Радиационный контроль: виды, параметры, как проводится

Здравствуйте, в этой статье мы постараемся ответить на вопрос: «Радиационный контроль: виды, параметры, как проводится». Если у Вас нет времени на чтение или статья не полностью решает Вашу проблему, можете получить онлайн консультацию квалифицированного юриста в форме ниже.

Содержание

1. Классификация методов радиационного контроля

2. ПРОВЕДЕНИЕ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ СТРОИТЕЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ

3. Какие отклонения выявляет радиографический контроль?

4. Нормативные документы, регламентирующие входной радиационный контроль

5. Приборы для радиационного контроля лома и их применение

6. Сравнение пленочной и цифровой радиографии

7. ГОСТ 7512-82 Контроль неразрушающий. Соединения сварные. Радиографический метод

Настоящая общая фармакопейная статья рассматривает вопросы радиационного контроля лекарственного растительного сырья (ЛРС) и лекарственных растительных препаратов (ЛРП), в том числе и сборов из ЛРС, применяемых в сфере обращения лекарственных средств.

Радиационный контроль лекарственных средств проводится в
соответствии с требованиями закона «О радиационной безопасности населения» и «Правил сертификации лекарственных средств». Радиационный контроль лекарственных средств отечественного и зарубежного производства на территории Российской Федерации осуществляется уполномоченными на это органами.

При проведении радиационного контроля ЛРС и ЛРП выполняются следующие основные процедуры:

— отбор проб из партии ЛРС/серии ЛРП;
— приготовление счетных образцов с концентрированием удельной активности в случае необходимости;
— измерение активности стронция-90 и цезия-137 в счетных образцах;
— расчет результатов измерений и погрешности исследований;
— определение соответствия ЛРС/ЛРП критериям радиационной безопасности.

Отбор проб для радиационного контроля проводят в соответствии с требованиями ОФС «Отбор проб лекарственного растительного сырья и лекарственных растительных препаратов».

Подготовку счетных образцов ЛРС/ЛРП для определения удельной активности Sr-90 и Cs-137 проводят на основании настоящей общей фармакопейной статьи.

Метрологические характеристики средств измерений должны подтверждаться поверкой органами Государственной метрологической службы в установленные сроки с выдачей свидетельства о поверке.

4.1. Контроль радиационной обстановки на радиационных объектах, который должен соответствовать требованиям НРБ-99 и ОСПОРБ-99, является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной безопасности, направленной на охрану здоровья людей от воздействия ИИИ и, по возможности, на поддержание работы радиационного объекта и его отдельных технологических систем в рамках оптимального технологического регламента. Он предполагает радиометрический и дозиметрический контроль, осуществляемый приборами и автоматизированными системами.

Его техническая реализация в виде системы контроля радиационной обстановки является измерительно-информационной подсистемой системы обеспечения радиационной безопасности предприятия, предназначенной для поддержки принятия решений по обеспечению радиационной безопасности.

4.2. Радиационная обстановка на любом радиационном объекте определяется совокупностью контролируемых радиационных параметров, характеризующих уровень опасности их воздействия на персонал, население и окружающую среду при нормальной работе радиационного объекта и при радиационной аварии.

Контроль радиационной обстановки на радиационных объектах зависит от категории объекта, от особенностей технологических производственных процессов, от потенциальной радиационной опасности объекта. Контроль радиационной обстановки должен осуществляться за всеми радиационными параметрами, характеризующими уровни облучения персонала и населения и загрязнение окружающей среды.

Контроль радиационной обстановки должен проводиться в производственных помещениях радиационного объекта, на его территории, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

4.3. Основные цели контроля радиационной обстановки определяются сложившейся обстановкой в зоне контроля и/или динамикой ее изменения.

4.3.1. В условиях слабого изменения контролируемых радиационных параметров в пределах нормативных уровней контроль радиационной обстановки проводится в целях:

надзора за соблюдением норм, правил радиационной безопасности и квот при осуществлении деятельности с использованием ИИИ или технологического оборудования, содержащего радиоактивные среды и вещества;
документальной фиксации значений контролируемых радиационных параметров в НРО;
оперативного выявления признаков развития аварийной ситуации, в особенности – на потенциально радиационно-опасных объектах;
оценки воздействия радиационных факторов на персонал, население и окружающую среду.

4.3.2. При относительно быстром изменении радиационной обстановки и/или формирование аварийной радиационной обстановки контроль проводится в целях:

оперативного выявления происходящих изменений, их причин и степени их опасности;
прогноза дальнейших изменений и возможных последствий для персонала и/или определенного контингента населения;
определения необходимых мер по обеспечению радиационной безопасности и нормализации радиационной обстановки;
выбора и обоснования мер по оказанию медицинской помощи.

4.3.3. После принятия мер по улучшению и нормализации радиационной обстановки контроль проводится в целях:

оценки эффективности принятых мер и реабилитационных мероприятий;
перехода к работе с реализацией целей по п.4.3.1;
прогноза негативных медико-демографических последствий и обоснования реабилитационных мероприятий;
выявления медико-демографических последствий от радиационного воздействия.

4.4. Основные задачи контроля радиационной обстановки, обеспечивающие достижение перечисленных выше целей, следующие.

4.4.1. Контроль соответствия измеренных значений радиационных параметров установленным (заданным) значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).

4.4.2. Документальная фиксация АСКРО, аппаратурой или персоналом значений контролируемых радиационных параметров в НРО и, в особенности, в АРО.

8.1. Основные технические требования к средствам контроля радиационной обстановки содержатся в следующих основополагающих стандартах:

ГОСТ 4.59-79-СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей.

ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия.

ГОСТ 29074-91. Аппаратура контроля радиационной обстановки. Общие требования.

ГОСТ 27452-87. Аппаратура контроля радиационной безопасности на атомных станциях. Общие технические требования.

ГОСТ 26344.0-84. Аппаратура ядерного приборостроения для атомных станций. Основные положения.

ГОСТ 24525.4-80. Управление охраной окружающей среды. Основные положения.

ГОСТ 12.1.048-85. Контроль радиационный при захоронении радиоактивных отходов. Номенклатура контролируемых параметров.

8.2. Основные требования к относительной погрешности большинства рабочих средств измерений ионизирующего излучения сформулированы в ГОСТ 29074-91, а требования к основной погрешности даны и также в стандартах на поверочные схемы для средств измерений соответствующих величин. Предпочтение следует отдавать средствам измерений, имеющим относительную погрешность не более, чем от -30 % до +50 %.

В отдельных случаях могут быть приняты другие значения суммарной относительной погрешности рабочих средств измерения с учетом специфики измерения контролируемых параметров, особенностей пробоотбора, динамики изменения радиационной обстановки и т.п.

Классификация методов радиационного контроля

Каждый вид неразрушающего крнтроля осуществляют методами контроля, которые классифицируют по трем признакам.

1. По характеру взаимодействия физических полей или веществ с объектом контроля. Взаимодействие должно быть таким, чтобы контролируемый параметр объекта вызывал определенные изменения поля или состояния вещества.
2. По первичному информативному параметру — это конкретный параметр поля или вещества (амплитуда поля, время его распространения, количество вещества и др.), изменение которого может быть использовано для характеристики контролируемого объекта.
3. По способу получения первичной информации — это конкретный тип датчика или вещества, который используют для измерения и фиксации вышеуказанного информативного параметра.

• надзора за соблюдением норм, правил радиационной безопасности и квот при осуществлении деятельности с использованием ИИИ или технологического оборудования, содержащего радиоактивные среды и вещества;

• документальной фиксации значений контролируемых радиационных параметров в НРО;

• оценки воздействия радиационных факторов на персонал, население и окружающую среду.

• оперативного выявления происходящих изменений, их причин и степени их опасности;

• прогноза дальнейших изменений и возможных последствий для персонала и/или определенного контингента населения;

• определения необходимых мер по обеспечению радиационной безопасности и нормализации радиационной обстановки;

• выбора и обоснования мер по оказанию медицинской помощи.

4.3.3. После принятия мер по улучшению и нормализации радиационной обстановки контроль проводится в целях:

• оценки эффективности принятых мер и реабилитационных мероприятий;

• перехода к работе с реализацией целей по п. 4.3.1;

• прогноза негативных медико-демографических последствий и обоснования реабилитационных мероприятий;

• выявления медико-демографических последствий от радиационного воздействия.

4.4.3. Контроль динамики изменений радиационных параметров и, прежде всего, в случае ухудшения радиационной обстановки.

4.4.4. Оперативная сигнализация в случае превышения контролируемыми радиационными параметрами установленных пороговых значений или возникновения аварийной радиационной обстановки.

4.4.5. Идентификация причин ухудшения радиационной обстановки с выявлением конкретного оборудования, технологического процесса или других причин, вызвавших это ухудшение.

4.4.6. Выбор мероприятий по улучшению радиационной обстановки и контроль за их эффективностью.

4.4.7. Обоснование и задание временного режима работы персонала и оборудования.

4.4.8. Контроль соответствия режима работы оборудования безопасным условиям.

4.4.9. Групповой контроль индивидуальных доз.

4.4.10. Регистрация и предоставление информации для оценки дозовой нагрузки на население в НРО и АРО и для обоснования и выбора мер по оказанию необходимых защитных мер и медицинской помощи населению во время и после АРО.

4.5. Настоящий документ устанавливает требования к организации и объему контроля радиационной обстановки, номенклатуре и параметрам технических средств контроля с учетом значений контролируемых параметров при НРО и АРО.

Технические средства контроля должны обеспечивать: измерение радиационных параметров, используемых для оценки (определения) доз внешнего и внутреннего облучения персонала; отслеживание соответствия измеряемых радиационных параметров установленным значениям уровня контрольного (УК).

УК не является допустимым значением контролируемой величины. Он используется для определения необходимых действий в случае его превышения контролируемой величиной.

4.6. Организация системы контроля радиационной обстановки должна учитывать требования НРБ-99. Согласно НРБ-99 годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.

Для расчета эффективных доз внутреннего облучения необходимо измерение объемной активности во вдыхаемом воздухе, удельной активности основных пищевых продуктов и питьевой воды, загрязнения поверхностей, одежды и т. д., т. е. необходимо определение так называемых операционных величин (или производных параметров).

Как следствие этого положения нормируются допустимые значения объемной и удельной активности радионуклидов в различных средах (воде, воздухе и т.п).

Таким образом, результаты измерения операционных величин не могут быть использованы непосредственно для измерения индивидуальных доз внутреннего облучения персонала

Интерпретация полученных результатов измерения при контроле радиационной обстановки заключается в переходе от значения операционных величин к данным о поступлении и значениям эффективной дозы внутреннего и внешнего облучения, осуществляемом с использованием соответствующих моделей в рамках конфетных методик.

Поскольку нормативы производных параметров при техногенном облучении рассчитаны для однофакторного значения и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, то их использование должно быть основано на условии непревышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.

ГОСТ 4.59-79-СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей.

ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия.

ГОСТ 29074-91. Аппаратура контроля радиационной обстановки. Общие требования.

ГОСТ 27452-87. Аппаратура контроля радиационной безопасности на атомных станциях. Общие технические требования.

ГОСТ 26344.0-84. Аппаратура ядерного приборостроения для атомных станций. Основные положения.

ГОСТ 24525.4-80. Управление охраной окружающей среды. Основные положения.

Таблица 1. Требования к контролю параметров радиационной обстановки.

ПРОВЕДЕНИЕ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ СТРОИТЕЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ

Проверка на радиоактивность делается для следующих материалов:

— сыпучих строительных материалов (песка, гравия, цемента, щебня);

— изделий из камня, облицовочных и декоративных плит, кирпича;

— отходов производства, которые используются в качестве стройматериалов или сырья для них.

По уровню радионуклидов эти строительные материалы делятся на классы, которые определяют или ограничивают область их использования.

Есть два метода радиационного контроля строительных материалов: экспрессный и лабораторный.

Экспрессный метод применяется, когда материалы поступают на стройку и их нужно оценить на радиологическую безопасность. Для этого используют радиометр удельной эффективной активности ЕРН и контрольный радионуклидный источник.

Лабораторный метод требуется, чтобы установить или уточнить класс стройматериалов, а также для получения сертификата на продукцию. В этом случае применяют радиометрическую установку, стандартные образцы удельной активности ЕРН и некоторые вспомогательные приборы.

По результатам исследований специалисты могут сделать расчеты по специальным формулам и выдать заключение.

Перечень параметров и цен проверки на радиацию приведен в таблице ниже.

Какие отклонения выявляет радиографический контроль?

Главная задача любой разновидности НК – выявление деформаций и повреждений. Радиографический метод позволяет определять отклонения сварных швов и стыков труб, находящихся на поверхности, а также возникающих внутри контролируемого объекта.

Посторонние включения (вольфрамовые, окисные, шлаковые)
Трещины, поры, непровары, подрезы
Вогнутые и выпуклые корневые деформации шва в труднодоступных местах
Излишки наплавленного металла
Коррозийные изъяны с геометрическими нарушениями (язвы, питтинги)

Но применение оборудования РК небезгранично, зависит от класса чувствительности и не позволяет выявлять:

Изъяны, величина раскрытия которых ниже стандартных значений
Дефекты, чья плоскость раскрытия не совпадает с направлением просвечивания
Включения и геометрические отклонения, изображения которых на снимках совпадают со сторонними элементами, сварными углами и перепадами

Допустимые габариты изъянов на объектах контроля отражаются в технической документации (чертежи, ТУ), а при отсутствии определяются ГОСТом 23055-78.

Нормативные документы, регламентирующие входной радиационный контроль

Сейчас действуют нормы, правила и рекомендации государственных органов, устанавливающие обязательные санитарные требования к уровню ионизирующего фона, которым должен соответствовать поступающий в пункты приема металлолом:

СанПиН 2.6.1.993-00;
Рекомендации Минздрава РФ, утвержденные приказом №114 от 10.04.2001 (с дополнениями и изменениями);
Методические указания МУК 2.6.1.1087-02.

Основные положения указанных документов требуют соблюдения следующих правил и гигиенических требований при осуществлении оборота металлолома:

обязательность входящего контроля;
виды радиоактивного ионизирующего излучения;
максимально допустимые величины фона;
порядок и методика входящего обследования;
способы документального оформления результатов.

Приборы для радиационного контроля лома и их применение

Для обнаружения источников загрязнения партии металлолома достаточно установить мощность дозы гамма-излучения (часто в сдаваемом ломе имеются также детали, излучающие -частицы, но их проникающая способность весьма мала, а потому безопасна для живых организмов и окружающей среды).

Принятыми нормами регламентируется мощность дозы излучения – переданная извне энергия, которая рассчитывается на килограмм живого веса человека. Измеряется данный показатель в единицах миллизиверт (мЗв) или микрозиверт (мкЗв) в час.

Применяющиеся на базах Вторчермета дозиметры радиации подразделяются на четыре группы:

Специализированные поисковые станции, при помощи которых можно установить наличие/отсутствие радиационного загрязнении партии металлолома в целом;

Радиометры (оценивают направленное излучение);

Многофункциональные приборы, которые, наряду с мощностью дозы, могут определять также плотность потока радиоактивного излучения, его направление, производить пересчёт разных единиц излучения и выполнять топографическую привязку источника такого излучения;

Переносные дозиметры для измерений металлолома, которые определяют уровень излучения гамма-частиц на локальных участках.

Сравнение пленочной и цифровой радиографии

Начать сравнивать характеристики двух этих методик стоит с самых базовых понятий, таких как выбор анодного напряжения и экспозиции по европейским и российским нормам. Для чистоты эксперимента рассмотрим ситуацию, когда необходимо просветить пластину из стали, толщина которой составляет 25 мм.

Анодное напряжение
По EN 444	260 кВ
По ГОСТ 20426-82	250 кВ
«Барс»	150 кВ

Теперь оценим время просвечивания. При использовании рентгеновской пленки используемое напряжение будет равно 250 кВ, а ток — 0,6 мА. Время просвечивания при этом составит 30 минут. Если же вы воспользуетесь автоматизированной установкой «БАРС», то сможете уменьшить напряжение до 150 кВ, сохранить тот же ток в 0,6 мА, но при этом просвечивание займет всего 6 секунд.

Для наглядной иллюстрации выгоды от применения систем цифровой радиографии приведем еще 1 небольшой пример. Представьте, что вам необходимо провести контроль сварного соединения трубы диаметром 1420 мм и стенками, толщиной в 22 мм.

ГОСТ 7512-82 Контроль неразрушающий. Соединения сварные. Радиографический метод

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
КОНТРОЛЬ НЕРАЗРУШАЮЩИЙ
СОЕДИНЕНИЯ СВАРНЫЕ
РАДИОГРАФИЧЕСКИЙ МЕТОД

ИПК ИЗДАТЕЛЬСТВО СТАНДАРТОВ
Москва

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

Контроль неразрушающий
СОЕДИНЕНИЯ СВАРНЫЕ
Радиографический метод
Nondestructive testing. Welded joints.
Radiography method

ГОСТ
7512-82

5.1. Расстояние от источника излучения до ближайшего к источнику поверхности контролируемого участка сварного соединения (при просвечивании сварных соединений цилиндрических и сферических пустотелых изделий через две стенки — до близлежащей к источнику поверхности контролируемого сварного соединения) и размеры или количество контролируемых за одну экспозицию участков для всех схем просвечивания (за исключением схемы черт. 5е) следует выбирать такими, чтобы при просвечивании выполнялись следующие требования:

геометрическая нерезкость изображений дефектов на снимках при расположении пленки вплотную к контролируемому сварному соединению не должна превышать половины требуемой чувствительности контроля при чувствительности до 2 мм и 1 мм — при чувствительности более 2 мм;
относительное увеличение размеров изображений дефектов, расположенных со стороны источника излучения (по отношению к дефектам, расположенным со стороны пленки), не должно превышать 1,25;
угол между направлением излучения и нормалью к пленке в пределах контролируемого за одну экспозицию участка сварного соединения не должен превышать 45°;
уменьшение оптической плотности изображения сварного соединения на любом участке этого изображения по отношению к оптической плотности в месте установки проволочного эталона чувствительности или по отношению к оптической плотности изображения канавочного или пластинчатого эталона чувствительности не должно превышать 1,0.

5.2. Формулы для определения минимальных допустимых расстояний от источника излучения до контролируемого сварного соединения, а также максимальных размеров и минимального количества контролируемых за одну экспозицию участков при контроле по схемам черт. 4 — 6, приведены в приложении 4.

5.1, 5.2. (Измененная редакция, Изм. № 1).

Обеспечение радиационной безопасности в зонах радиоактивного заражения местности достигается непрерывным ведением радиационного наблюдения и разведки, контролем доз облучения личного состава, а также проведением радиометрического контроля в зоне заражения и по выходу из зараженных районов.

Для обнаружения и измерения ионизирующих излучений используются дозиметрические приборы, которые подразделяются на измерители мощности дозы (индикаторы радиоактивности, рентгенометры, радиометры) и измерители дозы (дозиметры). Методы измерения ионизирующих излучений в этих приборах основаны на различных физико-химических принципах.

В основе ионизационного метода лежит явление ионизации газа в камере при взаимодействии излучения с веществом. Для измерения используются явления электропроводности ионизированного газа. В результате возникает ток между вмонтированными в камеру электродами, к которым подведено напряжение. В зависимости от режима работы приборы, основанные на появлении ионизационного тока в газах, могут использоваться для измерения плотности потоков частиц (пропорциональные счетчики, счетчики Гейгера-Мюллера) и для измерения мощности дозы и дозы излучения (ионизационные камеры).

Химические методы дозиметрии основаны на измерении выхода радиационно-химических реакций, возникающих под действием ионизирующих излучений. Так, при действии излучений на воду образуются свободные радикалы Н^* и ОН^*. Продукты радиолиза воды могут взаимодействовать с растворенными в ней веществами, вызывая различные окислительно-восстановительные реакции, сопровождающиеся изменением цвета индикатора (например, реактива Грисса для нитратного метода.

Химические методы дозиметрии не обязательно связаны с водными растворами; для этих целей применяются также органические растворы, изменяющие цвет пленки или стекла. Химические методы используются, как правило, для измерения дозы излучения.

Одним из вариантов химического метода является фотографический метод. В его основе лежит восстановление атомов металлического серебра из галоидной соли под влиянием излучений. Плотность почернения фотопленки после проявления зависит от дозы излучения. Данный метод часто используется в приборах контроля профессионального облучения.

Сцинтилляционные методы основаны на регистрации вспышек света, возникающих при взаимодействии излучения с некоторыми органическими и неорганическими веществами (антрацен, стильбен, сернистый цинк и др.). Эти методы используют в приборах, предназначенных для измерения потоков фотонов и частиц.

Сущность люминесцентных методов состоит в том, что под действием ионизирующего излучения в некоторых твердотельных изоляторах (кристаллах и стеклах) носители электрических зарядов (электроны и дырки) изменяют свое положение и частично задерживаются в местах, где имеются дефекты кристаллической решетки с соответствующими максимумами или минимумами электрического поля. Центры, образованные в результате захвата носителей заряда, обладают некоторыми разрешенными энергетическими уровнями, между которыми возможны квантовые переходы носителя заряда, соответствующие испусканию или поглощению энергии. Это может отражаться в изменении оптических свойств (цвета и оптической плотности) стекла, в появлении способности к люминесцентному возбуждению под действием видимого и ультрафиолетового света (радиофотолюминесценции), в излучении световых квантов при освобождении носителей зарядов из центров-ловушек под действием теплового возбуждения (радиотермолюминесценции). Интенсивность возникающей люминесценции пропорциональна дозе излучения, в связи с чем эти методы применяются для измерения дозы излучения.

Для измерения доз нейтронов применяют наборы активационных детекторов, в которых поток и доза нейтронов определяются по наведенной в разных веществах активности. С той же целью применяются трековые детекторы, работа которых основана на регистрации следов тяжелых заряженных частиц, образующихся в веществе под действием нейтронов. Такими частицами могут быть осколки деления нептуния, изотопов урана в специальной пластинке – радиаторе, подвергнутой действию нейтронов. Следы образуют на специальной пленке – детекторе, находящейся в контакте с радиатором. Треки становятся видимыми после травления детектора (например, щелочью) и учитываются под микроскопом. Трековый метод, так же как и активационный метод, позволяет оценить флюенсы нейтронов в определенных энергетических диапазонах с последующим расчетным определением дозы. Из-за своей сложности эти методы применяются главным образом в лабораторных условиях.

Существуют и другие методы дозиметрии, применяемые в научных исследованиях и гигиеническом нормировании профессионального облучения. Некоторые из них, например, основанные на изменении электрических свойств полупроводников при действии излучения, перспективны для разработки полевых и индивидуальных средств дозиметрии.

Радиационное наблюдение в подразделениях, частях и учреждениях медицинской службы осуществляется с помощью индикаторов радиоактивности, предназначенных для обнаружения, сигнализации и измерения ионизирующих излучений, и рентгенометров, позволяющих осуществлять измерение уровня радиации на местности. Начинается оно с использования индикатора-сигнализатора ДП-64, пульт которого устанавливается в помещении дежурного по части. Индикатор-сигнализатор ДП-64 предназначен для постоянного радиационного наблюдения и оповещения о радиоактивной зараженности местности. Прибор работает в следящем режиме и при мощности дозы гамма-излучения 0,2 Р/ч и выше подает звуковой (раздаются щелчки) и световой (мигает лампочка) сигналы.

Измеритель мощности дозы ИМД-21 предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения и подачи светового сигнала о превышении порогового значения мощности экспозиционной дозы. Измеритель устанавливается в стационарных (ИМД-21С) или подвижных (ИМД-21Б) объектах.

Прибор ИМД-21 измеряет мощность экспозиционной дозы гамма-излучения от 1 до 10000 Р/ч с выводом информации на пульт управления. Время установления рабочего режима 5 мин, время измерения и срабатывания сигнализации до 10 с. Блок детектирования (датчик со счетчиком) благодаря наличию соединительного кабеля может выноситься за пределы помещения до 200 м. Прибор может работать круглосуточно в автоматическом режиме.

Для измерения зараженности личного состава, вооружения и военной техники, различных объектов, воды и продовольствия предназначены радиометры. Однако степень радиоактивной зараженности установить непосредственно в единицах активности технически трудно. Поэтому в ряде случаев о степени зараженности различных объектов судят косвенно, измеряя мощность дозы гамма-излучения от их поверхности, которая в определенных пределах пропорциональна степени радиоактивной зараженности. В полевых радиометрах единицей измерения мощности дозы гамма-излучения служит мР/ч.

Измеритель мощности дозы ДП-5В предназначен как для измерения уровней гамма-радиации на местности (то есть является рентгенометром), так и для определения радиоактивной зараженности различных предметов по гамма-излучению (то есть используется как радиометр). Мощность дозы гамма-излучения определяется в миллирентгенах в час для той точки пространства, в которой помещен при измерениях блок детектирования прибора. Кроме того, имеется возможность обнаружения бета-излучения.

Прибор состоит из измерительного пульта, блока детектирования, часто называемого зондом, соединенного с пультом при помощи гибкого кабеля длиной 1,2 м и раздвижной штанги, на которую крепится зонд. На блоке детектирования вмонтирован контрольный источник. Диапазон измерений прибора по гамма-излучению составляет от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч, погрешность измерений прибора в нормальных климатических условиях не превышает ± 30% от измеряемой величины.

Назначение и принцип действия модификаций прибора ДП-5А и ДП-5Б те же, что и ДП-5В. Различия состоят в некоторых конструктивных изменениях и частично в электрической схеме.

Контроль облучения организуется в целях получения информации о дозах облучения личного состава, раненых и больных. Он осуществляется при действиях личного состава в условиях воздействия ионизирующих излучений: в мирное время – при проведении работ с источниками ионизирующих излучений, в военное время – при ведении боевых действий в условиях применения ядерного оружия, а также при авариях (разрушениях) на объектах ядерно-энергетического цикла.

Контроль облучения подразделяется на войсковой и индивидуальный. Войсковой (или групповой) контроль облучения осуществляется в военное время с целью получения информации об облученности личного состава и оценки боеспособности подразделений в ходе выполнения задачи. Групповой метод контроля заключается в том, что по показаниям 1-2 дозиметров делается вывод об облучении группы военнослужащих (отделение, экипаж) или группы раненых и больных, находящихся примерно в одинаковых условиях облучения.

Индивидуальный контроль основан на измерении дозы облучения каждого человека. В мирное время он проводится только в воинских частях, проводящих работы с источниками ионизирующих излучений, в военное время – во всех воинских частях. Индивидуальный контроль предусматривает получение информации об индивидуальных дозах облучения при медицинской сортировке раненых и больных на этапах медицинской эвакуации, при проведении медицинских обследований личного состава и при выполнении работ с источниками ионизирующих излучений.

Информация о дозах облучения личного состава используется как для предотвращения облучения личного состава свыше установленных предельно допустимых доз (в мирное время), так и для оценки поражающего действия ионизирующих излучений на личный состав войск. На основании информации о дозах облучения личного состава осуществляются:

— оценка боеспособности по радиационному фактору и определение порядка дальнейшего использования воинских частей (подразделений) и отдельных военнослужащих, подвергшихся воздействию ионизирующих излучений;

— планирование пополнения войск личным составом;

— ранняя диагностика степени тяжести острых лучевых поражений личного состава и медицинская сортировка раненых (пораженных) на этапах медицинской эвакуации;

— определение необходимого объема лечебно-эвакуационных мероприятий для лиц, подвергшихся воздействию ионизирующих излучений;

— оценка состояния радиационной безопасности при работах с источниками ионизирующих излучений и планирование этих работ;

— оценка состояния здоровья личного состава, работающего с источниками ионизирующих излучений.

Организация контроля облучения заключается в обеспечении личного состава измерителями дозы, в своевременном снятии показаний измерителей доз и их перезарядке, поддержании технической исправности приборов, систематическом учете доз облучения. В качестве технических средств контроля облучения для проведения войскового контроля облучения применяются общевойсковые измерители дозы, для проведения индивидуального контроля облучения – индивидуальные измерители дозы. специалистами службы радиационной, химической и биологической защиты.

Дозы облучения, полученные личным составом, ежесуточно регистрируются в журнале учета доз. Периодически суммарная доза с указанием даты переносится в карточку учета доз, которая находится в военном билете или удостоверении личности военнослужащего. На этапах медицинской эвакуации осуществляется индивидуальный контроль облучения. Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных для установления тяжести лучевой болезни, последующей сортировки и определения необходимых лечебно-эвакуационных мероприятий. В некоторых случаях индивидуальный и групповой методы контроля не позволяют оценить дозу облучения пораженных, поступивших на этапы медицинской эвакуации, и использовать ее для оценки степени тяжести лучевой болезни. Поэтому при опасности облучения для ранней диагностики лучевого поражения, независимо от метода общевойскового контроля облучения, все военнослужащие обеспечиваются индивидуальными дозиметрами ИД-11 или ДП-70МП, а все медицинские подразделения, части и учреждения медицинской службы обеспечиваются измерительными устройствами для снятия показаний этих дозиметров.

Снятие показаний индивидуальных дозиметров ИД-11 или ДП-70МП осуществляется специально подготовленным фельдшером (санитарным инструктором) при медицинской сортировке раненых (пораженных) и при проведении медицинских обследований. Определение доз облучения раненых (пораженных) производится до осмотра врачом.

Доза облучения, полученная пораженным, записывается в первичную медицинскую карточку или историю болезни, а дозиметр возвращается пораженному. При выписке из медицинских частей (учреждений) суммарная доза облучения (полученная до поступления и за время пребывания в лечебном учреждении) переносится в карточку учета доз.

Выявление внутренних дефектов основано на способности рентгеновских лучей и гамма-излучения проникать через различные материалы и поглощаться в них в разной степени в зависимости от толщины и вида материала, а также энергии излучения.

Для обнаружения внутренних дефектов в сварных швах по одну сторону контролируемого сварного соединения 3 (рис. 9, а) устанавливают источник 1 излучения — рентгеновскую трубку или радиоактивный изотоп, а по другую — детектор 4, регистрирующий излучение, прошедшее через дефект 2. В качестве детектора могут использоваться рентгеновская пленка, электроннооптический преобразователь, ксерорадиографическая пластина, фотобумага и т. д. Излучение от источника, проходя через сварное соединение, на дефектном и бездефектном его участках будет поглощаться по-разному и поступать в детектор с неодинаковой интенсивностью.