RU2604695C1 - Method for assessment of measurement results reliability by portable dose rate meter in the radioactive contaminated area during formation of the radioactive cloud trace - Google Patents
Method for assessment of measurement results reliability by portable dose rate meter in the radioactive contaminated area during formation of the radioactive cloud trace Download PDFInfo
- Publication number
- RU2604695C1 RU2604695C1 RU2015142503/28A RU2015142503A RU2604695C1 RU 2604695 C1 RU2604695 C1 RU 2604695C1 RU 2015142503/28 A RU2015142503/28 A RU 2015142503/28A RU 2015142503 A RU2015142503 A RU 2015142503A RU 2604695 C1 RU2604695 C1 RU 2604695C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radioactive
- dose rate
- detection unit
- contamination
- contaminated area
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области измерения параметров ионизирующего излучения, а конкретно измерения мощности дозы гамма-излучения на радиоактивно загрязненной местности в период формирования следа облака, образованного в результате разрушения объектов ядерной энергетики, и может быть использовано при ведении радиационной разведки пешим порядком.The invention relates to the field of measuring parameters of ionizing radiation, and in particular, measuring the dose rate of gamma radiation in a radioactively contaminated area during the formation of a cloud trace formed as a result of the destruction of nuclear power facilities, and can be used when conducting radiation reconnaissance on foot.
Известен способ повышения достоверности радиационных измерений на радиоактивно загрязненной местности, заключающийся в выявлении факта радиоактивного загрязнения поверхности блока детектирования измерителя мощности дозы методом мазка [1].There is a method of increasing the reliability of radiation measurements in a contaminated area, which consists in identifying the fact of radioactive contamination of the surface of the detection unit of the dose rate meter by smear method [1].
К недостаткам этого способа-аналога относится следующее.The disadvantages of this analogue method include the following.
При проведении измерений загрязненности блока детектирования одного прибора необходимо использовать дополнительное лабораторное оборудование: кюветы, пинцеты, вату медицинскую, спирт этиловый ректифицированный или другие органические растворители, а также дозиметрическую аппаратуру. Кроме этого необходимо наличие чистого в радиационном отношении помещения, что создает очевидные трудности при проведении подобных измерений.When measuring the contamination of the detection unit of one device, it is necessary to use additional laboratory equipment: cuvettes, tweezers, medical cotton wool, rectified ethyl alcohol or other organic solvents, as well as dosimetric equipment. In addition, it is necessary to have a clean room in terms of radiation, which creates obvious difficulties during such measurements.
Также известен способ прямого измерения поверхностной загрязненности радиоактивными нуклидами [2]. Указанный способ выбран в качестве прототипа, так как имеет наибольшее сходство с заявленным способом.Also known is a method of direct measurement of surface contamination with radioactive nuclides [2]. The specified method is selected as a prototype, as it bears the greatest resemblance to the claimed method.
Недостатком этого способа-прототипа является то, что для его осуществления необходимо дополнительное дозиметрическое оборудование.The disadvantage of this prototype method is that its implementation requires additional dosimetric equipment.
Технический результат, достигаемый в заявленном изобретении, заключается в том, что для установления факта загрязненности блока детектирования измерителя мощности дозы исключена необходимость использования дополнительного дозиметрического и лабораторного оборудования.The technical result achieved in the claimed invention is that to establish the fact of contamination of the detection unit of the dose rate meter eliminates the need for additional dosimetric and laboratory equipment.
Указанный технический результат достигается тем, что при ведении радиационной разведки на радиоактивно загрязненной местности в период формирования следа облака, образованного в результате разрушения объектов ядерной энергетики, выявляется факт радиоактивного загрязнения поверхности блока детектирования измерителя мощности дозы. Для этого необходимо провести два измерения мощности дозы на разных высотах над радиоактивно загрязненной местностью и сравнить отношение полученных показаний с контрольным числом, которое соответствует случаю, когда детекторный блок не загрязнен радиоактивными веществами. При этом рассчитано, что наибольшая эффективность способа будет достигнута при измерении на высотах 10 см и 300 см. Отношение находится по формуле:The specified technical result is achieved by the fact that when conducting radiation reconnaissance in a radioactively contaminated area during the formation of a cloud trace formed as a result of the destruction of nuclear power facilities, the fact of radioactive contamination of the surface of the detection unit of the dose rate meter is detected. For this, it is necessary to conduct two measurements of the dose rate at different heights above the contaminated area and compare the ratio of the readings with a control number, which corresponds to the case when the detector unit is not contaminated with radioactive substances. It is calculated that the greatest efficiency of the method will be achieved when measuring at heights of 10 cm and 300 cm. The ratio is found by the formula:
где К - величина, сравниваемая с контрольным числом;where K is the value compared with the control number;
P10 - мощность дозы ионизирующего излучения, измеренная над ровной равномерно радиоактивно загрязненной местностью на высоте 10 см, Р/ч;P 10 - dose rate of ionizing radiation, measured over an evenly uniformly contaminated area at a height of 10 cm, R / h;
P300 - мощность дозы ионизирующего излучения, измеренная над ровной равномерно радиоактивно загрязненной местностью на высоте 300 см, Р/ч.P 300 - dose rate of ionizing radiation, measured over an evenly uniformly contaminated area at a height of 300 cm, R / h.
Как известно, в результате аварии, вызванной вводом избыточной реактивности, на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошло диспергирование ядерного топлива на частицы от единиц до десятков микрометров. Контакт диспергированного топлива с теплоносителем вызвал паровой взрыв, в результате которого разрушились технологические каналы, разгерметизировался реактор, и часть диспергированного топлива была выброшена в атмосферу. Последующий выброс формировался в течение 9 суток в процессе горения графита, окисления поврежденного топлива и выноса радиоактивных продуктов за пределы реактора вследствие эффекта трубы, связанного с воздушным потоком из нижних помещений реактора. На сегодняшний день выброс оценивается 3,5% всего количества топлива, имевшегося в реакторе.As you know, as a result of the accident caused by the introduction of excess reactivity, the 4th unit of the Chernobyl nuclear power plant dispersed nuclear fuel into particles from units to tens of micrometers. The contact of the dispersed fuel with the coolant caused a steam explosion, as a result of which the technological channels were destroyed, the reactor was depressurized, and part of the dispersed fuel was released into the atmosphere. A subsequent release was formed during 9 days during the combustion of graphite, oxidation of damaged fuel and the removal of radioactive products outside the reactor due to the effect of the pipe associated with the air flow from the lower rooms of the reactor. To date, emissions are estimated at 3.5% of the total amount of fuel available in the reactor.
Благодаря легкости выделения и измерения параметров первыми были изучены «крупные» частицы размером свыше 10-15 мкм. Однако доля таких частиц относительно урановых в ближних к АЭС выпадениях составляет не более 10% [3].Due to the ease of isolation and measurement of parameters, the first to be studied were "large" particles larger than 10-15 microns. However, the proportion of such particles relative to uranium in the proximal precipitation is not more than 10% [3].
Детекторные блоки и сами приборы представляют собой объекты, имеющие сложную поверхность. При этом даже незначительное количество радионуклида может обусловить значительную мощность дозы гамма-излучения. В частности, известно, что 1 мг 226Ra на расстоянии 1 см будет создавать 8,4 Р/ч. Эта величина превышает значение уровня радиации на границе зоны умеренного радиоактивного заражения. Одним из наиболее распространенных радионуклидов, входящих в состав радиоактивного заражения на следе облака, является 137Cs+137mBa. Энерговыделение 1 г 226Ra составляет 6,44·1010 МэВ/с, а 137Cs+137mBa - 1,86·1012 МэВ/с. Следовательно, 0,035 мг 137Cs+137mBa будет создавать такую мощность дозы, как 1 мг 226Ra. Указанная масса может содержаться всего примерно в 10-15 частицах диаметром 100 мкм. Следовательно, несколько сотен мелких аэрозольных частиц общей массой несколько миллиграмм, задержавшихся на поверхности детекторного блока, могут обусловить показания свыше 100 Р/ч. Такие показания прибора должны обуславливать немедленное принятие мер радиационной защиты.The detector blocks and the instruments themselves are objects having a complex surface. Moreover, even a small amount of radionuclide can cause a significant dose rate of gamma radiation. In particular, it is known that 1 mg of 226 Ra at a distance of 1 cm will produce 8.4 R / h. This value exceeds the value of the radiation level at the border of the moderate radioactive contamination zone. One of the most common radionuclides that make up the radioactive contamination on the cloud trail is 137 Cs + 137 mBa. The energy release of 1 g of 226 Ra is 6.44 · 10 10 MeV / s, and 137 Cs + 137 mBa is 1.86 · 10 12 MeV / s. Therefore, 0.035 mg of 137 Cs + 137 mBa will create such a dose rate as 1 mg of 226 Ra. The specified mass may be contained in only about 10-15 particles with a diameter of 100 microns. Consequently, several hundred small aerosol particles with a total mass of several milligrams lingering on the surface of the detector block can give readings of over 100 R / h. Such readings from the instrument should lead to the immediate adoption of radiation protection measures.
Таким образом, завышение показаний прибора может привести к завышению реального уровня радиационной опасности и, как следствие, либо к использованию избыточных мер радиационной защиты, либо к принятию решения о невозможности ведения действий в пределах части выделенного района.Thus, an overestimation of the readings of the device can lead to an overestimation of the real level of radiation hazard and, as a result, either to use excessive measures of radiation protection, or to decide that it is impossible to conduct actions within a part of the allocated area.
Наиболее реальная ситуация, которая может повлечь реализацию указанной погрешности в показаниях прибора, на наш взгляд, должна сложиться, когда прибор находился в открытом состоянии в период формирования радиоактивного заражения местности. В этом случае загрязнение прибора будет максимальным.The most real situation that may entail the implementation of the indicated error in the readings of the device, in our opinion, should develop when the device was in the open state during the formation of the radioactive contamination of the area. In this case, the contamination of the device will be maximum.
Составим выражение для оценки величины показаний измерителя мощности дозы в случае, если измерение осуществляется на незараженной местности, однако детектор прибора загрязнен радиоактивными материалами.We compose an expression for estimating the value of the dose rate meter readings if the measurement is carried out on an uncontaminated area, but the detector of the device is contaminated with radioactive materials.
При проведении вычислений мощности дозы в некоторой точке пространства обычно полагают, что поле излучения практически однородно в пределах объема пространства, занимаемого детектором. В рассматриваемом случае поле гамма-излучения необходимо считать существенно неоднородным, поскольку, во-первых, расстояние от счетчика до зараженной стенки блока детектирования намного меньше размеров самого блока, и, во-вторых, плотность радиоактивного загрязнения σ в общем случае будет неодинаковой.When calculating the dose rate at a certain point in space, it is usually assumed that the radiation field is almost uniform within the volume of space occupied by the detector. In the case under consideration, the gamma radiation field must be considered substantially inhomogeneous, because, firstly, the distance from the counter to the infected wall of the detection unit is much smaller than the size of the unit itself, and, secondly, the density of radioactive contamination σ will generally be different.
Для учета этого фактора необходимо рассмотреть, какую мощность дозы будет регистрировать счетчик от загрязненного элемента поверхности детекторного блока, а затем провести суммирование полученных величин.To take this factor into account, it is necessary to consider what dose rate the counter from the contaminated surface element of the detector unit will register, and then summarize the obtained values.
Большинство газоразрядных счетчиков, предназначенных для регистрации гамма-излучения, имеют цилиндрическую форму. При этом анод выполняется в виде нити, располагаемой в центре счетчика. Детекторные блоки многих приборов, например ДП-5, ИМД-1, ИМД-5, также имеют форму цилиндра. Полагая, что счетчик располагается в центре блока детектирования, можно ввести цилиндрическую систему координат (ρ, φ, z), которая позволит упростить проведение расчетов. Для этого, как показано на фигуре 1, начало отсчета необходимо поместить на одну из торцевых частей блока детектирования, а ось OZ направить вдоль его центра.Most gas discharge meters designed to record gamma radiation are cylindrical. In this case, the anode is made in the form of a thread located in the center of the counter. The detector blocks of many devices, for example, DP-5, IMD-1, IMD-5, also have the shape of a cylinder. Assuming that the counter is located in the center of the detection unit, it is possible to introduce a cylindrical coordinate system (ρ, φ, z), which will simplify the calculations. To do this, as shown in figure 1, the reference point must be placed on one of the end parts of the detection unit, and the OZ axis should be directed along its center.
На фигуре 2 представлена схема для расчета дифференциального потока электронов во внутренний объем счетчика.The figure 2 presents a diagram for calculating the differential flow of electrons into the internal volume of the counter.
Если вся наружная поверхность блока детектирования загрязнена, то в качестве элементарного источника выступает элемент поверхности ΔsK, обладающий активностью ΔA=σ(φ0,H)ΔsK. Если квантовый выход радионуклида, вызвавшего загрязнение, равен n, то интенсивность потока гамма-квантов от этого элемента составит ΔJ=nΔA=nσ(φ0,H)ΔsK. Поскольку ΔsK=RKΔφ0ΔH, то интенсивность потока электронов отдачи, обусловленного всей загрязненной поверхностью блока детектирования, составит:If the entire outer surface of the detection unit is contaminated, then the surface element Δs K with the activity ΔA = σ (φ 0 , H) Δs K acts as an elementary source. If the quantum yield of the radionuclide that caused the pollution is n, then the intensity of the gamma-ray flux from this element will be ΔJ = nΔA = nσ (φ 0 , H) Δs K. Since Δs K = R K Δφ 0 ΔH, the intensity of the recoil electron flux due to the entire contaminated surface of the detection unit will be:
где Je - интенсивность интегрального потока электронов отдачи, идущего во внутренний объем счетчика, с-1;where J e is the intensity of the integrated flow of recoil electrons going into the internal volume of the counter, s -1 ;
RK - радиус корпуса детекторного блока, м;R K is the radius of the housing of the detector unit, m;
RD - радиус газоразрядного счетчика, м;R D is the radius of the gas discharge meter, m;
ρ - плотность материала стенок счетчика, кг/м3;ρ is the density of the material of the walls of the counter, kg / m 3 ;
b - толщина стенок счетчика, м;b - counter wall thickness, m;
n - квантовый выход радионуклида, вызвавшего загрязнение, с-1;n is the quantum yield of the radionuclide that caused the pollution, s -1 ;
Z - атомный номер вещества, из которого сделаны стенки счетчика;Z is the atomic number of the substance from which the counter walls are made;
NA - постоянная Авогадро, равная 6,023·1023 моль-1;N A - Avogadro constant equal to 6.023 · 10 23 mol -1 ;
mM - молярная масса вещества, из которого сделаны стенки счетчика, кг/моль;m M is the molar mass of the substance from which the counter walls are made, kg / mol;
(φ0, H) - угловые координаты малого элемента зараженной поверхности корпуса детекторного блока площадью ΔsK;(φ 0 , H) - the angular coordinates of the small element of the infected surface of the body of the detector block with an area Δs K ;
(φ, h) - угловые координаты малого элемента поверхности счетчика площадью Δs;(φ, h) are the angular coordinates of a small element of the counter surface with an area Δs;
σ - плотность загрязнения поверхности детектора, МэВ/(см2·с);σ is the density of the surface contamination of the detector, MeV / (cm 2 · s);
σе - вероятность появления электрона отдачи во внутреннем объеме счетчика;σ e is the probability of the appearance of the recoil electron in the internal volume of the counter;
θ - угол падения гамма квантов, рад;θ is the angle of incidence of gamma quanta, rad;
ξ - угол между направлением падения гамма-квантов и боковой поверхностью счетчика, рад.ξ is the angle between the direction of incidence of gamma rays and the side surface of the counter, rad.
Численный расчет интеграла (2) с учетом принятых исходных данных показал, что интенсивность срабатывания счетчика должна составлять примерно 0,126 с-1. С учетом того, что чувствительность счетчика (скорость счета на единицу мощности дозы падающего излучения) составляет примерно 0,025 (1/с)/(мкР/ч), прибор должен показывать примерно 5 мкР/ч за счет заражения корпуса детекторного блока.A numerical calculation of the integral (2), taking into account the accepted initial data, showed that the counter response rate should be approximately 0.126 s -1 . Considering that the counter sensitivity (count rate per unit dose rate of the incident radiation) is approximately 0.025 (1 / s) / (μR / h), the device should show approximately 5 μR / h due to infection of the detector unit housing.
Следовательно, измеритель мощности дозы может завышать свои показания до 1,5 раз за счет заражения поверхности детекторного блока радиоактивными веществами с той же плотностью, с которой произошло заражение местности.Therefore, the dose rate meter can overestimate its readings up to 1.5 times due to infection of the surface of the detector unit with radioactive substances with the same density with which the area was infected.
Рассмотрим гамма-поле плоского изотропного источника в бесконечной гомогенной воздухоэквивалентной среде, имеющего постоянную поверхностную плотность загрязнения. Таким источником является, например, бесконечно тонкая пленка, которая равномерно покрыта гамма-излучателем и помещена в бесконечную воздушную среду.Consider the gamma field of a planar isotropic source in an infinite homogeneous air-equivalent medium with a constant surface pollution density. Such a source is, for example, an infinitely thin film that is uniformly coated with a gamma emitter and placed in an endless air environment.
Возьмем точку А, расположенную над поверхностью, равномерно загрязненной с поверхностной плотностью σ гамма-излучателем с энергией квантов Е. Мощность дозы в точке А, обусловленная участком поверхности площадью ΔS, удаленным от нее на расстояние r, будет равнаLet us take a point A located above a surface uniformly contaminated with a surface density σ by a gamma emitter with the energy of quanta E. The dose rate at point A, due to a portion of the surface with an area ΔS remote from it by a distance r, will be equal to
где k - постоянная, зависящая от единиц измерений. В случае, когда плотность загрязнения σ измеряется в МэВ/(см2·с) и рассматривается экспозиционная мощность дозы в Р/ч, то k=5,0910-2 Р·см3·с/(ч·МэВ);where k is a constant depending on the units of measurement. In the case when the pollution density σ is measured in MeV / (cm 2 · s) and the exposure dose rate in R / h is considered, then k = 5.0910 -2 P · cm 3 · s / (h · MeV);
σa, µ - линейные коэффициенты поглощения и рассеяния γ-излучения в воздухе соответственно, см-1;σ a , µ are the linear absorption and scattering coefficients of γ radiation in air, respectively, cm -1 ;
ВД(r,Е) - дозовый фактор, учитывающий вклад в мощность дозы рассеянного γ-излучения.In D (r, E) - dose factor, taking into account the contribution to the dose rate of scattered γ-radiation.
Для определения суммарной мощности дозы в точке А необходимо проинтегрировать выражение (3) по всей зараженной поверхности. Для этого обозначим высоту положения точки А над загрязненной поверхностью переменной h. В этом случае расстояние r можно выразить следующим образом:To determine the total dose rate at point A, expression (3) must be integrated over the entire infected surface. For this, we denote the height of the position of point A above the contaminated surface of the variable h. In this case, the distance r can be expressed as follows:
где R - расстояние от точки О, являющейся проекцией точки А на загрязненную поверхность, до участка ΔS.where R is the distance from point O, which is the projection of point A onto the contaminated surface, to the area ΔS.
Расстояние R и угол φ между некоторым выбранным из точки О направлением и направлением на участок ΔS задают полярную систему координат. В заданной системе координат интегральную мощность дозы можно рассчитать, выполнив суммирование по всем участкам и перейдя к пределу ΔS→0. В результате получается следующее выражение для расчета суммарной мощности дозы в точке О [4]:The distance R and the angle φ between some direction selected from the point O and the direction to the portion ΔS define the polar coordinate system. In a given coordinate system, the integral dose rate can be calculated by summing over all sections and going to the limit ΔS → 0. As a result, the following expression is obtained for calculating the total dose rate at point O [4]:
где Rmax - радиус круга на загрязненной поверхности с центром в точке О, элементы которого вносят сколько-нибудь значимый вклад в мощность дозы в точке А, см.where R max is the radius of the circle on the contaminated surface with the center at point O, the elements of which make any significant contribution to the dose rate at point A, see
Носимые измерители мощности дозы имеют в своем составе удлинительные штанги, длина которых представлена в таблице 1. Максимальная длина удлинительных штанг составляет от 72 до 100 см. Проведенные наблюдения показывают, что человек среднего роста 175 см, используя самую короткую штангу длиной 72 см вытянутой вверх рукой, может измерить мощность дозы на высоте 302 см от уровня поверхности, на которой он стоит. Таким образом, можно сделать вывод, что при использовании носимого измерителя мощности дозы есть возможность измерения мощности дозы на высоте 3 метра от поверхности, на которой находится дозиметрист.Wearable dose rate meters incorporate extension rods, the length of which is presented in Table 1. The maximum length of extension rods is from 72 to 100 cm. Observations show that a person of average height is 175 cm using the shortest rod with a length of 72 cm with his arm extended upward , can measure the dose rate at a height of 302 cm from the level of the surface on which it stands. Thus, we can conclude that when using a portable dose rate meter, it is possible to measure the dose rate at a height of 3 meters from the surface on which the dosimeter is located.
Для нахождения контрольного значения, равного отношению мощностей доз, измеренных на разных высотах, необходимо, чтобы разница между высотами была максимальной.To find a control value equal to the ratio of dose rates measured at different heights, it is necessary that the difference between the heights is maximum.
Рассмотрим гамма-поле плоского изотропного источника 137Cs в бесконечной гомогенной воздушной среде, имеющего постоянную удельную активность 1 Ки/км2. Используя формулу (5), найдем величины мощностей доз ионизирующего моноэнергетического (E=662 кэВ) излучения от данного плоского источника в форме круга радиусом r в точке наблюдения, находящейся над центром этой площадки на высоте h.Consider the gamma field of a planar 137 Cs isotropic source in an infinite homogeneous air medium with a constant specific activity of 1 Ci / km 2 . Using formula (5), we find the dose rate values of ionizing monoenergetic (E = 662 keV) radiation from a given plane source in the form of a circle of radius r at the observation point located above the center of this site at a height h.
Для площадки бесконечного радиуса мощность дозы равна 15,51 мкР/ч и при h=10 см и 8,64 мкР/ч при h=300 см. Расчеты показывают, что при измерении на высотах h=10 см и h=300 см на площадке радиусом r=250 м будет формироваться около 97% мощности дозы, а на площадке радиусом r=500 м - 99,7%.For a site of infinite radius, the dose rate is 15.51 μR / h for h = 10 cm and 8.64 μR / h for h = 300 cm. Calculations show that when measured at heights h = 10 cm and h = 300 cm at about 97% of the dose rate will be formed on a site with a radius of r = 250 m, and 99.7% at a site with a radius of r = 500 m.
Учитывая различный рост людей, проводящих измерения, рассчитаем погрешность, обусловленную различием в росте. Для этого рассчитаем мощность дозы, измеренную на высотах 280 см и 320 см, то есть людьми с ростом 155 см и 195 см соответственно.Given the different height of the people taking the measurements, we calculate the error due to the difference in height. For this, we calculate the dose rate measured at heights of 280 cm and 320 cm, that is, people with a height of 155 cm and 195 cm, respectively.
Отношение мощности дозы на высоте 10 см к мощности дозы на указанной высоте найдем по формуле (1). Результаты расчетов представлены в таблице 2.The ratio of the dose rate at a height of 10 cm to the dose rate at the indicated height will be found by the formula (1). The calculation results are presented in table 2.
Из таблицы 2 можно заключить, что при проведении измерений человеком, рост которого находится в диапазоне от 155 до 195 см, контрольное число будет составлять от 1,77 до 1,82, то есть погрешность, обусловленная различным ростом дозиметриста, составляет ±1,5%. Это указывает на то, что при реализации описываемого способа оценки достоверности результатов измерения рост дозиметриста влияет незначительно.From table 2 we can conclude that when taking measurements by a person whose growth is in the range from 155 to 195 cm, the control number will be from 1.77 to 1.82, that is, the error due to the different growth of the dosimeter is ± 1.5 % This indicates that when implementing the described method for assessing the reliability of measurement results, the growth of the dosimetrist slightly affects.
Отношение величины мощности дозы ионизирующего излучения плоского изотропного источника в бесконечной гомогенной воздухоэквивалентной среде, имеющей постоянную поверхностную плотность загрязнения, измеренной на высоте 10 см, к аналогичной величине, измеренной на высоте 300 см, равно 1,8. Данное значение является контрольным и соответствует случаю, когда блок детектирования не загрязнен.The ratio of the dose rate of ionizing radiation of a planar isotropic source in an infinite homogeneous air-equivalent medium having a constant surface contamination density measured at a height of 10 cm to a similar value measured at a height of 300 cm is 1.8. This value is a control value and corresponds to the case when the detection unit is not dirty.
Для установления факта загрязненности блока детектирования радиоактивными веществами необходимо измерить мощность дозы над наиболее ровным участком радиоактивно загрязненной местности, расположив блок детектирования на высоте 10 см и 300 см, сравнить отношение полученных показаний с контрольной величиной, равной 1,8. В случае наличия загрязненности блока детектирования радиоактивными веществами полученное отношение будет меньше контрольного значения. Расчеты показали, что в случае загрязнения блока детектирования радиоактивными веществами с той же плотностью, с которой произошло заражение местности, на которой производятся измерения, указанное отношение будет равно 1,5. Учитывая собственную погрешность прибора и погрешность, обусловленную ростом дозиметриста, можно уверенно говорить о радиоактивном загрязнении блока детектирования в случае, когда отношение мощностей доз на высотах 10 см и 300 см будет менее 1,7.To establish the fact of contamination of the detection unit with radioactive substances, it is necessary to measure the dose rate over the most even part of the radioactively contaminated area, placing the detection unit at a height of 10 cm and 300 cm, compare the ratio of the obtained readings with a control value of 1.8. If there is contamination of the detection unit with radioactive substances, the resulting ratio will be less than the control value. The calculations showed that in the case of contamination of the detection unit with radioactive substances with the same density with which the site was infected, the indicated ratio would be 1.5. Given the inherent error of the device and the error due to the growth of the dosimetrist, we can confidently talk about radioactive contamination of the detection unit in the case when the ratio of dose rates at heights of 10 cm and 300 cm will be less than 1.7.
Предлагаемое техническое решение позволяет своевременно выявлять факт радиоактивного загрязнения поверхности блока детектирования измерителя мощности дозы без использования дополнительного оборудования и обоснованно принимать безотлагательные решения по мероприятиям в районе радиоактивного загрязнения.The proposed technical solution allows you to timely detect the fact of radioactive contamination of the surface of the detection unit of the dose rate meter without the use of additional equipment and reasonably make urgent decisions on measures in the area of radioactive contamination.
Источники информацииInformation sources
1. Патент РФ 2408003, МПК G01N15, заявл. 15.12.09, опубл. 27.12.10. Способ определения поверхностного загрязнения и устройство для отбора проб с загрязненной поверхности [Текст] / Богатов С.А.; заявитель и патентообладатель ФГУ Российский науч. центр "Курчатовский ин-т". 5 с.1. RF patent 2408003, IPC G01N15, decl. 12/15/09, publ. 12/27/10. A method for determining surface contamination and a device for sampling from a contaminated surface [Text] / Bogatov S.A .; applicant and patent holder FGI Russian scientific. Center "Kurchatov Institute". 5 sec
2. Израэль Ю.А. Радиоактивные загрязнения природных сред в зоне аварии на атомной электростанции [Текст] / Израэль Ю.Α., Петров В.Н. и др. // Метеорология и гидрология. - 1987. - №2.2. Israel Yu.A. Radioactive pollution of natural environments in the accident zone at a nuclear power plant [Text] / Izrael Yu.Α., Petrov V.N. et al. // Meteorology and hydrology. - 1987. - No. 2.
3. Богатов С.Α., Боровой А.А. Форма и характеристики частиц топливного выброса при аварии на Чернобыльской АЭС [Текст] // Атомная энергия, т. 69, вып. 1. - 1990. - 7 с.3. Bogatov S.Α., Borovoy A.A. The shape and characteristics of the fuel exhaust particles during the accident at the Chernobyl nuclear power plant [Text] // Atomic energy, vol. 69, no. 1. - 1990. - 7 p.
4. Израэль Ю.А., Стукин Е.Д. Гамма-излучение радиоактивных выпадений [Текст]. - М.: Атомиздат, 1967. - 222 с.4. Israel Yu.A., Stukin E.D. Gamma radiation of radioactive fallout [Text]. - M .: Atomizdat, 1967 .-- 222 p.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015142503/28A RU2604695C1 (en) | 2015-10-06 | 2015-10-06 | Method for assessment of measurement results reliability by portable dose rate meter in the radioactive contaminated area during formation of the radioactive cloud trace |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015142503/28A RU2604695C1 (en) | 2015-10-06 | 2015-10-06 | Method for assessment of measurement results reliability by portable dose rate meter in the radioactive contaminated area during formation of the radioactive cloud trace |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2604695C1 true RU2604695C1 (en) | 2016-12-10 |
Family
ID=57776990
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2015142503/28A RU2604695C1 (en) | 2015-10-06 | 2015-10-06 | Method for assessment of measurement results reliability by portable dose rate meter in the radioactive contaminated area during formation of the radioactive cloud trace |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2604695C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2752525C1 (en) * | 2020-11-03 | 2021-07-30 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "33 Центральный научно-исследовательский испытательный институт" Министерства обороны Российской Федерации | Method for correcting mistakes in messages from mobile radiation reconnaissance tools to data collection and processing point |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2178159C2 (en) * | 1999-04-12 | 2002-01-10 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (МосНПО "Радон") | Process of radiation monitoring of ecological systems by radioactivity of atmospheric precipitation, taking and preparation of samples |
| RU2388018C1 (en) * | 2009-06-26 | 2010-04-27 | Александр Прокопьевич Елохин | Method for remote measurement of underlying surface radionuclide contamination in trace of radioactive emission of radiationally hazardous enterprises and system for its implementation |
| RU2408003C1 (en) * | 2009-12-15 | 2010-12-27 | Федеральное государственное учреждение Российский научный центр "Курчатовский институт" | Method of determining surface contamination and apparatus for collecting samples from contaminated surface |
| JP2014209118A (en) * | 2013-03-27 | 2014-11-06 | 株式会社Ｉｔｉ開発 | Portable radiation measurement device |
-
2015
- 2015-10-06 RU RU2015142503/28A patent/RU2604695C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2178159C2 (en) * | 1999-04-12 | 2002-01-10 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (МосНПО "Радон") | Process of radiation monitoring of ecological systems by radioactivity of atmospheric precipitation, taking and preparation of samples |
| RU2388018C1 (en) * | 2009-06-26 | 2010-04-27 | Александр Прокопьевич Елохин | Method for remote measurement of underlying surface radionuclide contamination in trace of radioactive emission of radiationally hazardous enterprises and system for its implementation |
| RU2408003C1 (en) * | 2009-12-15 | 2010-12-27 | Федеральное государственное учреждение Российский научный центр "Курчатовский институт" | Method of determining surface contamination and apparatus for collecting samples from contaminated surface |
| JP2014209118A (en) * | 2013-03-27 | 2014-11-06 | 株式会社Ｉｔｉ開発 | Portable radiation measurement device |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2752525C1 (en) * | 2020-11-03 | 2021-07-30 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "33 Центральный научно-исследовательский испытательный институт" Министерства обороны Российской Федерации | Method for correcting mistakes in messages from mobile radiation reconnaissance tools to data collection and processing point |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US8143575B2 (en) | Detection of high Z materials using reference database | |
| JP2011503590A (en) | Local dosimeter and reading method for measuring ambient dose equivalent of photon radiation | |
| Finck | High resolution field gamma spectrometry and its application to problems in environmental radiology | |
| Muniraj et al. | Geo tagged internet of things (IoT) device for radiation monitoring | |
| RU2604695C1 (en) | Method for assessment of measurement results reliability by portable dose rate meter in the radioactive contaminated area during formation of the radioactive cloud trace | |
| Healy | SURFACE CONTAMINATION: DECISION LEVELS. | |
| KR102159254B1 (en) | Apparatus for analysis of fine dust and method for analysis of fine dust | |
| RU2497151C1 (en) | Method of determining environmental contamination during accidental emissions at nuclear power stations | |
| Wu et al. | Application and Development of Noncontact Detection Method of α-Particles Based on Radioluminescence | |
| Chesnokov et al. | Determination of surface activity and radiation spectrum characteristics inside buildings by a gamma locator | |
| JP7140658B2 (en) | Radiation measuring device and radiation measuring method | |
| O'Connor et al. | Mapping of 222Rn and 4He in soil gas over a karstic limestone-granite boundary: correlation of high indoor 222Rn with zones of enhanced permeability | |
| Serge et al. | Assessment of Radiological Risks due to Indoor Radon, Thoron and Progeny, and Soil Gas Radon in Thorium-Bearing Areas of the Centre and South Regions of Cameroon | |
| Averyn | Measurement of Radioactivity | |
| Ononugbo et al. | A Survey of Environmental Radioactivity Levels in Science Laboratories of Abuja Campus University of Port-Harcourt, Nigeria | |
| Khan et al. | A detector system for searching lost g-ray source | |
| Khan et al. | Design of Geiger Muller detector system for searching lost γ-ray source | |
| Elewee et al. | Radon, Thoron and Polonium Concentrations Estimated in Building Materials Samples Collected from Al-Shatra, Dhi-Qar, Iraq | |
| Sureshkumar et al. | Occupational Radiation Monitoring in Indian Nuclear Industry | |
| Pathak | Dosimetry and Safety Issues | |
| Al-Smairat et al. | Determination of scale deposition in a flare line by neutron back-diffusion | |
| JP2023037880A (en) | Radioactivity assessment method and decay heat assessment method | |
| Yehia et al. | The Efficacy of OCTA Stone Block in Absorbing External Radiation Contamination: A Study on Cesium-137 with a Radiation Magnitude of 0.25 Microcurie | |
| McDonald | Radiation Detection and Measurement | |
| CN117724143A (en) | Airborne direction sensing radiation probe and direction estimation method |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20171007 |