где А – активность источника [мКи], Кg – гамма-постоянная изотопа [Р см2 / (ч мКи)] – из справочника, t – время облучения, r – расстояние от источника до рабочего места [см ].

При дозиметрическом контроле используется также мощность экспозиционной дозы [рч-1].

Поглощенная доза это фундаментальная дозиметрическая величина, определяемая по формуле:


.


Здесь dE – средняя энергия, переданная излучением веществу в некотором элементарном объеме, dm – масса вещества в этом объеме.

В системе СИ поглощенная доза измеряется в Джкг-1 и имеет специальнрое название грей (Гр). Ранее широко использовалась внесистемная единица «рад», поэтому следует помнить соотношение между этими единицами:

Величина поглощенной дозы зависит от свойств излучения и поглощающей среды. Поглощенная доза связана с экспозиционной дозой соотношением

Дпогл. = Дэксп. К1,


где К1 – коэффициент, учитывающий вид облучаемого вещества (воздух, вода и т. п.), т. е. учитывающий отношение энергии, поглощаемой данным веществом, к электрическому заряду ионов, образованных в воздухе такой же массы. При экспозиционной дозе в 1 Р энергия g-излучения, расходуемая на ионизацию 1 г воздуха равна 0,87 рад, т. е. для воздуха



В человеческом организме:

- для воды К1 = 0,887 … 0,975 рад/Р,

- для мышц К1 = 0,933 … 0,972 рад/Р,

- для костей К1 = 1,03 … 1,74 рад/Р.

В целом для организма человека при облучении от g-источника коэффициент

В условиях электронного равновесия экспозиционной дозе 1 Р соответствует поглощенная доза 0,88 рад.

В дозиметрической практике часто сравнивают радиоактивные препараты по их g-излучению. Если два препарата при тождественных условиях измерения создают одну и ту же мощность экспозиционной дозы, то говорят, что они имеют одинаковый g-эквивалент.

Гамма-эквивалент mRa источника – условная масса точечного источника 226Ra, создающего на некотором расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы как и данный источник. Единица – 1кг-экв Ra.

В связи с тем, что одинаковая доза различных видов излучения вызывает в живом организме различное биологическое действие, введено понятие эквивалентной дозы.

Поглощенная доза не учитывает того, что при одинаковой поглощенной энергии a-излучение, например, гораздо сильнее воздействует на живую ткань, чем b- или g-излучение, так как его ионизирующая способность в несколько раз выше. Если принять во внимание этот факт, то дозу следует умножить на коэффициент, отражающий неодинаковую ионизирующую способность различных видов излучения.

Эквивалентная доза (Н) – величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава

Н = Д Q [Зв] 1 Зв = 100 бэр.


Q – безразмерный взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Для рентгеновского и -излучения Q=1, для альфа-, бета-частиц и нейтронов Q=20.

При расчете эквивалентной дозы для a-активных нуклидов учитывается еще и коэффициент распределения дозы. КР, учитывающий влияние неоднородности распределения нуклидов в ткани и его канцерогенную эффективность по отношению к 226 Ra.

До 1996 года в СССР, а затем в в СНГ в качестве единицы измерения эквивалентной дозы использовался «бэр» – поглощенная доза любого вида излучения, которая вызывает равный биологический эффект с дозой в 1 рад рентгеновского излучения. Таким образом, бэр – “биологический эквивалент рада”. С 1996 года на территории России использование старых внесистемных единиц «рад», «бэр», а также «кюри» в литературе, официальных документах не допускается. В системе СИ единицей измерения для эквивалентной дозы является зиверт (Зв). Соотношение с прежней единицей то же, что и для поглощенной дозы: 1Зв = 100 бэр.

При определении эквивалентной дозы следует учитывать также, что одни части тела (органы; ткани) более чувствительны к облучению, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятнее, чем в щитовидной железе, мышечной ткани, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения органов и тканей также следует учитывать с разными коэффициентами. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты и просуммировав их по всем органам и тканям, получим эффективную эквивалентную дозу (рисунок 2), отражающую суммарный эффект облучения для организма; она также измеряется в зивертах. Эффективная эквивалентная доза используется для оценки риска отдаленных последствий облучения.

Просуммировав индивидуальные эквивалентные дозы, мы получим коллективную эффективную эквивалентную дозу, которая измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв).

Однако многие радионуклиды распадаются очень медленно (например, уран 238 - п/п = 4,47 млрд. лет, U234 – 245000 лет, торий 230 – 8000 лет, Ra226 – 1600 лет) и останутся радиоактивными и отдаленном будущем. Коллективную эффективную эквивалентную дозу, которую получат многие поколения людей от какого-либо радиоактивного источника за все время его дальнейшего существования называют ожидаемой (полной) коллективной эффективной эквивалентной дозой.

1,00 – организм в целом

Рисунок 2 – Эффективная эквивалентная доза

3. Биологическое действие ионизирующих излучений

3.1 Механизм действия ИИ на биологические объекты

Биологический эффект ионизирующих излучений тем больше, чем больше произошло актов ионизации в живом веществе. Другими словами, биологическое действие излучения зависит от числа образованных пар ионов или соответственно, величины поглощенной энергии.

Ионизации живой ткани приводит к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры различных соединений. Такие изменения на молекулярном уровне приводят в конечном итоге к гибели клеток.

Так под влиянием излучений в живой ткани происходит расщепление воды на атомарный водород Н + и гидроксильную группу ОН - , которые, обладая высокой химической активностью, вступают в соединения с другими молекулами ткани и образуют новые химические соединения, не свойственные здоровой ткани. Таким образом, в результате прошедших изменений нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ нарушается.

Нарушение процессов жизнедеятельности организма выражается в таких расстройствах как

- торможение функций кроветворных органов,

- нарушение нормальной свертываемости крови и повышение хрупкос- ти кровеносных сосудов,

- расстройство деятельности желудочно-кишечного тракта,

- снижение сопротивляемости инфекциям,

- истощение организма и др.

Говоря о биологическом действии ионизирующих излучений, следует различать внешнее и внутреннее облучение.

Внешнее облучение. Под внешним облучением понимают такое воздействие излучения на человека, когда источник радиации расположен вне организма и исключена вероятность попадания радиоактивных веществ внутрь организма.

Внешнее облучение возможно при работе на рентгеновских аппаратах и ускорителях или же при работе с радиоактивными веществами, находящимися в герметичных ампулах. Наиболее опасными при внешнем облучении являются бета-излучение, нейтронное излучение, гамма- и ренгеновское излучения. Биологический эффект зависит от дозы облучения, вида излучения, времени воздействия, размеров облучаемой поверхности, ее локализации на теле, индивидуальной чувствительности организма.

Так a- и b-частицы, обладая незначительной проникающей способностью, вызывают при внешнем облучении только кожные поражения.

Жесткие рентгеновские и g-лучи, обладающие высокой проникающей способностью, могут привести к летальному исходу, не вызвав изменений кожных покровов.

Внутреннее облучение.

Внутреннее облучение происходит при попадании радиоактивного вещества внутрь организма при вдыхании воздуха, загрязненного радиоактивными элементами, через пищеварительный тракт, и, в редких случаях, через кожу. При попадании радиоактивного вещества внутрь организма человек подвергается непрерывному облучению до тех пор, пока радиоактивное вещество не распадается или не выведется из организма. Этот вид облучения может вызывать поражения различных внутренних органов.

3. 2 Воздействие радиации на организм человека

Все многообразие отрицательных врздействий радиации на человеческий организм можно свести к так называемым пороговым (детерминированным) эффектам и беспороговым (стохастическим).

Пороговые, или детерминированные эффекты облучения это биологические эффекты излучения, в отношении которых предполагается существование порога, выше которого тяжесть эффекта зависит от дозы. Пороговые эффекты возникают при облучении в течении всей жизни в дозах, превышающих 0,1 Зв, или 100 мЗв в год.

Рассмотрим пороговые эффекты облучения - радиационные поражения.

Радиационные поражения могут быть острыми и хроническими.

Острые поражения (острая лучевая болезнь, далее - ОЛБ) наступают при облучении большими дозами в течение короткого промежутка времени.

Хронические лучевые поражения бывают общие и местные. Они развиваются в скрытой форме в результате систематического облучения дозами больше предельно допустимой, поступающими как при внешнем облучении, так и при попадании радиоактивных веществ внутрь организма.

Важно тиметь в виду, что все перечисленные виды воздействия радиации на организм относятся к т. н. пороговым эффектам, которые возникают при облучении в течении всей жизни в дозах, превышающих 100 мЗв в год.

Кроме пороговых эффектах существуют еще стохастические (беспороговые). Это вредные биологические эффекты излучения, не имеющие дозового порога. Принимается, что вероятность возникновения этих эффектов пропорциональна дозе, а тяжесть их проявления не зависит от дозы. В связи с этим существует понятие радиационного риска, который определяется как вероятность того, что у человека в результате облучения возникнет какой-либо конкретный вредный эффект /1/.

К стохастическим, или беспороговым эффектам относятся злокачественные опухоли (лейкозы, раки), наследственные болезни, мутации.

4. Источники ионизирующих излучений

Источники ионизирующих излучений подразделяются на природные и искусственные.

К природным источникам относятся космическое излучение и природные радионуклиды, содержащиеся в окружающей среде и поступающие в организм человека с воздухом, водой и пищей. Искусственные источники излучения разделяются на медицинские (диагностические и радиотерапевтические процедуры) и техногенные (искусственные и специально сконцентрированные человеком природные радионуклиды, генераторы ионизирующего излучения и др.).





Рис.3 . Источники ионизирующих излучений

В отличие от электромагнитного излучения радиочастотного диапазона и диапазона промышленных частот, ионизирующее излучение присуще окружающей нас естественной (природной) среде и человек всегда подвергался и подвергается облучению естественного радиационного фона, состоящим из

а) космического излучения;

б) излучения естественно распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности земли, в приземной атмосфере, продуктах питания, воде и др.). Естественный фон внешнего излучения на территории нашей страны создает мощность эквивалентной дозы 0,36-1,8 мЗв/год или 0,036-018 бэр/год .




Рис.4. Доли эффективной дозы ионизирующего облучения, получаемого от естественных источников

Примерно половина радиационного природного фона доходит до организма через воздух при облучении легких за счет радиоактивных газов радона (222Rn), торона (220Rn) и их продуктов распада. Радон, в свою очередь, происходит от радия, повсеместно присутствующего в почве, стенах зданий и других объектах среды. Если полы в доме со щелями, а вентиляция помещений слабая, то в некоторых местах и домах индивидуальные дозы на легкие могут доходить до устрашающих уровней (иногда даже до 100 бэр в год).

Кроме естественного фона облучения человек облучается и другими источниками (см. таблицу), например при медицинском обследовании.


Таблица 1

Снимок черепа

0,86 Р (8-60 мЗв)

Позвоночника

1,614,7 Р (16-147 мЗв)

Флюорография легких

0,20,5 Р (2-5 мЗв)

Рентгеноскопия грудной клетки

4,719,5 Р (47-195 мЗв)

Рентгеноскопия ЖКТ

1282 Р (120-820 мЗв)

Зубы

35 Р (30-50 мЗв)



В условиях производства человек может облучаться при работе с радиационными дефектоскопами, толщиномерами, плотномерами и др. измерительной техникой, использующей рентгеновское излучение и радиоактивные изотопы, с термоэлектрическими генераторами, установками рентгеноструктурного анализа, высоковольтными электровакуумными приборами, а так же при работе с радиоактивными веществами.

5. Нормирование ионизирующих излучений.

В Федеральном законе «О радиационной безопасности населения» сказано следующее: «Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения» (статья 1).

«Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов, выполнения гражданами и организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности» (статья 22).

В настоящее время предельно допустимые уровни ионизирующего облучения определяются “Нормами радиационной безопасности НРБ-96” и “Основными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87”. НРБ-96, в частности, определяет цель радиационной безопасности как охрану здоровья людей от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства , в науке и медицине.

Нормы радиационной безопасности НРБ-96 относятся только к проблеме защиты человека.

В соответствии с этим документом установлены следующие категории лиц.

6.1 Персонал - лица, работающие с техногенными источниками ИИ (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Представители группы Б не работают непосредственно с ИИ, но по условиям размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и удаляемых во внешнюю среду с отходами.

6.2 В – все население, включая лиц из персонала, вне сферы их производственной деятельности.

Основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения от техногенных источников в контролируемых, т.е. в неаварийных условиях, приведены в таблице 2.

Таблица 2 - Основные дозовые пределы

Нормируемые величины

Дозовые пределы




лица из персонала (группа А)

лица из населения

Эффективная доза

20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Дозы облучения персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А.

Для оперативного контроля, а также учитывая, что при работе с радиоактивными веществами возможно загрязнение ими рабочих поверхностей, попадание их в воздух и организм человека, используется также нормирование по другим параметрам, являющимся производными от основных дозовых пределов:

• 
  пределы годового поступления (ПГП),
  
• 
  допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА),
  
• 
  удельные активности (ДУА) и т.д., а также контрольные уровни.
  

Контрольные уровни устанавливаются администрацией учреждения по согласованию с органами Госсанэпиднадзора. Их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Документ НРБ-96 формулирует и требования к ограничению облучения населения. Дело в том, что, несмотря на то, что пороговые эффекты облучения возникают лишь при дозах > 10 бэр в год, МКРЗ придерживается предельно возможной в интересах защиты индивидуума концепции о вредности радиации в самых малых дозах, начиная с нуля и объявляет вредным даже природный вековой фон. Считается, что каждый 1 бэр (10 мЗв) у человека, полученный в течение жизни на все тело, может привести к потере 5 суток жизни.

Радиационная безопасность населения обеспечивается путем ограничения облучения от всех основных источников.

Свойства основных источников и возможности регулирования облучения населения их излучением существенно различны. В связи с этим облучение населения излучением природных, техногенных и медицинских источников регламентируется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов. При этом следует принимать меры как по снижению дозы излучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению.

Работа с радиоактивными изотопами нормируется в зависимости от класса опасности радионуклида (А, Б, В, Т) и класса опасности работ (I, II, III) (см. рисунок 6).

При работе с установками , использующими рентгеновское излучение нормируется мощность экспозиционной дозы


.




Рисунок 6
(Пульты, флюоресцирующие экраны, электронные лампы, видеоконтрольные устройства).

При работе с установками, где рентгеновское излучение является побочным фактором (высоковольтные электронные лампы, микроскопы, осциллографы, электронно-лучевые трубки, установки для плавления, сварки и т. п.) также нормируется Рэксп в любой точке пространства (на расстоянии 5 см от корпуса установки) в зависимости от продолжительности рабочей недели. При 41-часовой недели – Рэксп 0,288 мР/час.


На случай чрезвычайной ситуации, вызванной радиационной аварией существует так называемое планируемое повышенное облучение.

Планируемое повышенное облучение персонала при ликвидации аварии выше установленных дозовых пределов (таблица 2) разрешается только в тех случаях, когда нет возможности принять меры, исключающие их превышение, и может быть оправдано лишь спасением жизни людей, предотвращением дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей.

Планируемое повышенное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения при ликвидации аварии и риске для здоровья.


7 Защита от ионизирующих излучений


Кратко методы защиты можно представить в виде следующих:

1) защита количеством – т. е. использование источников с минимальным выходом ИИ, герметизация;

2) защита временем;

3) защита расстоянием (доза облучения убывает пропорционально квадрату расстояния);

4) зонирование территории (при работе с открытыми источниками);

5) дистанционное управление;

6) экранирование источников.

Для защиты от рентгеновского и g-излучения используются металлические экраны, выполненные из материалов с большим атомным весом (свинец, вольфрам, железо). Могут использоваться также бетон, кирпич, чугун.

Для защиты от b-излучения наоборот – используются материалы с малой атомной массой (для минимизации тормозного излучения), а именно, алюминий, плексиглас. Толщина экрана подбирается по номограммам в зависимости от кратности ослабления К


,

где Ро – замеренная на рабочем месте мощность дозы, Рдоп – соответствует предельно допустимой дозе.




Рисунок 7




Для защиты от нейтронного излучения используются материалы, содержащие в своем составе водород (вода, парафин, полиэтилен и т. п.).

Зонирование подразумевает деление территории на 3 зоны:

I зона – укрытия (боксы, камеры, коммуникации, являющиеся источниками радиоактивного загрязнения);

II зона – объекты и помещения, в которых люди могут находиться периодически (помещения для временного хранения отходов и т. п.);

III зона – помещения для постоянного пребывания людей.

6. Дозиметрический контроль

Одним из существенных факторов системы радиационной безопасности является дозиметрический контроль. Обнаружение и измерение ИИ основывается на их способности ионизировать вещество среды, в которых они распространяются. Таким образом, принцип действия приборов, используемых для регистрации излучений, заключается в измерении эффектов, возникающих в процессе взаимодействия излучения с веществом. В связи с этим методы измерения классифицируются следующим образом:

1) ионизационный;

2) сцинтилляционный;

3) фотографический;

4) химический;

5) калориметрический.

Применяются также полупроводниковые, фото- и термолюминесцентные детекторы ионизирующих излучений.

По назначению приборы РК условно подразделяются на 3 группы:

1) рентгенометры (для измерения мощности экспозиционной дозы);

2) радиометры (для измерения плотности потоков ИИ);

3) индивидуальные дозиметры (для измерения экспозиционной или поглощенной дозы ИИ).

Фотографический метод основан на измерении степени почернения фотоэмульсии под воздействием ИИ. Гамма-лучи, воздействуя на молекулы бромида серебра, содержащегося в фотоэмульсии, выбивают из них электроны связи. При этом образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые и вызывают почернение фотопленки при ее проявлении. Сравнивая почернение пленки с эталоном, можно определить полученную пленкой дозу облучения, так как интенсивность почернения пропорциональна дозе облучения.

Химический метод основан на изменении цвета некоторых химических веществ под воздействием ИИ. Так, например, молекулы хлороформа при облучении распадаются, образуя молекулы соляной кислоты, которая воздействует на индикатор, добавленный к хлороформу. Интенсивность окрашивания индикатора зависит от количества соляной кислоты, которое, в свою очередь, пропорционально экспозиционной дозе облучения.

Сцинтилляционный метод основан на том, что под воздействием ИИ некоторые вещества испускают фотоны видимого света, таким образом, в объеме вещества возникают вспышки - сцинтилляции. Здесь также существует пропорциональная связь между экспозиционной дозой и интенсивностью вспышек. Сцинтилляционный метод обычно применяется в лабораторной практике.

Ионизационный метод основан на явлении ионизации газов под воздействием ИИ, в результате которой образуются положительные ионы и электроны. Если в этом объеме поместить два электрода, к которым подведено постоянное напряжение, то между электродами создается электрическое поле. Электроны, имеющие отрицательный заряд, будут перемещаться к аноду, т.е. положительному электроду, а положительные ионы - к катоду. Таким образом, между электродами возникает электрический ток, называемый ионизационным. Измеряя ионизационный ток, можно судить об интенсивности излучений.

Ионизационный метод положен в основу действия дозиметрических приборов, т.е. приборов для обнаружения и измерения ионизирующих излучений. Дозиметрические приборы можно разделить на следующие три группы:

приборы для радиационной разведки местности;

приборы для контроля облучения;

приборы для контроля степени заражения поверхностей, веществ, продуктов питания и т.п. (измеряется активность в Ки или Бк).

Рентгенометр-радиометр ДП-5В для обнаружения и измерения уровней гамма- и бета- излучения на местности, степени заражения радиоактивными веществами кожных покровов людей, одежды, техники, продовольствия, воды и т.д. Диапазон измерения прибора по гамма-излучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч.

Индивидуальные дозиметры ДП-22В и ДКП-50А для измерения индивидуальных доз гамма - облучения личного состава ГО и РСЧС, действующего на местности, зараженной радионуклидами. Эти дозиметры измеряют экспозиционную дозу облучения в рентгенах.

Комплект индивидуальных измерителей доз ИД-1, ИД11 для измерения поглощенных доз гамма-нейтронного излучения.

К более современным дозиметрическим приборам относятся такие приборы как:

РКСБ-104 - комбинированный прибор, позволяющий измерять мощность эквивалентной дозы, плотность потока гамма-излучения, а также удельную активность;

ДРГБ-01 «ЭКО-1», измеряющий мощность эквивалентной дозы в диапазоне 0,15...5,0 мкЗв/ч и удельную активность в диапазоне 0,5...10,0 кБк/кг;

ИМД-1Р - прибор, измеряющий мощность экспозиционной дозы в диапазоне 10 мкР/ч....995 мР/ч.

В настоящее время в нашей стране выпускается целый ряд бытовых приборов, позволяющих оценивать мощность экспозиционной или эквивалентной доз радиации («Белла», «Сосна», «УНИРЭТ» и др.).