Методическая разработка к практическому занятию по учебной дисциплине

ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ

«Ставропольская государственная медицинская академия»

Министерства здравоохранения и социального развития

Российской Федерации

Кафедра безопасности жизнедеятельности и медицины катастроф

Утверждаю

заведующий кафедрой доцент, к.м.н. А.Д. Калоев

МЕТОДИЧЕСКАЯ РАЗРАБОТКА

«Экстремальная и военная медицина»

для студентов 3 курса лечебного, 4 курса педиатрического и 3 курса стоматологического факультетов

Тема: № 32: « СРЕДСТВА И МЕТОДЫ РАДИАЦИОННОЙ РАЗВЕДКИ И КОНТРОЛЯ»
Занятие №1.

Радиационная разведка и контроль: задачи, организация и порядок проведения. Средства и методы радиационной разведки и контроля. Методы измерения ионизирующих излучений

Обсуждена на заседании кафедры

«_____»_____________2012 года

протокол № 2

Методическая разработка составлена старшим преподавателем кафедры, к.м.н. Т.Б. Татаровой
Ставрополь, 2012 г.

Содержание
1. Введение……………..………………………………………………3 стр

2. Радиоактивность и её источники……………………………..……4 стр

3. Понятие о проникающей радиации. Виды и свойства

ионизирующих излучений……...……………………………………..4 стр

4. Понятие о дозиметрии. Методы обнаружения и измерения

ионизирующих излучений. Дозы………………………………..…..10 стр

5. Приборы для измерения ионизирующих излучений………...…..14 стр

6. Радиационная разведка. Организация, задачи, методы ведения..19 стр

7. Медицинский контроль содержания РВ в воде и

продовольствии. 21 стр

8. Организация и проведение дозиметрического контроля облучения

личного состава в войсках и на этапах медицинской эвакуации….22 стр

9. Вопросы самоконтроля знаний при подготовке к занятию……..24 стр

Литература
1. Куценко С.А. « Военная токсикология, радиобиология и медицинская защита ». М., 2004 г.

2. Каракчиев Н.И. « Токсикология отравляющих веществ и защита от ядерного и химического оружия ». Ташкент., 1987 г.

3. Саватеев Н.В. « Военная токсикология, радиобиология и медицинская защита ». Л., 1979 г.

4. Бадюгин И.С. « Военная токсикология, радиология и защита от оружия массового поражения ». М., 1992 г.

5. Имангулов Г.Г. « Медслужба и защита от ОМП в подразделениях». М., 1984 г.

6. Володин А.С. « Организационно- методические основы медразведки в чрезвычайных ситуациях ». ВМЖ. №4 1999 г.

Все живое на Земле подвергается постоянному воздействию радиации. Считается, что радиация сыграла определенную роль в эволюции, в том числе и человека. История изучения ионизирующих излучений, их влияния на организм начинается с открытия в 1895 году немецким физиком Вильгельмом Конрадом Рёнтгеном невидимых лучей, названных позднее его именем и открытие явления радиоактивности в 1896 году французским физиком Антуаном Анри Беккерелем. Большой вклад в изучение радиоактивности внесли Пьер Кюри и Мария Склодовская-Кюри.

С появлением в середине двадцатого века самого грозного оружия- ядерного, а затем развитие атомной энергетики (первая в мире АЭС – Белоярская, пущена в 1954 г. в СССР), актуальность изучения влияния радиации на человека и природу – резко возросли. Поскольку объектом поражения ядерным оружием являются, прежде всего, военные цели- то и защите от поражающих факторов ЯО в армии придается первостепенное значение.

Следует учитывать, что при применении ядерных боеприпасов малой и сверхмалой мощности ведущей патологией будут лучевые поражения, при ядерных взрывах средней мощности, основные санитарные потери будут иметь комбинированный характер (травмы, ожоги вместе с лучевыми поражениями). Сюда надо добавить еще возможные поражения от РВ на следе радиоактивного облака.

Задача по сохранению жизни и здоровья военнослужащих лежит, прежде всего, на командирах всех уровней. А выполнение этой задачи, в плане защи-ты от ОМП, возложено на РХБЗ службу (радиационной, химической, биологической защиты), медицинскую и другие службы.

Для выполнения задач по защите от радиационных поражений, врач должен знать, что такое радиация и ионизирующие излучения, откуда они возника-ют, какими свойствами обладают, как и чем они обнаруживаются, измеряются на местности и предметах. Что такое дозы облучения, чем они определяются, какие имеют последствия. Как прогнозируется и определяется радиационная обстановка, какие меры принимаются для профилактики радиационных поражений.

Эти знания необходимы не только военным врачам. Рентгенологам, радиологам, врачам терапевтических специальностей без этих знаний просто не обойтись.Практически любой врач – и хирург и педиатр и стоматолог так же может столкнуться в своей практике с лучевой патологией.
2. Радиоактивность и её источники
Радиоактивность- это явление спонтанного изменения структуры ядра атома одного элемента и превращение его в более устойчивое ядро другого элемента.

По источникам различают два типа радиации: естественная и искусственная.

К естественной радиации относят:

- космическую радиацию (космическая радиация – от планет и звезд, т.е. космические лучи, которые состоят из ядер гелия и протонов). Защитой является два радиационных слоя (2400-5600 км). Годовая доза – 100 мбэр.

- солнечную радиацию (солнечные лучи в виде протонов и электромагнитных лучей попадают на Землю). Защитой от этой радиации является озоновый слой, находящийся на высоте 25 – 30 км над Землей. Он формируется под действием солнечной радиации из кислорода. Формула озона – О_З. Озон разрушается при действии на него ультрафиолета. Толщина этого слоя не равномерна, поэтому в некоторых районах образуются озоновые дыры. Там действие солнечной радиации повышено. Средняя годовая доза солнечной радиации составляет 40 мбэр).

- радиацию земных источников (к ним относят залежи полезных ископаемых и радиоактивные газы, например радон. Радон растворим в воде, поэтому особо опасен для человека. Годовая доза от земных источников – 130 мбэр). Общая годовая радиация от естественных источников составляет 0,4 бэр. К источникам искусственной радиации (созданной человеком ) относят:

- предприятия ТЭК. В год уровень радиации от них составляет 4 мбэр.

- медицинские средства (например рентгеноскопия желудка дает 33 бэра радиации, а рентгенография зуба – 3 бэра).

- взрывы ядерных боеприпасов (с 1968 года было произведено около 4,5 сотни ядерных взрывов). В настоящее время их осуществлением занимаются Китай, Индия, Пакистан и Франция.

- бытовые приборы (телевизоры, компьютеры, микроволновые печи и др.).

Общая радиация от искусственных источников (кроме мед. средств) составляет 0,3 бэра. Итого годовая радиация равна 0,7 бэр против допустимых 0, 6 .
3. Понятие о проникающей радиации.

Виды и свойства ионизирующих излучений.
Физическая суть проникающей радиации

Проникающая радиация. Ядерный взрыв сопровождается испусканием всех основных видов ионизирующих излучений альфа-частиц, бета-частиц, гамма-квантов и нейтронов.

Ионизирующими называют излучения, взаимодействие которых с веществом приводит к образованию электрически заряженных частиц.

Рассмотрим эту проблему более подробно и начнем со строения атома вещества.

Атом вещества включает в себя ядро и электронную оболочку. Ядро атома состоит из элементарных частиц, основными из которых являются протон и нейтрон. Протон – это материальная частица вещества, имеющая массу 1,00676 атомных единиц массы (ат.ед.м.), положительно заряженная Величина заряда протона равна величине заряда электрона.

Нейтрон – элементарная частица вещества, имеющая массу 1,008665 ат.ед.м. и не обладающая электрическим зарядом.

Масса ядра складывается из суммы масс протонов и нейтронов.

Заряд ядра равен сумме зарядов протонов.

Протон и нейтрон являются одной ядерной частицей, переходящей из протона в нейтрон и обратно и находящейся в различном энергетическом состоянии. При отщеплении от нейтрона электрона нейтрон превращается в протон.

Внутри ядра имеются три разновидности сил, обеспечивающих устойчивость ядра:

1. Ядерные силы, обеспечивающие сильное взаимодействие – сила притягивания не зависит от заряда ядра и действует между соседними частицами; с увеличением между ними расстояния эти силы быстро падают.

2. Слабое взаимодействие, которое примерно в 1 млн. раз слабее первого.

3. Электрические силы, подчиняющиеся закону Кулона и обеспечивающие силу отталкивания между протонами в ядре.

Вокруг ядра имеется электронная оболочка, состоящая из элементарных частиц, имеющих отрицательный заряд электронов. Они расположены слоями, удаленными на различные расстояния от ядра. Электроны удерживаются на орбите силами притяжения между положительно заряженным ядром и отрицательно заряженными электронами.

Атом является электрически нейтральным. Электроны движутся по орбитам, не теряя энергии.

Каждый атом обладает определенным, присущим только ему, уровнем энергетического состояния. При получении атомом избытка энергии извне, один из электронов переходит на более удаленную орбиту, которая называется возбужденной. При этом энергетическое состояние атома становится неустойчивым, и он стремится вернуться в свое исходное состояние путем возврата электрона на первоначальную орбиту. Этот переход электрона сопровождается испусканием порции энергии в виде электромагнитных излучений. Переход электронов на ближайших орбитах приводит к испусканию квантов энергии, соответствующих рентгеновскому излучению.

В ряде случаев может происходить отрыв электрона от атома. Атом, лишенный электрона, приобретает положительный заряд.

Оторвавшийся электрон может существовать в виде свободного электрона. Он может соединиться с другим атомом и передать ему свойства отрицательно заряженной частицы или, присоединяясь к положительно заряженной частице, придать ей нейтральный заряд,

Ядра атомов состоят, в основном, из протонов и нейтронов; число протонов совпадает с порядковым номером элемента в периодической системе и называется атомным номером.

Между протонами и нейтронами в ядре действуют ядерные силы взаимодействия, обеспечивающие устойчивость ядра, и, для того, чтобы отделить от ядра хотя бы один нуклон, надо приложить значительную энергию.

Ядра атомов обладают определенным энергетическим состоянием, называемым нормальным (основным). Состояние, при котором ядро обладает избытком энергии по отношению к основному, называется возбужденным. Ядра атомов могут прийти в возбужденное состояние при поглощении энергии, сообщенной извне. В основное состояние ядро приходит, испуская избыток энергии в виде ее кванта.

С ростом числа протонов в ядре силы отталкивания значительно увеличиваются, вследствие чего ядро может быть неустойчивым, способным к спонтанным превращениям. На устойчивость ядра влияет соотношение между числом протонов и нейтронов, которое у наиболее устойчивых ядер колеблется от 1 до 1,6 (нейтрон/протон). Ядра с избытком или недостатком нейтронов (< 1 и >1,6) претерпевают превращения, в процессе которых либо распадаются на части, либо испускают элементарные частицы, превращаясь в ядра новых элементов. Это и есть, как уже указывалось, радиоактивность.
Таким образом, ионизирующие излучения, по своей физической сути- это потоки элементарных частиц или частиц энергии (фотонов), которые возникают при спонтанных превращениях ядер атомов.
Виды и свойства ионизирующих излучений
Существуют следующие виды ионизирующих излучений:

-Альфа-излучение.

В тяжелых ядрах с большим количеством протонов действие сил отталкивания при определенном состоянии становится значительным. Это приводит к уменьшению удельной энергии связи в данном ядре и, следовательно, к уменьшению устойчивости ядра. Переход такого ядра в устойчивое состояние сопровождается испусканием образований, состоящих из двух протонов и двух нейтронов. Эти образования называются альфа-частицами. Они представляют собой ядро атома гелия внутриядерного происхождения, лишенное электронной оболочки.

В том случае, если количество протонов и нейтронов таково, что соотношение нейтрон/протон больше величины, соответствующей устойчивому ядру, для перехода к стабильному ядру надо или уменьшить число нейтронов или увеличить число протонов. При этом одни из нейтронов ядра превращается в протон, испуская одну отрицательно заряженную частицу – электрон.

Если соотношение нейтрон/протон меньше соответствующего устойчивому ядру, то для перехода в стабильное состояние один протон должен превратиться в нейтрон, испуская одну положительно заряженную частицу – позитрон.

Таким образом, бета-частица является электроном и позитроном внутриядерного происхождения. Процесс превращения ядер, сопровождающийся испусканием бета-частиц, называется бета-распадом.

Источниками гамма-излучений являются возбужденные ядра, образовавшиеся в результате альфа- или бета-распада или других ядерных превращений. Возбужденное ядро переходит в основное состояние, испуская избыток энергии в виде гамма-квантов. Иногда ядро последовательно испускает ряд гамма-квантов, переходя каждый раз в менее возбужденное состояние до тех пор, пока не станет стабильным. Такое явление называется каскадным излучением. Гамма-кванты не обладают массой покоя и зарядом.

Мощным источником гамма-излучения является ядерный взрыв.
Взаимодействие видов ионизирующих излучений с веществом.

Взаимодействие альфа-частиц с веществом.

Это взаимодействие проявляется во взаимном отталкивании с положительно заряженным ядром и притягиванием с отрицательно заряженными электронами атомов.

Вследствие того, что альфа-частица имеет заряд +2, она образует электромагнитное поле, которое взаимодействует с внешними электронами атомов, ускоряет их и переводит на более высокие энергетические уровни, вызывая возбуждение атома, или вырывает электрон за пределы электронной оболочки, проводя ионизацию. Теряя свою энергию при каждом взаимодействии с атомами вещества, альфа-частица затормаживается, и в течение большого времени находится вблизи атома; в этом случае возрастает вероятность ионизации атома.

Выбиваемые электроны отрываются от электронной оболочки, альфа-частицы сообщают им значительную энергию, при этом образуются дельта-электроны. Двигаясь в среде, они проводят вторичную ионизацию, которая составляет 60-80% от всей ионизации.

Альфа-частица способна выбивать ядра из атомов взаимодей­ствующей среды, которые называются ядрами отдачи. Эти ядра также способны вызывать ионизацию. Полностью израсходовав свою энергию, альфа-частица присоединяет к себе два электрона и превращается в нейтральный атом гелия.

Пробег альфа-частиц в воздухе составляет 5-7 см, в биоло­гической ткани – до 700 микрон.

Отрицательная бета-частица может остаться в виде свободно­го электрона или присоединиться к нейтральному атому или положительному иону – в первом случае образуется отрицательно заряженный ион, во втором – нейтральный атом.

Положительная бета-частица (позитрон) в конце своего пути сталкивается с электроном, соединяется с ним и аннигилирует. В результате аннигиляции электрон и позитрон перестают существовать как материальные частицы и превращаются в два гамма-кванта.

При взаимодействии с веществом бета-частица многократно меняет направление своего движения, при этом ионизация носит объемный характер.

В связи с тем, что масса бета-частицы меньше альфа-частицы, а скорость движения больше, то вероятность выбивания электрона из атома бета-частицей значительно меньше.

Бета-частицы передают выбиваемому электрону часть своей энергии, образуя дельта-электроны, которые проводят вторичную ионизацию, составляющую 30-40% от общей ионизации.

Проникающая способность бета-частицы в воздухе может составлять десятки метров, а в биологической ткани – сантиметры.

Взаимодействие гамма-излучения с веществом

В зависимости от энергии гамма-излучения среди процессов взаимодействия гамма-квантов, с веществом наибольшую вероятность могут иметь:

- фотоэффект;

- комптоновское рассеяние (Комптон-эффект);

- образование пары «электрон-позитрон».

Наиболее важным является образование пары «электрон-позитрон».

При взаимодействии гамма-кванта с электронным полем ядра он может прекратить свое существование как гамма-квант и превратиться в две частицы – электрон и позитрон. Этот процесс возможен только при достаточно высоком уровне энергии гамма-излучения; часть энергии гамма-квантов сообщается поровну электрону и позитрону в виде кинетической энергии. Эти возникшие электрон и позитрон проводят ионизацию среды, после чего позитрон аннигилирует с одним из электронов среды с образованием двух гамма-квантов, но меньших энергий.

При энергии гамма-квантов на уровне 0,5-1 мэВ, гамма-квант передает часть своей энергии одному из электронов атомов среды, выбивает его из электронной оболочки и образовавшийся дельта-электрон участвует в ионизации среды. После этого гамма-квант теряет энергию и изменяет направление своего движения. В этом случае наиболее вероятным становится процесс взаимодействия гамма-кванта с одним из внешних электронов. Рассеянные гамма-кванты вновь взаимодействуют с атомами вещества и, поскольку энергия гамма-излучения уменьшается, начинает преобладать фотоэффект. При этом гамма-квант, столкнувшись с атомом вещества, полностью поглощается и выбывает из потока гамма-квантов. Полученная атомом энергия гамма-квантов передается одному из электронов и сообщает ему такую скорость, что электрон выходит за пределы атомов. Переход электрона с внешней орбиты на внутреннюю сопровождается испусканием кванта рентгеновского излучения.

Таким образом, в отличие от альфа – и бета-частиц, гамма-кванты непосредственной ионизации не вызывают; ионизация происходит за счет действия вторичных электронов и позитронов.

Вероятность ионизации, гамма-квантами мала вследствие того, что линейная потеря энергии низка, следовательно, гамма-квантам присуща большая проникающая способность. Длина пробега гамма-квантов в воздухе составляет более I км и зависит от энергии гамма-квантов. Пробег гамма-квантов в биологической ткани составляет 10 и более сантиметров.

При взаимодействии нейтронов с веществом они либо рассе­ваются, либо захватываются ядрами атомов.

Рассеяние нейтронов может быть упругим или неупругим,

Захват нейтронов может быть радиационным либо с испусканием элементарных частиц.

Возбужденное ядро переходит в основное состояние, испуская гамма-квант. Это явление характерно для взаимодействия нейтронов высоких энергий с ядрами тяжелых элементов.

Наибольшую энергию нейтрон теряет при взаимодействии с ядрами, равными или близкими ему по массе, т.е. с ядрами легких элементов.

Захват нейтронов. Захват нейтронов – это явление, при ко­тором нейтрон проникает в ядро и образует более тяжелый изотоп. Ядро, захватившее нейтрон, переходит в возбужденное состояние, испуская один или несколько гамма-квантов или заряженную частицу. Захват нейтронов возможен потому, что, не имея заряда, нейтрон способен приблизиться к ядру на такое расстояние, при котором действуют ядерные силы притяжения.

Вероятность захвата возрастает для нейтронов малых энергий вследствие того, что они большее время находятся вблизи ядра.

Чаще происходит радиационный захват, чем захват с испусканием элементарных частиц.

Нейтрон прямой ионизации не вызывает.

Ионизирующее действие нейтронов обусловлено вторичным эффектом – возникновением потоков гамма-квантов и заряженных частиц. Нейтроны движутся в веществе без потери энергии до тех пор, пока не встретятся с ядрами. Проникающая способность нейтронов достаточно высока и сравнима с проникающей способностью гамма-излучения.

Ионизация нейтронным излучением носит объемный характер. При пробеге нейтроном 1 см пути образуется одна пара ионов. Длина пробега нейтронов в воздухе составляет около 300 метров, в биологической ткани – до 10 см.

В понятие «проникающая радиация», как поражающий фактор ядерного взрыва, действующий в первые мгновения после взрыва, из всех видов ионизирующих излучений входят лишь поток гамма-квантов и поток нейтронов. Потоки альфа- и бета-частиц не выходят за пределы эпицентра взрыва; на человека действуют лишь при инкорпорации, а бета-частицы и при попадании на кожу и слизистые.

4. Понятие о дозиметрии. Методы измерения ионизирующих излучений. Дозы.

Степень, величина и форма лучевых поражений, развивающихся у биологических объектов при воздействии на них ионизирующих излучений, в первую очередь зависят от величины поглощенной энергии излучения.

Для характеристики этого показателя используется понятие поглощенной дозы, т.е. энергии, поглощенной массой облучаемого вещества. За единицу поглощенной дозы облучения принимается Джоуль на килограмм (Дж/кг) – Грей (Гр).

Грей – поглощенная доза излучения, переданная массе облу­чаемого вещества в 1 кг и измеряемая энергией в 1 Дж любого вида ионизирующего излучения.

Для характеристики дозы по эффекту ионизации, вызываемо­му в воздухе, используется т.н. экспозиционная доза рентгенов­ского и гамма-излучений.

При этом существует следующая взаимосвязь доз экспозици­онной и поглощенной:

Ионизирующие излучения в объектах вызывают эффекты первичные или вторичные.

Обнаружение ИИ происходит по следующим процессам:

- ионизация;

- возбуждение атомов;

- образований вторичных излучений.

Все методы регистрации ионизирующих излучений можно разделить на следующие группы:

1. Ионизационный – при этом регистрируются эффекты ионизации.

2. Методы, основанные на регистрации вторичных эффектов:

- фотографический;

- химический;

- экзоэмиссионный (стинтиляционный);

- биологический.

При этом под биологическим методом понимают определение реакции живого организма на действие ионизирующих излучении – выживаемость, морфологические и функциональные изменения, время их развития, интенсивность выраженности первичной реакции на облучение.

Рассмотрим некоторые методы регистрации ионизирующих излучении более подробно.

Ионизационный метод.

На основе этого метода выполнено подавляющее большинство войсковых дозиметрических приборов:

- для ведения радиационной разведки – ДП-64, ДП-5 в модификациях А, Б, В;

- индивидуальные дозиметры ДКП-50А, ИД-1,

- радиометрическая лаборатория ДП-100 АДМ.

Воспринимающая часть устройства представляет собой разновидность газового конденсатора и состоит из двух изолированных пластин, на которые подается напряжение от батареи. При отсутствии источника излучения воздух между пластинами конденсатора является изолятором, так как через конденсатор ток не проходит. Если на воздух подействует ионизирующее излучение, то происходит образование ионов, которые под влиянием электрического поля перемещаются к обкладкам конденсатора и в цепи возникает ионизационный ток. Сила тока, обусловленная ионизацией, зависит от напряжения на обкладках конденсатора. Эта зависимость достаточно сложна и может быть отражена в виде вольтамперной характеристики газового конденсатора.

Существуют следующие разновидности газового конденсатора:

- ионизационные камеры (ДКП-50А),

- газоразрядные счетчики (ДП-64).

Ионизационные камеры войсковых дозиметров имеют напряжение около 200 В, а газовой средой является воздух при нормальном давлении. Это достаточно грубый прибор, и он не позволяет регистрировать ионизирующие излучения небольшой интенсивности за счет низкого напряжения на обкладках конденсатора.

Газоразрядные счетчики.

Газоразрядные счетчики могут быть выполнены из стекла или металла и имеют напряжение подачи около 400 В. Объем газо­разрядного счетчика может быть заполнен инертным газом – арго­ном, гелием, неоном или их смесью.

Давление внутри счетчика меньше атмосферного. В объеме газоразрядного счетчика возможно возникновение вторичных ионов и, следовательно, мощности регистрируемых излучений могут быть малы.

В связи с высоким напряжением на обкладках каждый акт ионизации вызывает импульс тока, который может быть зарегистрирован. Для того чтобы возникающий лавинообразный разряд не носил непрерывный характер, в состав газовой смеси вводят высокомолекулярные соединения, прекращающие газовый разряд после каждого акта ионизации.

Для измерения ионизирующих излучений с помощью этого метода используют различные фотоматериалы с фоточувствительными слоями. Под воздействием ионизирующих излучений в фотоэмульсионном слое, содержащем галогениды серебра, образуются центры скрытого почернения. При их обработке проявителями происходит восстановление металлического серебра, воспринимающегося как черные точки. Не подвергшиеся воздействию ионизирующих излучений молекулы галогенул серебра растворяются в фиксаже и имеющиеся почернения фотоэмульсионного слоя могут быть измерены с помощью приборов.

Плотность почернения пропорциональна действовавшим на фотоматериалы дозам облучения.

Преимущества метода: 1. Позволяет определить дозы гамма-излучения в различных диапазонах – от 0 до 200 рад.

2. Метод позволяет определить энергию излучения.

3. Метод документален.

На основе этого метода работает прибор ИФКУ-1 (индивидуальный фотометрический контроль), который регистрирует поглощенные дозы в диапазоне от 0,05 до 2 рад и используется на практике в рентгеновских кабинетах для контроля набранных персоналом доз рентгеновского излучения.

Химический метод.

Метод основан на том явлении, что возникающие под воздей­ствием ионизирующих излучении ионы, атомы и молекулы могут образовывать свободные радикалы, которые вступают в химические реакции между собой и другими атомами и молекулами, образуя новые вещества, появление и количество которых позволяет судить о качественной и количественной характеристике ионизирующих излучений.

В ДП – 70М для регистрации гамма-нейтронного излучения используется раствор азотнокислого серебра с добавкой солей борной кислоты. Под воздействием ионизирующих излучений ион NО₃ переходит в ион NO₂, который вступает во взаимодействие с реактивом Грисса, входящим в состав жидкости, и придает раствору характерную малиновую окраску. Степень окраски зависит от количества образовавшихся ионов NО₂ и, следовательно, от дозы излучения. Степень изменения окраски может быть определена колориметрическим методом.

Однако данный метод измерения ионизирующих излучений, особенно, если он используется в полевых условиях, достаточно груб, что и является его недостатком.

Экзоэмиссионный (сцинтилляционный) метод.

Метод используется в работе приборов ДРГ- детектор радиационный гамма-излучении, предназначенный для контроля условий труда при работе с ионизирующими излучениями,

В основе метода лежит явление люминесценции – свечение вещества, вызванное возбуждением атомов и молекул под воздействием ионизирующих излучений, проявляющееся кратковременными вспышками на каждое воздействие ионизирующего излучения.

Реализация фотолюминесцентного метода регистрации ионизирующих излучений получила применение в измерителе дозы ИД-11. Суть его работы в том, что под воздействием ионизирующих излучений возникают центры возбуждения, которые в дальнейшем при нагревании начинают испускать видимый свет. Интенсивность свечения пропорциональна накопленной дозе. В дальнейшем интенсивность свечения может быть измерена с помощью измерительного устройства.

1. Приборы для измерения мощности дозы:

а) индикатор-сигнализатор радиоактивности ДП-64;

б) рентгенметр-радиометр ДП-5 в модификациях А, Б, В.

2. Приборы для измерения полученных доз облучения (дозиметры);

а) контрольные (прямопоказывающие) – предназначены для оценки боеспособности военнослужащих по радиационному показателю: - ДКП-50А, ИД-1;

б) накопители доз – дозиметры, применяемые медицинской служ­бой для диагностики степени тяжести острой лучевой болезни по радиационному показателю: -ДП-70М (ДП-70МП),ИД-]1.

3. Приборы для определения степени радиоактивного загрязнения объектов.

В полевых условиях данные определения проводятся по гамма-составляющей с помощью прибора ДП-5 – А, Б, В.

Для экспертизы воды и продовольствия на загрязнение их ПЯВ используется декадно-счетная установка ДП-100-АДМ.

Питается прибор от сети переменного тока с напряжением 127/200 В или от аккумулятора с напряжением 6 В. Прибор работо­способен в интервале температур от -40 до +50°С при относи­тельной влажности окружающего воздуха до 98%. Прибор готов к действию через 30 с после включения.

В том случае, если мощность дозы ионизирующего излучения равна или превышает 0,2 Р/ч, срабатывают звуковая и световая сигнализации; частота сигналов возрастает с увеличением мощности дозы ионизирующего излучения.

Радиометр-рентгенметр ДП-5В.

Радиометр-рентгенметр ДП-5В предназначен для измерения гамма-излучения и наличия радиоактивного загрязнения местности и различных предметов по бета-излучению.

Мощность дозы гамма-излучения определяется в миллирентгенах в час (мР/ч) или рентгенах в час (Р/ч) в той точке пространства, в которой помещен при измерениях соответствующий счетчик прибора. Радиометр ДП-5В имеет возможность измерять уровни излучения по гамма-излучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч.

Конструкция и назначение прибора.

Прибор состоит из следующих основных частей: зонд с гибким кабелем, измерительный пульт, головные телефоны, футляр с контрольным источником. Кроме того, в комплект прибора входит укладочный ящик, в котором размещаются удлинительная штанга, колодка питания, комплект запасного имущества и комплект технической документации.

Зонд прибора представляет собой стальной цилиндр, в котором размещаются детекторы излучения и другие элементы схемы.

В стальном корпусе цилиндра имеется окно-вырез для индикации бетта-излучеиия. Окно заклеено этилцеллюлозной водостойкой пленкой. На корпусе зонда смонтирован вращающийся цилиндрический латунный экран, который также имеет вырез, по размерам совпадающий, с окном в корпусе зонда. Экран может немного перемещаться вдоль корпуса зонда. Для закрепления экрана в определенном положении на нем имеются два фиксатора (зуба), на которых указаны буквы Б, Г. и К. На корпусе цилиндра имеется стопорный буртик в виде кольца с двумя пазами для фиксатора.

При положении Б в пазе у опорной вилки окно-вырез экрана совмещается с окном корпуса. При таком положении экрана гамма – и бета-излучения проходят через совмещенные окна-вырезы и пластмассовую пленку и попадают в счетчики.

При положении фиксатора Г против стопорной вилки окно корпуса зонда перекрывается цилиндрическим экраном, и доступ бетта-излучения к счетчикам прекращается, счетчики будут выдавать импульсы только под воздействием гамма-излучения,

Для смены положения экрана необходимо слегка подвинуть его в сторону опорного штифта (фиксатор выходит из паза сто­порного буртика) и повернуть до желаемого положения.

Электроизмерительный прибор – микроамперметр имеет две шкалы – верхнюю и нижнюю. Верхняя шкала имеет 16-делений: она предназначена для определения уровней гамма- и бетта-излучения в диапазоне от 0,05 мР/ч до 5 Р/ч. Отсчет показаний по верхней шкале производится при работе на П-1У поддиапазонах. Нижняя шкала имеет 18 делений. Отсчет показаний по нижней шкале производится при работе на поддиапазоне I. На поддиапазоне I измеряются уровни гамма-излучений от 5 до 200 Р/ч.

Переключатель поддиапазонов имеет восемь положений. При измерениях участок шкалы от 0 до первой значащей цифры является нерабочим. Поэтому, если стрелка прибора окажется на этом участке шкалы, необходимо измерения проводить на следующем, более чувствительном поддиапазоне.

Включение головных телефонов в гнездо позволяет грубо, на слух определять интенсивность излучения при работе на всех поддиапазонах, кроме первого.

Кнопка сброса показаний применяется для быстрого приведения стрелки прибора в нулевое положение (положение «О»).

Тумблер подсвета шкалы используется при работе в ночное время.

Головные телефоны состоят из двух малогабаритных телефонов и подключаются к розетке, расположенной на боковой панели прибора.

Телефоны применяются для звуковой индикации. При включении телефонов можно по звуку (частота щелчков) ориентировочно судить об интенсивности излучения.

Для определения мощности дозы гамма-излучения необходимо выполнить следующее: подготовить прибор к работе, проверить работоспособность прибора, провести измерение уровней гамма-излучения.

Проверка работоспособности проводится следующим образом:

Поворотом экрана устанавливают контрольный источник над окошком зонда, переключатель диапазонов устанавливают в положение «черный треугольник». Стрелка на приборе должна встать в пределах черной дуги. Это означает, что прибор исправен, готов к работе.

Изменение уровня гамма-излучения

Перед измерением уровней гамма-излучения необходимо установить режим и проверить работоспособность прибора. Установка режима работы проводится перед каждым измерением уровня гамма-излучения. Проверка работоспособности прибора проводится ежедневно или после непрерывной работы, измерение уровней гамма-излучения проводится на высоте 1 м, т.е. на уровне основных жизненных центров человека («критических» органов, имеющих быстроделящиеся клетки, которые являются наиболее радиопоражаемыми – лимфоидная ткань, эпителий кишечника, клетки красного костного мозга, эпителий половых желез, клетки кожи).

Для определения мощности дозы гамма-излучения прибором ДП-5В. необходимо выполнить следующее:

а) поставить экран зонда в положение Г;

б) переключатель поддиапазонов поставить в положение «200». Через 15 с. Следует провести отсчет по положению стрелки прибора на нижней шкале. Полученный отсчет указывает на величину гамма-излучения в рентген-часах. Если стрелка прибора па каком-либо подциапазоне отклоняется незначительно, то следует проводить измерение на более чувствительном поддиапазоне;

в) перевести переключатель в положение * 1000 или * 100 (в зависимости от отклонения стрелки). На этих поддиапазонах измеряется мощность дозы гамма-излучения в том месте, где размещается зонд прибора. Отсчет проводится по верхней шкале через 15 с, при измерениях на поддиапазоне * 1000 и через 40 с. При измерениях на поддиапазоне * 100, Результат отсчета, умноженный на коэффициент поддиапазона (* 1000, * 100), соответствует измеренной мощности дозы гамма-излучения в мР/ч.

При измерениях на более чувствительных поддиапазонах - * 10, * 1, * 0,1 – продолжительность измерений 60 с.

Как уже указывалось, определение дозы гамма-излучения проводится на высоте I м. При этом необходимо следить, чтобы при измерении на поддиапазоне 200 пульт прибора находился на уровне 1 м, а при измерении на всех других поддиапазонах- на уровне 1 м находился зонд.

Комплект дозиметров ДП-22В предназначен для измерения набранных доз облучения.

Диапазон измерений дозиметров от 2 до 50 Р при изменении мощности дозы гамма-излучения от 0,5 до 200 Р/ч. Приведенная погрешность измерений ±10%. Саморазряд дозиметров не превышает 4 Р/сут.

Работа дозиметров обеспечивается в интервале температур от -40 до +50°С и при относительной влажности воздуха 98%, продолжительность непрерывной работы с одним комплектом питания 30 ч, масса дозиметра 50 г, Масса комплекта 5,6 кг.

В комплект дозиметров ДП-22В входят 50 прямопоказывающих дозиметров ДКП-50-А, зарядное устройство, футляр, техническая документация.

Показание дозиметра снимается на свету при вертикальном положении нити.

В нерабочем состоянии дозиметры должны храниться заряженными, в сухом помещении, при температуре +20°С, в вертикальном положении.

Дозиметр ДКП-50А носится в правом наружном кармане обмундирования.

Комплект индивидуальных дозиметров предназначен для измерения поглощенных доз гамма-нейтронного излучения в интервале температур от -50° до +5 при относительной влажности воздуха до 98%.

Зарядное устройство предназначено для заряда конденсатора дозиметра.

Дозиметр обеспечивает измерение поглощенных доз гамма-нейтронного излучения в диапазоне от 20 до 500 рад с мощностью дозы от 10 до 366 000 рад/ч.

Отсчет измеряемых доз проводится по шкале, расположенной внутри дозиметра и отградуированной в радах.

Для удобства пользования дозиметр конструктивно выполнен в форме авторучки и состоит из микроскопа, ионизационной камеры, электроскопа, конденсатора, корпуса и контактной группы.

Принцип работы дозиметра основан на следующем: при воздействии ионизирующего излучения на заряженный дозиметр в объеме ионизационной камеры возникает ионизационный ток, уменьшающий потенциал конденсатора и ионизационной камеры.

Дозиметр во время работы в поле действия ионизирующего излучения носят в кармане одежды.

Периодически наблюдая в окуляр дозиметра, определяют по положению изображения нити на шкале дозиметра дозу гамма-нейтронного излучения, полученную во время работы.

Комплект индивидуальных измерителей дозы ИД-11 предназначен для индивидуального контроля облучения людей с целью первичной диагностики радиационных поражений по радиационному показателю (острой лучевой болезни).

В комплект входят 500 индивидуальных измерителей дозы ИД-11, расположенных в пяти укладочных ящиках. Масса комплекта 36 кг.

Индивидуальный измеритель дозы ИД-11 обеспечивает измерение поглощенной дозы гамма- и смешанного гамма- нейтронного излучения в диапазоне от 10 до 1500 рад.

Работоспособность ИД-11 обеспечивается в интервале темпе­ратур от -50 до +50°С в условиях относительной влажности до 98%. Доза облучения суммируется при периодическом обучении и сохраняется в дозиметре в течение 12 месяцев. Индивидуальный измеритель дозы обеспечивает многократное измерение одной и той же дозы. Масса ИД-11 равна 25г.

Конструктивно ИД-11 состоит из корпуса и держателя со стеклянной пластинкой (детектором). На держателе указаны порядковый номер комплекта и порядковый номер индивидуального измерителя, на корпусе имеется шнур в форме петли для закрепления ИД-11 в карман.

Химические дозиметры ДП-70 и ДП-70 М.

Химические дозиметры ДП- 70 и ДП -70 М предназначены для измерения доз облучения с целью медицинской диагностики степени поражения личного состава лучевой болезнью. Они выдаются в дополнение к имеющимся у личного состава дозиметрам типа ДКП- 50 А.

Конструкция дозиметров ДП-70 и ДП-70 М одинакова. Однако заполняются они разными жидкостями и поэтому предназначаются для разных целей дозиметр ДП-70 – для регистрации дозы гамма-излучения, дозиметр ДП-70М – для регистрации дозы проникающей радиации. Диапазон измерений дозиметров 50-800 Р, относительная погрешность измерения ±25%.

Дозиметры ДП-70 и ДП-70М позволяют фиксировать как однократные дозы облучения, так и дозы, накапливаемые за время до 30 сут.

Температурный режим работы дозиметров ДП-70 от -20° до +50°С, дозиметров ДП-70М – от -40° до +50°С.

Масса дозиметра, 40 г. Время снятия показаний не ранее 1 ч после облучения. Срок хранения ампул с жидкостью 18 месяцев.

Химические дозиметры ДП-70 и ДП-70М используются вместе с полевым калориметром ПК-56.

Химический дозиметр представляет собой стеклянную ампулу, заполненную бесцветной жидкостью (6 ампул). Под действием ионизирующих излучений жидкость в ампуле изменяет окраску от бледно-розовой до ярко-малиновой. Плотность окраски пропорциональна дозе излучения.

Ампула помещена в металлический футляр с крышкой, который предохраняет дозиметр от механических воздействий и солнечных лучей. На торце футляра выбит номер дозиметра.

На внутренней стороне крышки расположен цветной индикатор, окраска которого соответствует дозе 100 Р. Ампула фиксируется внутри футляра с помощью резинового амортизатора и ватной прокладки. Крышка футляра опечатывается хлорвиниловой оболочкой.

Дозы облучения измеряются с помощью полевого калориметра ПК-56. Калориметр состоит из основания с крышкой, на внешней поверхности которой расположены направляющие диски для съемной камеры. Камера имеет два гнезда, куда помещаются контрольная и обследуемая ампулы, а также крышка с матовым стеклом. Внутри основания калориметра помещен вращающийся диск со светофильтрами различной плотности, окраска которых соответствует дозам 0, 50, 75, 100, 150, 200, 250, 300, 450, 600 и 800 Р.
6. Радиационная разведка. Организация, задачи, методы ведения.

Радиационная разведка (РР) – это система мероприятий, направленная на выявление факта применения ядерного оружия (или разрушения объектов ядерной энергетики) с целью предупреждения или максимального ослабления действия их поражающих факторов на личный состав войск.

Радиационная разведка является составной частью комплекса мероприятий по защите войск от воздействия оружия массового поражения, и проводится в комплексе с химической и бактериологической разведками.

1. Установить факт применения ядерного оружия (или разрушения объектов ядерной энергетики) и начало выпадения ПЯВ из радиоактивного облака.

2. Подать сигнал радиационной опасности.

3. Определить границы загрязненной местности и обозначить их.

Внешней границей зоны радиоактивного загрязнения местности следует считать линию, соединяющую точки с уровнем радиации более 0,5 Р/ч. На обозначающем знаке указывается уровень радиации и время измерения, причем знак устанавливается маркированной стороной к местности с меньшим уровнем радиации.

4. Выявить загрязнение ПЯВ воды и водоисточников.

5. Определить пути объезда РЗМ или преодоления её по наименее загрязненным маршрутам.

6. Проводить контроль изменения радиационной обстановки на РЗМ.

В МРП РР организует командир МРП, а ее непосредственным ведением занимается санитарный инструктор-дозиметрист, находящейся на сортировочном посту (СП) и имеющий на своем оснащении прибор ДП-5, средства оповещения и средства индивидуальной защиты. Периодическим включением ДП-5 санитарный инструктор-дозиметрист старается установить начало выпадения ПЯВ из радиоактивного облака и, в случае регистрации прибором уровня радиации выше 0,05 мР/ч, подает сигнал радиационной опасности. Кроме этого, в задачи ведения РР санитарным инструктором-дозиметристом входит измерение уровня радиация в месте предполагаемого развертывания медицинской роты полка, а также на путях эвакуации, но только в том случае, если они не совпадают с общевойсковыми путями подвоза.

Медицинская служба части проводит РР, в основном, в своих интересах.

Основными требованиями, предъявляемыми к РР, являются:

1. непрерывность;

2. достоверность;

3. своевременность.
Проведение контроля загрязнения объектов продуктами ядерного взрыва

В войсках ведение контроля загрязнения объектов ПЯВ возлагается на специалистов радиационной, химической и биологической защиты, однако, разрешение на использование воды и продовольствия, подозрительного на загрязнение ПЯВ, выдает медицинская служба.

При проведении контроля на загрязнение РВ санитарный инструктор-дозиметрист ориентируется на показатели мощности доз излучения, соответ-

ствующие безопасным плотностям загрязнения –продуктами ядерного взрыва возрастом одни сутки:

Транспорт и личный состав, имеющие уровни загрязнения ПЯВ выше допустимых, с сортировочного поста направляются на площадку специальной обработки и допускаются в другие подразделения медицинской роты полка только лишь после качественно проведенной дезактивации и снижения уровня загрязнения ПЯВ по крайней мере до указанных безопасных величин.

О степени радиоактивного загрязнения воды и продовольствия судят по уровню гамма-излучения в мР/ч, измеренному с помощью прибора ДП-5 на расстоянии 1-1,5 см от поверхности воды и продовольствия объемом 1000 см³.

Лабораторный метод имеет и недостаток – он относительно сложен, оборудование – громоздкое, на радиоактивно загрязненной местности использование МРЛУ может быть затруднено из-за высокого гамма-фона, следовательно, это вынудит проводить исследования в защитных сооружениях. Трудоемкость исследования не позволяет выдавать заключения ранее 2-3 дней от момента забора материала.

При принятии решения об использовании воды и продовольствия, загрязненных ПЯВ, следует руководствоваться следующими принципами:

1. Без проведения исследования на содержание ПЯВ можно употреблять воду подземных водоисточников, из закрытых емкостей, открытых водоемов в зимний период, когда водоем защищен от ПЯВ льдом. Воду открытых водоемов при ядерных взрывах на силикатных грунтах – через сутки после взрыва в зоне А, через двое суток – в зоне Б, через 3 суток – в зоне В.

2. Без ограничения используют продовольствие и воду, имеющие загрязнение ПЯВ меньше безопасных величин.

3. Употреблять воду и продовольствие, имеющие загрязнение ПЯВ выше 0,02 мК/кг, можно лишь в том случае, если общее количество ПЯВ, попавшее внутрь с водой и пищей за сутки не будет превышать безопасные величины.

Первую очередь должно использоваться то продовольствие, которое менее загрязнено.

Предельно допустимые мощности излучений на поверхностях:

- стены продсклада, хлебопекарни, колодца с водой - 50 мР/ч

- мясо, туша, полутуша - 4.0 мР/ч

- хлеб, буханка - 0.4 мР/ч

- вода, ведро - 0.9 мР/ч
8. Организация и проведение дозиметрического контроля облучения личного состава в войсках и на этапах медицинской эвакуации.

В войсках различают индивидуальный или групповой дозиметрический контроль. В обоих случаях дозиметрический контроль проводится с использованием индивидуальных дозиметров ДКП-50А или ИД-1, которые выдаются всем офицерам и прапорщикам, а также по 2-3 на личный состав подразделения, действующего примерно в однородных условиях.

- Индивидуальному контролю подвергаются офицеры и прапорщики по указанию командира, обычно в случаях выполнения задания в отрыве от своего подразделения.

- Групповой контроль осуществляется после пребывания лич­ного состава на радиоактивно загрязненной местности или в зоне воздействия проникающей радиации. По распоряжению командира подразделения проводится снятие показаний с прямопоказывающих дозиметров. Далее из этих показаний выводится среднее арифметическое, которое и является величиной, определяющей лучевую нагрузку военнослужащих.

Оба вида войскового контроля ориентированы на принятие решения о дальнейшем использовании данного военнослужащего или подразделения в условиях возможного воздействия ионизирующих излучений- при этом основой для принятия решения служат показания дозиметров и нормы по безопасному облучению.
Дозы внешнего гамма-облучения, не приводящие к снижению боеспособности и трудоспособности и не отягощающие течения сопутствующих заболеваний

Набранные дозы военнослужащими, поступившими на этапы медицинской эвакуации, кроме этого, заносятся в первичную медицинскую карточку и историю болезни и являются основанием для первичной диагностики степени тяжести острой лучевой болезни по радиационному показателю.

Перед началом боевых действий каждому военнослужащему выдается индивидуальный дозиметр ДП-70М или ИД-11, при этом фиксируется набранная дозиметром доза облучения. Учитывая то, что показания индивидуальных дозиметров в диапазоне до 10 рад не являются достоверными, перед выдачей дозиметр подвергают облучению до этой дозы.

При поступлении пораженных на этап медицинской эвакуации начиная с МРП снимаются показания с индивидуальных дозиметров ДП-70М или ИД-11. Набранные дозы фиксируются в карточке учета доз радиоактивного облучения, в первичной медицинской карточке или в истории болезни, если она заводится (в том случае, если на этом этапе медицинской эвакуации пораженный остается для лечения). После снятия показания индивидуальный дозиметр возвращается этому же военнослужащему. Такое мероприятие повторяется на каждом ЭМЭ вплоть до того, где пораженный остается до окончательного излечения. На этом этапе медицинской эвакуации дозиметр изымается и может быть выдан возвращающемуся в строй военнослужащему, но только в том случае, если в дозиметре имеется запас для снятия показаний в пределах 400-500 рад. При этом в специальном документе указывается доза, с которой дозиметр был выдан. Личный состав этапа медицинской эвакуации подвергается дозиметрическому контролю облучения аналогично таковому для личного состава войск
9. Вопросы самоконтроля знаний при подготовке к занятию:
1. Что такое радиоактивность и какое значение она имеет

2. Что является источниками естественной радиации

3. Что является источниками искусственной радиации

4. Что такое ионизирующие излучения, его виды

5. Происхождение, характеристики и значение Альфа-излучения

6. Происхождение, характеристики и значение Бетта-излечения

7. Происхождение, характеристики и значение Гамма- излучения

8. Происхождение, характеристики нейтронного излучения

9. Действие ионизирующих излучений на вещество

10. Что такое экспозиционная и поглощенная дозы

11. Единицы измерения экспозиционной дозы

12. Единицы измерения поглощенной дозы

13. Способы обнаружения и измерения ионизирующих излучений

14. Виды дозиметрических приборов

15. Что такое мощность дозы

16. Чем дозиметры отличаются от радиометров- рентгенметров

17. Комплект дозиметров ДП- 22 В. Предназначение, использование

18. Дозиметр ДКП- 50 А. Предназначение, устройство, использование

19. Комплект ИД- 11. Предназначение, возможности, использование

20. Химические дозиметры ДП-70 и ДП-70 М возможности, использование

21. Индикатор- сигнализатор ДП- 64. Предназначение, использование

22. Радиометр- рентгенметр ДП- 5 В.Предназначение, возможности

23. Порядок работы с прибором ДП- 5 В

24. Измерение мощности гамма- излучения с помощью ДП-5 В

25. Что такое радиационная разведка

25. Задачи радиационной разведки

26. Организация радиационной разведки в войсках

27. Организация радиационной разведки в медицинской роте полка

28. Допустимые уровни загрязнения РВ личного состава, техники

29. Допустимые уровни загрязнения РВ продовольствия, воды

30. Задачи мед. службы по контролю загрязнения РВ воды и продовольствия

31. Организация дозиметрического контроля в войсках

32. Дозиметрический контроль в мед. подразделениях части

33. Прогнозирование возможных доз облучения личного состава

34.Допустимые дозы облучения личного состава

Методическая разработка составлена

старшим преподавателем, к.м.н.

Т.Б. Татаровой