Міністерство освіти Республіки Білорусь
МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ
«Білоруський державний технологічний університет»
Факультет технології органічних речовин
кафедра фізико-хімічних методів сертифікації продукції
Курсова робота
Тема: "Методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання Ra 226 і Th 232"
РЕФЕРАТ
Сторінок 29, таблиць 5, рис.3, літературних джерел 13.
Радіоактивне випромінювання, МЕТОДИ ВИЯВЛЕННЯ ТА ВИМІРЮВАННЯ, ЗАСОБИ ВИМІРЮВАННЯ, торій-232, радій-226, харчові продукти.
Мета курсової роботи: метою даної курсової роботи є ознайомлення з методами виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання в продуктах харчування, а так само вибір найбільш підходящого методу.
Що зроблено: у роботі описаний короткий аналітичний огляд літератури щодо методів аналізу, що використовуються для визначення Th-232, Ra-226. Теоретичні основи найбільш поширених методів аналізу, аналітичний огляд патентної літератури та нормативних документів щодо застосування різних методів. У своїй роботі я описав методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання Th 232 і Ra 226. У четвертому пункті своєї роботи навів інформацію про періодичність та методиці визначення вмісту радіонуклідів у продукції підприємства «Мінскрибпром», на якому проходив практику. Провів розрахунок дози внутрішнього опромінення організму людини при вживанні риби.
Висновок: ознайомлення з методами виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання в продуктах харчування, а так само вибір найбільш підходящого методу.
Прийшов до висновку, що вміст радіонуклідів у річковій рибі на порядок менше ніж у морській. Риба є одним з найбільш корисних і безпечних продуктів харчування.
ЗМІСТ
Введення
1. Короткий аналітичний огляд літератури щодо методів аналізу, що використовуються для контролю Ra 226 і Th 232, та обгрунтування доцільності застосування обраного методу аналізу
2. Теоретичні основи обраного методу
3. Розрахунок дози внутрішнього опромінення з надходження радіонуклідів в організм з споживанням риби
4. Аналітичний огляд патентної, наукової літератури та нормативних документів (ГОСТ, СТБ, ТУ)
5. Опис стандартизованої методики аналізу цільової продукції
Висновок
Список використаної літератури
ВСТУП
Природна радіоактивність обумовлена радіоактивними ізотопами природного походження, присутніми у всіх оболонках землі - літосфері, гідросфері, атмосфері та біосфері. Збережені на нашій планеті радіоактивні елементи умовно можуть бути розділені на три групи.
1. Радіоактивні ізотопи, що входять до складу радіоактивних сімейств, родоначальниками яких є уран (U 238), торій (Th 232) і актиній-уран (AcU 235).
2. Генетично не пов'язані з ними радіоактивні елементи: калій (К 40), кальцій (Ca 48), рубідій (Rb 87) і ін
3. Радіоактивні ізотопи, безперервно виникають на землі в результаті ядерних реакцій, під впливом космічних променів. Найбільш важливі з них - вуглець (С 14) і тритій (Н 3).
Природні радіоактивні речовини широко поширені в зовнішньому середовищі. Це в основному довгоживучі ізотопи з періодом напіврозпаду 10 8 -10 16 років. У процесі розпаду вони випускають a-і b-частинки, а також g-промені.
Головним джерелом надходять у зовнішнє середовище природних радіоактивних речовин, до теперішнього часу широко поширених у всіх оболонках землі, є радіаційні відходи. Завдяки деструктивним процесам метеорологічного, гідрологічного, геохімічного та вулканічного характеру, що відбуваються безперервно, радіоактивні речовини піддалися широкому розсіюванню.
Природна радіоактивність рослин і харчових продуктів обумовлена поглинанням ними радіоактивних речовин з навколишнього середовища. З природних радіоактивних речовин найбільшу питому активність в рослинах становить До 40, особливо у бобових рослинах. Багато наземні рослини, особливо водорості, мають здатність концентрувати в своїх тканинах радій з грунтів і води, деякі накопичують уран. Аналізи різних продуктів харчування показали, що радій постійно присутній в хлібі, овочах, м'ясі, рибі та інших продуктах харчування. Звернемо увагу на рибу, основний і невід'ємний продукт нашого раціону. Так як у морях і океанах тонуть атомні підводні човни, відбувається розлив відходів тощо, вода розносить небезпека по всій Землі. Ми всі споживаємо рибу, що доставляються до нас різних кінців півкулі, так що давайте задумаємося наскільки вона безпечна? І відсторонившись від звичних Cs 137 і Cs 134 і Sr 90 і Sr 89 звернемо увагу на менш помітні елементи, але не менш небезпечні.
Торій. Природний торій складається з 6 радіоактивних ізотопів, а найбільш важливий в радіологічному відношенні Th 232 (Т1 / 2 = 1,41 × 10 10 років, a-випромінювач) є родоначальником радіоактивного сімейства.
Джерелом забруднення зовнішнього середовища Th 232 є широке застосування фосфорних добрив, де його вміст коливається від 1,5 до 25 Бк / кг, і спалювання викопного органічного палива.
Радій. Природний радій має 4 основних радіоізотопу. Головний із них Ra 226 (Т 1 / 2 = 1622 року, a-випромінювач). Для Ra 226 в природі характерно розсіяне стан.
Збільшення природного радіаційного фону, що супроводжує освоєння людиною енергії атомного ядра, привело до формування ряду наукових дисциплін: радіоекології, радіаційної гігієни, ядерної метеорології та ін, всебічно досліджують закономірності поведінки у зовнішньому середовищі радіонуклідів і дії іонізуючих випромінювань на об'єкти навколишнього середовища і людини. У результаті радіологічних досліджень до цього часу достатньо повно вивчені основні особливості міграції найбільш важливих у радіологічному відношенні нуклідів у природних біогеоценозах, включаючи водні співтовариства, а також вплив опромінення на живі організми, в тому числі водні рослини і тварин. Це дозволило оцінити радіаційну обстановку в різних регіонах земної кулі, а також зібрати наукову інформацію для прогнозування можливих радіологічних наслідків потрапляння радіоактивних речовин у навколишнє середовище.
Докладними радіоекологічними дослідженнями в останні 15 - 20 років була охоплена й гідросфера Землі. Інтерес до проблем водної радіоекології визначається рядом причин. По-перше, моря й океани є основним резервуаром, куди надходять радіонукліди (випадання з атмосфери, рідкий і твердий стік з суші). По-друге, у водному середовищі живуть деякі види організмів, що характеризуються відносно високої радіочутливості. По-третє, специфічні фізико-хімічні властивості водного середовища забезпечують винятково високе накопичення деяких радіонуклідів водними рослинами і тваринами (коефіцієнти накопичення окремих радіонуклідів гідробіонтами дорівнюють десяткам і сотням тисяч, тобто концентрація радіонуклідів у цих організмах в 104 - 105 разів вище, ніж у воді), і в цілому акумуляція радіоактивних речовин живою речовиною у воді щодо середовища значно вище, ніж на суші. По-четверте, в останні роки безперервно зростає роль Світового океану як джерела харчових ресурсів людини, а в недалекому майбутньому гідросфера може стати основним постачальником білків та інших цінних поживних речовин для людини. З цієї точки зору питання накопичення радіонуклідів у харчових морепродуктах здобувають першорядний інтерес. І, нарешті, по-п'яте, успіхи водної радіоекології зумовлюють рішення таких важливих питань, як видалення радіоактивних відходів.
1. КОРОТКИЙ АНАЛІТИЧНИЙ ОГЛЯД ЛІТЕРАТУРИ ПО методи аналізу, використовувані для контролю радію-226 і торію-232, І ОБГРУНТУВАННЯ ДОЦІЛЬНОСТІ застосування обраного методу АНАЛІЗУ
Проходячи через будь-яку речовину, випромінювання розтрачують енергії і, врешті-решт, поглинаються. Заряджені частинки віддають свою енергію в актах іонізації - освіті пар іонів. Для вимірювання випромінювання застосовують особливі речовини - детектори, в яких утворюються іони. Заряд утворилися іонів потім створює електричні сигнали, величина яких відповідає енергії випромінювання, а їх число - кількості пройшли через детектор частинок або квантів. Детектори - це частина приладів, що застосовуються для виявлення іонізуючих випромінювань, вимірювання їх енергії та інших властивостей. Ці прилади досить складні і потребують періодичної повірки.
У залежності від того, які зміни в аналізованій речовині використовуються для реєстрації, розрізняють кілька методів виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання:
- Іонізаційні;
- Сцинтиляційні;
- Хімічні;
- Фотографічні.
- Фізичні
1.1 Хімічні методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання
Поглинання енергії іонізуючих випромінювань в речовині може викликати різні хімічні реакції, що призводять до незворотних змін у хімічному складі речовини. Вимірюючи вихід хімічних реакцій, тобто кількість новостворених кінцевих продуктів реакцій, можна визначити поглинену енергію. На цьому принципі засновані хімічні методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання.
Гідність хімічних детекторів полягає в можливості вибору таких речовин, які по впливу на них іонізуючих випромінювань мало відрізняються від тканин. Отже, хімічні зміни, що відбуваються в цих речовинах під дією випромінювання, можуть безпосередньо служити мірою енергії випромінювання, поглиненою тканиною. Хімічні детектори можуть бути використані для вимірювань великих доз гамма-випромінювання / 3 /.
Можна виділити наступні види детекторів:
Рідинні детектори:
Ферросульфатний детектор заснований на властивості іонів двовалентного заліза окислюватися в кислому середовищі радикалами ОН * до тривалентного заліза. Ферросульфатний детектор чутливий до органічних домішок і вимагає насичення киснем. Недоліком вважається низька чутливість.
Нітратний детектор заснований на властивості іонів нітрату востанавливается атомарним воднем до нітрит іонів, які можуть бути виявлені поруч індикаторів. Мають широкий діапазон вимірювання поглинання доз гамма-випромінювання. Недоліком є невисока чутливість.
Церієвої детектор нечутливий до вмісту кисню. Недоліком є невисока чутливість.
Детектор на основі хлорзамещенних вуглеводнів:
Детектор на основі хлороформу дозволяє визначати дозу гамма-випромінювання починаючи з 10 радий. Недоліком є недостатня термічна стійкість, залежність радіаційного виходу від температури і потужність дози, чутливість до домішок і денного світла, погана стабільність при зберіганні.
Детектор на основі чотирихлористого вуглецю. Недоліком є недостатня термічна стійкість, залежність радіаційного виходу від температури і потужність дози, чутливість до домішок і денного світла, погана стабільність при зберіганні.
1.2. Фізичні методи. Мас-спектрометрія з індуктивно-зв'язаною плазмою
Мас-спектрометрія з індуктивно-зв'язаною плазмою (ICP / MS, ІСП / МС) розвинулася в один з найбільш успішних методів в атомній спектроскопії завдяки високій чутливості та можливості виконання багатоелементного аналізу.
Мас-спектрометрія - це фізичний метод вимірювання відношення маси заряджених частинок матерії (іонів) до їх заряду. Істотна відмінність мас-спектрометрії від інших аналітичних фізико-хімічних методів полягає в тому, що оптичні, рентгенівські і деякі інші методи детектируют випромінювання або поглинання енергії молекулами або атомами, а мас-спектрометрія має справу з самими частинками речовини. Мас-спектрометрія вимірює їх маси, вірніше співвідношення маси до заряду. Для цього використовуються закони руху заряджених частинок матерії в магнітному або електричному полі. Мас-спектр - це просто рассортировка заряджених частинок за їх масам (точніше відносинам маси до заряду). Отже, перше, що треба зробити для того, щоб отримати мас-спектр, перетворити нейтральні молекули й атоми, що складають будь-яка органічна або неорганічне речовина, в заряджені частинки - іони. Цей процес називається іонізацією.
Найбільш поширений спосіб іонізації в так званої індуктивно-зв'язаною плазмі. Індуктивно-зв'язана плазма (ІСП, ICP) утворюється всередині пальника, в якій горить, зазвичай, аргон. Аргон, взагалі кажучи, інертний негорючий газ, тому, щоб змусити його горіти, в нього закачують енергію, поміщаючи пальник в індукційну котушку. Коли в плазму аргоновою пальники потрапляють атоми і молекули, вони вмить перетворюються в іони. Для того щоб ввести атоми і молекули цікавить матеріалу в плазму їх зазвичай розчиняють у воді і розпилюють в плазму у вигляді дрібного суспензії.
У індуктивно-зв'язаною плазмі іони генеруються при атмосферному тиску, у той час як мас-спектрометр працює при тиску менше ніж 10 -5 мБар. Між ІСП і МС використовується інтерфейс у вигляді "вузького горла", за допомогою якого витягуються іони з плазми і здійснюється перепад тисків. На початку розвитку ІСП / МС в якості інтерфейсу просто використовувалося витягнуте носиком отвір діаметром всього 50-70 мкм, охолоджуване водою. Проблема, пов'язана з такою конструкцією полягала в тому, що холодні прикордонні шари попереду конуса сприяли генерації великої кількості сторонніх іонів. Цю проблему вдалося подолати шляхом збільшення діаметра вхідного отвору до 1 мм, що відстрочувало прикордонні шари і іони безпосередньо входили в мас-спектрометр з плазми. Ця методика відома як безперервний відбір зразка і, отже, конус називається конус зразка.
Оскільки потік газу через цей конус зразка набагато більше, ніж було раніше при використанні отворів з меншим діаметром, тиск слід знижувати шляхом використання диференціальної вакуумної відкачки до двох або більше стадій. З цієї причини на шляху потоку газу був встановлений другий конус і простір між цим конусом та конусом зразка відкачується форвакуумними насосом з високою швидкістю відкачування. Оскільки існує великий перепад тиску між джерелом індуктивно-зв'язаної плазми і першою стадією відкачування, іони засмоктуються в у простір інтерфейсу і прискорюються до надзвукових швидкостей.
Для того, щоб уникнути турбуленції на другому конусі, він виконується з гострими краями для "зрізання" (скімірованія) іонів з надзвукового пучка і, отже, цей конус отримав назву "скімерний". Конструкція, що складається з конуса зразка і скімерного конуса з діаметрами близько 1 мм отримала назву "інтерфейс. Створення інтерфейсу означало прорив у ІСП / МС технології, що забезпечив більш ефективну екстракцію іонів, поліпшивши пропускання іонів, а, отже, чутливість методу, і знизивши спектральні інтерференції більш ніж на порядок за величиною. Тим не менш, спектральні інтерференції все ще залишалися одним з головних обмежень методу елементного аналізу.
Межа виявлення методу становить 16 фг / м. Даний метод дозволяє визначати не тільки кількісний, але і якісний склад ізотопів, тим самим роблячи можливим визначення потрапляння ізотопу в зразку.
1.3 Нейтронно-активаційний аналіз
Нейтронно-активаційний аналіз є високочутливим методом визначення ультрамікроколічеств стабільних ізотопів у різних біологічних матеріалах. Він полягає в тому, що досліджуваний матеріал піддається впливу в умовах ядерного реактора потоку нейтронів. У результаті цього утворюються радіоактивні продукти, які потім піддаються радиохимическому аналізу і радіометрії.
1.4 Радіохімічне титрування
При радіометричної титруванні за ходом аналітичної реакції спостерігають зі зміни радіоактивності будь-якого компоненту досліджуваної системи, який зникає (з'являється) у ході реакції або після її завершення. Таким компонентом може бути обумовлений іон, діючий іон реактиву, продукт реакції, а також один з продуктів взаємодії спеціальної речовини, що вводиться в аналізований розчин, з надлишком реактиву. Зважаючи ідентичності хімічних властивостей активної і неактивної форм елемента вимірювана радіоактивність пропорційна кількості фіксованої компонента на різних етапах титрування. У цьому сенсі криві радіометричного титрування абсолютно аналогічні кривим амперометричного, спектрофотометричного, кондуктометричного і деяких інших титрування, що об'єднуються загальною назвою "лінійні титрування". Такий же характер мають і криві β-відбивної титрування. Окремо стоять криві титрування, заснованого на поглинанні радіоактивних випромінювань. Вимірювана в цьому випадку ступінь ослаблення потоку радіоактивних часток, які пройшли через розчин, що аналізується, знаходиться в експоненційної залежності від концентрації поглинаючих іонів. Точка еквівалентності при радіометричної титруванні визначається, як і у випадку інших фізико-хімічних титрування, на основі оцінки кривих титрування, побудованих у координатах виміряний властивість - витрата реагенту.
1.5 Фотографічні методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ
«Білоруський державний технологічний університет»
Факультет технології органічних речовин
кафедра фізико-хімічних методів сертифікації продукції
Курсова робота
Тема: "Методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання Ra 226 і Th 232"
РЕФЕРАТ
Сторінок 29, таблиць 5, рис.3, літературних джерел 13.
Радіоактивне випромінювання, МЕТОДИ ВИЯВЛЕННЯ ТА ВИМІРЮВАННЯ, ЗАСОБИ ВИМІРЮВАННЯ, торій-232, радій-226, харчові продукти.
Мета курсової роботи: метою даної курсової роботи є ознайомлення з методами виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання в продуктах харчування, а так само вибір найбільш підходящого методу.
Що зроблено: у роботі описаний короткий аналітичний огляд літератури щодо методів аналізу, що використовуються для визначення Th-232, Ra-226. Теоретичні основи найбільш поширених методів аналізу, аналітичний огляд патентної літератури та нормативних документів щодо застосування різних методів. У своїй роботі я описав методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання Th 232 і Ra 226. У четвертому пункті своєї роботи навів інформацію про періодичність та методиці визначення вмісту радіонуклідів у продукції підприємства «Мінскрибпром», на якому проходив практику. Провів розрахунок дози внутрішнього опромінення організму людини при вживанні риби.
Висновок: ознайомлення з методами виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання в продуктах харчування, а так само вибір найбільш підходящого методу.
Прийшов до висновку, що вміст радіонуклідів у річковій рибі на порядок менше ніж у морській. Риба є одним з найбільш корисних і безпечних продуктів харчування.
ЗМІСТ
Введення
2. Теоретичні основи обраного методу
3. Розрахунок дози внутрішнього опромінення з надходження радіонуклідів в організм з споживанням риби
4. Аналітичний огляд патентної, наукової літератури та нормативних документів (ГОСТ, СТБ, ТУ)
5. Опис стандартизованої методики аналізу цільової продукції
Висновок
Список використаної літератури
ВСТУП
Природна радіоактивність обумовлена радіоактивними ізотопами природного походження, присутніми у всіх оболонках землі - літосфері, гідросфері, атмосфері та біосфері. Збережені на нашій планеті радіоактивні елементи умовно можуть бути розділені на три групи.
1. Радіоактивні ізотопи, що входять до складу радіоактивних сімейств, родоначальниками яких є уран (U 238), торій (Th 232) і актиній-уран (AcU 235).
2. Генетично не пов'язані з ними радіоактивні елементи: калій (К 40), кальцій (Ca 48), рубідій (Rb 87) і ін
3. Радіоактивні ізотопи, безперервно виникають на землі в результаті ядерних реакцій, під впливом космічних променів. Найбільш важливі з них - вуглець (С 14) і тритій (Н 3).
Природні радіоактивні речовини широко поширені в зовнішньому середовищі. Це в основному довгоживучі ізотопи з періодом напіврозпаду 10 8 -10 16 років. У процесі розпаду вони випускають a-і b-частинки, а також g-промені.
Головним джерелом надходять у зовнішнє середовище природних радіоактивних речовин, до теперішнього часу широко поширених у всіх оболонках землі, є радіаційні відходи. Завдяки деструктивним процесам метеорологічного, гідрологічного, геохімічного та вулканічного характеру, що відбуваються безперервно, радіоактивні речовини піддалися широкому розсіюванню.
Природна радіоактивність рослин і харчових продуктів обумовлена поглинанням ними радіоактивних речовин з навколишнього середовища. З природних радіоактивних речовин найбільшу питому активність в рослинах становить До 40, особливо у бобових рослинах. Багато наземні рослини, особливо водорості, мають здатність концентрувати в своїх тканинах радій з грунтів і води, деякі накопичують уран. Аналізи різних продуктів харчування показали, що радій постійно присутній в хлібі, овочах, м'ясі, рибі та інших продуктах харчування. Звернемо увагу на рибу, основний і невід'ємний продукт нашого раціону. Так як у морях і океанах тонуть атомні підводні човни, відбувається розлив відходів тощо, вода розносить небезпека по всій Землі. Ми всі споживаємо рибу, що доставляються до нас різних кінців півкулі, так що давайте задумаємося наскільки вона безпечна? І відсторонившись від звичних Cs 137 і Cs 134 і Sr 90 і Sr 89 звернемо увагу на менш помітні елементи, але не менш небезпечні.
Торій. Природний торій складається з 6 радіоактивних ізотопів, а найбільш важливий в радіологічному відношенні Th 232 (Т1 / 2 = 1,41 × 10 10 років, a-випромінювач) є родоначальником радіоактивного сімейства.
Джерелом забруднення зовнішнього середовища Th 232 є широке застосування фосфорних добрив, де його вміст коливається від 1,5 до 25 Бк / кг, і спалювання викопного органічного палива.
Радій. Природний радій має 4 основних радіоізотопу. Головний із них Ra 226 (Т 1 / 2 = 1622 року, a-випромінювач). Для Ra 226 в природі характерно розсіяне стан.
Збільшення природного радіаційного фону, що супроводжує освоєння людиною енергії атомного ядра, привело до формування ряду наукових дисциплін: радіоекології, радіаційної гігієни, ядерної метеорології та ін, всебічно досліджують закономірності поведінки у зовнішньому середовищі радіонуклідів і дії іонізуючих випромінювань на об'єкти навколишнього середовища і людини. У результаті радіологічних досліджень до цього часу достатньо повно вивчені основні особливості міграції найбільш важливих у радіологічному відношенні нуклідів у природних біогеоценозах, включаючи водні співтовариства, а також вплив опромінення на живі організми, в тому числі водні рослини і тварин. Це дозволило оцінити радіаційну обстановку в різних регіонах земної кулі, а також зібрати наукову інформацію для прогнозування можливих радіологічних наслідків потрапляння радіоактивних речовин у навколишнє середовище.
Докладними радіоекологічними дослідженнями в останні 15 - 20 років була охоплена й гідросфера Землі. Інтерес до проблем водної радіоекології визначається рядом причин. По-перше, моря й океани є основним резервуаром, куди надходять радіонукліди (випадання з атмосфери, рідкий і твердий стік з суші). По-друге, у водному середовищі живуть деякі види організмів, що характеризуються відносно високої радіочутливості. По-третє, специфічні фізико-хімічні властивості водного середовища забезпечують винятково високе накопичення деяких радіонуклідів водними рослинами і тваринами (коефіцієнти накопичення окремих радіонуклідів гідробіонтами дорівнюють десяткам і сотням тисяч, тобто концентрація радіонуклідів у цих організмах в 104 - 105 разів вище, ніж у воді), і в цілому акумуляція радіоактивних речовин живою речовиною у воді щодо середовища значно вище, ніж на суші. По-четверте, в останні роки безперервно зростає роль Світового океану як джерела харчових ресурсів людини, а в недалекому майбутньому гідросфера може стати основним постачальником білків та інших цінних поживних речовин для людини. З цієї точки зору питання накопичення радіонуклідів у харчових морепродуктах здобувають першорядний інтерес. І, нарешті, по-п'яте, успіхи водної радіоекології зумовлюють рішення таких важливих питань, як видалення радіоактивних відходів.
Проходячи через будь-яку речовину, випромінювання розтрачують енергії і, врешті-решт, поглинаються. Заряджені частинки віддають свою енергію в актах іонізації - освіті пар іонів. Для вимірювання випромінювання застосовують особливі речовини - детектори, в яких утворюються іони. Заряд утворилися іонів потім створює електричні сигнали, величина яких відповідає енергії випромінювання, а їх число - кількості пройшли через детектор частинок або квантів. Детектори - це частина приладів, що застосовуються для виявлення іонізуючих випромінювань, вимірювання їх енергії та інших властивостей. Ці прилади досить складні і потребують періодичної повірки.
У залежності від того, які зміни в аналізованій речовині використовуються для реєстрації, розрізняють кілька методів виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання:
- Іонізаційні;
- Сцинтиляційні;
- Хімічні;
- Фотографічні.
- Фізичні
1.1 Хімічні методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання
Поглинання енергії іонізуючих випромінювань в речовині може викликати різні хімічні реакції, що призводять до незворотних змін у хімічному складі речовини. Вимірюючи вихід хімічних реакцій, тобто кількість новостворених кінцевих продуктів реакцій, можна визначити поглинену енергію. На цьому принципі засновані хімічні методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання.
Гідність хімічних детекторів полягає в можливості вибору таких речовин, які по впливу на них іонізуючих випромінювань мало відрізняються від тканин. Отже, хімічні зміни, що відбуваються в цих речовинах під дією випромінювання, можуть безпосередньо служити мірою енергії випромінювання, поглиненою тканиною. Хімічні детектори можуть бути використані для вимірювань великих доз гамма-випромінювання / 3 /.
Можна виділити наступні види детекторів:
Рідинні детектори:
Ферросульфатний детектор заснований на властивості іонів двовалентного заліза окислюватися в кислому середовищі радикалами ОН * до тривалентного заліза. Ферросульфатний детектор чутливий до органічних домішок і вимагає насичення киснем. Недоліком вважається низька чутливість.
|
Церієвої детектор нечутливий до вмісту кисню. Недоліком є невисока чутливість.
Детектор на основі хлорзамещенних вуглеводнів:
Детектор на основі хлороформу дозволяє визначати дозу гамма-випромінювання починаючи з 10 радий. Недоліком є недостатня термічна стійкість, залежність радіаційного виходу від температури і потужність дози, чутливість до домішок і денного світла, погана стабільність при зберіганні.
Детектор на основі чотирихлористого вуглецю. Недоліком є недостатня термічна стійкість, залежність радіаційного виходу від температури і потужність дози, чутливість до домішок і денного світла, погана стабільність при зберіганні.
1.2. Фізичні методи. Мас-спектрометрія з індуктивно-зв'язаною плазмою
Мас-спектрометрія з індуктивно-зв'язаною плазмою (ICP / MS, ІСП / МС) розвинулася в один з найбільш успішних методів в атомній спектроскопії завдяки високій чутливості та можливості виконання багатоелементного аналізу.
Мас-спектрометрія - це фізичний метод вимірювання відношення маси заряджених частинок матерії (іонів) до їх заряду. Істотна відмінність мас-спектрометрії від інших аналітичних фізико-хімічних методів полягає в тому, що оптичні, рентгенівські і деякі інші методи детектируют випромінювання або поглинання енергії молекулами або атомами, а мас-спектрометрія має справу з самими частинками речовини. Мас-спектрометрія вимірює їх маси, вірніше співвідношення маси до заряду. Для цього використовуються закони руху заряджених частинок матерії в магнітному або електричному полі. Мас-спектр - це просто рассортировка заряджених частинок за їх масам (точніше відносинам маси до заряду). Отже, перше, що треба зробити для того, щоб отримати мас-спектр, перетворити нейтральні молекули й атоми, що складають будь-яка органічна або неорганічне речовина, в заряджені частинки - іони. Цей процес називається іонізацією.
Найбільш поширений спосіб іонізації в так званої індуктивно-зв'язаною плазмі. Індуктивно-зв'язана плазма (ІСП, ICP) утворюється всередині пальника, в якій горить, зазвичай, аргон. Аргон, взагалі кажучи, інертний негорючий газ, тому, щоб змусити його горіти, в нього закачують енергію, поміщаючи пальник в індукційну котушку. Коли в плазму аргоновою пальники потрапляють атоми і молекули, вони вмить перетворюються в іони. Для того щоб ввести атоми і молекули цікавить матеріалу в плазму їх зазвичай розчиняють у воді і розпилюють в плазму у вигляді дрібного суспензії.
У індуктивно-зв'язаною плазмі іони генеруються при атмосферному тиску, у той час як мас-спектрометр працює при тиску менше ніж 10 -5 мБар. Між ІСП і МС використовується інтерфейс у вигляді "вузького горла", за допомогою якого витягуються іони з плазми і здійснюється перепад тисків. На початку розвитку ІСП / МС в якості інтерфейсу просто використовувалося витягнуте носиком отвір діаметром всього 50-70 мкм, охолоджуване водою. Проблема, пов'язана з такою конструкцією полягала в тому, що холодні прикордонні шари попереду конуса сприяли генерації великої кількості сторонніх іонів. Цю проблему вдалося подолати шляхом збільшення діаметра вхідного отвору до 1 мм, що відстрочувало прикордонні шари і іони безпосередньо входили в мас-спектрометр з плазми. Ця методика відома як безперервний відбір зразка і, отже, конус називається конус зразка.
Оскільки потік газу через цей конус зразка набагато більше, ніж було раніше при використанні отворів з меншим діаметром, тиск слід знижувати шляхом використання диференціальної вакуумної відкачки до двох або більше стадій. З цієї причини на шляху потоку газу був встановлений другий конус і простір між цим конусом та конусом зразка відкачується форвакуумними насосом з високою швидкістю відкачування. Оскільки існує великий перепад тиску між джерелом індуктивно-зв'язаної плазми і першою стадією відкачування, іони засмоктуються в у простір інтерфейсу і прискорюються до надзвукових швидкостей.
Для того, щоб уникнути турбуленції на другому конусі, він виконується з гострими краями для "зрізання" (скімірованія) іонів з надзвукового пучка і, отже, цей конус отримав назву "скімерний". Конструкція, що складається з конуса зразка і скімерного конуса з діаметрами близько 1 мм отримала назву "інтерфейс. Створення інтерфейсу означало прорив у ІСП / МС технології, що забезпечив більш ефективну екстракцію іонів, поліпшивши пропускання іонів, а, отже, чутливість методу, і знизивши спектральні інтерференції більш ніж на порядок за величиною. Тим не менш, спектральні інтерференції все ще залишалися одним з головних обмежень методу елементного аналізу.
Межа виявлення методу становить 16 фг / м. Даний метод дозволяє визначати не тільки кількісний, але і якісний склад ізотопів, тим самим роблячи можливим визначення потрапляння ізотопу в зразку.
1.3 Нейтронно-активаційний аналіз
Нейтронно-активаційний аналіз є високочутливим методом визначення ультрамікроколічеств стабільних ізотопів у різних біологічних матеріалах. Він полягає в тому, що досліджуваний матеріал піддається впливу в умовах ядерного реактора потоку нейтронів. У результаті цього утворюються радіоактивні продукти, які потім піддаються радиохимическому аналізу і радіометрії.
1.4 Радіохімічне титрування
При радіометричної титруванні за ходом аналітичної реакції спостерігають зі зміни радіоактивності будь-якого компоненту досліджуваної системи, який зникає (з'являється) у ході реакції або після її завершення. Таким компонентом може бути обумовлений іон, діючий іон реактиву, продукт реакції, а також один з продуктів взаємодії спеціальної речовини, що вводиться в аналізований розчин, з надлишком реактиву. Зважаючи ідентичності хімічних властивостей активної і неактивної форм елемента вимірювана радіоактивність пропорційна кількості фіксованої компонента на різних етапах титрування. У цьому сенсі криві радіометричного титрування абсолютно аналогічні кривим амперометричного, спектрофотометричного, кондуктометричного і деяких інших титрування, що об'єднуються загальною назвою "лінійні титрування". Такий же характер мають і криві β-відбивної титрування. Окремо стоять криві титрування, заснованого на поглинанні радіоактивних випромінювань. Вимірювана в цьому випадку ступінь ослаблення потоку радіоактивних часток, які пройшли через розчин, що аналізується, знаходиться в експоненційної залежності від концентрації поглинаючих іонів. Точка еквівалентності при радіометричної титруванні визначається, як і у випадку інших фізико-хімічних титрування, на основі оцінки кривих титрування, побудованих у координатах виміряний властивість - витрата реагенту.
Іонізуючі випромінювання діють на чутливі фотоматеріали і подібно видимого світла викликають їх почорніння. Поглинена енергія випромінювання визначається по щільності почорніння. На цьому принципі засновані фотографічні детектори.
До достоїнств цього методу слід віднести можливість масового застосування для індивідуального контролю доз, можливість спільної і роздільної реєстрації дози від бета-і гамма-випромінювань, можливість реєстрації дози нейтрального випромінювання, сприйнятливість до різкої зміни температур.
Недоліками методу є мала чутливість плівок, низька точність, наявність ходу з жорсткістю, залежність показань від умов обробки плівки і громіздкість такої обробки, неможливість повторного використання опромінених плівок.
1.6 Іонізуючі методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання
Проходження іонізуючих випромінювань через речовину супроводжується втратою їх енергії в різних процесах взаємодії з електронами і ядрами атомів. Детектори перетворять енергію в електричний сигнал. Дія детекторів засноване на виявленні ефекту від іонізації або збудження атомів або молекул речовини іонізуючим випромінюванням. До детекторам, заснованим на виявленні ефекту від іонізації в газі, відносяться іонізаційні камери та газорозрядні лічильники.
Висока чутливість, великий вихідний сигнал, простота реєструючих електронних схем, нескладність конструкцій, малі габарити і зручність в експлуатації вигідно відрізняють цей метод аналізу від аналогів.
З перерахованих вище методів найбільше застосування у військовій дозиметричної апаратури отримав іонізаційний метод.
1.7 Сцинтиляційні методи виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання
При проходженні іонізуючих випромінювань через деякі речовини виникає флуоресценція (свічення) в результаті переходу збуджених атомів або молекул в основний стан. Світлові спалаху за допомогою фотоелектронного помножувача перетворюються в електричний сигнал. Детектори, в яких використовується ефект флуоресценції, називаються сцинтиляційними лічильниками.
У розглянутому методі аналізу використовуються наступні типи сцинтиляторів:
- Неорганічні кристали і гази;
- Сцинтилятори на основі органічних сполук.
До числа переваг відносяться:
- Універсальність з точки зору можливість реєстрації іонізуючих випромінювань практично будь-яких видів;
- Можливість вимірювання енергії досліджуваних частинок або квантів;
- Висока роздільна здатність;
- Висока ефективність реєстрації випромінювання.
З усіх перерахованих вище методів аналізу випливає, що іонізуючий і сцинтиляційний методи є найбільш доступними та експресних, і можуть застосовуватися нами для виявлення досліджуваних нами ізотопів.
2. ТЕОРЕТИЧНІ ОСНОВИ Обраний метод
Проходження іонізуючих випромінювань через речовину супроводжується втратою їх енергії в різних процесах взаємодії з електронами і ядрами атомів. Детектори перетворять енергію в електричний сигнал. Дія детекторів засноване на виявленні ефекту від іонізації або збудження атомів або молекул речовини іонізуючим випромінюванням. До детекторам, заснованим на виявленні ефекту від іонізації в газі, відносяться іонізаційні камери та газорозрядні лічильники.
2.1 Фізико-хімічні основи методу
a-частинки, b-частинки, g-промені і рентгенівські промені вимірюються, використовуючи енергію частинок, яка виробляє посилений імпульс електричного струму в датчику. Ці імпульси вважаються, даючи швидкість розкладання. Зазвичай стикаються з трьома типами датчиків: газо-іонізаційні датчики, сцинтиляційні лічильники
2.1.1. Газо-іонізаційні датчики
Більшість газо-іонізаційних датчиків складається з заповненої інертним газом, таким як Ar, камери з таким прикладеним напругою, що центральний провід стає анодом, а стінка камери - катодом (Мал. 1). Коли радіоактивні частинки входять в трубку, вони іонізують інертний газ, виробляючи велике число Ar + / e - іонних пар. Рух електронів до аноду, а Ar + до катода виробляє вимірюваний електричний струм. У залежності від напруги, прикладеного до камери, датчики можна розділити на іонізаційні камери, пропорційний лічильники і лічильники Гейгера-Мюллера (ГМ).
Малюнок 1. Зображення газо-іонізаційного датчика.
Через універсальності і надійності лічильник Гейгера-Мюллера найбільш широко використовується як портативний дослідний прилад. Він особливо чутливий до b-часткам середньої і високої енергії (наприклад, як від 32 P) даючи ефективність рахунку 20 відсотків. Лічильник ГМ також корисний у визначенні рівнів випромінювання поблизу порівняно великих (наприклад, принаймні, порядку мкКі) джерел g-чи рентгенівських променів середньої і високої енергії.
Датчик ГМ, проте, не особливо чутливий до низькоенергетичним b-часткам (наприклад, від 35 S і 14 C), даючи ефективність не більше 5 відсотків, і при цьому не дуже чутливий до низькоенергетичним g-і рентгенівським променям (наприклад, від Th 232 ). Крім того, ні ГМ, ні будь-який інший портативний дозиметр не здатний виявити низькоенергетичні b-частинки від 3 H.
2.1.2. Сцинтиляційні лічильники
Дія сцинтиляційних лічильників засноване на тому, що заряджена частинка, пролітають через речовину, викликає не тільки іонізацію, а й збудження атомів. Повертаючись до нормального стану, атоми випускають видиме світло. Речовини, в яких заряджені частинки збуджують помітну світлову спалах (сцінтілліцію), називають фосфóрамі. Сцинтиляційний лічильник складається з фосфору, від якого світло подається за спеціальним светопроводу до фотопомножувача (Мал. 2). Імпульси, що виходять на виході фотопомножувача, піддаються рахунку.
Малюнок 2. Зображення сцинтиляційного лічильника
Тверді сцинтиляційні датчики особливо корисні в якісному і кількісному визначенні радіонуклідів, що випускають g-та рентгенівські промені. Звичайний g-лічильник використовує великий (наприклад, "2x2") кристал йодиду натрію (NaI) в межах добре захищеного свинцю. Пляшечка з зразком опускається безпосередньо в порожню камеру в межах кристалу для рахунку. Такі системи надзвичайно чутливі, але не мають роздільної здатності більшою, ніж у нещодавно розроблених напівпровідникових лічильників. Портативні тверді сцинтиляційні датчики також широко використовуються для проведення різних типів досліджень випромінювання. Зокрема дослідники, що працюють з радіойоду, використовують тонкокристаллическая (NaI) датчик, який здатний визначати емісії від 125 I з ефективністю, близької до 20 відсоткам (ГМ датчик менше одного відсотка ефективності для 125 I).
Найбільш звичайний засіб кількісного визначення присутності b-частинок, що випускаються радіонуклідами, через використання рідкого сцинтиляційного лічильника. У цих системах зразок і фосфор об'єднуються в розчиннику в межах вважає камери. Потім камера опускається в отвір між двома фотоумножающімі трубками для рахунку. Рідкий сцинтиляційний лічильник став суттєвим інструментом досліджень, які включають такі радіонукліди, як 3 H і 14 C.
Апаратурне оснащення для здійснення методу.
Для проведення вимірювань використовуємо багатофункціональний переносний гама-бета спектрометр "Прогрес-БГ (П)"
Рис.3
Призначення
* Польові або лабораторні вимірювання активності гамма-, бета-випромінюючих радіонуклідів, бета-забрудненості
* Сертифікація продукції з радіаційного ознакою
* Визначення змісту гамма-, бета-випромінюючих радіонуклідів у продуктах харчування, зразках грунту, лісоматеріалах та ін об'єктах зовнішнього середовища
* Вимір прижиттєвого вмісту гамма-випромінюючих радіонуклідів в тілі людини або тварин
* Пошук джерел гамма-випромінювання
Властивості
- Польові спектрометричні вимірювання активності гамма-випромінюючих радіонуклідів в різних об'єктах без проведення пробовідбору (геометрія 4π)
- Польові вимірювання щільності потоку бета-частинок з поверхні
- Визначення питомої активності гамма-і бета-випромінюючих радіонуклідів в лабораторних умовах
- Вбудований дозиметр
- Багатофакторний контроль за працездатністю вимірювального тракту і стабільністю його метрологічних характеристик
- Можливість обробки спектра генераторним методом, який дозволяє визначити активність різних радіонуклідів (до 12 шт.) У пробах з нестандартним радіонуклідного складу
- Можливість розміщення результатів вимірювань в базу даних
- Автоматичний облік похибки вимірювань
Базовий комплект
- Сцинтиляційний блок детектування з кристалом CsI або NaI Ø45 × 50
- Блок детектування бета-випромінювання з пластиковим детектором Ø70 × 10
- Газо-іонізаційні датчик
- Портативна ПЕОМ типу "Notebook"
- Електронний пристрій накопичення і обробки апаратурних спектрів "Супутник", що включає в себе:
- Акумуляторний блок живлення
- Лінійний підсилювач
- Процесор
- Постійний запам'ятовуючий пристрій (на 79 спектрів)
- Оперативний запам'ятовуючий пристрій
- Амплітудно-цифровий перетворювач
- Блок індикації 64 × 128 точок з постійною підсвічуванням
- Вбудований дозиметр
- Кабель зв'язку "Супутник" - Notebook
- Валіза (дипломат) для перенесення спектрометра
- Програмне та методичне забезпечення «Прогрес»
- Свинцева захист (гамма, бета) для вимірювань у стаціонарних умовах
Технічні характеристики
Таблиця 4
| Значення мінімальної вимірюваної активності (МІА) при вимірі питомої об'ємної активності радіонуклідів без відбору проб в однорідних об'єктах за 30 хв. (Геометрія «4 π»): • за Cs-137 • за К-40 • за Ra-226 • за Th-232 | 2 Бк / кг 30 Бк / кг 4 Бк / кг 3 Бк / кг |
| Значення мінімальної вимірюваної активності (МІА) при вимірі питомої об'ємної активності радіонуклідів (геометрія Марінеллі 0,5 л, захист 20 мм): • за Cs-137 • за К-40 • за Ra-226 • за Th-232 • по Sr-90 (кювету, захист 50 мм, Бк / кг): - Із застосуванням р / х методик (від маси проби) - Із застосуванням фізичних методів концентрування - Для сирої проби | 10 Бк / кг 100 Бк / кг 18 Бк / кг 16 Бк / кг 0,1 - 1 Бк / к 10 Бк / кг 100 Бк / кг |
| Значення МІА при вимірюванні вмісту Cs-137 в тілі людини за 10 хв | 1000 Бк / кг |
| Час безперервної роботи від автономного джерела живлення, не менш | 8:00 |
| Маса спектрометра в зборі (без коліматора та захисту) | 3 кг |
Швидкість розпаду, або активність, для радіоактивного ізотопу відповідає кінетиці першого порядку
де А - активність, N - число радіоактивних атомів, присутніх у зразку під час t, і λ - константа розпаду радіоізотопу. Активність виражається кількістю розпадів в одиницю часу, яка еквівалентна кількості атомів, що зазнали радіоактивного розпаду в одиницю часу. У міжнародній системі одиниць (СІ) одиницею активності є бекерель (Бк), дорівнює одному розпаду в секунду. Допускається застосування позасистемних одиниць розп. / хв і кюрі (Кі). 1 Кі = 3,7 × 10 10 Бк.
Як будь-який процес першого порядку, рівняння (1) може бути виражене в інтегральній формі.
Підстановка рівняння (2) в рівняння (1) дає
Вимірюючи активність під час t, отже, ми можемо визначити початкову активність, А 0, або кількість радіоактивних атомів спочатку присутніх у зразку, N 0.
Важливим характеристичним властивістю радіоактивного ізотопу є його період напіврозпаду, t 1 / 2, який є часом, необхідним для того, щоб розпалася половина радіоактивних атомів. Для кінетики першого порядку період напіврозпаду не залежить від концентрації і виражається як
Оскільки період напіврозпаду не залежить від кількості радіоактивних атомів, то він залишається постійним протягом процесу розпаду. Таким чином, 50% радіоактивних атомів розпадається за один період напіврозпаду, 75% за два періоди напіврозпаду, і 87,5% за три періоди напіврозпаду.
Кінетична інформація про радіоактивні ізотопи зазвичай дається в рамках періоду напіврозпаду, тому що він забезпечує більш інтуїтивне відчуття стійкості ізотопу. Знання, наприклад, що константа розпаду для
До числа переваг методу можна віднести:
висока чутливість;
великий вихідний сигнал;
простота реєструючих електронних схем;
нескладність конструкцій;
малі габарити;
зручність в експлуатації
3. РОЗРАХУНОК дози внутрішнього опромінення ПО надходження радіонуклідів в організм із споживаною РИБИ
Для коректної оцінки і прогнозу доз опромінення у людини необхідно розглянути широкий ряд продуктів харчування, але я зосереджу свою увагу на тільки рибі.
Річна ефективна доза внутрішнього опромінення у людини, E int, y, може бути розрахована за формулою:
де e k, i - ефективна доза, створювана в організмі представника вікової групи i, при вступі за певним шляхи в організм одиничної активності радіонукліда k;
h i - частка представників вікової групи i;
I k, i (t) - тимчасова функція надходження радіонукліда k відповідним шляхом в організм представника вікової групи i;
t 1, t 2 - межі інтегрування за часом.
Розмір річного надходження радіонукліда k в організм людини визначається інтегруванням функції I k, i (t) за період часу один рік:
У разі надходження радіонуклідів торію і радію в організм людини річне надходження може бути визначено за змістом радіонуклідів у раціоні харчування:
де C k, n - середньорічна концентрація радіонукліду до в морській рибі n;
M n, i - середньорічне споживання риби n для представника вікової групи i.
У табл. 1 представлені раціон харчування дорослої людини, використаний при розрахунку дози внутрішнього опромінення жителів Білорусі (каталог, розділ «Раціон харчування міських і сільських жителів»), а в табл. 2 - значення поправочних коефіцієнтів (n n, i) для окремих компонентів і загального вагової кількості раціону для всіх вікових груп .. У табл. 3 наведені зважувальні коефіцієнти (w m n, k) і (w p n, k) для риби n морської та прісноводної та радіонуклідів k, отримані для умов Білорусі 2005-2006 рр..
Гамма-фон виміряний на приладі УСК «Гамма-плюс» в рибі для Ra-226 складає 2 ± 0,5 мкР / год, а для Th-232 0,5 ± 0,1 мкР / ч.
Таблиця 1. Середньорічне споживання риби міськими і сільськими жителями
| Продукт харчування | Середньорічний раціон харчування (кг / чол) | |||
| 2005 | 2006 | |||
| село | місто | місто | село | |
| риба | 21,3 | 15,6 | 18,25 | 23,1 |
| Продукт харчування | Значення поправочного коефіцієнта (n n, i) для вікової групи (вік), відн. од. | |||||
| <1 | 1-2 | 2-7 | 7-12 | 12-17 | > 17 | |
| Риба | 0,00 | 0,01 | 0,12 | 0,28 | 0,31 | 0,42 |
де M m дор і C m k - річне споживання риби дорослим і середньорічна концентрація радіонукліду до в рибі відповідно;
Таблиця 3. Зважувальні коефіцієнти (w m k, п для риби морської) і (w p k, п риби річковий) раціону і радіонуклідів радію і торію.
| Продукт харчування | Значення вісового коефіцієнта, відн. од. | |
| Ra-226 | Th-232 | |
| риба | 0,3 | 0,1 |
Очевидно, що V m k, i представляє собою складову ефективного раціону морської риби по радіонукліди k представника вікової групи i, а V p k, i - складову річкової риби.
4. АНАЛІТИЧНИЙ ОГЛЯД ПАТЕНТНУ, НАУКОВОЇ ЛІТЕРАТУРИ І НОРМАТИВНИХ ДОКУМЕНТІВ З застосування обраного методу АНАЛІЗУ ДЛЯ КОНТРОЛЮ ЯКОСТІ ПРОДУКЦІЇ, ДЛЯ ЯКИХ Застосування цього методу НАЙБІЛЬШ ДОЦІЛЬНО.
1. Перелік нормативних документів з якими працюють організації займаються контролем за радіаційною безпекою дуже великий.
2. Нормативні документи, які застосовує відділення радіаційної гігієни в своїй роботі при виконанні завдань держсаннагляду
3. Закон Республіки Білорусь «Про санітарно-епідемічне благополуччя населення» затв. 23.05.2000г.
4. Закон Республіки Білорусь «Про радіаційної безпеки населення» затв. 21.12.2005 р.
5. «Норми радіаційної безпеки НРБ-2000» ГН 2.6.1.8-127-2000 утв. 25.01.2000г.
6. «Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки ОСП-2002» СанПіН 2.6.1.8-8-2002 утв. 22.02.2002г.
7. Наказ МНС РБ від 06.02.95г. «Положення про контроль радіоактивного забруднення від Чорнобильської катастрофи в Республіці Білорусь».
8. «Санітарні правила розміщення і експлуатації прискорювачів електронів з енергією до 100 МеВ» № 1858-78 від 22.06.78г.
9. СанПіН 2.6.1.13-60-2005 «Гігієнічні вимоги щодо забезпечення радіаційної безпеки персоналу і населення при транспортуванні радіоактивних матеріалів (речовин)» від 30.12.05г.
10. СанПіН 2.6.4.13-29-2005 «Забезпечення радіаційної безпеки при роботі з джерелами невикористаного рентгенівського випромінювання» від 14.11.05г.
11. СанПіН 2.6.1.13-12-2005 «Гігієнічні вимоги до використання закритих радіонуклідних джерел іонізуючого випромінювання при геофізичних роботах на свердловинах» від 22.08.05г.
12. СанПіН 2.6.3.12-6-2005 «Гігієнічні вимоги до пристрою, устаткування. та експлуатації радонових лабораторій, відділень радонотерапії (радонолечебніц) »від 01.04.05г.
13. СанПіН 2.6.1.13-55-2005 «Гігієнічні вимоги щодо забезпечення радіаційної безпеки при проведенні радіонуклідної діагностики за допомогою радіофармпрепаратів» від 28.12.05.
14. «Санітарні правила роботи з джерелами іонізуючого випромінювання при обслуговуванні та ремонті повітряних суден на підприємствах і заводах цивільної авіації» СанПіН № 6030-91 від 11.11.91г.
15. СанПіН 2.6.6.11-7-2005 «Санітарні правила поводження з радіоактивними відходами (СПОРО-2005)» від 07.04.05г.
16. СанПіН 5179-90 "Санітарні правила пристрою, устаткування і експлуатації лікарень, пологових будинків та інших лікувальних стаціонарів» від 29.06.90г.
17. СанПіН 2.6.1.8-9-2004 «Забезпечення радіаційної безпеки при радіонуклідної дефектоскопії» від 06.12.04г.
18. СанПіН 2.6.1.8-12-2004 «Забезпечення радіаційної безпеки при проведенні рентгенівської дефектоскопії» від 30.12.04 р.
19. СанПіН 2.6.6.8-8-2004 «Обращеіе з відходами дезактивації, що утворюються в результаті робіт з подолання наслідків катастрофи на Чорнобильській АЕС (СПООД-2004)» від 23.11.04 р.
20. СанПіН 2.6.1.12-11-05 «Гігієнічні вимоги щодо дезактивації основних і додаткових засобів індивідуального захисту в спеціалізованих пралень» від 06.07.05г.
21. Інструкція 2.6.1.10-8-7-2005 «Визначення індивідуальних ефективних доз опромінення пацієнтів при рентгенологічних дослідженнях з використанням вимірників твори дози на площу» від 07.07.05 р.
22. «Санітарні правила пристрою і експлуатації потужних ізотопних бета-установок» № 1138-73 від 27.12.73г.
23. СанПіН 2.6.1.13-25-205 «Забезпечення радіаційної безпеки при влаштуванні та експлуатації потужних ізотопних гамма-установок» від 01.11.05г.
24. СанПіН 2.6.3.10-11-30-2005 «Гігієнічні вимоги до влаштування та експлуатації джерел, що генерують низькоенергетичне рентгенівське випромінювання» від 22.08.05 р.
25. СпанПіН 2.6.4.13-24-2005 «Гігієнічні вимоги до пристрою, експлуатації та контролю радіоізотопних нейтралізаторів статичної електрики з емалевими джерелами альфа-і бета-випромінювання» від 01.07.05 р.
26. «Санітарні правила проектування і експлуатації критичних збірок» № 174/3-72 від 28.02.72г.
27. ССБТ. Кабінети і відділення променевої терапії. Вимоги безпеки. ОСТ 42-21-11-81, 1981р.
28. «Система акредитації повірочних і випробувальних лабораторій Республіки Білорусь». СТБ 941.0-93 - СТБ 941.3-93 від 07.01.94г.
29. «Вологоміри-густиноміри радіоізотопні переносні для бетонів і грунтів» ГОСТ 25932-83.
30. «Прилади радіоізотопні» ГОСТ 14336-87 від 01.01.89г.
31. «Апарати рентгенівські медичні» ГОСТ 26140-84 від 01.07.90.г
32. «Прилади дозиметричні. Методи вимірювання основних параметрів »ГОСТ 25835-83 від 01.01.91г.
33. «Підсилювачі рентгенівського зображення медичних рентгенівських апаратів» ГОСТ 26141-84 від 01.07.85г.
34. «Бокси радіаційно-захисні з рукавичками» ГОСТ 28161-89 від 01.07.90г.
35. «Прискорювачі заряджених частинок промислового застосування» ГОСТ 2678-84 від 01.01.91.г
36. «Засоби колективного захисту від іонізуючих випромінювань» ГОСТ 12.4.120-83 від 01.01.84г.
37. «Санітарно-гігієнічний контроль систем вентиляції виробничих приміщень» Методичні вказівки № 4425-87 від 15.09.87г.
38. «Система контролю, управління і захисту ядерних реакторів» ГОСТ 17137-87 від 01.01.87г.
39. «Джерела альфа-випромінювання радіонуклідні закриті» ГОСТ 26305-84.
40. «Джерела іонізуючого випромінювання радіонуклідні закриті» ГОСТ 27212-87.
41. Інструкція 2.6.1.10-11-98 - 2005 «Радіаційний контроль за вмістом радіоактивних речовин в об'єктах зовнішнього середовища» від 28.12.05 р.
42. «Матеріали і вироби будівельні. Визначення питомої ефективної активності природних радіонуклідів »ГОСТ 30108-94 від 01.01.95г.
43. «Методика експресного визначення ОА і УА бета-випромінюючих нуклідів у воді, продуктах харчування, продукції рослинництва і тваринництва методом« прямого »виміру« товстих »проб, затверджена МОЗ СРСР 10.07.87г.
44. «Методика експресного радіометричного визначення по гамма-випромінювання ОА і УА радіонуклідів цезію у воді, грунті, продуктах харчування, продукції рослинництва і тваринництва», затверджена МОЗ СРСР 18.06.90г.
45. «Методика визначення ОА і УА сировини, матеріалів, готової продукції підприємств Госкомпрома РБ по радіонуклідам цезію на радіометрі РКГ-07П», затверджена Белстандартом 06.05.93г.
46. «Методика експресного визначення по гамма-випромінювання ОА і УА радіонуклідів цезію у воді, грунті, продукції рослинництва, тваринництва, сировині і матеріалах, продуктах харчування за допомогою радіометрів РУГ-91 і РУГ-91-му», затверджена Белстандартом 23.03.94г.
47. «Методика експресного визначення по гамма-випромінювання ОА і УА радіонуклідів цезію у воді, продуктах харчування, продукції рослинництва і тваринництва з допомогою радіометрів РКГ-01А / 1, РКГ-01А, РКГ-02а, РКГ-02а / 1 МВВ 179-95, затверджена Белстандартом 10.02.95г.
48. «Методика експресного радіометричного визначення по гамма-випромінювання ОА і УА у воді, продуктах харчування, продукції рослинництва і тваринництва радіометрами РКГ-01, РКГ-02, РКГ-02С, РКГ-03» МВВ 114-94, затверджена Белстандартом 22.09.94г.
49. Активність радіонуклідів цезію в об'ємних зразках. Методичні рекомендації щодо виконання вимірювань на сцинтиляційному гамма-спектрометрі, затверджена ВНИИФТРИ 15.10.93г.
50. «Республіканські допустимі рівні вмісту цезію - 137 та стронцію - 90 у харчових продуктах та питній воді» (РДУ-99) ГН 10-117-99, утв.МЗ РБ 26.04.99г.
51. «Республіканські допустимі рівні вмісту цезію - 137 в деревині, продукції з деревини і деревних матеріалів і іншої нехарчової продукції лісового господарства» (РДУ/РХ-2001).
52. «Контрольні рівні вмісту природних радіонуклідів в окремих видах продукції Міністерства архітектури і будівництва РБ» затв. 19.12.2000г.
53. «Методичні рекомендації з оцінки радіаційної обстановки в населених пунктах», затверджена МОЗ СРСР 25.07.90г.
54. «Методика по визначенню поверхневої забрудненості різних поверхонь бета-активними радіонуклідами», затв. Білкоопспілки 19.11.91г.
55. «Інструкція 01-0Д про порядок виробництва вимірів приладом ДРГ-01Т», затв. Белгідрометом 16.11.89г.
56. «Методика вимірювання поверхневої забрудненості бета-активними радіонуклідами сировини і готової продукції підприємств целюлозно-паперової промисловості за допомогою радіометра-дозиметра МКС-01р і його модифікації МКС-04а, затв. Белстандартом 26.09.95г.
57. Стандарт Республіки Білорусь СТБ 1050-98. Радіаційний контроль. Відбір проб продукції тваринництва. Загальні вимоги.
58. Стандарт Республіки Білорусь СТБ 1051-98. Радіаційний контроль. Відбір проб молока і молочних продуктів. Загальні вимоги.
59. Стандарт Республіки Білорусь СТБ 1052-98. Радіаційний контроль. Відбір проб харчових продуктів. Загальні вимоги.
60. Стандарт Республіки Білорусь СТБ 1053-98. Радіаційний контроль. Відбір проб хліба і хлібобулочних виробів. Загальні вимоги.
61. Стандарт Республіки Білорусь СТБ 1054-98. Радіаційний контроль. Відбір проб овочів, фруктів і ягід. Загальні вимоги.
62. Стандарт Республіки Білорусь СТБ 1055-98. Радіаційний контроль. Відбір проб картоплі та коренеплодів. Загальні вимоги.
63. Стандарт Республіки Білорусь СТБ 1056-98. Радіаційний контроль. Відбір проб сільськогосподарської сировини і кормів. Загальні вимоги
64. Стандарт Республіки Білорусь СТБ 1188-99. Вода питна. Загальні вимоги до організації та методів контролю якості.
65. «Інструктивно-методичні вказівки з службового розслідування та ліквідації радіаційних аварій» № 2206-80 від 26.09.80г.
66. «Тимчасові гігієнічні нормативи за змістом радону та потужності дози гамма-випромінювання» ГН 10-115-99.
67. Номенклатура засобів захисту пацієнтів і персоналу при рентгенівських дослідженнях. № 4-03/2818 утв. 10.11.99г.
68. Лист Міністерства праці № 13-06/3787 від 06.12.01г. «Про атестацію робочих місць з ДІВ в установах охорони здоров'я».
69. Постанова МОЗ РБ № 69 від 04.12.01г. «Про затвердження Положення про проведення обстеження громадян на СІЧ».
70. «Визначення дозових навантажень на дорослих пацієнтів при рентгенодіагностичних дослідженнях» № 148-9812 від 18.02.99г.
71. «Контроль доз навчання пацієнтів при рентгенодіагностичних дослідженнях», затв. МОЗ РБ 11.09.01г.
72. «Проведення радіаційно-гігієнічного обстеження житлових і громадських будівель» Методичні вказівки МУК РБ № 11-8-6-2002, затв. 05.18.2002г.
73. Державна система забезпечення єдності вимірювань. Організація і порядок проведення оцінки та перевірки якості виконання вимірювань підрозділів радіаційного контролю. Утв. Держстандартом РБ 07.07.98г.
74. Збірник нормативних, методичних, організаційно-розпорядчих документів Республіки Білорусь в галузі радіаційного контролю та безпеки. Мінськ, 2002 р.
75. Звіт про дози опромінення персоналу в умовах нормальної експлуатації техногенних джерел іонізуючих випромінювань.
76. Вказівки щодо заповнення форми державної статистичної звітності № 1-ДОЗ «Звіт про дози опромінення персоналу в умовах нормальної експлуатації техногенних джерел іонізуючих випромінювань».
77. Звіт про дози опромінення персоналу в умовах радіаційної аварії або планованого підвищеного опромінення, а також осіб з населення, що піддалося аварійного опромінення.
78. Вказівки щодо заповнення форми державної статистичної звітності № 2-ДОЗ "Звіт про дози опромінення персоналу в умовах радіаційної аварії або планованого підвищеного опромінення, а також осіб з населення, що піддалося аварійного опромінення".
79. СанПіН 2.6.1.8-3-2002 «Гігієнічні вимоги до виробництва, експлуатації та контролю рентгенівських установок для огляду багажу і товарів» від 08.04.02 р.
80. Санітарні правила 1.1.8.-24-2003 «Організація та проведення виробничого контролю за дотриманням санітарних правил і виконанням санітарно-протиепідемічних та профілактичних заходів» від 22.12.03 р.
81. Санітарні правила і норми 2.6.18-15-2003 «Гігієнічні вимоги до влаштування та експлуатації радіоізотопних приладів» від 19.11.03 р.
82. Санітарні правила і норми 2.6.18-15-2003 «Гігієнічні вимоги до влаштування та експлуатації рентгенівських кабінетів, апаратів і проведення рентгенологічних досліджень» від 31.12.03 р.
83. МУК 2.6.1.11-8-3-2003. Методичні вказівки з методів контролю. «Радіаційний контроль. Стронцій-90 і цезій-137. Харчові продукти. Відбір проб, аналіз та гігієнічна оцінка »від 25.03.03 р.
84. Санітарні правила і норми 2.6.1.8-2-2003 «Гігієнічні вимоги до забезпечення радіаційної безпеки при заготівлі та реалізації металобрухту» від 24.03.03 р.
85. Інструкція № 11-8-1-2003 «Організація роботи установ, що здійснюють державний санітарний нагляд з мінімізації наслідків аварії на Чорнобильській АЕС» від 07.03.03 р.
86. Інструкція 2.6.1.11-11-12-2003 «Організація та проведення індивідуального дозиметричного контролю в лікувально-профілактичних установах»
87. СанПіН2.6.3.10-11-30-2005 «Гігієнічні вимоги до організації та проведення робіт з переливання розчину радію-226 з одного барботера в іншій, вимірюванню активності та захоронення радіоактивних відходів» від 29.08.05 р.
88. Інструкція 2.6.1.11-8-41-2004 «Визначення індивідуальних ефективних та еквівалентних доз і організація контролю професійного опромінення в контрольованих умовах поводження з джерелами іонізуючого випромінювання» від 29.12.04 р.
89. Методичні рекомендації «Оцінка невизначеності вимірювань у радіаційному контролі» від 03.03.05 р.
90. СанПіН 2.6.11-5-2005 «Гігієнічні вимоги до проектування та експлуатації ядерних реакторів дослідного призначення» від 01.04.05 р.
91. СанПіН 2.6.1.11-8-30-2004 «Робота органів та установ, що здійснюють державний санітарний нагляд, при розслідуванні радіаційних аварій» від 21.07.04 р.
92. СанПіН 2.6.4.13-22-2005 «Гігієнічні вимоги до розміщення та експлуатації генераторів нейтронів» від 28.10.05 р.
93. ГН 2.6.1.8-10-2004 «Республіканський допустимий рівень вмісту цезію-137 в лікарсько-технічній сировині (РДУ/ЛТС-2004) від 24.12.04г.
94. «Тимчасовий допустимий рівень вмісту цезію-137 в продукції на основі торфу» від 05.07.04 р.
95. «Контрольні рівні радіоактивного забруднення для прийняття рішення про проведення дезактиваційних робіт» від 04.10.04 р.
96. «Контрольний рівень забруднення цезієм-137 грунту для рекультивації дезактівіруемих територій» від 04.10.04 р.
97. «Республіканські контрольні рівні радіоактивного забруднення поверхонь будівель, споруд, конструкцій, будматеріалів, устаткування (РКУ РЗ-2004) від 25.11.04г.
98. СанПіН 2.6.2.11-10-2005 «Гігієнічні вимоги щодо поводження з мінеральною сировиною і матеріалами з підвищеним вмістом радіонуклідів» від 05.07.05 р.
99. СанПіН 2.6.1.13-55-2005 «Гігієнічні вимоги до забезпечення радіаційної безпеки при проведенні радіонуклідної діагностики» від 28.12.05 р
5. ОПИС Стандартизована МЕТОДИКИ АНАЛІЗУ ЦІЛЬОВОЇ ПРОДУКЦІЇ
Для радіометричних досліджень відбирають наважку проби. Для цього рибу подрібнюють у фарш і відбирають 3г. фаршу. При відборі проб необхідно пронумерувати їх, проставивши номер на банці або поліетиленовому мішку. На пробі вказують вид проби, місце взяття проби, дату, години, хвилини зараження і взяття проби, прізвище взяв пробу. Наявність вмісту радіонуклідів на підприємстві «Мінскрибпром» проводиться з допомогу Гамма - бета спектрометра МКС АТ 1315, дозиметр-радіометра МКС-АТ6130, а також стаціонарного радіометра ATOMTEX з програмним забезпеченням. Аналіз стандартизованої методики аналізу продукції наведено в таблиці 5.
У тих випадках, коли обробка результатів не комп'ютеризована для розрахунку похибки використовується наступна система рахунку.
Активна система визначення випромінювання ніколи не може бачити 100 відсотків розпадів, що відбуваються в даному радіоактивному зразку. Це пов'язано з численними чинниками, серед яких і конкретна система рахунку, і специфічні радіонукліди у зразку. Кількість одиничних імпульсів у хвилину (і / м), що відображаються лічильником, отже, має відрізнятися від швидкості розпаду (р / м) зразка. Відношення швидкості поодиноких імпульсів (і / м) до швидкості розпадів (р / м), яке виражається у відсотках - ефективність системи рахунку.
Ефективності конкретної системи рахунку випромінювання для різних радіонуклідів можна визначати через калібрування системи до стандартів цих же самих радіонуклідів.
Оскільки кожна система рахунку буде реєструвати певне число одиночних імпульсів від навколишнього випромінювання та електронного шуму в лічильнику (іменується фоном інструменту), то більш правильна формула:
Приклад розрахунку.
Концентрація долгоживущего радіоактивного ізотопу є по суті постійної під час періоду аналізу. Активність зразка може бути використана для обчислення число присутніх радіоактивних частинок.
Приклад. Активність в 10,00 мл зразку радіоактивної морської води, що містить
Рішення. Підстановка рівняння (4) в рівняння (1) і рішення для N дає
Перш, ніж кількість атомів
Таким чином, концентрація у зразку 
Прямий аналіз короткоживучих радіоактивних ізотопів, використовуючи метод, наведений у прикладі, менш корисний, тому що він забезпечує тільки перехідну міру концентрації ізотопу. Концентрація ізотопу в конкретний момент може бути визначена виміром його активності після часу, t, і використанням рівняння (3) для обчислення N 0.
84. Санітарні правила і норми 2.6.1.8-2-2003 «Гігієнічні вимоги до забезпечення радіаційної безпеки при заготівлі та реалізації металобрухту» від 24.03.03 р.
85. Інструкція № 11-8-1-2003 «Організація роботи установ, що здійснюють державний санітарний нагляд з мінімізації наслідків аварії на Чорнобильській АЕС» від 07.03.03 р.
86. Інструкція 2.6.1.11-11-12-2003 «Організація та проведення індивідуального дозиметричного контролю в лікувально-профілактичних установах»
87. СанПіН2.6.3.10-11-30-2005 «Гігієнічні вимоги до організації та проведення робіт з переливання розчину радію-226 з одного барботера в іншій, вимірюванню активності та захоронення радіоактивних відходів» від 29.08.05 р.
88. Інструкція 2.6.1.11-8-41-2004 «Визначення індивідуальних ефективних та еквівалентних доз і організація контролю професійного опромінення в контрольованих умовах поводження з джерелами іонізуючого випромінювання» від 29.12.04 р.
89. Методичні рекомендації «Оцінка невизначеності вимірювань у радіаційному контролі» від 03.03.05 р.
90. СанПіН 2.6.11-5-2005 «Гігієнічні вимоги до проектування та експлуатації ядерних реакторів дослідного призначення» від 01.04.05 р.
91. СанПіН 2.6.1.11-8-30-2004 «Робота органів та установ, що здійснюють державний санітарний нагляд, при розслідуванні радіаційних аварій» від 21.07.04 р.
92. СанПіН 2.6.4.13-22-2005 «Гігієнічні вимоги до розміщення та експлуатації генераторів нейтронів» від 28.10.05 р.
93. ГН 2.6.1.8-10-2004 «Республіканський допустимий рівень вмісту цезію-137 в лікарсько-технічній сировині (РДУ/ЛТС-2004) від 24.12.04г.
94. «Тимчасовий допустимий рівень вмісту цезію-137 в продукції на основі торфу» від 05.07.04 р.
95. «Контрольні рівні радіоактивного забруднення для прийняття рішення про проведення дезактиваційних робіт» від 04.10.04 р.
96. «Контрольний рівень забруднення цезієм-137 грунту для рекультивації дезактівіруемих територій» від 04.10.04 р.
97. «Республіканські контрольні рівні радіоактивного забруднення поверхонь будівель, споруд, конструкцій, будматеріалів, устаткування (РКУ РЗ-2004) від 25.11.04г.
98. СанПіН 2.6.2.11-10-2005 «Гігієнічні вимоги щодо поводження з мінеральною сировиною і матеріалами з підвищеним вмістом радіонуклідів» від 05.07.05 р.
99. СанПіН 2.6.1.13-55-2005 «Гігієнічні вимоги до забезпечення радіаційної безпеки при проведенні радіонуклідної діагностики» від 28.12.05 р
|
Для радіометричних досліджень відбирають наважку проби. Для цього рибу подрібнюють у фарш і відбирають 3г. фаршу. При відборі проб необхідно пронумерувати їх, проставивши номер на банці або поліетиленовому мішку. На пробі вказують вид проби, місце взяття проби, дату, години, хвилини зараження і взяття проби, прізвище взяв пробу. Наявність вмісту радіонуклідів на підприємстві «Мінскрибпром» проводиться з допомогу Гамма - бета спектрометра МКС АТ 1315, дозиметр-радіометра МКС-АТ6130, а також стаціонарного радіометра ATOMTEX з програмним забезпеченням. Аналіз стандартизованої методики аналізу продукції наведено в таблиці 5.
У тих випадках, коли обробка результатів не комп'ютеризована для розрахунку похибки використовується наступна система рахунку.
Активна система визначення випромінювання ніколи не може бачити 100 відсотків розпадів, що відбуваються в даному радіоактивному зразку. Це пов'язано з численними чинниками, серед яких і конкретна система рахунку, і специфічні радіонукліди у зразку. Кількість одиничних імпульсів у хвилину (і / м), що відображаються лічильником, отже, має відрізнятися від швидкості розпаду (р / м) зразка. Відношення швидкості поодиноких імпульсів (і / м) до швидкості розпадів (р / м), яке виражається у відсотках - ефективність системи рахунку.
Ефективності конкретної системи рахунку випромінювання для різних радіонуклідів можна визначати через калібрування системи до стандартів цих же самих радіонуклідів.
Оскільки кожна система рахунку буде реєструвати певне число одиночних імпульсів від навколишнього випромінювання та електронного шуму в лічильнику (іменується фоном інструменту), то більш правильна формула:
Приклад розрахунку.
Концентрація долгоживущего радіоактивного ізотопу є по суті постійної під час періоду аналізу. Активність зразка може бути використана для обчислення число присутніх радіоактивних частинок.
Приклад. Активність в 10,00 мл зразку радіоактивної морської води, що містить
Рішення. Підстановка рівняння (4) в рівняння (1) і рішення для N дає
Перш, ніж кількість атомів
Таким чином, концентрація у зразку
Прямий аналіз короткоживучих радіоактивних ізотопів, використовуючи метод, наведений у прикладі, менш корисний, тому що він забезпечує тільки перехідну міру концентрації ізотопу. Концентрація ізотопу в конкретний момент може бути визначена виміром його активності після часу, t, і використанням рівняння (3) для обчислення N 0.
| Погоджено: Головний державний санітарний лікар м. Мінська ____________Ф.А. Германович «___» ________________ 2007р. | Затверджую: Директор Комунального виробничого унітарного підприємства «Мінскрибпром» ____________ С.І. Чічіро «____» _____________2007г. |
Радіаційного контролю сировини і готової продукції
Таблиця 5
| Обсяг контролю | Контрольовані показники | Періодичність контролю | Діючі ТНПА на контрольовані показники | Метрологічне забезпечення | Відповідальний за контроль | Документ на підприємстві |
| 2 | 4 | 5 | 6 | 7 | 8 | 9 |
| Сировина | Питома активність радіонуклідів цезію - 137 та стронцію - 90 (при необхідності) | Кожна надходить партія | Республіканські допустимі рівні вмісту радіонуклідів цезію-137 та стронцію-90 у харчових продуктах та питній воді (ГН 10-117-99) | Гамма - бета спектрометр МКС АТ 1315 | Лаборант Товарознавець | Журнал реєстрації випробувань Протокол випробування |
| Риба г / к, х / к, підкопчена, підв'ялена, копчено - провесной | Питома активність радіонуклідів цезію - 137 та стронцію - 90 (при необхідності) | 1 раз на місяць | Республіканські допустимі рівні вмісту радіонуклідів цезію-137 та стронцію-90 у харчових продуктах та питній воді (ГН 10-117-99) | |||
| Риба солона, пряна, маринована | Питома активність радіонуклідів цезію - 137 та стронцію - 90 (при необхідності) | |||||
| Кулінарні вироби: - З морської капусти - З рибного фаршу | Питома активність радіонуклідів цезію - 137 та стронцію - 90 (при необхідності) | 1 раз на місяць | ||||
| Пресерви | Питома активність радіонуклідів цезію - 137 та стронцію - 90 (при необхідності) | 1 раз на місяць | ||||
| Вироби з морепродуктів | Питома активність радіонуклідів цезію - 137 та стронцію - 90 (при необхідності) | 1 раз на місяць | ||||
| Консерви пастеризовані | Питома активність радіонуклідів цезію - 137 та стронцію - 90 (при необхідності) | 1 раз на місяць | ||||
| Вироби рибні смажені | Питома активність радіонуклідів цезію - 137 та стронцію - 90 (при необхідності) | 1 раз на місяць | ||||
| Навколишнє середовище | Потужність еквівалентної дози гама - випромінювання | 1 раз на квартал | Контрольні рівні радіоактивного забруднення для прийняття рішення про проведення дезактиваційних робіт, затв. 02.08.2004г. | Дозиметр-радіометр МКС-АТ6130 |
|
В даний час є досить велика кількість інформації про застосування методів виявлення та вимірювання радіоактивного випромінювання. Причому існують різні види методів аналізу, і кожен з них має свої переваги і недоліки.
На сучасному етапі розвитку технології все більше значення має якість виготовленої продукції. Вирішальним фактором є збільшення конкурентоспроможності продукції та вихід її на міжнародний рівень. У слід за цим розвиваються та методики спрямовані на контроль якості. Правильний вибір методики дозволить підприємству не лише поліпшити якість своєї продукції, але і заощадити гроші. На сьогоднішній день іонізаційний і сцинтиляційний методи аналізу є найбільш широко поширеними, експресних і досточно дешевими.
Список використаної літератури
1. ТІ до TYBY 100286784.003-2006 Технологічна інструкція з виготовлення риби гарячого копчення.
2. ГН 10-117-99 республіканські допустимі рівні вмісту радіонуклідів у харчових продуктах. (РДУ-99)
3. Дубцов Г. Г. Товарознавство харчових продуктів. - М; 2001.
4. Данилов М.Ф. Принципи та організація управління якістю. - Мн; 1977.
5. В. Д. Соломатіна та ін Особливості метаболізму риб в умовах радіоактивного забруднення, ГІДРОБІОЛОГІЧНИЙ ЖУРНАЛ, Том 36, номер 3, 2000 р.
6. СаНПиН - 1163 РБ 98
7. Марьянов Б. М. Радіометричне титрування. - М.: Атоміздат, 1971. - 168 с.
8. Савельєв І. В. Курс фізики: У 5 кн. Кн. 5. Квантова оптика. - М.: Астрель, АСТ, 2003.
9. Сучасні методи розділення та визначення радіоактивних елементів. - М.: Наука, 1989. - 312 с.
10. Harvey D. Modern analytical chemistry. McGraw-Hill, 2000. - 816 p.
11. Moens L., Jakubowski N. Double-Focusing Mass Spectrometers in ICP-MS / / Analytical News & Features. - 1998.
12. Radiation safety training guide for radionuclide users. - 1996. - 38 p.
13. Каталог ТНПА.