В чем заключаются дозиметрический контроль. Радиационный дозиметрический контроль при работе с источниками ионизирующих излучений. Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения

Принцип защиты от внутреннего ионизирующего облучения

Источники ионизирующих излучений в закрытом виде – это источники излучения, устройство которых исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и сроков износа, на которые они рассчитаны. Примерами закрытых источников могут служить: радиоактивные бусы для внутриполостной радиотерапии, иглы из кобальта-60 для внутренней радиотерапии, аппараты для теле-γ-терапии, рентгенотерапии и рентгенодиагностики.

К факторам защиты при работе с радиоактивными источниками в закрытом виде относятся:

1) “Защита количеством” – снижение до минимально допустимой активности источника облучения, при которой из-за увеличения времени облучения начинает возрастать доза на здоровые ткани (например, в “Рокусе” или “Луче”);

2) “Защита временем” – доведение манипуляций с радиоактивными источниками до автоматизма, в результате чего заметно уменьшается время облучения и, соответственно, доза на работающего;

3) “Защита расстоянием” – самый эффективный принцип защиты, так как между дозой и расстоянием существует обратно квадратичная зависимость. При увеличении расстояния в 2 раза доза уменьшается в 4 раза, а при увеличении расстояния в 3 раза – в 9 раз. Для увеличения расстояния используют дистанционный инструментарий, различные манипуляторы, захваты, щипцы и др.;

4) “Защита экранами” – изменяя плотность среды, можно значительно снизить дозу облучения. Для защиты от квантовых видов излучений (γ- и рентгеновское), которые рассеиваются экранами, применяются, как правило, материалы, имеющие большую атомную массу (свинец, уран). Для защиты от корпускулярных (α- и β-частиц) видов излучения такие экраны использовать нельзя, так как они, поглощаясь в материалах экрана, выделяют тормозное квантовое излучение, жесткость которого тем выше, чем больше атомная масса экрана. Поэтому в данном случае используются экраны из материалов, имеющих малую атомную массу (органическое стекло, алюминий и др.). При этом для защиты от β-частиц целесообразно использовать двойной экран – органическое стекло со стороны излучателя (поглощение) и алюминий со стороны объекта защиты (рассеивание тормозного излучения).

При работе с нейтронными источниками используются многослойные экраны. Первым слоем на пути нейтронов должен быть замедлитель, т.е. водородсодержащий материал (вода, парафин, органическое стекло, воск и др.), вторым слоем должен быть поглотитель медленных нейтронов (гадолиний, кадмий, бор). Третьим слоем на пути уже не нейтронов, а возникшего γ-излучения должен быть слой из свинца.

Дозиметрический и радиометрический контроль. Методы применения.

Основным способом проверки достаточности мер радиационной защиты персонала является дозиметрический контроль. Используются следующие принципы измерения радиоактивности и доз излучения:

1. ионизационный – основан на ионизации воздуха или другого газа между электродами, имеющими разные потенциалы, между которыми под влиянием излучения возникает электрический ток. Этот принцип используется в ионизационных камерах Гейгера – Мюллера и дозиметрах конденсаторного типа;

2. сцинтилляционный – основан на возбуждении и ионизации атомов и молекул вещества при прохождении через него заряженных частиц, с последующим испусканием светового излучения, которое усиливают с помощью фотоэлектронного умножителя и регистрируют счетным устройством;

3. люминесцентный – радиофотолюминесцентный и радиотермолюминесцентный – основаны на накоплении поглощенной в люминофорах энергии, которая освобождается под воздействием ультрафиолетового излучения определенной длины волны или нагревом, в результате чего наблюдается оптический эффект, адекватный поглощенной энергии;

4. фотохимический – основан на воздействии ионизирующих излучений на фотоэмульсию фотографической пленки, измеряемому по оптической плотности почернения проявленной и фиксированной пленки.

Дозиметрический контроль включает: определение индивидуальных доз облучения, получаемых каждым работающим; систематический контроль за мощностью дозы облучения непосредственно на рабочих местах и в смежных помещениях; применение приборов, сигнализирующих о превышении допустимой дозы облучения.

В соответствии с этим приборы, используемые для дозиметрического контроля, делятся на три группы: дозиметры индивидуального контроля, стационарные или переносные приборы измерения мощности доз излучения на рабочем месте и стационарные установки для регистрации мощности излучения в определенных помещениях.

Последние, как правило, оснащены сигнальным устройством превышения мощности излучения.

Наибольшее значение имеет определение дозы за счет рентгеновского и γ-излучения, потоков нейтронов и β-частиц.

Эффективность регистрации различных видов излучений зависит от детектора прибора. Приборы, основанные на принципе ионизационной камеры, наиболее пригодны для измерения квантового излучения. Для измерения β-потоков применяют приборы с датчиками в виде газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков. Для регистрации нейтронов используют сцинтилляционные детекторы, помещенные в фильтры из бора или кадмия.

При проведении группового радиационного контроля необходимо учитывать следующие основные положения:

· используемая для целей группового контроля аппаратура должна строго соответствовать задачам и конкретным условиям того или иного радиационно-технологического процесса;

· режимы эксплуатации радиационной техники при проверке эффективности защиты рабочих мест и смежных помещений должны соответствовать реальным условиям их использования;

· необходимо проводить столько исследований, чтобы можно было получить достоверную информацию о радиационной обстановке на объекте.

Большинство выпускаемых в настоящее время дозиметрических и радиометрических приборов не являются универсальными и могут использоваться в сравнительно небольшом диапазоне энергии, поэтому при выборе аппаратуры для проведения санитарно-дозиметрического контроля необходимо учитывать:

· вид и энергию излучения,

· диапазон чувствительности прибора,

· погрешность измерений и другие параметры приборов в полном соответствии с их паспортными данными.

Важное значение при выборе аппаратуры придается зависимости показания приборов от энергии измеряемого излучения (т.е. «ходу с жесткостью» – диапазону энергии излучения, измеряемого данным прибором).

В некоторых случаях ошибка измерений, обусловленная «ходом с жесткостью», может достигать 400%. Наименьший «ход с жесткостью» имеют приборы, датчики которых изготовлены из воздухоэквивалентных материалов.

По своему назначению все приборы могут быть условно разделены на следующие группы:

1. Рентгенометры – приборы, измеряющие мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения.

2. Радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков β-частиц, нейтронов и др.).

3. Индивидуальные дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений.

Кроме того, вся аппаратура радиационного контроля подразделяется на приборы стационарного назначения и переносные приборы.

Стационарные радиометры позволяют осуществлять непрерывный контроль за мощностью экспозиционных доз, концентрациями радиоактивных веществ в воздухе, сточных водах. Эта группа аппаратуры чаще всего используется как составной элемент технологического процесса, способствующий повышению степени надежности системы радиационной безопасности. Как правило, эти приборы имеют широкий диапазон измерений. Переносные приборы применяются для контроля и оценки эффективности защитных устройств и условий радиационной безопасности на рабочих местах, в жилых помещениях и на местности.

В современных условиях широкое применение имеет спектрометрический комплекс «ПРОГРЕСС», который предназначен для измерения активности альфа-, бета- и гамма-излучающих нуклидов в счетных образцах спектрометрическим методом. Комплекс используется в лабораторных условиях как установка специального назначения и является средством для измерения активности радионуклидов в различных объектах окружающей среды.

Принцип действия данного комплекса заключается в получении аппаратурного спектра импульсов от детектора, регистрирующего излучение счетного образца, экспонируемого в фиксированных условиях измерения. Активность радионуклида в исследуемой пробе определяется путем обработки полученной спектрограммы на компьютере с помощью специального пакета программ «ПРОГРЕСС-3.0», позволяющего управлять работой каждого самостоятельного спектрометрического тракта, анализировать спектрограмму и идентифицировать радионуклиды, определять активность соответствующих нуклидов в пробе, рассчитать погрешность измерения активности и протоколировать результаты измерений.

В зависимости от вида и энергии излучения можно сделать правильный выбор радиометрической и дозиметрической аппаратуры. Если выбор аппаратуры для регистрации γ-излучения с энергией от 100 кэВ до 3 МэВ не вызывает особых трудностей, то при энергии излучения менее 100 кэВ можно ожидать большие погрешности измерений.

Следует отметить, что правильность показаний радиометрической и дозиметрической аппаратуры определяется многими факторами: интенсивностью излучения, угловой зависимостью, правильностью градуировки и условиями окружающей среды (температура воздуха, относительная влажность).

Индивидуальный дозиметрический контроль. Данные дозиметрического контроля внешних полей ионизирующих излучений, полученные путем измерения мощностей доз, потоков нейтронов или заряженных частиц стационарными или переносными приборами, как правило, оказываются недостаточными для характеристики доз облучения, полученных персоналом, так как поля ионизирующих излучений изменяются во времени и пространстве. Вот почему для оценки индивидуальных доз облучения персонала применяются индивидуальные дозиметры.

В настоящее время известны индивидуальные дозиметры, основанные на применении малых ионизационных камер или конденсаторных камер (метод ИДК), специальных сортов фотопленки (ИФК) и термолюминесцентных детекторов (ТЛД) и др.

Все эти дозиметры применяются преимущественно для регистрации рентгеновского и γ-излучений.

Некоторые (ИФК, ТЛД) используются и для дозиметрии других видов излучений (нейтронных и β-потоков, тяжелых заряженных частиц и др.)

Индивидуальный контроль с помощью конденсаторных камер (ИДК).Принцип действия конденсаторных камер основан на пропорциональном изменении потенциала под действием рентгеновского или γ-излучений.

Методика индивидуального фотоконтроля основана на сравнении оптической плотности почернения экспонированных (рабочих) пленок с контрольными, которые были облучены известной дозой. До недавнего времени использовались методы ИФК-2,3, ИФК-2,3М, ИФКУ.

Термолюминесцентные дозиметры. В настоящее время наибольшее распространение, в том числе и в Казахстане, получили методы термолюминесцентной дозиметрии на основе детекторов из фтористого лития, фтористого кальция и алюмофосфатных стекол. При проведении индивидуального контроля используются термолюминесцентные дозиметры типа ТЛД. При размещении этих дозиметров на поверхности тела работающего необходимо учитывать характер работ, возможность тотального или локального облучения. При тотальном облучении ТЛД должны располагаться на уровне груди и области таза. При локальных – грудь-голова, грудь-таз, грудь-нижние конечности и др.

Также в санитарной практике при оценке индивидуальных доз облучения персонала рентгенкабинета и пациента нашел в настоящее время применение метод измерения произведения поглощенной дозы на площадь рентгеновского излучения на выходе рентгеновского аппарата и метод определения расчетным путем эффективной дозы, полученной пациентом при рентгеновской диагностике и рентгенотерапии, с использованием соответствующих методик расчета, согласно (МУК № 5.05.011.03; № 5.05.012.03), утвержденных МЗ РК. Для проведения этого исследования измерение поглощенной дозы рентгеновского излучения проводится с помощью дозиметра рентгеновского излучения-клинического (ДРК-1)

Для получения достоверных результатов измерения внешнего облучения необходимо соблюдать следующие основные правила:

· выбор мест для отдельных замеров намечается на основании предварительного санитарного описания условий труда, в котором указывается характер работы, режим работ с ионизирующим излучением и др.

· для измерений следует использовать только стандартные приборы, отградуированные официальными учреждениями.

· для большей надежности измерения проводятся в каждой точке не менее 2 – 3 раз.

· в тех случаях, когда облучение персонала в период работы неравномерно, оценка полученных доз может быть проведена только на основании данных индивидуальной дозиметрии.

· необходимо учитывать суммарное облучение за счет всех видов облучения, воздействующих на работающих в обследуемом производстве.

· данные индивидуальной дозиметрии, полученные дозиметрической службой объекта, могут быть использованы только после проверки показаний индивидуальных дозиметров.

Оценка доз внутреннего облучения. При определении степени радиационной опасности наряду с данными, характеризующими уровни внешнего облучения, важна оценка доз внутреннего облучения, которая в отдельных случаях (при работе с радиоактивными веществами в открытом виде) может играть решающую роль в характере радиационного воздействия.

Для условий профессиональной деятельности на первом месте стоит ингаляционный путь поступления радионуклидов, а затем контактный. При оценке доз внутреннего облучения для отдельных лиц из населения ведущий пероральный и затем ингаляционный пути поступления.

Следует иметь в виду, что до настоящего времени не существует методов прямой дозиметрии, позволяющей сразу оценить уровни внутреннего облучения. В связи с этим определение доз внутреннего облучения производят на основе сведений по содержанию радиоактивных веществ в теле человека или по поступлению их в организм, применяя следующие методы:

· прямой – определение радиоактивных веществ во всем теле или отдельных критических органах путем измерения интенсивности излучения тела человека. Используется, например, при определении мощности дозы гамма-излучения от пациента при выходе его из радиологического отделения, где с терапевтической целью были введены радиофармацевтические препараты. Она не должна превышать 3 мкЗв/ч на расстоянии от него 1 метр. Для этой цели могут использовать сцинтилляционные спектрометры (с кристаллическими Nal (T1) или жидкостными детекторами).

· косвенный, основанный на определении содержания радиоактивных веществ во всем теле или в отдельном органе по данным радиометрии биосубстратов человека (слюна, пот, выдыхаемый воздух, кровь, фекалии, моча) или по результатам радиометрических исследований воздуха, пищевых, продуктов, воды и уровней загрязнения поверхностей.

Из всех видов выделений наиболее часто для радиометрических исследований берут мочу.

Радиометрия слюны и пота мало пригодна для подобных исследований, так как сведений о соотношении между активностью этих биосубстратов и содержанием радиоактивных веществ в организме пока недостаточно. Радиометрия выдыхаемого воздуха применяется только для оценки содержания в организме радия и тория (по выдыхаемому радону и торону).

Интерпретация результатов радиометрии по активности фекалий также является сложной, ибо радиоактивные вещества попадают в них несколькими путями: через рот, с пищеварительными соками и желчью. Некоторая часть радиоактивных изотопов поступает в желудочно-кишечный тракт при заглатывании мокроты, поступающей из легких. Связь между результатами активности фекалий и содержанием радиоактивных веществ в теле надежно устанавливается, если имеется только один путь поступления (пероральный или ингаляционный), а всасыванием радиоактивных изотопов из желудочно-кишечного тракта в этом случае пренебрегают.

При интерпретации результатов необходимо располагать информацией о функции удержания радиоактивных веществ во всем теле и критическом органе, о функции выделения, а также о той доле изотопа, которая перейдет из крови в критический орган.

Вся работа при проведении исследований с помощью косвенных методов радиометрии делится на три этапа:

· организационный;

· радиометрический или радиохимический анализ;

· интерпретация результатов исследования.

На первом этапе (организационный) основное внимание обращается на правильный выбор группы лиц, у которых возможно поступление радиоактивных веществ во время работы или аварийной ситуации, сбор суточного выделения биоматериала, подготовка проб к анализу.

На втором этапе готовят собранный биоматериал для радиохимического анализа, который проводится с целью определения радиоизотопного состава анализируемой пробы. Для этого осуществляют ее минерализацию путем озоления. При этом вначале производят выпаривание биоматериала, а затем в муфельной печи в фарфоровых тиглях его озоляют при температуре 400° - 450°С. Далее осуществляют проведение радиохимического исследования путем использования стандартных методик по определению 90Sr или 137Cs.

Если известен изотопный состав воздуха, пищевых продуктов или воды, поступивших в организм, то радиохимический анализ не проводится, а осуществляется обычное радиометрическое исследование суточных выделений. Т.е. проводят определение активности препаратов, предварительно сконцентрированных из анализируемой пробы, в виде сухого остатка, золы. Для оценки результатов радиометрии необходимо осуществить сбор выделений у контрольной группы лиц (не имеющих, например, контакт работы с радиоактивными веществами). По разности полученных результатов между обследуемой и контрольной группой судят об активности выделений (мочи).

Интерпретация данных радиохимического или радиометрического анализа зависит от путей и продолжительности поступления радионуклидов, распределения их в организме (равномерное, остеотропное, щитовидная железа и др.), от времени пребывания радиоизотопа в организме (период полураспада и биологический период выведения).

Работа с радиоактивными веществами в открытом виде (порошками, растворами) может привести к загрязнению ими рук и одежды работающих, приборов и лабораторного оборудования, рабочих поверхностей, пола и стен помещений, а также воздуха. С этих объектов радиоактивные вещества могут попадать внутрь организма, вследствие чего работающий персонал может подвергаться как внешнему, так и внутреннему облучению.

Для решения вопросов защиты лиц, имеющих дело с радионуклидами, производится определение уровней загрязненности поверхностей. Найденные величины сравнивают с допустимыми уровнями.

При установлении этих предельно допустимых уровней были приняты следующие положения.

· суммарная поглощенная доза, полученная организмом за счет внешнего и внутреннего облучения, не должна превышать установленной предельно допустимой дозы облучения.

· при попадании в организм α-активные вещества представляют большую опасность, чем β-активные вещества.

· предельно допустимые уровни загрязненности для рук и других частей тела должны быть меньше, чем для других поверхностей, так как вероятность попадания радиоактивных веществ внутрь организма в этом случае большая, чем в других случаях.

Определение уровней загрязненности радиоактивными веществами различных поверхностей может быть осуществлено с помощью радиометрических приборов стационарного и переносного типа, а также с помощью метода мазков. Сущность данного метода заключается в снятии радиоактивных веществ с загрязненной поверхности каким-либо материалом (марля, ватные тампоны и др.) с последующим определением уровня радиоактивности этого материала. Мазки можно брать сухими или влажными материалами. Смачивание водой или кислотой материала, которым берут мазок, повышает чувствительность метода, однако несколько затрудняет выполнение последующих операций. Во многих случаях, особенно когда имеется загрязнение гладких поверхностей (сталь, плитки и др.), а уровни загрязнения значительны, вполне приемлем сухой метод.

Эффективность снятия мазков зависит от ряда причин (характер поверхности, вид мазка, качество снятия и др.), методика снятия мазка слабо поддается стандартизации и поэтому метод не является высокоточным. Вместе с тем он очень прост в исполнении, может быть использован даже при отсутствии под рукой нужных приспособлений и дает необходимые сведения об уровне и характере загрязнения поверхностей.

В случае загрязнения радиоактивными веществами помещений или их отдельных участков (полов, стен) немедленно приступают к дезактивации. Если загрязнение вызвано сухим веществом, то последнее собирают слегка увлажненной тряпкой. Большое количество пролитых радиоактивных жидкостей засыпают опилками. После того как основное количество радиоактивного вещества будет удалено, остатки загрязнения устраняют обработкой поверхности специальными моющими средствами. Дезактивацию загрязненных поверхностей производят при помощи мягких щеток или тампонов, смоченных моющими средствами или смыванием.

При дезактивации поверхностей, представленных пористыми или легко смачиваемыми материалами (керамические плитки, цемент), не следует оставлять моющий раствор на обрабатываемой поверхности на длительное время во избежание впитывания материалом радиоактивного вещества вместе с моющими растворами. Если загрязненная поверхность представляет собой сплошное покрытие без швов и стыков (пластикат, линолеум и др.), то обработку можно проводить обильным смачиванием (поливанием, пульверизацией).

Обрабатываемую поверхность после дезактивации специальными моющими средствами обильно промывают водой и протирают сухой чистой тряпкой, после чего контролируется чистота поверхности соответствующим радиометрическим прибором. Использованные щетки, тампоны собирают в пластикатовые мешки или в другие емкости и удаляют как радиоактивные отходы. В качестве моющих средств для дезактивации помещений могут применяться различные составы. Средства индивидуальной защиты при их загрязнении радиоактивными веществами дезактивируют в специально оборудованных прачечных. При очистке кожных покровов от радиоактивных загрязнений следует помнить, что чем раньше к ней приступят, тем она будет эффективнее, так как длительная задержка радиоактивных загрязнений на коже приводит к их большей фиксации. В большинстве случаев для обработки рук достаточно хорошо отмыть их теплой водой с применением мыла и щетки. При высоких уровнях загрязнения, когда мыло не дает должного эффекта, применяют различные специальные составы, в частности адсорбенты, комплексообразователи и растворители. Однако различные физико-химические свойства многочисленных радиоактивных элементов не дают возможности рекомендовать универсальные средства. Поэтому специальные составы имеют весьма ограниченное применение. Так, при загрязнении рук радиоактивными торием и фосфором рекомендуют применять мыло с добавкой трилона Б, моющего порошка «Новость»; для очистки от загрязнения радием – каолиновое мыло и т. д.

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.

§ 56. Для дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения используют:

Групповой дозиметрический контроль облучения (ГДК);

Индивидуальный дозиметрический контроль облучения (ИДК).

§ 57. Групповой дозиметрический контроль заключается в определении значения ОЭД персонала по результатам систематических измерений объемной активности в воздухе рабочих помещений (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в этом помещении (на рабочем месте). Значения ОЭД, которые могут быть получены с помощью ГДК, характеризуются значительной неопределенностью. Проведение ГДК является одним из элементов контроля радиационной обстановки на рабочих местах (в рабочих помещениях). Результаты ГДК используются:

Для планирования дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала;

Для оценки индивидуальных доз облучения персонала.

§ 58. Значение ОЭД, полученное с помощью ГДК, может быть приписано индивиду в качестве значения индивидуальной ОЭД только в условиях нормальной эксплуатации ИИИ и если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на его рабочем месте не является или по прогнозу не может являться значимым, то есть не превышает уровень введения индивидуального дозиметрического контроля У ВК , установленный в Регламенте ДК предприятия.

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

§ 60. Согласно § 53 и § 55 индивидуальные измерения физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, заключаются в определении активности радионуклидов:

Во всем теле человека либо о его отдельных органах;

В выделениях человека или других пробах биологического происхождения.

§ 61. Индивидуальный дозиметрический контроль используется:

Для определения доз облучения персонала группы А в условиях нормальной эксплуатации источника излучения, если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочем месте является или по прогнозу может являться значимым, то есть превышает УВК;

Для определения доз облучения всех лиц, работающих с источниками облучения в условиях планируемого повышенного (потенциально опасного) облучения.

Рис. 1 . Организационная схема дозиметрического контроля персонала группы А .

§ 62. Содержание дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения заключается в проведении систематических измерений физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, и переходе от результатов измерений характеристик радиационной обстановки к индивидуальным значениям нормируемых величин, определенных с приемлемой неопределенностью. В дозиметрическом контроле вводятся два этапа (см. Рис. 1 и раздел 10 МУ 2.6.1.16-2000):

Этап группового дозиметрического контроля (ГДК), где применяется элементарная модель определения индивидуальной ОЭД;

Этап индивидуального дозиметрического контроля (ИДК), где применяются стандартная и специальная модели определения индивидуальной ОЭД.

§ 63. Расчет индивидуальной дозы при ГДК проводится согласно требованиям раздела 6.1. Элементарная модель определения индивидуальных доз заключается в расчете индивидуальных доз облучения для стандартных условий облучения по результатам контроля радиационной обстановки на рабочих местах. При расчетах используются значения величины объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочем месте, Q U,G (см. раздел 5.1).

§ 64. Расчет индивидуальной дозы при ИДК проводится согласно разделу 6.2 на основании определения величины ингаляционного поступления. При ИДК используются стандартная и специальная модели определения индивидуальных доз:

1) Стандартная модель заключается в использовании стандартных условий облучения, определяемых в п. 8 НРБ-99 и МУ 2.6.1.16-2000, при интерпретации результатов систематических измерений физических величин согласно § 60. Использование стандартной модели является достаточным на первом этапе индивидуального контроля, который охватывает максимальное количество людей и ограничивается условием не превышения индивидуальной дозы соответствующего контрольного уровня (уровня действия - согласно п. 10.1 МУ 2.6.1.16-2000);

2) Специальная модель заключается в интерпретации результатов систематических измерений физических величин согласно § 60 и расчете индивидуальных доз облучения для реальных условий облучения (т. е. для реальных значений физико-химических характеристик аэрозолей при ингаляции). Специальная модель применяется на втором этапе индивидуального дозиметрического контроля с целью уточнения величины индивидуальной дозы для ограниченного числа людей.

§ 65. Непосредственно для целей планирования и организации ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации источника излучения устанавливается ряд дозовых уровней (см. Рис. 1):

Уровень введения индивидуального дозиметрического контроля (У ВК ) - такое значение годовой эффективной дозы или эквивалентной дозы облучения органа, при действительном или предполагаемом превышении которого определение соответствующих доз следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения работника;

Уровень исследования (У И ) - такое значение дозы, полученной в течение периода контроля, при превышении которого следует провести исследование причин повышения дозы и при необходимости провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте;

Уровень действия (У Д ) - такое значение дозы, при действительном или предполагаемом превышении которого следует уточнить значение индивидуальной дозы с помощью специальной модели определения дозы и при необходимости провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте.

§ 66. В случае обнаружения систематического превышения значения У Д следует планировать проведение медицинского обследования в стационаре.

§ 67. Значения У ВК согласно МУ 2.6.1.16-2000 устанавливаются предприятием в диапазоне 1 - 5 мЗв и согласовываются с органами Госсанэпиднадзора при разработке Регламента ДК внутреннего облучения.

§ 68. Значения У И и У Д устанавливаются предприятием в зависимости от характера выполняемых работ и согласовываются с органами Госсанэпиднадзора. Указанные уровни должны приводиться в Регламентах ДК внутреннего облучения персонала.

§ 69. В нормальных условиях обращения с источником согласно требованиям раздела 6 МУ 2.6.1.16-2000:

Нецелесообразно устанавливать значения У ВК ниже 1 мЗв;

Решение об установлении значения У ВК выше 1 мЗв, но ниже 5 мЗв принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки;

Значения У ВК не следует устанавливать выше 5 мЗв.

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

Ожидаемый уровень облучения;

Наиболее вероятные изменения дозы облучения;

Сложность методов измерения и интерпретации, составляющих программу контроля.

§ 70. Перечень радионуклидов, поступление которых необходимо определять для целей планирования и проведения ДК профессионального облучения, определяется по результатам радиационного контроля радионуклидного состава аэрозолей на рабочих местах. При осуществлении измерений следует определять радионуклиды, годовые ОЭД которых превышают 20 % для гамма-излучателей и 50 % для альфа-излучателей значения уровня регистрации, установленного согласно § 8.3 МУ 2.6.1.16-2000. и для объемных активностей которых выполняется неравенство:

(6)

где: - среднегодовая объемная активность радионуклида U в рабочем помещении (на рабочем месте), Бк/м 3 ; ДОА U - минимальное из значений допустимой среднегодовой объемной активности радионуклида U , приведенных в Приложении П-1 к НРБ-99 для разных типов G его соединений. Определение среднегодовой объемной активности проводится на основании результатов контроля радиационной обстановки согласно отдельным МУ.

– это комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей, проводимых с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений. Организация дозиметрического контроля предусматривает назначение допустимого времени пребывания (работы) на загрязненной радиоактивными веществами местности или работы с источниками ионизирующих излучений с учетом ранее полученных доз облучения. Результаты дозиметрического контроля используются также для принятия мер непревышения допустимых пределов индивидуальных доз облучения людей.

Воздействие ионизирующего излучения на организм человека оценивается величиной эффективной дозы (см. Доза эффективная ), используемой как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Единица измерения эффективной дозы - Зиверт (Зв). Допустимые пределы доз определяются в соответствии с рекомендациями норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009). По данным дозиметрического контроля определяется режим работы формирований (групп спасателей) и необходимость направления на обследование в медицинские учреждения. Контроль облучения личного состава (персонала), находящегося на загрязненной радиоактивными веществами местности или работающими с источниками ионизирующих излучений, проводится постоянно. Дозиметрический контроль ведется групповым и индивидуальным способами. Для населения его допускается производить расчетным путем по уровням излучения и времени работы (нахождения на загрязненной территории) с учетом коэффициента ослабления.

Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах облучения каждого человека и включает в себя определение доз внешнего облучения с использованием индивидуальных дозиметров (измерителей доз), а также контроль поступления радиоактивных веществ в организм или отдельный орган, формирующих дозы внутреннего облучения, который осуществляется в медицинских учреждениях. Групповой контроль организуется руководителем (начальником) с целью получения данных о средних дозах облучения личного состава, когда отсутствует возможность обеспечения всех работающих в условиях радиоактивного загрязнения индивидуальными дозиметрами (измерителями доз). Для этого формирования обеспечиваются индивидуальными дозиметрами (измерителями доз) из расчета 1-2 дозиметра на группу людей 12-20 человек, действующих в одинаковых условиях обстановки. Снятие показаний индивидуальных дозиметров (измерителей доз) как при групповом, так и при индивидуальном способе контроля производится руководителем (начальником) или специально назначенным лицом. Измерение показаний индивидуальных дозиметров, расчет эффективной дозы внешнего облучения личного состава, и их регистрация производится сразу после окончания работы и выхода с загрязненной территории (участка). Возможна другая периодичность измерений в зависимости от технических характеристик индивидуальных дозиметров. Эта периодичность должна быть установлена в инструкции.

По результатам измерения или расчета индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения производится определение индивидуальных эффективных доз облучения, и результаты заносятся в журналы регистрации доз облучения. В журналы регистрации доз облучения заносятся только дозы облучения, отличные от нулевых. Эти журналы должны храниться в подразделениях (формированиях) в течение календарного года. В январе каждого года значения эффективной дозы облучения (внешнего и внутреннего) личного состава на основании записи в журналах регистрации доз вносятся в карточки учета индивидуальных доз облучения, а также в базу данных автоматизированной системы учета индивидуальных доз (при ее наличии). Учет доз производится за последовательные 5 лет и весь период службы (работы). Карточки хранятся в течение 50 лет после прекращения военнослужащим (рабочим, служащим) работы в условиях воздействия ионизирующего излучения. В случае перевода личного состава в другие части или учреждения, где проводятся такие работы, копии карточек должны пересылаться на новое место службы (работы). Сведения о дозах облучения прикомандированных военнослужащих, рабочих и служащих, имеющих допуск к работам с источниками ионизирующих излучений, должны сообщаться по месту их постоянной службы (работы) в течение месяца после окончания командировки.

Командиры (начальники) подразделений, работающих в условиях ионизирующих излучений, должны принимать все меры к снижению доз облучения личного состава до возможно низкого уровня. Снижение доз облучения личного состава достигается:

• использованием теневой защиты от ионизирующего излучения, стационарных и переносных экранов, снижающих уровни гамма- и нейтронного излучений, специальной одежды и обуви, а также , снижающих уровни альфа- и бета-излучений;
• применением дистанционного управления и дистанционного инструмента, проведением организационных мероприятий, направленных на увеличение расстояния от ИИИ;
• ограничением времени работы в условиях воздействия ионизирующего излучения.

Все случаи облучения свыше основных пределов доз, установленных НРБ-99/2009, расследуются комиссией. По материалам расследования руководителями (командирами, начальниками) принимаются решения, включающие меры по предотвращению случаев переоблучения личного состава.

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.