Методы дозиметрического контроля, приборы и средства. Радиационный и дозиметрический контроль К какому виду контроля относится дозиметрический контроль

Измерения

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

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

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

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

Определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

Измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;

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

Выделяют три основных вида дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения:

Текущий контроль;

Оперативный контроль;

Аварийный контроль.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

В комбинированных приборах могут объединяться функции указанных средств измерений.

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

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

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

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

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

Контрольные вопросы к разделу 10:

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

2. Какие излучения обладают наибольшей проникающей способностью?

3. Что является источником ионизирующего излучения?

4. Где и с какой целью применяются ионизирующие излучения?

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

6. Что такое – активность минимально значимая удельная?

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

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

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

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

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

12. Что такое – предел дозы ионизирующего облучения?

13. Что такое – предел годового поступления ионизирующего облучения?

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

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

16. Чем оценивается опасность хронического облучения?

17. Какое излучение наиболее опасно при внешнем облучении человека?

18. Какое излучение наиболее опасно при внутреннем облучении человека?

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

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

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

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

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

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

26. Кто в организации обеспечивает условия сохранности источников излучения?

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

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

29. Какие существуют средства защиты работников от ионизирующего облучения?

30. Какие существуют методы защиты работников от ионизирующего облучения?

31. На какие группы по назначению подразделяются защитные экраны?

32. Какие материалы используют для устройства защитных экранов?

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

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

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

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

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

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

39. Какие виды дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения существуют?

40. В чем заключается групповой дозиметрический контроль?

41. Какие приборы используют для измерения ионизирующего излучения?

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

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

§ 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.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ

Для проведения дозиметрического контроля применяют различного вида дозиметры, которые условно можно разделить на следующие группы:

• 1) рентгенометры - приборы, измеряющие мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения;
• 2) радиометры - приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений;
• 3) индивидуальные дозиметры - приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений.

Действие дозиметрических приборов основано на измерении тока или электрического заряда на выходе пропорционального детектора, дающим информацию об энергии, потерянной ионизирующим излучением в чувствительном объеме детектора. Интегрирование «элементарных» зарядов, создаваемых в объеме детектора при воздействии отдельных частиц или квантов, производится как в самом детекторе, так и в измерительном устройстве. По величине суммарного заряда, накопленного за определенный промежуток времени, можно судить о величине дозы, энергии излучения и т.д., а по величине тока - о соответствующем значении мощности дозы, интенсивности и других энергетических величин, нормированных по времени.

Наиболее распространенным является ионизационный метод регистрации, основанный на измерении степени ионизации среды, через которое прошло излучение.

Сцинтилляционный метод регистрации излучений основан на измерении интенсивности световых вспышек, возникающих в люми- несцирующих веществах при прохождении через них ионизирующих излучений.

Фотографический метод контроля основан на непосредственном определении дозы ионизирующего излучения по оптической плотности почернения рентгеновской пленки с помощью денситометра (предварительно откалиброванного по контрольным пленкам).

Для обнаружения изменения радиационной обстановки по гамма- излучению, жесткому бета-излучению и нейтронам и измерения мощности экспозиционной дозы применяют индикатор ионизирующих излучений «Соловей». Прибор имеет индикаторы звуковой (для определения потоков излучений малой интенсивности) и световой (для определения потоков излучений больших интенсивностей).

Для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения используют прибор «Кактус» - сетевой стационарный прибор с ионизационными камерами разных размеров. Сигнальное устройство автоматически срабатывает при превышении заданной мощности дозы. Портативный миллирентгенометр ПМР применяют для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения.

Прибор Сигнал» - карманный радиометр для измерения мощности дозы, сигнализации о превышении допустимой мощности, а так же контроля загрязнений поверхностей бета- и гамма-активными веществами. Прибор имеет световую и звуковую сигнализации.

Для регистрации и сигнализации о превышении уровня загрязненности рабочих поверхностей, одежды, рук альфа- и бета-актив- ными веществами служит прибор ТИСС - универсальный радиометр, работающий от сети переменного тока. Прибор «Олеандр» (ИЗВ-1) предназначен для экспрессного определения содержания в воздухе неактивной пыли и недолгоживущих продуктов распада радона. В основу работы прибора положен метод концентрирования дисперсной фазы аэрозоля путем прокачки определенного объема воздуха через фильтрующую ленту и последующего измерения собственной активности отобранной пробы и толщины пылевого осадка на фильтре по поглощению альфа-частиц, испускаемых имеющимся в приборе источником.

Метод индивидуальной дозиметрии выбирают в зависимости от вида ионизирующего излучения, особенностей приборов, нужных диапазонов измерений, точности показаний, объема работ. Примерами таких дозиметров служат комплекты индивидуальных дозиметров КИД-1 для измерения интегральной дозы жесткого рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне 0,02...2 Р; комплект индивидуального дозиметрического контроля ДК-0,2 для измерения суммарной дозы рентгеновского и гамма-излучений в диапазоне

0...0,2 Р. Индивидуальные прямопоказывающие дозиметры содержат в едином корпусе детектор и устройство отсчета и индикации величины дозы; они характеризуются небольшими габаритными размерами и массой.

Контрольные вопросы

• 1. Укажите основные виды ионизирующих излучений.
• 2. Какими параметрами характеризуется радиация и ее источники? Укажите единицы измерения радиационных доз и активности радионуклидов.
• 3. Когда возникает острая и хроническая лучевая болезнь?
• 4. Как воздействует радиация на организм человека и от чего зависит степень воздействия радиации?
• 5. Как и по каким параметрам осуществляется гигиеническое нормирование ионизирующего излучения?
• 6. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности.
• 7. Каковы методы и средства защиты от радиации?
• 8. Как рассчитать необходимую толщину защитного экрана от ионизирующего излучения?
• 9. Какие материалы применяются от ионизирующих излучений различного вида?
• 10. В каком случае оправдан коллективный риск потенциального облучения?
• 11. Как определяются индивидуальный и коллективный пожизненный риск сокращения полноценной жизни от радиации?
• 12. Какие средства индивидуальной защиты применяются от ионизирующих излучений?

– 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.

Чтобы предотвратить переоблучение работающих, необходим тщательный дозиметрический контроль, позволяющий своевременно выявить и устранить источники излучения, загрязнения воздуха, оборудования, помещений, спецодежды и рук радиоактивными веществами.

Эта работа проводится специальной дозиметрической службой или специально выделенным лицом.

При проведении оперативного дозиметрического контроля согласно НРБ-76/87 следует руководствоваться допустимыми и контрольными уровнями. Объем контроля устанавливается в зависимости от радиационной обстановки и может включать контроль за следующими параметрами: мощность дозы в-, у-, п- и других излучений; содержание газов и аэрозолей в воздухе и радионуклидов в жидких отходах; выброс радионуклидов в атмосферу; уровень загрязнения радионуклидами поверхностей, кожных покровов и одежды, объектов внешней среды, транспортных средств; индивидуальная доза внешнего и внутреннего облучения.

Дозиметрические приборы в помещениях оборудуются световой и звуковой сигнализацией, предупреждающей персонал о повышении уровня излучения. При необходимости предусматривается сигнализация трех уровней: нормального, предварительного, аварийного.

Ионизирующие излучения измеряются и обнаруживаются по тем специфическим физическим процессам, которые происходят при взаимодействии этих излучений с веществами (ионизация, возбуждение атомов и т.д.). Во всех случаях регистрируются ионизация или обусловленные ею вторичные эффекты.

В настоящее время разработано большое число различных приборов дозиметрического контроля, в основу которых положены следующие методы: ионизационный, основанный на способности излучения ионизировать воздух, сцинтилляционный, основанный на способности некоторых кристаллов испускать вспышки видимого света при поглощении энергии ионизирующих излучений; фотографический, основанный на способности фотографической эмульсии чернеть при воздействии на нее ионизирующего излучения.

Большинство выпускаемых дозиметрических (регистрирующих суммарную ионизацию) и радиометрических (определяющих количество радионуклидов по интенсивности испускаемых ионизирующих излучений) приборов не являются универсальными и могут использоваться в сравнительно небольшом диапазоне энергий.

В данной области не существует универсальных методов и приборов, применяемых в любых, каких угодно условиях. Каждый метод и прибор имеет свою область применения. Использование его за пределами этой области может привести к грубым ошибкам.

Только специальные знания позволяют на основании показаний измерительного прибора (дозиметра, радиометра, спектрометра) получить правильное численное значение измеряемой величины.

Например, в случае радиометра по скорости счета - активность пробы или потока ионизирующего излучения, в случае фотодозиметра по почернению пленки - экспозиционную или поглощенную дозу, в случае спектрометра по числам отсчетов в каналах анализатора - спектр измеряемого излучателя.

Кроме того, всю аппаратуру радиационного контроля можно подразделить на приборы стационарные и переносные.