МУ 2.6.1.065-2014

Методические указания

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

Дата введения 2015-01-01

УТВЕРЖДАЮ

Заместитель руководителя ФМБА России, Главный государственный санитарный врач по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям В.В.Романов 06 ноября 2014 г.

Предисловие

1. Разработаны:

Федеральным медико-биологическим агентством (к.т.н. Н.П.Поцяпун);

Федеральным государственным бюджетным учреждением "Государственный научный центр Российской Федерации - Федеральный медицинский биофизический центр имени A.И.Бурназяна" (ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им.А.И.Бурназяна ФМБА России) (к.т.н., с.н.с. О.А.Кочетков, к.т.н. Ю.В.Абрамов, к.б.н. Б.А.Кухта, к.т.н. А.А.Молоканов, д.т.н., с.н.с. Ю.С.Степанов); ФГУП "Южно-Уральский институт биофизики" ФМБА России (ФГУП ЮУрИБФ) (к.б.н. В.В.Востротин); Российским научным центром "Курчатовский институт" (к.ф.-м.н. В.А.Кутьков); ООО Научно-технический Центр "Амплитуда" (ООО "НТЦ Амплитуда") (к.т.н. С.Ю.Антропов).

3. Утверждены Заместителем руководителя ФМБА России, Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям B. В.Романовым.

5. Введены взамен МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования".

Предисловие к публикации

Предисловие к публикации

Новая редакция Методических указаний МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования" была утверждена в конце 2014 года под номером МУ 2.6.1.065-2014, но их общедоступная версия публикуется впервые совместно с новой редакцией Методических указаний МУ 2.6.1.16-2000 "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организаций контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования", которые утверждены в 2016 году под номером МУ 2.6.5.28-2016. Поскольку документ МУ 2.6.5.28-2016 является для рассматриваемого документа основополагающим, то в тексте МУ 2.6.1.065-2014 дана ссылка на новую редакцию документа МУ 2.6.5.28-2016 и приведены в соответствие с ним терминология и некоторые основные положения.

Введение

За время, прошедшее с момента выхода Методических указаний МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования" [МУ 2.6.1.26-2000 ], подходы к контролю профессионального внутреннего облучения, содержащиеся в действующих Нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009 , не изменились. Однако за это время вышли стандарты Международной организации по стандартизации (ISO): 2553:2006* , 27048:2011 и 28218:2010 , определяющие, соответственно, минимальные требования к планированию программ дозиметрического контроля (ДК) внутреннего облучения , процедурам интерпретации результатов измерений , а также устанавливающие критерии для обеспечения и контроля качества измерений, проводимых с использованием прямой (измерения in vivo ) и/или косвенной (измерения in vitro ) дозиметрии . В результате, обновление МУ 2.6.1.26-2000 , по прошествии срока его действия, потребовало не только новой редакции документа с учетом опыта его внедрения, но также и адаптации его положений к требованиям перечисленных выше стандартов ISO. Эти требования касаются практически всех пунктов МУ 2.6.1.26-2000 , детализируя их основные положения. Вместе с тем, они не меняют заложенную в них методологию контроля доз. Так, необходимость указания величины неопределенности оценки индивидуальной дозы работника и подходы к ее расчету появились в МУ 2.6.1.26-2000 раньше, чем в стандарте ISO 27048:2011. Таким образом, данные Методические указания (МУ) имеют те же цели и содержат в основе своей ту же методологию контроля доз персонала, что и МУ 2.6.1.26-2000 , но при этом все положения нового документа согласованы с требованиями международных стандартов ISO. В частности, в тексте МУ приведена таблица максимальных значений интервалов между измерениями для проведения текущей программы индивидуального дозиметрического контроля, изменены требования к допустимым уровням неопределенности при определении индивидуальной дозы внутреннего облучения, изменен термин "ГДК" на "ДКРМ" - дозиметрический контроль рабочих мест, изменен способ расчета максимального значения индивидуальных ОЭД работников при проведении ДКРМ, изменен термин "Регламент ДК" на "Порядок ДК", а также конкретизированы требования к содержанию Порядка ДК и к методикам выполнения расчета дозы. В Приложениях к настоящим МУ приведены критические значения (M ) измеряемых величин при проведении текущего дозиметрического контроля, соответствующие значению ОЭД, равному 0,1 мЗв, а также стандартная процедура расчета поступления и ОЭД работника при проведении индивидуального дозиметрического контроля, в основном повторяющая процедуру, представленную в стандарте ISO 27048:2011.
________________
измерение содержания радионуклидов в отдельных тканях и органах (или во всем теле) с использованием спектрометров излучения человека (СИЧ).

измерение содержания радионуклидов в экскретах (моча, кал), образцах крови, выдыхаемом воздухе, секционном материале и прочих пробах биологического материала.

* Доступ к международным и зарубежным документам, упомянутым здесь и далее по тексту, можно получить, перейдя по ссылке на сайт http://shop.cntd.ru . - Примечание изготовителя базы данных.


Целью данных Методических указаний является установление общих требований к системе дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала предприятий ГК "Росатом", отвечающих требованиям СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" и СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)" в контролируемых условиях эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения.

Устанавливаемая система ДК внутреннего облучения базируется на использовании накопленного отечественного опыта, отраженного в научных разработках и методических рекомендациях, а также на требованиях стандартов Международной организации по стандартизации (ISO), рекомендациях Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) и руководствах Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) по общим требованиям к обеспечению радиационной безопасности. Внедрение в практику настоящих МУ приведет к созданию системы контроля внутреннего облучения персонала, отвечающей требованиям, выработанным международным сообществом, и позволит получать достоверную информацию об индивидуальных дозах внутреннего облучения персонала, что обеспечит выполнение требований НРБ-99/2009 в части определения степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов.

Поскольку прямое определение индивидуальных доз внутреннего облучения невозможно, для целей ДК персонала эта задача решается в два этапа:

- проведение измерений содержания радионуклидов либо в воздухе рабочих помещений, либо во всем теле человека или отдельных его органах, либо в выделениях или других пробах биологического происхождения;

- интерпретация результатов указанных измерений, т.е. восстановление значений величин поступления радионуклидов за год и ОЭД внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм данных радионуклидов, с использованием соответствующих моделей и в рамках конкретных методик выполнения расчетов.

Область применения

1. Настоящие методические указания распространяются на систему организации и осуществления дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала при поступлении радиоактивных веществ в организм человека через органы дыхания (ингаляционное поступление):

- предприятий (радиационных объектов), находящихся в ведении Госкорпорации "Росатом";

- предприятий (радиационных объектов), подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их формы собственности.

Требования к методам определения доз внутреннего облучения (эффективных эквивалентных, поглощенных и т.д.) и к организации соответствующего контроля при иных путях поступления радионуклидов в организм, а также при аварийном облучении, определяются отдельными методическими документами.

Требования к системе контроля внутреннего облучения персонала при ингаляционном поступлении изотопов радона и их дочерних продуктов определяются в отдельных методических документах.

Поскольку, согласно п.8.5 НРБ-99/2009 , инертные газы (кроме изотопов радона и их дочерних продуктов) являются источниками внешнего облучения, ДК для них в данных МУ не рассматривается.

2. В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 устанавливаются общие требования к методам определения индивидуальных доз облучения, планированию, организации и проведению дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников при обращении с радиоактивными веществами в открытом виде в контролируемых условиях техногенного облучения (п.3 НРБ-99/2009):

- в нормальных условиях эксплуатации (п.3.1 НРБ-99/2009);

- при планируемом повышенном облучении (п.3.2 НРБ-99/2009).

3. Методические указания предназначены для использования специалистами в области дозиметрии внутреннего облучения при разработке Порядка ДК внутреннего облучения, соответствующих методик измерений и выполнения расчетов, а также программ дозиметрического контроля персонала предприятий и учреждений Госкорпорации "Росатом" (а также предприятий и учреждений, подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их формы собственности).

4. Требования настоящих методических указаний не распространяются на методы определения ОЭД внутреннего облучения персонала, связанных с производственной деятельностью за период, предшествовавший введению НРБ-99 .

5. Предприятие обязано привести деятельность по осуществлению дозиметрического контроля внутреннего облучения в соответствие с требованиями настоящих МУ в течение срока, согласованного для данного предприятия уполномоченным органом федерального государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Нормативные ссылки

6. В настоящих МУ учтены требования, указания и рекомендации, изложенные в следующих нормативных и методических документах:

СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009

СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)": Санитарные правила и нормативы

МУ 2.6.5.28-2016 Методические указания "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организаций контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования"

ГОСТ 8.033-95* Государственный первичный эталон и государственная поверочная схема средств измерений активности и удельной активности радионуклидов в жидкостях
________________
* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать ГОСТ 8.033-96 Государственная система обеспечения единства измерений (ГСИ). Государственная поверочная схема для средств измерений активности радионуклидов, потока и плотности потока альфа-, бета-частиц и фотонов радионуклидных источников. - Примечание изготовителя базы данных.

ГОСТ Р 8.417-2002* Межгосударственный стандарт. ГСИ. Единицы величин
________________
* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: ГОСТ 8.417-2002 . - Примечание изготовителя базы данных.


ГОСТ Р 8.565-96 Метрологическое обеспечение эксплуатации атомных станций. Основные положения

ГОСТ 8.638-2013 Государственная система обеспечения единства измерений. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения

ГОСТ Р 8.736-2011 ГСИ. Измерения прямые многократные. Методы обработки результатов измерений. Основные положения

МИ 2955-05 ГСИ. Типовая методика аттестации программного обеспечения средств измерений и порядок ее проведения

МИ 2891-04 . ГСИ. Общие требования к программному обеспечению средств измерений

МУК 4.4.19-08* "Относительные измерения. Радиометрия. Требования к методикам выполнения измерений активности образцов проб биологических объектов, объектов внешней среды и пищевых продуктов (с оценкой погрешности и неопределенности измерений)": Федеральное медико-биологическое агентство

________________

* Документ не приводится. За дополнительной информацией обратитесь по ссылке . - Примечание изготовителя базы данных.

Общие положения

7. В настоящих МУ в соответствии с требованиями НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 к обеспечению радиационной безопасности устанавливаются общие требования к системе ДК внутреннего облучения персонала предприятий и учреждений Госкорпорации "Росатом" (а также предприятий и учреждений, подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их формы собственности) в контролируемых условиях эксплуатации источников излучения:

8. Для обеспечения систематизации и единства методических подходов к дозиметрическому контролю в МУ устанавливаются:

- общие требования к планированию, организации и проведению ДК внутреннего облучения со стандартизацией основных положений системы контроля профессионального внутреннего облучения;

- требования (в общем виде) к способам и методам определения ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения как физической величины;

- требования к средствам измерений, методикам измерений, способам интерпретации результатов измерений - методикам выполнения расчетов и метрологическому обеспечению ДК.

9. Под индивидуальной дозой понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе или ткани), которая была бы получена стандартным работником если бы:

- он находился в тех же производственных условиях и выполнял те же работы с источником, что и данный индивид (согласно МУ 2.6.1.16-2000);

- ожидаемые результаты радиометрических/спектрометрических измерений содержания радионуклидов с использованием методов in vivo или in vitro для стандартного работника (расчетные) те же, что и для данного индивида в реальных условиях в результате соответствующих измерений (экспериментальные).

10. При определении индивидуальной эффективной дозы работника (в соответствии с определением эффективной дозы) игнорируется ее возможное отличие от "истинной" дозы облучения, обусловленное различием между значениями следующих наборов параметров, характеризующих "стандартного работника", с одной стороны, и данного обследуемого работника, с другой стороны:

- антропометрических характеристик тела, отдельных органов и тканей;

- характеристик физиолого-биохимических показателей;

- констант, описывающих биокинетику химических элементов в организме человека.

Индивиду приписывается значение индивидуальной дозы, полученное в результате проведения на предприятии дозиметрического контроля.

Дозиметрический контроль внутреннего облучения

11. Дозиметрический контроль внутреннего облучения является неотъемлемой частью системы радиационного контроля предприятия и направлен на обеспечение радиационной безопасности и защиту здоровья персонала предприятия от воздействия открытых радионуклидных источников.

12. Целью ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации техногенных ИИИ является определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней (п.7.1 НРБ-99/2009).
________________
А именно: принципа нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения и принципа оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (п.2.1 НРБ-99/2009).

13. В соответствии с поставленной целью, основными задачами ДК внутреннего облучения персонала являются:

- в нормальных условиях обращения с радиоактивными веществами в открытом виде:


- прогнозирование уровня хронического облучения персонала в рабочих помещениях (в рабочих зонах) по результатам регулярных измерений в них объемной активности радионуклидов с чувствительностью и периодичностью, достаточной для определения годового значения ОЭД на уровне, значимом с точки зрения ее регистрации и осуществления принципа оптимизации;
________________
Хроническое облучение обусловлено регулярным (ежесменным) поступлением радионуклидов в организм работника в результате постоянного загрязнения воздуха рабочих помещений, средний уровень которого определяют в процессе дозиметрического контроля рабочих мест (п.18).


- ограничение уровня облучения персонала путем уменьшения доли рабочего времени нахождения в помещениях с высоким потенциальным уровнем облучения; использования коллективных и индивидуальных средств защиты персонала; установления контрольных уровней облучения и проведения профилактических мероприятий; вывода работника из условий работы с повышенным уровнем облучения;

- определение фактического уровня облучения персонала по результатам регулярных (см. табл.1) измерений индивидуальных характеристик внутреннего облучения работников в течение календарного года с чувствительностью и периодичностью, достаточной для определения годового значения индивидуальной ОЭД на уровне, обеспечивающем определение степени соблюдения принципа нормирования;

- документирование уровня облучения персонала в соответствии с требованиями Федеральных Законов и нормативных документов;

- в условиях планируемого повышенного облучения (после предполагаемого повышенного поступления радионуклида в организм):

- многократное измерение индивидуальных характеристик внутреннего облучения работника до и после планируемого облучения (при необходимости - с использованием двух и более альтернативных методов ИДК);

- определение по результатам измерения значений индивидуальных ОЭД с точностью, необходимой для оценки потенциально опасного облучения;

- при превышении ОЭД уровня 100 мЗв - определение значений индивидуальных эквивалентных доз внутреннего облучения отдельных органов, в соответствии с требованиями соответствующих МУ, относящихся к методам определения доз внутреннего облучения в результате радиационной аварии.

Дозиметрические величины для контроля внутреннего облучения

14. Методология дозиметрического контроля персонала в контролируемых условиях эксплуатации ИИИ опирается на современную систему дозиметрических величин, которая включает:

- измеряемые физические величины, являющиеся радиационными характеристиками источников внутреннего облучения человека и позволяющие определить индивидуальную дозу работника;

- нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда; п.2.3 НРБ-99/2009) от воздействия излучения на человека.
________________
Значения которых устанавливаются регулирующими органами с целью ограничения облучения работника.

15. Физическими величинами, характеризующими источники внутреннего облучения работника и измеряемые при дозиметрическом контроле внутреннего облучения, являются:

- Q - определяемая в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны) величина объемной активности соединений радионуклида U, обладающих дисперсностью d (выраженной в единицах АМАД или АМТД), которые следует отнести к типу химического соединения при ингаляции G;

- S - удержание (активность) радионуклида U, определяемое в теле человека, органе (или ткани) Т , либо содержание его в биологических образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый воздух).

16. Нормируемыми величинами для дозиметрического контроля при внутреннем облучении персонала в контролируемых условиях обращения с радиоактивными веществами в открытом виде являются:

- Е() - ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения (ОЭД);

- П - поступление в организм работника через органы дыхания соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к обладающему дисперсностью d и типу химического соединения при ингаляции G .

Виды дозиметрического контроля

17. Для дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения используют:

- дозиметрический контроль рабочих мест (ДКРМ);

- индивидуальный дозиметрический контроль персонала (ИДК).

18. Дозиметрический контроль рабочих мест заключается в прогностической оценке уровня хронического облучения (ОЭД) персонала на рабочих местах по результатам систематических измерений объемной активности в воздухе рабочих помещений (рабочих зон), характеризующей источники внутреннего облучения, с учетом и регулированием времени пребывания персонала в этих помещениях (в рабочих зонах). Проведение ДКРМ является одним из элементов контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях (в рабочих зонах). Результаты ДКРМ используются:
________________
Рабочее место (для данного работника) - перечень рабочих помещений (рабочих зон) с указанием (доли) времени пребывания в них данного работника, определяемого исходя из его производственных обязанностей в течение календарного года.


- для прогностической оценки уровня хронического облучения персонала;

- для ограничения уровня облучения персонала путем регулирования времени его пребывания в рабочих помещениях (рабочих зонах), использования индивидуальных средств защиты и проведения профилактических мероприятий;

- для планирования индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала.

19. Значение уровня хронического облучения персонала (ОЭД за календарный год), полученное с помощью ДКРМ, может быть использовано в качестве значения индивидуальной ОЭД работника в нормальных условиях эксплуатации открытых радионуклидных источников излучения (п.3.1, НРБ-99/2009), если нет показаний для обязательного введения ИДК для данного работника.

20. Индивидуальный дозиметрический контроль заключается в определении значения ОЭД внутреннего облучения персонала по результатам систематических индивидуальных измерений физических величин, характеризующих источники внутреннего облучения работника, с помощью инструментальных методов.

21. Согласно 15, индивидуальные измерения физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, заключаются в определении активности радионуклидов:

- во всем теле человека либо в его отдельных органах и тканях (измерения in vivo);

- в выделениях человека или других пробах биологического происхождения (измерения in vitro).

22. Индивидуальный дозиметрический контроль используется:

- для определения доз облучения работника в условиях нормальной эксплуатации источника излучения, если работник относится к персоналу группы А и значение уровня хронического облучения работника (ОЭД за календарный год), полученное с помощью ДКРМ, превышает уровень введения ИДК, ;

- для определения доз облучения представительной группы персонала с целью подтверждения уровня облучения работника на рабочем месте, не требующем обязательного введения ИДК (см. п.26, подтверждающий контроль);

- для определения доз облучения всех лиц, работающих с источниками облучения в условиях планируемого повышенного облучения.

Содержание дозиметрического контроля внутреннего облучения

23. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения как на этапе ДКРМ, так и на этапе ИДК, заключается:

- в проведении систематических измерений физических величин, характеризующих источники внутреннего облучения работника, и

- в переходе от результатов измерений этих величин к индивидуальным значениям нормируемых величин.

24. Расчет прогнозируемой индивидуальной дозы при ДКРМ проводится согласно требованиям раздела 4.4 "Дозиметрический контроль рабочих мест". Прогностическую оценку индивидуальных доз проводят на основании результатов измерений объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон), Q

25. Расчет индивидуальной дозы при ИДК проводится согласно требованиям раздела "Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения". Определение индивидуальных доз проводят на основании результатов измерений активности радионуклида в теле человека, органе или ткани Т и/или в биологических образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый пар), S (см. раздел "Дозиметрические величины для контроля внутреннего облучения").

26. На каждом этапе (ДКРМ и ИДК) могут выполняться разные типы дозиметрического контроля: текущий, специальный, операционный и подтверждающий контроль:

- Текущий контроль осуществляется при постоянной работе персонала с радиоактивными веществами в открытом виде и имеет своей целью демонстрацию того, что условия эксплуатации источников излучения стабильно нормальные и уровни индивидуальных ожидаемых доз внутреннего облучения не превышают значений установленных показателей (контрольных величин).

- Специальный контроль персонала осуществляется для количественной оценки значимого облучения, последовавшего в результате предполагаемого или действительного события, выходящего за рамки нормального.

- Операционный контроль проводят для получения информации относительно отдельной производственной операции, совершаемой в ограниченный отрезок времени, или после проведения модификации оборудования или производственного процесса.

- Подтверждающий контроль проводят, используя ИДК, для определения доз облучения представительной группы персонала с целью подтверждения уровня облучения работников на рабочих местах, не требующих обязательного введения ИДК.

27. Для целей планирования и организации ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации источника излучения устанавливается ряд дозовых уровней:

- уровень введения индивидуального дозиметрического контроля () - такое значение ожидаемой эффективной дозы за год, при действительном или предполагаемом превышении которого определение доз внутреннего облучения следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения работника;
________________
Если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения работника на всех его рабочих местах не превышает или по прогнозу не может превысить , то по согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, индивидуальную дозу работника определяют по результатам ДКРМ (п.5.6, МУ 2.6.5.28-2016 "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования").


- уровень действия () - такое значение ожидаемой эффективной дозы за год, при действительном или предполагаемом превышении которого следует уточнить значение индивидуальной дозы с помощью процедуры специального контроля (см. п.26 и Приложение 3) и при необходимости провести мероприятия по ограничению уровня облучения персонала.

28. Значение устанавливается предприятием в диапазоне 1-5 мЗв и согласовывается с уполномоченным территориальным органом ФМБА России при разработке Порядка ДК внутреннего облучения персонала предприятия и должно быть приведено в этом документе.

29. Значение устанавливается предприятием в зависимости от характера выполняемых работ, но не выше предела дозы (ПД), и согласовывается с уполномоченным территориальным органом ФМБА России при разработке Порядка ДК внутреннего облучения и должно быть приведено в этом документе.

30. В нормальных условиях обращения с источником:

- нецелесообразно устанавливать значения ниже 1 мЗв;

- решение об установлении значения выше 1 мЗв, но ниже 5 мЗв принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом достигнутого уровня радиационной безопасности на предприятии;

- значения не следует устанавливать выше 5 мЗв.

Принятие решения о значении для организации дозиметрического контроля персонала предприятия должно учитывать следующие основные факторы:

- ожидаемый уровень облучения;

- наиболее вероятный интервал, в котором лежат оцененные значения доз внутреннего облучения;

- сложность методов измерения и интерпретации, составляющих программу дозиметрического контроля.

31. Для целей планирования и проведения ДК внутреннего облучения персонала предприятие организует в рамках операционного контроля проведение исследований условий облучения персонала в рабочих помещениях (в рабочих зонах) в части определения:

- диапазона значений или распределения среднесменной или операционной объемной активности аэрозолей в рабочих помещениях в течение года;

- радионуклидного состава аэрозолей (процентный или долевой вклад каждого техногенного радионуклида U в суммарную объемную активность аэрозоля);

- дисперсности, d, аэрозолей (радионуклида U , выраженной в единицах АМАД или АМТД);

- типа химического соединения при ингаляции G , к которому следует отнести аэрозоли радионуклида U .

При осуществлении измерений в рамках ДКРМ определяют суммарную объемную активность аэрозолей техногенных радионуклидов или объемную активность аэрозолей техногенного радионуклида U в воздухе рабочих помещений (рабочих зон) с периодичностью и порогом измерений, достаточными для определения значения годовой ОЭД в точке контроля на уровне . Критерием достаточности может служить следующее соотношение:

Где

- - расчетное значение верхней границы доверительного интервала годовой ОЭД, соответствующее результату измерения объемной активности аэрозолей, равному L , с погрешностью, равной , при доверительной вероятности, равной , где задает значение верхней (и нижней) границы доверительного интервала определения годовой ОЭД, мЗв в год;
________________

См. Приложение 4.

Без учета коэффициента защиты органов дыхания и других поправочных коэффициентов, то есть в предположении, что работник находится в точке контроля без средств защиты органов дыхания в течение всего рабочего времени.

Согласно стандарту ISO 27048:2011, п.7.1.6, для определения верхней границы годовой ОЭД принято значение . Это значение соответствует 95%-ной вероятности того, что истинное значение ОЭД не превысит верхнюю границу Е (и 90%-ной вероятности того, что доверительный интервал [Е , Е ] содержит истинное значение ОЭД).


- L - порог измерения объемной активности аэрозолей, Бк/м.
________________
Согласно стандарту ISO 11929-2010, порог измерения (порог принятия решения - decision threshold) - это фиксированное значение, L , измеряемой величины, количественно выражающей физический эффект, при превышении которого принимается решение, что измерение действительно отражает данный эффект. Порог измерения определяют таким образом, чтобы при превышении результата измерения значения L вероятность того, что истинное значение измеряемой величины равно нулю, было бы меньше или равно заданному значению (обычно задают равным 0,05).


Критерий (1) означает, что измеренное значение объемной активности (ОА) аэрозолей на уровне порога измерения (L ) является минимально значимой величиной, начиная с которой соответствующее значение годовой ОЭД может превысить уровень . Другими словами, если , то и уровень облучения достаточно низок с точки зрения его оптимизации (то есть нет необходимости ограничивать время пребывания персонала в помещении, применять СИЗ ОД и т.д.).

При осуществлении измерений в рамках ИДК определяют активность техногенного радионуклида U (или суммы техногенных радионуклидов) либо в теле человека, органе (или ткани) Т , либо в биологических образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый воздух) с периодичностью и чувствительностью измерений, достаточными для определения значения индивидуальной годовой ОЭД работника на уровне действия ( ). Критерием достаточности может служить следующее соотношение:
________________

См. п.15.

Где

- - расчетное значение верхней границы доверительного интервала годовой ОЭД, соответствующее результату измерения активности техногенного радионуклида в теле человека или в биологических образцах, равному L , с погрешностью, равной , при доверительной вероятности, равной , где задает значение верхней (и нижней) границы доверительного интервала определения годовой ОЭД, мЗв в год;
________________

См. Приложение 4.


- L - порог измерения активности техногенного радионуклида в теле человека или в биологических образцах, Бк (Бк/орган, Бк/сутки).

Критерий (2) означает, что измеренное значение активности техногенного радионуклида (А ) в теле человека или в биологических образцах на уровне порога измерения (L ), является минимальной величиной, начиная с которой соответствующее значение годовой ОЭД может превысить уровень действия . Другими словами, если , то и условия работы являются приемлемыми с точки зрения нормирования, то есть индивидуальная ОЭД работника не превышает установленного предела (контрольного уровня) с заданной (например, 95%-ной) вероятностью.

Дозиметрический контроль рабочих мест

32. Основными задачами, решаемыми при дозиметрическом контроле рабочих мест персонала предприятия, являются:

- проведение регулярных измерений объемной активности аэрозолей техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон) с заданной периодичностью и чувствительностью измерений;
________________

См. п.32


- прогностическая оценка уровня хронического облучения в рабочих помещениях (в рабочих зонах) и на рабочих местах по результатам измерений;

- ограничение уровня облучения персонала путем регулирования времени его пребывания в рабочих помещениях (рабочих зонах) в соответствии с производственной необходимостью, использования индивидуальных средств защиты и проведения профилактических мероприятий;

- планирования индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала;

- запись и хранение результатов ДКРМ.

33. При проведении ДКРМ в качестве оценки уровня хронического облучения работника следует принимать величину годовой ОЭД на его рабочем месте, определяемую по формуле:

Где

- - годовая ОЭД на рабочем месте;

- 1,4 - скорость дыхания стандартного работника, м/час;

- - ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения на единичное поступление соединения радионуклида U , которое при ингаляции следует отнести к обладающему дисперсностью d G (далее для краткости - дозовый коэффициент) при стандартных условиях внутреннего облучения согласно пп.8.2-8.4 НРБ-99/2009 , Зв/Бк; - период накопления ОЭД внутреннего облучения;
________________
В соответствии с подходами Норм радиационной безопасности НРБ-99/2009 , принимается, что равно 50 годам (тем не менее, в данном документе все соотношения приведены в общем виде).

- - длительность пребывания в k- м помещении (в k- й рабочей зоне) работника в течение календарного года в часах при средней годовой объемной активности соединения (обладающего дисперсностью d и типом химического соединения при ингаляции G ) радионуклида U в k -м помещении (в k -й рабочей зоне) в зоне дыхания работника, Бк/м.
________________
При использовании работником средств индивидуальной защиты органов дыхания в формулу (3) необходимо ввести среднее годовое значение коэффициента защиты органов дыхания, . При использовании для расчета значения средней годовой объемной активности (ОА) радионуклида в помещении (на k -м рабочем месте), измеренной в точке, отличной от зоны дыхания работника, и/или использовании интервала интегрирования (времени отбора пробы), отличного от интервала пребывания работника на данном рабочем месте, в формулу (3) необходимо ввести среднее годовое значение коэффициента перехода, , от измеренной величины к величине ОА, измеренной в зоне дыхания работника, .


Если тип соединения неизвестен, следует принимать максимальное значение , из приведенных в Приложении 1 к НРБ-99/2009 .

34. Ограничение уровня облучения персонала осуществляют путем регулирования времени, , его пребывания в k- м рабочем помещении (в k- й рабочей зоне) в соответствии с производственной необходимостью и с учетом вклада данного помещения в годовую ОЭД на рабочем месте, определяемого в соответствии с формулой (3).

35. Планирование индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала осуществляют в соответствии с административным и дозовым критерием (см. п.27, ссылка 8). В качестве дозового критерия используют следующий критерий введения ИДК:

Где E - максимальное значение ОЭД на рабочем месте, определенное с учетом неопределенности результата определения значений и параметров , , .
________________
Обозначение E следует понимать как максимальное значение определяемой величины E при использовании упрощенного способа расчета и как верхнюю границу оценки величины E , отражающую 95%-ную вероятность непревышения значения истинной величины E данной границы при использовании статистического способа расчета.

36. Для расчета максимального значения ОЭД на рабочем месте можно использовать статистический метод расчета неопределенности оценки дозы или упрощенную формулу, например:

Где

- - максимальное значение коэффициента ;

- , , - усредненные за год значения коэффициентов, характеризующих неопределенность значений:

- дозового коэффициента ();

- коэффициента защиты органов дыхания ();

- коэффициента перехода () от величины измеряемой объемной активности в помещении, обозначенном индексом k, к величине объемной активности в зоне дыхания работника с учетом погрешности измерения объемной активности, неоднородности ее распределения по помещению и разного времени усреднения (интегрирования) при отборе пробы воздуха и при нахождении работника на рабочем месте.

- - максимальное значение средней годовой объемной активности радионуклида с учетом неопределенности его определения.

Диапазон или плотность распределения вероятности возможных значений коэффициентов , , устанавливают экспериментально или экспертным путем (см. Приложение 5).

Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения

37. Основными задачами, решаемыми при индивидуальном дозиметрическом контроле внутреннего облучения персонала, являются:

- проведение систематических измерений указанных в п.16 физических величин в соответствии с заданной периодичностью и чувствительностью измерений;
________________

См. п.32 и п.47.


- расчет индивидуальных доз внутреннего облучения работника по результатам этих систематических измерений;

- запись и хранение результатов измерений и расчета дозы с указанием всех исходных для определения дозы данных, достаточных для воспроизведения процедуры расчета.

38. Результатом систематических измерений является относящийся к конкретному работнику (индивидуальный) набор измеренных значений активности техногенного радионуклида U (смеси техногенных радионуклидов) в теле человека или в отдельном органе или ткани либо в биологических пробах, , в моменты времени t . Величина связана со скоростью поступления радионуклида в организм таким образом, что для ее значений, относящихся к j -му периоду контроля (t , t ) имеет место соотношение (в случае ):

Где

- t - начало поступления радионуклида в организм работника;

- - измеренная активность радионуклида в конце j -го периода контроля;

- - функция, определяющая удержание радионуклида U в теле человека или в отдельном органе или ткани либо содержание в биологических пробах (моче, кале, выдыхаемом воздухе) в момент времени t на единицу поступления при ингаляционном поступлении в момент времени t =0 его соединения, относящегося к типу химического соединения при ингаляции G в виде аэрозоля с дисперсностью d , выраженной в единицах АМАД или АМТД.

39. Интерпретация результатов измерений , сделанных в моменты времени t (j =1, ... , n) в течение календарного года, заключается в последовательном определении расчетным путем индивидуального поступления радионуклида U в организм работника за период контроля, , и соответствующей ОЭД внутреннего облучения, обусловленной этим поступлением, .

40. Поступление соединения G радионуклида U в организм работника за период контроля, , и соответствующая доза внутреннего облучения, , определяется путем решения уравнения (6) для i =1,...,j относительно и определения и по формулам:

41. Стандартная процедура расчета поступления и дозы , рекомендуемая в ISO 27048-2011 , приведена в Приложении 2.

42. При поступлении нескольких радионуклидов соответствующая суммарная ОЭД внутреннего облучения, , равна сумме ОЭД отдельных радионуклидов:

43. Если при поступлении нескольких радионуклидов U методами ИДК невозможно определить значения для всех радионуклидов, то при расчете суммарной ОЭД внутреннего облучения следует использовать значение вклада измеряемого радионуклида (смеси радионуклидов) в суммарную ОЭД, полученное в соответствии с определенным радионуклидным составом аэрозолей в рабочих помещениях (рабочих зонах) и временем пребывания работника в рабочих помещениях/зонах.
________________

См. п.32.

44. Поступление соединения G радионуклида U в организм работника за год равно сумме соответствующих поступлений за периоды контроля, относящиеся к данному календарному году. Если период контроля распространяется на два календарных года, то для обеспечения непрерывности учета облучения за такие периоды контроля учет поступления радионуклида за календарный год осуществляется в зависимости от организации ИДК - либо исходя из последнего измерения, проведенного в текущем календарном году, либо исходя из первого измерения, проведенного в следующем календарном году. В первом случае ОЭД оценивают за неполный календарный год, и ее значение увеличивают на величину, пропорциональную доле отрезка времени, оставшегося до конца календарного года; годовая ОЭД принимается равной полученному значению. Во втором случае каждому календарному году приписывается доля поступления за данный период контроля, пропорциональная его длительности в данном календарном году; годовая ОЭД принимается равной сумме ОЭД за соответствующие периоды контроля (или их частей), составляющих календарный год.

45. Дозовые коэффициенты , а также функции для соединения радионуклида U , имеющего дисперсность d и относящегося к типу химического соединения при ингаляции G , которые используются для оценок ОЭД внутреннего облучения в рамках области действия данного документа, были рассчитаны с использованием разработанных для целей дозиметрии внутреннего облучения и рекомендованных МКРЗ биокинетических и дозиметрических моделей органов дыхания , желудочно-кишечного тракта, костной ткани и биокинетики химических элементов в организме условного человека; при расчете дозовых коэффициентов использовались также значения коэффициентов качества ионизирующего излучения и взвешивающих коэффициентов для тканей и органов, рекомендованных в .
_______________
До выхода новых значений дозовых коэффициентов и принятия их в отечественной системе нормирования, рассчитанных на основе данных Публикации 103 МКРЗ, а также с использованием нового поколения биокинетических и дозиметрических моделей МКРЗ.

46. Рекомендуются (на основании расчетов удержания/выведения, исходя из не более чем трехкратного превышения значения реальной ОЭД внутреннего облучения над его оцененным значением за счет неопределенности момента поступления радионуклида в организм работника ) следующие указанные в таблице 1 максимальные интервалы между измерениями для проведения текущей программы индивидуального дозиметрического контроля.

Допустимы отклонения реальных значений интервалов между измерениями (в пределах 365 дней) от значений, рекомендуемых в таблицах 1-3, если при этих значениях выполняются условия критерия достаточности, приведенные в п.32.


Таблица 1 - Максимальные интервалы между измерениями (дни) при проведении текущей программы индивидуального дозиметрического контроля в зависимости от используемого метода измерения

Радионуклид	Тип химического соединения при ингаляции	Измерения in vitro	Измерения in vivo
		Объект измерения - моча	Объект измерения - все тело	Объект измерения - щитовидная железа
	Органический
	Диоксид

Измерения

Производственный контроль при работе с техногенными источниками излучения осуществляется за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения. В соответствии с НРБ-99 в каждой организации система радиационного контроля должна предусматривать конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля.

Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:

Измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;

Измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;

Определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

Измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;

Определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

Выделяют три основных вида дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения:

Текущий контроль;

Оперативный контроль;

Аварийный контроль.

Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующих излучений.

Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника при выполнении запланированных работ, связанных с возможным повышенным внешним облучением. К ним относятся операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение не планируется, а также работы в условиях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий.

Задача аварийного контроля заключается в определении больших доз облучения работника в случае выхода источника из-под контроля.

Приборы для дозиметрического контроля как внешнего, так и внутреннего облучения делятся на приборы группового контроля и индивидуального контроля.

Групповой дозиметрический контроль(ГДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.

Индивидуальный дозиметрический контроль(ИДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника.

Индивидуальная доза облучения должна регистрироваться в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку, а также в машинный носитель для создания базы данных в организациях. Копия индивидуальной карточки работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками излучения, должна передаваться на новое место работы; оригинал должен храниться на прежнем месте работы. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала должны храниться в течение 50 лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за 5 последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы.

Для ГДК используются стационарные и переносные, так называемые инспекционные, дозиметрические приборы. Для ИДК применяются индивидуальные дозиметры.

По виду и назначению дозиметры могут быть условно разделены на следующие группы:

1) дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений;

2) радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков бета-частиц, нейтронов и др.);

3) спектрометры – приборы, измеряющие энергию частиц ионизирующих излучений.

В комбинированных приборах могут объединяться функции указанных средств измерений.

Для обнаружения изменения радиационной обстановки по параметрам активности радона и торона и дочерних продуктов их распада применяют радиометры РРА-01М-01, РРА-01М-03, РРА-10, ПОУ-4; по рентгеновскому излучению, гамма-излучению и бета-излучению и измерению эквивалентной дозы применяют дозиметры-радиометры ДРГ-01 «ЭКО» МКГ-01 (подробные сведения приведены в приложении 1).

Поверхностную загрязненность можно установить путем измерения активности мазков, снимаемых с контролируемых поверхностей, или непосредственным измерением с помощью радиометров для определения удельной поверхности активности.

Чаще всего для этой цели используют переносные приборы для контроля поверхностей пола, стен и оборудования, а также устанавливаемые у выходов из помещений стационарные приборы для контроля загрязненности кожных покровов, обуви и одежды персонала.

Метод индивидуальной дозиметрии выбирают в зависимости от вида ионизирующего излучения, особенностей приборов, нужных диапазонов измерений, точности показаний, объема работ.

Дозиметры размещают на участках тела, которые подвергаются наибольшему облучению. Длительность ношения прибора выбирают такой, чтобы показания, по крайней мере, в 2-3 раза превосходили нижний порог показаний прибора (но не больше длительности установленного промежутка регистрации измерений).

Контрольные вопросы к разделу 10:

1. Какие виды ионизирующего излучения существуют, как они характеризуются?

2. Какие излучения обладают наибольшей проникающей способностью?

3. Что является источником ионизирующего излучения?

4. Где и с какой целью применяются ионизирующие излучения?

5. Что такое – активностьрадиоактивного вещества, в каких единицах измеряется?

6. Что такое – активность минимально значимая удельная?

7. Что такое – поглощенная доза, в каких единицах измеряется?

8. Что такое – экспозиционная доза, в каких единицах измеряется?

9. Что такое – эквивалентная доза, в каких единицах измеряется?

10. Что такое – взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения?

11. Что такое – эффективная доза излучения, в каких единицах измеряется?

12. Что такое – предел дозы ионизирующего облучения?

13. Что такое – предел годового поступления ионизирующего облучения?

14. Какие классы работ с источниками ионизирующего излучения существуют и чем они характеризуются?

15. Каковы могут быть последствия при воздействии на человека ионизирующего излучения?

16. Чем оценивается опасность хронического облучения?

17. Какое излучение наиболее опасно при внешнем облучении человека?

18. Какое излучение наиболее опасно при внутреннем облучении человека?

19. Как зависят нормируемые пределы доз (ПД) ионизирующего облучения от категории облучаемых лиц?

21. В чем заключаются дополнительные ограничения для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения?

22. В каких случаях нормы радиационной безопасности допускают облучение персонала выше установленных пределов доз?

23. Какой уровень обучения эффективной дозой в течение года рассматривается для персонала группы А как потенциально опасный?

24. Требуется ли лицензирование деятельности организаций, связанной с использованием источников излучения?

25. В течение какого срока действительно санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии санитарным правилам условий работы с источниками физических факторов воздействия на человека?

26. Кто в организации обеспечивает условия сохранности источников излучения?

27. Какие мероприятия необходимо провести в эксплуатирующей организации к моменту получения источника излучения?

28. С какого возраста допускают людей к работе с источниками излучения в качестве персонала группы А?

29. Какие существуют средства защиты работников от ионизирующего облучения?

30. Какие существуют методы защиты работников от ионизирующего облучения?

31. На какие группы по назначению подразделяются защитные экраны?

32. Какие материалы используют для устройства защитных экранов?

33. Можно ли системы вентиляции для помещений, где ведутся работы с радиоактивными веществами, объединять с системами вентиляции помещений, не связанных с применением этих веществ?

34. Какими санитарно-техническими устройствами должны быть оборудованы помещения, в которых ведутся работы с открытыми источниками излучения?

35. В чем заключаются требования к СИЗ для работ с радиоактивными веществами?

36. Какие условия необходимо выполнять при сборе и временном хранении радиоактивных отходов в организациях?

37. Какие требования к местам захоронения радиоактивных отходов следует выполнять?

38. Что включает в себя контроль за радиационной обстановкой в организации?

39. Какие виды дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения существуют?

40. В чем заключается групповой дозиметрический контроль?

41. Какие приборы используют для измерения ионизирующего излучения?

42. Как производят захоронение радиоактивных отходов в зависимости от их активности?

43. Как можно охарактеризовать субъективные ощущения при воздействии на организм в производственных условиях ионизирующего излучения?

Дозиметрический контроль проводится с целью своевременного получения данных о дозах облучения личного состава ПСФ при действиях в зонах радиоактивного загрязнения. По полученным данным определяется режим работы ПСФ. Дозиметрический контроль подразделяется на групповой и индивидуальный.

Групповой контроль проводится с целью получения данных о средних дозах облучения для оценки и определения категории работоспособности личного состава ПСФ. Для этого формирование обеспечивается измерителями дозы излучения ИД-1 (дозиметрами ДКП-50-А из комплектов ДП-24, ДП-22В) из расчета 1-2 дозиметра на группу численностью 14-20 человек, действующих в одинаковых условиях радиационной обстановки.

Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах каждого спасателя, которые необходимы для первичной диагностики степени тяжести радиационного поражения. Личному составу ПСФ в этих целях выдаются индивидуальные измерители мощности дозы ИД-11.

Характеристики приборов радиационной разведки и дозиметрического контроля

Наименование	Характеристики и диапазон измерений	Назначение
Полевой радиометр-рентгенометр ДП-5А (ДП-5Б, ДП-5В)	По гамма-излучению 50 мкР/ч - 200 Р/ч	Измерение мощности дозы гамма-излучения и наличия загрязненной местности по гамма-, бета-излучению
Дозиметр ДРГ-01Т	10 мкР/ч - 10 Р/ч	Измерение мощности экспозиционной дозы (МЭД) внешнего гамма-излучения
Комплект дозиметров ДП-22В		Измерение доз излучения
Комплект дозиметров ДП-24 (аналог ДП-22В)		Измерение доз излучения
Комплект измерителя дозы ИД-1		Измерение поглощенных доз гамма-нейтронного излучения
Индивидуальный измеритель дозы ИД-11 с измерительным устройством ИУ	10-1500 рад 50-800 Р	Индивидуальный контроль облучения с целью первичной диагностики радиационного поражения
Химические дозиметры ДП-70 (ДП-70М) выдаются дополнительно к ДКП-50-А		Измерение доз излучения для медицинской диагностики степени поражения
Комплект дозиметров ДК-0,2		Измерение мощности дозы гамма-излучения в лабораторных условиях

Определение радиоактивных частиц в потребительских товарах производят с помощью радиометра-дозиметра ДБГ-07Б «Эксперт».

Открытие радиоактивности относится к 1896 г., когда А.Беккерель обнаружил, что уран самопроизвольно испускает излучение, названное им радиактивным (от лат. Radio - излучаю и actiwas - действенный).

Радиоактивное излучение возникает при самопроизвольном распаде атомного ядра. Известно несколько типов радиоактивного распада и радиоактивного излучения.

Радиоактивность. Ядра атомов состоят из нуклонов, протонов и нейтронов. Число протонов в ядре равно атомному номеру Z данного элемента в периодической системе Д.И.Менделеева. Общее число протонов и нейтронов в ядре равно массовому числу А, соответственно число нейтронов N = А -- Z.

Совокупность атомов, ядра которых имеют одинаковые А и Z, называют изотопами.

Многие химические элементы имеют несколько изотопов, например, у водорода их три: 11Н, 21Н, 31H.

Первые два изотопа протий и дейтерий - стабильные, а третий - тритий - радиоактивный (нестабильный).

Изотопы, ядра которых пертерпевают самопроизвольные превращения, называют радиоактивными. Обычно эти превращения обладают двумя особенностями:

• - для всех типов радиоактивных превращений справедлив один кинетический закон;
• - количество типов радиоактивных превращений ограниченно. Различают следующие типы ядерных, т.е. радиоактивных превращений:

превращения, изомерный переход, нейтронный распад, протонный распад, спонтанное деление,

излучение,

излучение сопровождает многие из перечисленных типов превращений, а при изомерном переходе является единственным видом излучения.

Таблица 1

• * - относительно нейтрона,
• **- 1,60240* 10Кл.

для большого количества ядер число актов распада в единицу времени (скорость распада) пропорционально исходному количеству ядер N:

Выражение (12.1) представляет собой дифференциальную форму закона радиоактивного распада, где N - число радиоактивных атомов в момент времени t; л - константа, называемая постоянной распада или радиоактивной постоянной, с-1. Интегральная форма закона радиоактивного распада получается интегрированием уравнения (12.1) в пределах от t0 = 0 до tt:

Где Nt - число радиоактивных ядер в момент времени t=0;

N0 - количество радиоактивных ядер в момент времени t.

Закон радиоактивного распада носит статистический характер: чем больше распадающихся ядер, тем точнее он выполняется. Скорость радиоактивного распада - (dN/dt) называют абсолютной активностью - (а) образца:

at = - dN/dt = лN

Абсолютная активность выражается числом актов распада в секунду и подчиняется закону радиоактивного распада:

Наряду с л - радиоактивной постоянной, устойчивость радиоактивного изотопа можно охарактеризовать периодом полураспада. T1/2 - это промежуток времени, в течение которого происходит распад половины имеющихся в наличии радиоактивных ядер элемента. Абсолютная активность,а"за время Т1/2 уменьшается вдвое:

аТ1/2 / а0 = Ѕ = е -лТ1/2

л*Т1/2 = 1n2 = 0,693

Каждый радионуклид (химический элемент, подверженный радиоактивному распаду) имеет неизменный, присущий только ему, период полураспада, который может составлять от нескольких секунд до миллионов лет. Например, 238U распадается наполовину за 4470 млн лет, а 1381 - всего лишь за 8 сут.

Величины и единицы измерения радиоактивности

ПОГЛОЩЕННАЯ ДОЗА - единица измерения - 1Гр (грей). 1Гр=100рад.

ЭКВИВАЛЕНТНАЯ ДОЗА - это величина поглощенной дозы (в греях или радах), умноженная на переводной «коэффициент качества», отражающий эффективность воздействия конкретного вида радиации. Единица измерения -1 Зв (зиверт) в системе СИ; 1 бэр - внесистемная единица (биологический эквивалент рентгена), 100 бэр = 1 Зв.

МОЩНОСТЬ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ - это приращение эквивалентной дозы за малый промежуток времени, деленное на этот промежуток времени. Единица измерения - 1 Эв/час - (в системе СИ), 1 бэр/час - (внесистемная единица). 1 Эв/час = 100 бэр/час.

ФЛЮЕНС - число частиц, проникающих в сферу малого сечения, деленное на это сечение. Единица измерения - 1см.

ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА ЧАСТИЦ - флюенс частиц за малый промежуток времени, деленный на этот промежуток времени. Единица измерения - част/см*мин.

АКТИВНОСТЬ - это число распадов в секунду в радиоактивном образце. Единица измерения - 1Бк (беккерель). Внесистемная единица измерения - Кu (кюри).

УДЕЛЬНАЯ АКТИВНОСТЬ - это число распадов в секунду в радиоактивном образце на единицу массы образца. Единица измерения - 1 Бк/кг.

Равные дозы различных видов излучения не обязательно должны вызывать одинаковые биологические эффекты. Например, поглощенная доза нейтронного излучения 0,5Гр будет приводить к более тяжелым последствиям, чем такая же доза рентгеновского излучения. Обычно при одинаковой величине поглощенной дозы рентгеновские лучи, г- и электронное излучение вызывают наименьшие повреждения по сравнению с излучением тяжелых ионов. Нейтронное излучение занимает промежуточное положение.

б-распад характерен для атомов тяжелых элементов, б-частица представляет собой ядро атома гелия 42Не, поэтому при испускании б-частицы образуется ядро с зарядом Z на 2 единицы меньше и массой А на 4 единицы меньше, чем у исходного радиоактивного изотопа:

23892U = 23490Th + 42He (б-частица),

б-частицы радиоактивных элементов имеют большую энергию, достигающую 9 МэВ. Часто спектр б-частиц состоит из нескольких групп (зон), каждая из которых включает б-частицы определенной энергии. Наличие б-частиц различных энергий при распаде одного и того же изотопа указывает на то, что б-распад сопровождается г-излучением. б-частицы, образующиеся при распаде, вступают во взаимодействие с веществом среды. Это взаимодействие сопровождается рассеиванием энергии б-частиц и превращением их атомы гелия. При этом энергия расходуется главным образом на взаимодействие с электронами атомов и молекул среды, что приводит к их ионизации и возбуждению. Так, например, б-частица, имеющая энергию 3,4 МэВ, может образовать 105 пар ионов, на образование 1 пары ионов необходимо около 34 эВ. Проникающая способностью б-частиц мала. Они поглощаются листом писчей бумаги, тканью одежды. Средние пробеги в воздухе не превышают 10 см.

Дозиметрический контроль включает контроль облучения личного состава служб ЧС, радиоактивного и химического загрязнения людей, техники, материальных средств, продовольствия, воды и объектов внешней среды.

Задачи дозиметрического контроля определяются особенностями и масштабами практической деятельности и, в первую очередь, направлены на достижение следующих целей:

· подтверждения соответствия требованиям санитарного законодательства радиационно-гигиенических условий и выявление радиационной опасности;

· расчет текущих и прогнозируемых уровней облучения населения, а также техники, материальных средств, продовольствия, воды и объектов внешней среды

· обеспечение исходной информации для расчета доз и принятия решений в случае аварийного облучения, подтверждения качества и эффективности радиационной защиты людей

Данные дозиметрического контроля могут быть использованы также для:

· совершенствования применяемых и разработки новых технологии,

· предоставление населению информации, которая позволяет им понять как, где и когда они были облучены, что в свою очередь, поможет им в дальнейшем избегать дополнительного облучения,

· сопровождения обязательного медицинского обследования населения;

· эпидемиологического наблюдения за облученными контингентами

Принцип обнаружения ионизирующих (радиоактивных) излучений (нейтронов, гамма-лучей, бета - и альфа-частиц) основан на способности этих излучений ионизировать вещество среды, в которой они распространяются. Ионизация, в свою очередь, является причиной физических и химических изменений в веществе, которые могут быть обнаружены и измерены. К таким изменениям среды относятся: изменения электропроводности веществ (газов, жидкостей, твердых материалов); люминесценция (свечение) некоторых веществ; засвечивание фотопленок; изменение цвета, окраски, прозрачности, сопротивления электрическому току некоторых химических растворов и др.

Для обнаружения и измерения ионизирующих излучений используют следующие методы: фотографический, сцинтилляционный, химический и ионизационный.

Фотографический метод основан на степени почернения фотоэмульсии. Под воздействием ионизирующих излучений молекулы бромистого серебра, содержащегося в фотоэмульсии, распадаются на серебро и бром. При этом образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые и вызывают почернение фотопленки при её проявлении. Плотность почернения пропорциональна поглощенной энергии излучения. Сравнивая плотность почернения с эталоном, определяют дозу излучения (экспозиционную или поглощенную), полученную пленкой. На этом принципе основаны индивидуальные фотодозиметры.

Сцинтилляционный метод . Некоторые вещества (сернистый цинк, йодистый натрий) под воздействием ионизирующих излучений светятся. Количество вспышек пропорционально мощности дозы излучения и регистрируется с помощью специальных приборов - фотоэлектронных умножителей.

Химический метод . Некоторые химические вещества под воздействием ионизирующих излучений меняют свою структуру. Так, хлороформ в воде при облучении разлагается с образованием соляной кислоты, которая дает цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформу. Двухвалентное железо в кислой среде окисляется в трехвалентное под воздействием свободных радикалов HO 2 и ОН, образующихся в воде при её облучении. Трехвалентное железо с красителем дает цветную реакцию. По плотности окраски судят о дозе излучения (поглощенной энергии). На этом принципе основаны химические дозиметры ДП-70 и ДП-70М.

В современных дозиметрических приборах широкое распространение получил ионизационный метод обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

Ионизационный метод. Под воздействием излучений в изолированном объеме происходит ионизация газа: электрически нейтральные атомы (молекулы) газа разделяются на положительные и отрицательные ионы. Если в этот объем поместить два электрода, к которым приложено постоянное напряжение, то между электродами создается электрическое поле. При наличии электрического поля в ионизированном газе возникает направленное движение заряженных частиц, т.е. через газ проходит электрический ток, называемый ионизационном. Измеряя ионизационный ток, можно судить об интенсивности ионизирующих излучений.

Газоразрядный счетчик используется для измерения радиоактивных излучений малой интенсивности. Высокая чувствительность счетчика позволяет измерять интенсивность излучения в десятки тысяч раз меньше той, которую удается измерить ионизационной камерой.

Газоразрядный счетчик представляет собой полый герметичный металлический или стеклянный цилиндр, заполненный разряженной смесью инертных газов (аргон, неон) с некоторыми добавками, улучшающими работу счетчика (пары спирта). Внутри цилиндра, вдоль его оси, натянута тонкая металлическая нить (анод), изолированная от цилиндра. Катодом служит металлический корпус или тонкий слой металла, нанесенный на внутреннюю поверхность стеклянного корпуса счетчика. К металлической нити и токопроводящему слою (катоду) подают напряжение электрического тока.

В газоразрядных счетчиках используют принцип усиления газового разряда. В отсутствие радиоактивного излучения свободных ионов в объеме счетчика нет. Следовательно, в цепи счетчика электрического тока также нет. При воздействии радиоактивных излучений в рабочем объеме счетчика образуются заряженные частицы. Электроны, двигаясь в электрическом поле к аноду счетчика, площадь которого значительно меньше площади катода, приобретают кинетическую энергию, достаточную для дополнительной ионизации атомов газовой среды. Выбитые при этом электроны также производят ионизацию. Таким образом, одна частица радиоактивного излучения, попавшая в объем смеси газового счетчика, вызывает образование лавины свободных электронов. На нити счетчика собирается большое количество электронов. В результате этого положительный потенциал резко уменьшается и возникает электрический импульс. Регистрируя количество импульсов тока, возникающих в единицу времени, можно судить об интенсивности радиоактивных излучений.

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Кафедра тактико-специальной подготовки

Курсовая работа

«Характеристики средств и методов дозиметрическо г о ко н троля»

Краснодар 2009 г.

Введение

1 Цели и задачи дозиметрического контроля

2 Методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений

3 Характеристика методов радиационного контроля

4 Виды и характеристики дозиметрических приборов

5 Контроль мощности дозы и плотности потоков ионизирующих излучений

Список используемой литературы

Введение

После открытия деления ядер тяжелых элементов начала развиваться ядерная энергетика. Развитие новой области связано с появлением различных методов исследования, одним из которых является радиометрия, т. е. количественное измерение и индетификация элементов по интенсивности излучения.

Открытие искусственной радиации и возможность получения радиоактивных изотопов всех химических элементов способствовали разработке методики и техники радиационного контроля и безопасности.

Мероприятия по радиационной безопасности личного состава ОВД организуется и проводится с целью максимального снижения потерь и создания условий, позволяющих выполнять поставленные служебно-боевые задачи. В соответствии с приложением к постановлению Правительства РФ от 5.11.1995 г. № 1113 предусмотрены функции федеральных органов исполнительной власти и федерального управления специального строительства при Правительстве РФ по защите населения и территории от ЧС. Эти функции охватывает весь спектр задач по предупреждению и ликвидации последствий ЧС, но особое внимание уделено вопросам организации и проведения мониторинга за состоянием окружающей среды и современной передачи информации об угрозе радиоактивного поражения.

Целью моей работы было

1 Цели и задачи дозиметрического контроля

Дозиметрический и радиометрический контроль его организация и практическое осуществление одна из важных составных частей общей проблемы обеспечения радиационной безопасности.

Основной задачей дозиметрии в гражданской обороне является выявления и оценка степени опасности ионизирующих излучений для населения, войск и невоенизированных формирований ГО в целях обеспечения их действия в различных условиях радиационной обстановки.

С её помощью осуществляются:

Обнаружение и измерение мощности экспозиционной поглощенной дозы излучения для обеспечения жизнеспособности населения и успешного проведения неотложных аварийно-спасательных работ в очагах поражения;

Измерение активности радиоактивных веществ, плотности, потока ИИ, удельной объёмной, поверхностной активности различных объектов для определение необходимости

Как известно, фактическое состояние радиационной безопасности можно оценить в результате изучения радиационной обстановки в рабочих и смежных помещения, на рабочих и смежных помещениях, путём анализа уровней облучения персонала и загрязнённости окружающей среды. Эти материалы позволяют контролировать выполнение установленных нормативов, выявлять и устранять дефекты в системе радиационной безопасности, учитывать различные факторы разового воздействия на персонала и принимать необходимые меры по уменьшению указанного облучения персонала до минимально возможных значений.

Согласно действующим нормативным актам и документам контроль за условиями труда на пунктах захоронения радиационных отходов, оценку доз внутреннего и внешнего облучения, уровней загрязненности окружающей среды осуществляет служба радиационной безопасности.

Повседневный контроль проводится в соответствии с заранее разработанным графиком, утвержденным администрацией учреждения и согласовано с органами Госсаннадзора. Графики радиационного контроля для зоны строго режима, санаторно-защитной зоны и зоны наблюдения составляется отдельно.

Организация дозиметрического контроля в ОВД заключается в обеспечение личного состава дозиметрами, в своевременном снятии показании дозиметров и их перезарядке, поддержании технической исправности приборов и систематическом учете доз радиоактивного облучения, полученным личным составом. Контроль облучения в подразделениях ОВД осуществляется групповым и индивидуальным способом.

Групповой метод контроля применяется в отделениях, личный состав которых находится в примерно одинаковых условиях радиоактивного облучения. При этом виде контроля доза излучения измеряется одним или двумя индивидуальными дозиметрами и записывается каждому сотруднику в карточку учёта доз. Снятие показаний дозиметров должно быть снято не позже, чем через пять суток. После снятия показаний перезаряжаются и возвращаются в подразделение.

Дозы облучения, полученные личным составом учитываются в индивидуальных карточках учета доз облучения. Учет доз облучения ведется командирами подразделений. Значение доз записываются нарастающим итогом за каждый день.

Индивидуальный метод контроля облучения применяется офицерским составом и лицом, которое по условиям обстановки не включается в состав групп.

Применяемые радиометрические и дозиметрические приборы позволяют получать определенную информацию о состоянии радиационной обстановки её изменениях, а также о возникновении различного типа аварийных ситуациях. В зависимости от характера проводимых работ устанавливается следующая номенклатура радиационного контроля

Мощность поглощенной дозы -излучения, мощность поглощенной дозы нейтронного излучения

Объёмная активность газов, аэрозолей воздуха производственных помещений и атмосферного воздуха, плотность радиоактивных выпадений;

Объёмная активность сточных вод;

Удельная, -активность отходов, мощность поглощенной дозы - и нейтронного излучения от поверхности твердых и отвержденных радиоактивных отходов;

Загрязнения -, - активными веществами поверхности помещений, оборудования, оснастки, дорог;

Загрязнение, -активными веществами средств индивидуальной защиты персонала

Индивидуальная доза внешнего облучения персонала, содержание радиоактивных веществ в организме человека.

Служба радиационной безопасности предприятия по согласованию с местными органами Госсаннадзора устанавливает оптимальный объём радиационного контроля, необходимой для получения достаточной информации об уровнях радиационного воздействия на персонал, о состоянии радиационной обстановки в учреждении, о состоянии загрязненности окружающей среды.

Классификация и общие принципы устройства дозиметрических приборов

Дозиметрические приборы можно классифицировать по назначению, типу датчиков, измерению вида излучения, характеру электрических- сигналов, преобразуемых схемой прибора.

По назначению все приборы разделяются на следующие группы.

Индикаторы- простейшие приборы радиационной разведки; при помощи их решается задача обнаружения излучения и ориентировочной оценки мощности дозы главным образом бета и гамма излучений. Эти приборы имеют простейшие электрические схемы со звуковой или световой сигнализацией. При помощи индикаторов можно установить, возрастает мощность дозы или уменьшается. Датчиком служат газоразрядные счетчики. К этой группе относят индикаторы ДП-63, ДП-63А, дп-64.

Рентгенметры- предназначены для измерений мощности дозы рентгеновского или гамма излучений.

Они имеют диапазон измерения от сотых долей рентгена до нескольких сот рентген в час.

В качестве датчиков в этих приборах применяют ионизационные камеры или газоразрядные счетчики. Такими приборами являются общевойсковой рентгенметр ДП-2, ДП-3 и др.

Радиометры- применяются для обнаружения и определения степени радиоактивного заражения поверхностей, оборудования, оружия, обмундирования, оружия главным образом альфа и бета частицами.

Датчиками радиометров являются газоразрядные и сцинтилляционные счетчики.

Эти приборы являются наиболее распространенными и имеют широкое применение.

Таким приборами являются ДП-2 базовые универсальные, бета-гамма-радиометр «Луч-А», радиометр «Тисс», радиометрические установки ДП-100М, ДП-100АДМ и др.

Дозиметры предназначены для определения суммарной дозы облучения, получаемой личным составом за время прохождения в районе действия, главным образом гамма-излучения.

Индивидуальные дозиметры представляют собой малогабаритные ионизационные камеры или же фотокассеты с пленкой.

Дозиметрические устройства могут быть разделены на две группы.

К первой группе относятся приборы, в которых частицы или фотоны контролируемого излучения преобразуются детекторами в последовательные короткие электрические сигналы. В этой группе электрические схема выполняет функцию преобразования и усиления импульсов.

Ко второй группе относятся дозиметрические приборы, в которых детектор преобразует воздействующее на него излучения в непрерывной постоянный ток. В этом случае электрическая схема служит для усиления и преобразования постоянного тока.

2 Методы обнаружения и измерения ионизирующих изл у чений

Для обнаружения и измерения ионизирующих излучений используются различные методы. Но все эти излучения обнаруживаются с помощью детекторов. Детектор- это часть приборов, применяющихся для обнаружения ионизирующих излучений, измерения их энергии и других свойств. Детектор является важнейшим элементом большинства приборов и сложных установок, предназначенных для измерения исследуемых излучений.

Принцип работы детектора в значительной степени определяются характером эффекта, вызванного взаимодействием излучением с веществом детектора, а детектирование излучений связано с обнаружением и измерением этого эффекта.

Как известно, похождение ионизирующих излучений через вещество сопровождается потерей их энергии в различных процессах взаимодействия с электронами и ядрами атомов. Детектор преобразует поглощенную в нем энергию в какой-либо другой вид энергии, удобный для регистрации. Обычно применяются такие детекторы, в которых энергия излучения преобразуется в электрический сигнал.

Действие большинства детекторов основано на обнаружение эффекта от ионизации или возбуждения атомов или молекул вещества ионизирующих излучением. К детекторам, основанным на обнаружение эффекта от ионизации в газе, относятся ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.

В ионизационной камере электроны и положительные ионы, образованные излучением, под действием силы электрического поля перемещаются к соответствующим электродам, что приводит к появлению тока во внешней цепи.

В газоразрядном счетчике в отличие от ионизационных камер используется эффект газового усиления за счет вторичной ионизации, в результате которого число электронов и положительных ионов, достигающих соответствующих электродов, во многом превышает число ионов, образованных при первичной ионизации.

При прохождение ионизирующих излучений через некоторые вещества возникает флуоресценция в результате перехода возбужденных атомов. Детекторы, в которых используется эффект флуоресценции, называются сцинтилляционными счетчиками.

Поглощение энергии ионизирующих излучений в веществе может вызывать различные химические реакции, приводящие к необратимым изменением в химическом составе вещества. На этом принципе основаны химические детекторы ионизирующих излучений.

Ионизирующие излучения воздействуют на чувствительные фотоматериалы и подобно видимому свету вызывают их почернение. Поглощенная энергия определяется по плотности почернения. На этом принципе основаны фотографические детекторы.

В зависимости от того, какие из этих изменений используются для регистрации, различают ионизационные, сцинтилляционные, химические и фотографические методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

1. Сцинтилляционный метод.

Для измерения ионизационных излучений используются сцинтилляционные счетчики. Эти приборы обладают большой чувствительностью и допустимой скоростью счёта. Будучи отградуированными в данном диапазоне энергий, они могут измерять поглощенную дозу излучений. Каждому регистрируемому фотону или частице обычно соответствует одиночный импульс, причем его амплитуда соответствует энергии, выделенные в сцинтилляциометре. Таким образом, становится возможным изменение полной энергии поглощенной в сцинтилляциометре. Чувственность детектора меняется с изменением размеров сцинтилляциометра. Фоновая скорость счета соответствует обычно 10*20 мкР/ч, рпи мощности облучения, превышающей фон на величину порядка 5 мкР/ч. Важное преимущество сцинтилляционных счетчиков в том, что они могут быть использованы не только как радиометры, но и как спектрометры. Они могут применяться для ионизирующего излучения.

2. Фотографический метод основан на степени почернения фотоэмульсии. На этом принципе основаны фотодозиметры. Фотодозиметры широко применяются на при меняются на практике при контроле радиационной безопасности несмотря на трудности, связанные с тем, что их чувственность несколько меняется в зависимости от энергии падающего излучения, особенно для фотонов с энергиями меньше 300кэВ. Кроме того, трудности, связанные с процессом проявления, могут ограничить воспроизводимость полученных результатов. Фотодозиметры можно с определенной предосторожностями использовать как простые и дешевые интегрирующие детекторы излучения, обеспечивающие не точность, достаточную для целей радиационной безопасности при с самых разнообразных условиях. Они позволяют дискриминировать самые различные виды излучения дозы и её эквивалентность с их помощью затруднительны. Фотодозиметры особенно пригодны для индивидуальной дозиметрии большого числа людей, но их использование должно быть дополнено применением более точных приборов, если случаются переоблучения.

3. Ионизирующий. метод.

Под Воздействием излучений в изолированном объеме происходит ионизация газа: электрически нейтральные атомы (молекулы) газа разделяют на положительные и отрицательные ионы. Если в этот + объём поместить два электрода, к которым приложено постоянное напряжение, то между электродами создается постоянное электрическое поле. При наличии электрического поля в ионизированном газе возникает направленное движение частиц, т. е. через газ проходит электрический ток, называемый ионизационным. Измеряя ионизационный ток, можно судить об интенсивности ионизирующих излучений.

Приборы, работающие на основе ионизационного метода, имеют принципиально одинаковое устройство (рис. 1) и включает: воспринимающее устройство (ионизационную камеру или газоразрядный счетчик) 1, усилитель ионизационного тока(электрическая схема, включающая электрометрическую лампу3 2, нагрузочное сопротивление 3 и другие элементы), регистрирующее устройство 4 (микроамперметр) и источник питания 5 (сухие элементы или аккумуляторы).

Ионизационная камера представляет собой заполненный воздухом замкнутый объём, внутри которого находятся два изолированных друг от друга электрода (тип конденсатора). К электродам камеры приложено напряжение от источника постоянного тока. При отсутствии ионизирующего излучения в цепи ионизационной камеры тока не будет, поскольку воздух является изолятором. При воздействии же излучений в ионизационной камере молекулы воздуха ионизируются. В электрическом поле положительно заряженные частицы перемещаются к катоду, а отрицательные - к аноду. В цепи камеры возникает ионизационный ток, который регистрируется микроамперметром. Числовое значение ионизационного тока пропорционально мощности излучения. Следовательно, по ионизационному току можно судить о мощности дозы излучений, воздействующих на камеру. Ионизационная камера работает в режиме насыщения.

1) Ионизационная камера принадлежит к числу детекторов, которые издавна использовались при измерениях излучений. Принципиальное его преимущество в том, что при оптимальных конструкциях камеры и при элементарных сведениях о спектре измеряемого излучения можно рассчитывать её чувствительность по поглощенной дозе или облучению.

Ионизационная камера- простой и надёжный прибор, позволяющий при правильном выборе толщины стенки достоверно определить поглощенную дозу. Отпаянные камеры имеют тенденцию к изменению чувствительности со временем и могут нуждаться в переполнении.

2) Газоразрядный пропорциональный счетчик.

Газоразрядный счетчик представляет собой полый герметичный металлический или стеклянный цилиндр, заполненный разряженной смесью инертных газов (аргон, неон) с некоторыми добавками, улучшающими работу счетчика (пары спирта). Внутри цилиндра, вдоль его оси, натянута тонкая металлическая нить (анод), изолированная от цилиндра.

Газоразрядный пропорциональный счетчик, работающий в режиме счета импульсов, изменения заряда или тока, можно рассматривать как ионизационную камеру с внутренним газовым усилением. Градиент потенциала между электродами изменяется в пределах чувствительного объёма, причём вблизи анода он достигает достаточного большого значения, в связи с чем становится возможной ионизация ударом. Поэтому ток, вызванный потоком излучения, может многократно возрасти, причём эффект усиления зависит от напряжения, приложенного к счётчику.

Газоразрядные счетчики можно использовать как фотонного, так и корпускулярного излучений. Особенно ценно их применение для измерения в нейтронных полях.

Проблема изоляторов может оказаться весьма сложной особенно в условиях предельной влажности.

Главные преимущества этих счетчиков:

Возможность дискриминации гамма-фона при измерении нейтронов или бета- излучения, при измерении альфа-частиц.

Хорошая чувствительность.

Высокая точность, за исключением случая, когда в спектре нейтронов существенную часть составляют нейтроны с энергиями ниже 130 кэВ

Принципиальные недостатки газоразрядных счетчиков.

Высокие требования к очистке и чистое наполнение газа

Неточности возникающие из-за довольно больших пороговых потерь

3)Счетчик Гейгера-Мюллера

Счетчик Гейгера-Мюллера широко используется как чувствительный детектор излучения. Они используются в области радиоактивной безопасности, часто градуируются просто по скорости счета. Приборы на основе счетчика Гейгера-Мюллера можно изготавливать портативным и носимым способом, а также с батарейным питанием. Они могут быть снабжены громкоговорителем, позволяющий услышать каждый отсчет и приблизительно оценить скорость счета.

В некоторых приборах для расширения возможностей измерений счетчик Гейгера-Мюллера помещают на конус кабеля, что позволяет заменять его при изменений условий излучения.

4. Химический метод.

Некоторые химические вещества под воздействием ионизирующих излучений меняют свою структуру. Так, хлороформ в воде при облучении разлагается с образованием соляной кислоты, которая дает цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформу. Двухвалентное железо в кислой среде окисляется в трехвалентное под воздействием свободных радикалов НО2 и ОН, образующихся в воде при ее облучении. Трехвалентное железо с красителем дает цветную реакцию. По плотности окраски судят о дозе излучения (поглощенной энергии). На этом принципе основаны химические дозиметры ДП-70 и ДП-70М.

3 Характеристика методов радиационного контроля

А. Приборы для обследования дозиметрического контроля рабочей зоны и окружающей среды.

1. закрытые источники рентгеновского, гамма-излучения и электронов.

При дозиметрическом контроле и обследование используются как измерители мощности излучения, так и интегрирующие приборы. Для большинства медицинских и промышленных установок применяются измерители мощности излучения. В обследованиях при которых желательно усреднение мощности облучения за длительный период времени, нужны интегрирующие приборы, особенно там, где непостоянны рабочие нагрузки, где измеряется ориентация установки или действует несколько установок или источников.

Дозиметрическое обследование защитных барьеров включает также поиск трещин или узких каналов. Для этих целей пригодны приборы со счетчиком Гейгера-Мюллера или сцинтилляционными счетчиками с их малой постоянной времени. Когда дефект в защите обнаружен, то прежде чем делать дальнейшие оценки, следует установить его размеры.

При обследование и контроле окружающей среды иногда поводят измерения на открытом воздухе в неблагоприятных климатических условиях. Ионизационные камеры плохо работают при большой влажности из-за электрических утечек. Счетчики Гейгера-Мюллера и полупроводниковые детекторы подвержены влиянию крайних значений температур. Влага может вызывать ложные импульсы в счетчиках Гейгера-Мюллера и стинцилляционных счетчиках. Поэтому для этих приборов иногда требуются специальная защита от сырости.

Фотопленки и твердотельные детекторы обычно предпочитают при измерениях излучений, сопровождающимися электромагнитными полями. Однако часто можно использовать и электронные приборы, если они надлежащим образом защищены.

2. Открытые источники.

Открытые радиационные источники представляют опасность иного характера, чем закрытые источники, в том смысле, что радиационное вещество может поступать с воздухом при вдыхании, заглатывании или задерживании на коже. Радиоактивность таких источников обычно не очень большая, чтобы можно было пренебречь опасностью внешнего облучения.

1) Контроль радиоактивности воздуха.

В ситуациях, когда могут возникать радиационные загрязнения, необходимо обеспечить должный контроль. Используется множество приборов для взятие проб воздуха. Газы можно контролировать с помощью проточных ионизационных камер постоянного действия с электрометрами. Пары нужно адсорбировать, а активность определять непосредственно в ходе накопления или позже.

Приборы для отбора воздуха могут давать ложные результаты, если воздух не перемешивается столь тщательно, чтобы воздух прошедший через фильтр, являлся представительным образцом воздуха вблизи носа сотрудника. Измерение альфа- , бета- , гамма- излучений от собранной пыли необходимо идентифицировать определенные радионуклиды, используются амплитудные анализаторы импульсов и повторные измерения для определения периода полураспада.

Приборы для контроля газовых выбросов подобны рассмотренным приборов для отбора воздуха. Обычно применяются интегральными значениями, просуммированных за сутки и более. Необходимо тщательно выбирать приборы, чтобы они были пригодны при данных физических, химических и радиационных характеристик выброса и обладали подходящими диапазонами чувствительностью.

2) Контроль радиоактивных жидкостей

Жидкость контролируется либо непрерывно, либо измерением отдельных порций. При первом методе счетчик Гейгера-Мюллера или сцинтилляционный детектор опускают в поток контролируемой жидкости. Чувствительность такого метода невелика, так как детектор регистрирует радиоактивность в ограниченном объеме. Кроме того, благодаря сорбированию радиационных веществ на внешней поверхности детектора уровень его фона изменяется постепенно увеличиваясь.

Для повышения чувствительности метода радиационное вещество можно сконцентрировать из большого объёма, что увеличивает счетную эффективность. Это можно сделать либо химическим путем, либо выпариванием.

В аппаратуру для измерения образцов проб окружающей среды входит счетчик Гейгера-Мюллера с тонкими окнами, безоконные пропорциональные счетчики, сцинтилляционные счетчики. Для повышения максимальной чувствительности используют счетчики с большими кристаллами NaI, ZnS.

3) Контроль загрязнения поверхностей.

Загрязнение поверхностей можно иногда измерять непосредственно с помощью чувствительного счетчика Гейгера-Мюллера, пропорционального или сцинтилляционного счетчиков с тонкими окнами. Кроме того, загрязнение можно измерить, взяв мазок с поверхности плотной тканью или фильтрованной бумагой, а затем измерить ее активность. Если проводятся прямые измерения, то нужно следить за тем, чтобы загрязнение с поверхности не перешло на прибор.

Если прибор используется для непосредственного измерения поверхностного загрязнения, то нужно стараться, чтобы он имел определенное поле зрения для установления размера площади, которая контролируется в данный момент времени.

Результаты контроля поверхности обычно проводят в виде числа импульсов в минуту, зарегистрированных приборами.

3. Реакторы

В связи с работой реакторов необходимо измерять облучение, особенно в период их запуска и остановок, когда осуществляют перезагрузку топлива и ремонтные работы. Нередко в результате повышенного загрязнения требуется измерить гамма-излучение. Кроме того нужно отбирать пробы воздуха, контролировать выбросы и проводить радиационное обследование окружающей среды.

4 Виды и характеристики дозиметрических приборов

Дозиметр-радиометр «ДРБ-03» предназначен для измерения эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы ионизирующего фотонного излучения, а также плотности потока бета-, альфа-излучения.

Применяется в оперативном дозиметрическом контроле за радиационной обстановки, при исследовании радиационных аномалий, при составлении радиационных карт местности, при обнаружении загрязнения одежды. Стен, полов и т. п.

Достоинства»ДРБ-3»:

Оперативный контроль радиационного обстановки(альфа, бета, гамма излучений);

Широкий диапазон измеряемых величин;

Портативность.

Основные технические характеристики:

Диапазон энергий регистрируемого ионизирующего фотонного излучения от 0,05 до 3 МэВ.

Диапазон энергий регистрируемого альфа-излучения ри-239, бета-излучения от 0,15 до 3,5 МэВ.

Диапазон измерений мощности эквивалентной дозы от 0,10 до 3*106 мкЗв/ч

Диапазон измерения эквивалентной дозы 0,1- до 10 4

Основная относительная погрешность измерения +-15%

Напряжения питания(батарея «Коркунд», аккумулятор 7Д- 0,125) 9 В.

Устойчивость и прочность к механическим воздействиям - В3 ГОСТ 129997-84

Рабочие условия эксплуатации прибора от -10 до +50

Масса полного комплекта 3 кг.

Конструктивно выполнен в виде базового блока в металлическом корпусе со встроенными детекторами и набора выносных блоков детектирования.

Прибор комплектуется удлинительной штангой и блок зарядки аккумулятора.

Дозиметр-радиометр МКГ-01 и ДРГБ-01 «ЭКО-1М» применяется для измерения мощности эквивалентной дозы рентгеновского и гамма- излучения, измерения эквивалентной дозы рентгеновского и гамма-излучения, измерения потока бета-частиц работниками служб радиационной безопасности, дефектоскопических лабораторий, при радиологических и сигнарно-гигиенических исследованиях и т. д.

Основными узлами дозиметрами-радиометрами являются: детекторы ионизирующие излучения СБТ-10А и СИ-34ГЮ, логико-счетная схема на основе программируемого микропроцессора с энергозависимой памятью, узел питания, звукового сопровождения и жидко-кристаллический графический дисплей. Весь прибор конструктивно размещен в одном пластмассовом корпусе с двумя съемными фильтрами.

Дозиметры-сигнализаторы гамма излучения.

Применяются для измерения эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы гамма излучения, непрерывного круглосуточного контроля гамма излучения, для звуковой и визуальной сигнализации порогов по ЭД и МЭД.

РМ 1203, РМ 1203М- дозиметр микропроцессорный.

РМ 1206. РМ 1207 - дозиметр-сигнализатор-индикатор гамма излучения.

РМ 1208\ РМ 1209 -сигнализатор-индикатор гамма излучения.

РМ 1603- дозиметр гамма излучений.

	РМ1203 РМ 1203М РМ206/1207 РМ 1208 РМ 1603
	Часы настольные	Часы наручные
Диапазон МЭД, мкЗв/ч
Диапазон ЭД, мЗв
Диапазон энергий, МэВ
Время непрерывной работы от одного комплектов питания, год
Диапазон рабочих температур

Приборы для поиска источников гамма излучения.

Применяются для обнаружения и локализации сверхмалых количеств радиоактивных и ядерных материалов.

РМ 1401 - дозиметр поисковый микропроцессорный.

РМ 1401М(РМ 1703)- измеритель- сигнализатор поисковый микропроцессорный.

РМ 1710 - индикатор-сигнализатор поисковый.

РМ 1701 - измеритель-сигнализатор поисковый.

РМ 1621. РМ 1261А - дозиметр индивидуальный рентгеновского и гамма излучения

РМ 1402М - дозиметр радиометр поисковый.

Таблица сравнительных характеристик

Измерение мЭД, мкзв/ч
Чувствительность (имп/с/мкЗв/ч)
Диапазон энергий, МэВ
Время непрерывной работы от одного комплекта батарей питания, год
Габаритные размеры, мм
Масса с элементом питания, г
Диапазон рабочих температур

Часы-дозиметр настенные электронные «Монард-02»

Примяняются для измерение мощности экзпозиционной дозы в мкР/час. При круглосуточной работе и вывода текущего времени в часах и минутах.

Технические характеристики

Тип индикаторов: 7-ми сегментные индикаторы красного свечения.

Установка часов и календаря - кнопки

Точность хода часов (мин. В месяц0 - +-3

Тип счетчика ионизирующего излучения - СБМ-20

Диапазон измерения мощности дозы - 6-99 мкР/ч

Основная относительная погрешность измерения - +-30%

Режим работы - круглосуточный.

Габаритные размеры - 335х208х28 мм

Масса - не более 1,5 кг

Напряжение - 220 В.

Потребляемая мощность - не более 12 ватт.

Комплект дозиметров КНД-08С

Применяются для измерения поглощенной дозы гамма излучения мягкими тканями человека и поглощенной дозы бета излучения.

Используются на АЭС, предприятиях, работавших с радиоактивными веществами.

Аудиодозиметр «Говорун» («Монард-04»)

Применяется для обнаружения. Регистрации гамма излучения и подача голосовым сообщением значения мощности экспозиционной дозы, с необходимыми пояснениями («Опасность!!!», «Рост», «Внимание» и т. д.).

Используется для оперативного контроля на территориях и в зонах с повышенным радиационным риском, а также в учреждениях и организациях любого профиля.

Технические характеристики:

Диапазон регистрируемых энергий гамма излучения, КэВ от 50 до 1250

Диапазон регистрируемых значений мощности экспозиционных доз, мкР/ч - 5-10000

Основная погрешность - 255

Масса не более 0,3 кг.

Дальность регулируемой слышимости не менее 10 м.

Всепогодный чувствительный поисковый монитор радиации «МОНАРД-06» ДПГ- 02СБ с солнечной батареей.

Назначение: всепогодный (от -40 до +50) поиск радиационного заражения, выполняемыми любыми пользователями. Обеспечивает высокий темп поисковых работ.

Применяется для оперативного контроля радиационной обстановки, исследование радиационных аномалий.

Технические характеристики:

Диапазон регистрируемых энергий гамма излучений от 80 до 1250 КэВ

И диапазон регистрируемых значений мощности экспозиционных доз от 10 до 90000 мкР/ч

Основная погрешность 0,6 %

Энергопотребление не более 0,6 ватт

Масса полного комплекта, размещение в сумке, не более 1,5 кг

Радиометр РЗС-09с.

Назначение: измерение загрязненности поверхности альфа и бета нуклидами, а также выдача светового, звукового сигналов при превышении установленного порогового значения по альфа и бета загрязненности.

Применяется на стационарных и подвижных радиометрических лабораториях, АЭС, предприятиях, работающих с радиоактивными веществами.

Дозиметр-радиометр МКС-02СМ.

Назначение: измерение мощности экспозиционной дозы гамма излучения, загрязненности поверхностей оборудования, одежды, обуви и кожаных покровов персонала альфа и бета нуклидами, а также индикации мощности эквивалентной дозы нейтронного излучения.

Применяется на стационарных и подвижных радиометрических лабораториях, в атомной энергетике, научно-исследовательских центрах, предприятиях работающих с радиоактивными веществами.

Дозиметр-радиометр МКС-03С.

Назначение: измерение мощности экспозиционной дозы гамма излучения, загрязненности поверхностей оборудования, одежды, обуви и кожных покровов.

Применяются на стационарных неподвижных радиометрических лабораториях, в атомной энергетике научно-исследовательских центрах, предприятиях работающих с радиоактивными веществами.

Прибор «РКСБ-104»

Применяется для индивидуального контроля радиационной обстановки.

Обеспечивает:

Измерение мощности полевой эквивалентной дозы гамма излучения;

Измерение плотности потока бета излучения с загрязненных поверхностей одежды, кожных покровов. Жилых помещений

Измерение удельной радиоактивности элемента цезий-137 в веществах;

Звуковую сигнализацию о превышении мощности эквивалентной дозы гамма излучения, установленной потребителем.

Дозиметры ДРГ01Т1 и ДБГ-06Т

Назначение: для измерения мощности экспозиционных доз фотонного излучения на рабочих местах, в смежных помещениях и на территории учреждений, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения. Кроме того, они могут быть использованы для контроля эффективности биологической защиты, радиационных упаковок и радиационных отходов, радиоактивности почвы, материалов, продуктов сельского хозяйства. Пищевой промышленности, а также для измерения мощности дозы в период возникновения, протекания и ликвидации аварийных ситуаций.

Применяются для оперативного контроля работниками служб радиационной безопасности. Дефектоскопических лабораторий, станций, на предприятиях и т. д.

Радиометр-дозиметр «РПГ-10»

Предназначен для контроля денежных купюр и гамма. Бета радиоактивного загрязнения. Он измеряет мощность дозы гамма излучения и регистрирует бета частицы.

Индикатор-сигнализатор ДП-64.

Индикатор-сигнализатор ДП-64 предназначен для постоянного радиационного наблюдения и оповещения о радиоактивной заряженности местности. Он работает в следящем режиме и обеспечивает звуковую и световую сигнализацию при достижении на местности мощности дозы излучения оБ2 Р/ч. Время срабатывания сигнализации не превышает 3 с. Питание работает от сети переменного тока с напряжением 127/220 В или от аккумулятора с напряжением 6 В. Прибор работоспособен в интервале температур от-40 до +50 и при относительной влажности воздуха до 98%. Прибор готов к действию через 30 с после включения.

В комплект индикатора-сигнализатора ДП-64 входят прибор, техническое описание и инструкция по эксплуатации, формуляр, запасные части и принадлежности. Датчик соединен с пультом сигнализации кабелем длиной 30 м. С помощью второго кабеля пульт присоединяется к источнику электрического питания; этот кабель оканчивается вилкой для подключения к сети переменного тока с двумя выводами для присоединения к аккумуляторной батарее.

В датчике размещены детектор ионизирующих излучений- газоразрядный счетчик СТС-5.

Подготовка прибора к работе состоит из следующих последовательных приемов.

Вначале пульт сигнализации подключается к источнику питания. При использовании аккамуляторной батареи вывода кабеля питания присоединяют к клеммам аккамулятора, соблюдая полярность.

Если идикатор-сигнализатор питается от сети переменного тока напряжением 127/220 В, то предохранитель в зависимости от напряжения в сети устанавливается в одно из двух положений, обозначенных внутри отсека предохранителя.

После этого вилка кабеля включается в сеть, тумблер « Вкл.- Выкл.» устанавливается в положение «Вкл.», тумблер « Работа-контроль» переводится в положение «Контроль». Если прибор исправен, срабатывают световой и звуковой сигналы.

Затем тумблер «Работа-контроль» переводится в положение « Работа», индикатор готов к работе.

Измеритель мощности дозы ИМД-21

Измеритель мощности дозы ИМД-21 предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения.

Измеритель применяется на стационарных или подвижных объектах. ММД-21 нормально работает при температурах от -50 до +50 и относительной влажности до 98% при температуре 35.

Измеритель сигнализирует о превышении установленного порового значения мощности установленного порогового значение мощности дозы гамма-излучения 1, 5, 10, и 100 Р/ч с выводом информации на пульт управления. Время измерения м срабатывания сигнализатора не превышает 10 с. Время установленного рабочего режима измерителя 5 мин.

Измеритель может работать круглосуточно и рассчитан на работу при длине соединительного кабеля к блоку детектирования до 200 м. он виброустойчив и вибропрочен, устойчив к воздействию пыли, инея и росы.

ИМД-21С состоит из блока детектирования, пульта управления и блока питания.

Измеритель ИМД-21 обслуживается в процессе эксплуатации одним дежурным оператором. Оператор должен знать общее устройство измерителя, требования инструкции и иметь доступ к его управлению.

Прибор работает автоматически, это означает, что он может одновременно измерять мощность экспозиционной дозы гамма-излучения и сигнализировать о превышении установленного порогового значения уровня излучения.

При нормальной радиационной обстановке рекомендуется работать в режиме сигнализации, установив тумблер «Табло» пульта управления в нижнее положение. Это позволяет увеличить срок службы индикаторов и облегчает тепловой режим блока измерения средней частоты. При наличии сигнала о превышении порогового значения уровня излучения необходимо установить тумблер «Табло» в верхнее положение.

Отсчет показаний по цифровому табло, обусловленных дискретными характером измерения пульта, за измеренную величину следует принимать среднее значение от двух крайних показаний за табло за время 1 мин.

По окончании работы тумблеры « Сеть» и «Табло» пульта управления и блока питания необходимо установить в положение « Выкл.», а переключить «Порог» пульта- в положение»1».

Устройство радиометра-рентгенметра ДП-5А

Полевой радиометр-рентгенметр ДП-5А предназначен для измерения уровней гамма-излучения и наличия радиоактивного заражения местности и различных предметов по гамма-излучению. Мощность дозы гамма-излучения определяется в Миллирентгенах в час или рентгенах в час в той точке пространства, в которой помещен при измерениях соответствующий счетчик прибора. Радиометр ДП-5 имеет возможность измерять уровни излучения по гамма-излучению от 0Ю05мР/ч до 200 Р/ч.

Прибор состоит из следующих составных частей: зон с гибкими кабелем, измерительный пульт. Телефон, футляр с контрольным источником. Кроме того, в комплект прибора входит укладочный ящик, в котором размещается удлинительная штанга, колодка питания, комплект запасного имущества и комплект технической документации.

Перед измерением уровней гамма-излучения необходимо проверить режим и работоспособность прибора. Проверка режима работы производятся ежедневно или после непрерывной работы. Измерение уровней радиации производятся на высоте 1 м, т.е. на уровне основных жизненных центров человека.

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

А) поставить экран зонда в положение Г;

Б) подключатель поддиапазонов поставить в положение «200». Через 15 с следует произвести отсчет по стрелке прибора нижней шкале. Полученный отсчет указывает на величину гамма-излучения в рентгеночасах. Если стрелка прибора на каком-либо поддиапазоне отклоняется незначительно, следует проводить измерение на более чувствительном поддиапазоне;

В) перевести переключатель в положение * 1000 или *100 (в зависимости от отклонения стрелки). На этих поддиапазонах измеряется мощность дозы гамма-излучения в том месте, где размещается зонд прибора

При измерениях на более чувствительных поддиапазонах -*10, *1, *0,1 - отсчеты производятся по верхней шкале. Продолжительность измерений не менее 60 с. Отсчет по шкале, умноженный на коэффициент поддиапазона, соответствует измеренной мощности дозы гамма-излучения.

Если при измерения на каком-либо поддиапазоне прибор зашкаливает, то переходят на более грубый поддиапазон измерения.

При измерениях следует избегать отсчетов при крайних положениях стрелки. При длительных измерениях необходимо через 30-40 мин проверять режим работы прибора.

Определение дозы гаммы-излучения производится на высоте 1 м.

Основные различия в модификациях измерителей мощности базы мощности базы типов ДП-5, ДП-5Б и ДП-5В состоит в основном в конструктивном исполнении и частично в электрической схеме.

Прибор ДП-5Б отличается от ДП-5А следующими изменениями в конструкции:

1. крышка отсека источников питания в приборе ДП-5А крепится четырьмя винтами с помощью отвертки, а в приборе ДП-5Б эта крышка крепится одним специальным невыпадающим винтом без применения отвертки.

2. в приборе ДП-5А для измерения мощности дозы на поддиапазоне 200 используется газоразрядный счетчик типа СИ-3БГ, который расположен внутри корпуса пульта, а в приборе ДП-5Б для этой цели используется имеющийся в зонде прибора счетчик СИ-3БГ. Этим самым уменьшено количество счетчиков, применяемых в приборе, и улучшены условия проведения измерения уровня больших уровней мощности радиации.

3. в приборе ДП-5А у зонда имеется отстегивающаяся короткая ручка для проведения измерения на близких расстояниях и удлинительная штанга дле измерений на больших расстояниях, в то время как в приборе ДП-5Б для этих целей используется только удлинительная штанга, конструкция которой немного изменена.

Различия модификаций измерителя мощности дозы ДП-5Б и ДП-5В являются более существенным и состоят в следующем:

1. прибор дП-5в сохраняет работоспособность после падения с высоты о,5 м, так как корпус пульта изготовлен из пресс-материала, обладающего более высокой механической прочностью, чем у прибора ДП-5Б.

2. прибор ДП-%В не имеет «обратного хода» стрелки микроамперметра при перегрузочных облучениях на поддиапазонах 4, 5, и 6 до 50 Р/ч, в то время как у прибора ДП-5Б - только до 1 Р/ч.

3. в приборе ДП-5Б контрольный радиоактивный источник укреплен на внутренней стороне крышки футляра прибора, а в ДП-5В он вмонтирован под поворотным экраном зонда, что исключает какую-либо возможность повреждения радиоактивного источника и упрощает возможность проверки работоспособности прибора.

4. в приборе ДП-5Б при подготовке прибора к работе необходимо с помощью специального потенциометра «режим» вручную устанавливать нужное напряжение, подаваемую в схему прибора, при этом в процессе проведения измерений необходимо периодически переводить переключатель поддиапазонов в положение»Режим» и проводить подрегулировку напряжения. В приборе ДП-5В в результате изменения схемы прибора регулировка напряжения, подаваемого на в схему, производится автоматически, что заметно упрощает работу с прибором.

Рентгенметр ДП-3 (ДП-3Б) предназначен для измерения мощности дозы излучения на местности при ведении радиационной разведки. Прибор устанавливается на подвижных объектах (автомобиль, танк, бронетранспортер, вертолет).

Диапазон измерений от 0,1 до 500 Р/ч разбит по четыре поддиапазона. Погрешность измерений составляет +-15% на первом поддиапазоне и +-10% на остальных поддиапазонах.

Прибор работоспособен при температурах от -40 до +50 при относительной влажности 98%. Масса комплекта примерно 4,4 кг.

Время подготовки прибора к работе 5 мин.

Комплект рентгенометра содержит измерительный пульт, выносной блок, соединительный кабель, кабель питания, крепежные скобы, запасное и вспомогательное имущество, техническую документацию.

Измерительный пульт рентгенометра состоит из металлического корпуса, передней панели, двух задних крышек- верхней и нижней. Крышки уплотнены резиновыми прокладками и закреплены невыпадающими винтами. На передней панели пульта расположены ручка переключателя, колодка фиксируется на шесть положений - выключено, проверка, микроамперметр. Лампа световой индикации, патрон с ламповой подсветкой шкалы измерительного прибора и указателя положений переключателя. В нижней части корпуса закреплены две колодки: одна для соединения прибора с выносным блоком, другая для подключения прибора к бортовой сети. Пульт с помощью резиновых амортизаторов, шпилек и гаек помещен в крепящие скобы, устанавливаемые на подвижном объекте.

В отличие от рентгенометра ДП-3 на передней панели измерительного пульта рентгенометра ДП-3Б отсутствует патрон с запасной лампочкой.

Выносной блок одинаков для обоих приборов. Он состоит из корпуса и цилиндрического кожуха, закрепленного на корпусе четырьмя винтами.

В походном положении выносной блок крепится внутри объекта с помощью скобы и армотизаторов.

Подготовка рентгенометра к действию слагается из проверки комплекта, внешнего осмотра прибора и принадлежностей, сборки прибора, подключения к цепи питания, проверки работоспособности прибора.

При внешнем осмотре измерительного пульта проверяется герметичность крышек корпуса, защитного стекла микроамперметра, тиратрона, патронов, четкость фиксации положений переключателя. При осмотре выносного блока следует убедиться в отсутствии вмятин и его герметичности.

Проверка работоспособности рентгенометра ДП-3 производится в положении переключателя «Прю». В этом случае стрелка микроамперметра должна устанавливаться в пределах 0,4- 0,8 Р/ч, а индикаторная лампа должна мигать с частотой 3-4 вспышки в секунду. Работоспособность прибора ДП-3Б проверяется в положении переключателя «вклю» нажатием кнопки проверка.

Отличительной способностью рентгенометра ДП-3 по сравнению с другими приборами является наличие выносного блока. Выносной блок с расположением в нем детекторов ионизирующих излучений может крепится внутри подвижного объекта, а также выставляется наружу.

В зависимости от способа расположения вносимого блока меняется характер поведения измерения уровня радиации. При размещении блока внутри объекта показания рентгенометра умножается на коэффициент ослабления. Если выносной блок находится вне объекта, то необходимости в поправочных коэффициентах отпадает.

В процессе измерений периодически контролируется работоспособности прибора.

Комплект дозиметров ДП-22В предназначен для измерения доз излучения.

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

Работа дозиметров обеспечивается в интервале температур от -40 до +50 и при относительной влажности 98%, продолжительность непрерывной работы с одним комплектом питания 30 ч., масса дозиметра 50 гр., масса комплекта дозиметров 5,6 кг. Время подготовки зарядного устройства к действию 1-2 мин.

В комплект дозиметров ДП-22В входят 50 прямопоказывающих дозиметров ДКП-50-А, зарядное устройство зд-5, футляр, техническая документация.

Подготовка комплекта к действию состоит из внешнего осмотра, проверки комплектности и зарядки дозиметров ДКП-50-А. при осмотре следует выявить принадлежность дозиметров данному комплекту, их техническую исправность.

Для подготовки дозиметра ДКП-%)-а к работе отвинчиваются пылезащитный колпачок дозиметра и колпачок гнезда «Заряд». Ручка «Заряд» выводится против часовой стрелки, дозиметр вставляется в гнездо и легка упирается в его дно.

Оператор, наблюдая в окуляр и вращая ручку «заряд» по часовой стрелке, устанавливает тень от нити на нуль шкалы дозиметра.

Показание дозиметра снимается на свету в вертикальном положении нити.

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

Комплект дозиметров ДП-24 состоит из зарядного устройства ЗД-5 и пяти дозиметров ДКП-50-А. комплект предназначен для небольших формирований и учреждений гражданской обороны.

Подготовка и пользование прибора аналогичны ДП-22В.

Комплект дозиметров ДК-0,2 служит для измерения мощности дозы гамма-излучения в лабораторных условиях. В него входят десять индивидуальных дозиметров и зарядное устройство. С помощью дозиметра ДК-0,2 измеряются дозы гамма-излучения от 10 до 200 мР при мощности дозы гамма-излучения, превышающей 6 Р/ч.

Устройство дозиметра ДК-0,2 отличается от дозиметра ДКП-50_а только габаритами. Дозиметры заряжаются на дозиметре ЗД-4, электрическая схема которого представляет собой преобразователь постоянного напряжения на транзисторе.

Облучение личного состава контролируется каждый день. Показания дозиметра заносятся в журнал учета облучения ежедневно.

В конце рабочей недели подсчитывается недельная доза: складываются ежедневные дозы им их результат вычитается недельный саморазряд дозиметра. Дозиметры с недельным саморазрядом более 10 мР, а также относительной погрешности более 15% использовать нельзя.

Комплект индивидуальных дозиметров предназначен для измерения поглощенных доз гамма-нейтронного излучения в интервале температур от -50 до +50, а также при измерении относительной влажности до 98%.

Зарядное устройство предназначено для заряда конденсатора дозиметра.

Дозиметр обеспечивает измерение поглощенных доз гамма-нейтронного излучения от 20 до 500 рад мощностью дозы от 10 до 366000 рад/ч.

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

Стабильность показаний дозиметров в течение 6 мес эксплуатации обеспечивает измерение доз в пределах основной погрешности измерений.

Зарядка дозиметра производится от зарядного устройства ЗД-6 или любого зарядного устройства (кроме ЗД-5), имеющего возможность плавного измерения выходного напряжения в пределах от 180 до 250 В.

Комплект вибропрочен, ударопрочен, прочен при падении и может транспортироваться любым видом транспорта.

Наработка на отказ комплекта составляет не менее 5000 ч, срок службы - не менее 15 лет, технический ресурс - не менее 10 000 ч.

Масса комплекта в футляре, дозиметра зарядного устройства не превышает следующих значений:

Комплект в футляре - 1500 г.;

Дозиметра-40 г.;

Зарядное устройство - 500 г.

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

Индивидуальные дозиметры позволяют с достаточной точностью определить полученную человеком поглощенную дозу гамма-нейтронного излучения.

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

Уменьшение потенциала пропорционально дозе облучения. Измеряя изменение потенциала, можно существенно судить о полученной дозе. Отклонение подвижной системы электроскопа- платиновой нити - измеряется с помощью отчетного микроскопа со шкалой, отградуированной в радах.

Принцип работы зарядного устройства основан на следующем: при вращении ручки по часовой стрелки рычажный механизм создает давление на пьезоэлементы, которые, деформируясь, создают на торцах разность потенциалов, приложенную таким образом, чтобы по центральному стержню подавался «плюс» на центральный электрод ионизационной камеры подавался « минус» на внешний электрод ионизационной камеры.

Для приведения дозиметра в рабочее положение его следует зарядить. Порядок зарядки дозиметра на зарядом дозиметра на зарядном устройстве следующий:

Поверните ручку зарядного устройства против часовой стрелки до упора;

Вставьте дозиметр в зарядно-кантактное гнездо зарядного устройства;

Подобные документы

Виды ионизирующих излучений, процесс передачи их веществу. Экспозиционная, поглощенная и эквивалентная дозы, биологический эффект. Закон ослабления интенсивности излучения, коэффициенты ослабления. Основные виды взаимодействия нейтронов с ядрами атомов.

презентация , добавлен 15.04.2014


Виды ионизирующих излучений. Строение атома. Элементарные частицы. Составляющие частицы ядра. Число Авогадро. Поле ионизирующего излучения. Флюенс частиц от произвольных точечных источников. Токовые, потоковые величины в рассеивающей и поглощающей среде.

презентация , добавлен 13.04.2014


Дозиметрический контроль в условиях радиоактивного заражения местности. Дезактивация и дегазация трансформаторных подстанций: способы, вещества, техника; меры безопасности при проведении работ. Дистанционные методы лесопатологического картографирования.

курсовая работа , добавлен 08.05.2011


Сети наблюдения и лабораторного контроля гражданской обороны как составная часть сил и средств наблюдения и контроля российской системы предупреждения и действий в чрезвычайных ситуациях. Анализ задач Противочумного центра Госкомсанэпиднадзора России.

курсовая работа , добавлен 08.09.2013


Характеристика способов поражения организма человека при применении ядерного, химического или бактериологического оружия массового поражения. Правила использования средств индивидуальной защиты кожи и органов дыхания. Обнаружение и измерение излучений.

реферат , добавлен 12.02.2011


Армия США активно развивала электронные средства контроля, обнаружения и разведки и отрабатывала их применение на самых различных театрах военных действий. Ни один вооруженный конфликт с участием США не обошелся без применения этих устройств.

реферат , добавлен 04.03.2004


Распад советской системы. Окончание холодной войны. Новые участники ядерного клуба. Основополагающие соглашения по контролю над стратегическими вооружениями. Анализ нынешней ситуации и перспективы развития контроля над стратегическими вооружениями.

курсовая работа , добавлен 11.03.2011


Гигиена питания и водоснабжения войск в полевых условиях. Контроль качества воды. Гигиена военного труда. Особенности организации питания и медицинского контроля за ним в полевых условиях. Медицинский контроль за военно-профессиональной деятельностью.

презентация , добавлен 25.01.2015


Требования руководящих документов по боевому использованию гидроакустических средств. Правила выбора режимов работы в различных тактических ситуациях. Классификационные признаки при боевом использовании ГАС обнаружения подводных диверсионных сил, средств.

презентация , добавлен 23.12.2013


Основные задачи и место развертывания химических наблюдательных постов. Сроки и порядок смены наблюдателя, передача сигнала оповещения. Ведение журнала радиационного и химического наблюдения. Мероприятия, проводимые личным составом от опасных воздействий.