Средства измерения ионизирующих излучений и методы контроля
Приборы и средства измерения по функциональному назначению делятся на дозиметрические, радиометрические, спектрометрические сигнализаторы и универсальные приборы.
Дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозы излучения или мощности этих доз, а также интенсивность излучения.
Радиометры – приборы, измеряющие активность нуклидов удельную и объемную активность, поток ионизирующих квантов, флюенс ионизирующих частиц.
Спектрометры – приборы, измеряющие распределение ионизирующих излучений по энергии, времени, массе и заряду элементарных частиц характеризующие поле ионизирующих излучений.
Универсальные приборы – приборы совмещающие функции дозиметра и радиометра, радиометра и спектрометра и т.п.
Блоки детектирования – конструктивное объединение детекторов излучений, электронных устройств формирования сигнала детектора и выходных устройств.
В приборах и средствах измерения ионизирующих излучений используются датчики, основанные на следующих методах дозиметрии.
Ионизационный метод. Ионизационный метод дозиметрии основан на измерении ионизации в газе, заполняющем регистрирующий прибор. Ионизация газа вызывается электронами, освобождающимися под воздействием γ или рентгеновского излучения. В камере находятся два измерительных электрода, на которые подано напряжение. Образовавшиеся ионы достигают электродов и возникает ток, который регистрируется прибором. Чем больше энергия излучения, тем больше ионов оно создает и тем больший ток создается на электродах. В зависимости от величины тока судят об энергии ионизирующего излучения.
Фотографический метод. Фотоэмульсия представляет собой совокупность мелких кристаллов бромистого серебра, взвешенных в слое желатина. Прохождение ионизирующего излучения через фотоэмульсию делает затронутые им кристаллы способными к проявлению. Метод фотодозиметрии ионизирующего излучения основан на том, что степень почернения дозиметрической фотопленки после облучения пропорциональна дозе излучения, прошедшего через эмульсию. Сравнивая почернение пленки, которую носит человек, с контрольной пленкой, находят дозу излучения, воздействовавшую на человека.
Сцинтилляционный метод. Сцинтилляционный метод дозиметрии рентгеновского и g-излучений основан на регистрации вспышек света, возникающих в сцинтилляторе под действием излучения. Сцинтиллятор – это специальное вещество – кристалл, пластмасса или даже газ, преобразующее энергию излучения в световые вспышки. Вспышки регистрируются фотоэлектронным умножителем, на выходе которого появляется ток. Этот ток измеряется, и по нему судят об излучении.
Люминесцентный метод. Некоторые люминесцирующие вещества могут накапливать часть энергии попадающего на них излучения, а затем после дополнительного воздействия, например, нагрева, и выдавать ее в виде свечения. Это свечение измеряется специальным прибором, и по интенсивности света оценивают дозу ионизирующего излучения, прошедшего через данное вещество.
Химический метод основан на измерении числа молекул или ионов, образующихся при поглощении излучения веществом.
Активационный метод основан на определении большой дозы и спектра нейтронов в присутствии интенсивного гамма излучения в результате ядерных реакций, происходящих при взаимодействии нейтронов с ядрами веществ.
Порядок выполнения практической работы с использованием прибора дозиметр цифровой “POISK — M”.
Подготовка дозиметра цифрового “POISK – M” к работе
Прибор представляет собой электронное устройство с микропроцессорным управлением для измерения мощности гамма-излучения. В качестве измерительного элемента используется датчик Гейгера-Мюллера. Информация выводится на цифровой многоразрядный ЖКИ.
Диапазон энергий – 0,05. 1,25 МэВ
Диапазон измерения – 0.. ,999 мкР/ч
Время измерения – 12 с/36 с
Погрешность измерения до 30%
Диапазон раб. температур – 0. +40 °С
Относительная влажность – до 80 %
Потребление – 10 мВт
Питание – 9 В, типа 6F22.
| 1 – вкл. питания 2 – клавиша Mode 3 – клавиша Start/stop |
Рис. 3. Устройство дозиметра
Прибор имеет три элемента управления.
· Переключатель (1) предназначен для вкл./выкл. питания прибора.
· Красная клавиша М используется для входа/выхода в режим программирования (MODE) и смены значений полей.
· Синяя клавиша S используется для Start/Stop в режиме измерения излучения, а в режиме программирования для установки соответственных числовых значений.
Для включения прибора необходимо переключатель (1) установить в верхнее положение. Через 2 секунды selftest устройство готово к работе. На индикаторе будут показания:
1(или 2, 3, 4, 5) F1 (или F2) 0 (рис. 4).
Рис. 4. Показания на индикаторе дозиметра
Поле №1 – индикация установленного порога безопасности Р соответственно:
1 – 30 мкР/ч, 2 – 60 мкР/ч, 3 – 90 мкР/ч, 4 – 120 мкР/ч, 5 – 240 мкР/ч;
Поле №2 – индикация рабочего таймера F2 – 12 с,
F1 – 36 с;
Поле №3 – величина измеренного фона.
Для измерения гамма фона необходимо расположить прибор над оценочным местом и нажать синюю клавишу S.
Измерение можно производить в двух режимах:
F1 – нормальный, с таймером 36с.
F2 – ускоренный, с таймером 12с. (установка режима измерения — см. режим программирования.)
Работа дозиметра цифрового “POISK в нормальном и ускоренном режимах
Нормальный режим F1
В этом режиме время измерения составляет 36 с. В поле №3 будет отображаться величина измеренного излучения. По окончании измерения процесс остановится. Для повторения измерения требуется нажать синюю клавишу S. Для получения точной информации о гамма-фоне надо сделать 3 измерения, затем определить их среднеарифметическую величину.
Ускоренный режим F2
Время измерения составляет 12 с. Процесс непрерывный. После первых 12-и секунд процессор производит апроксимацию результата и величина фона будет уже определена. При дальнейших циклах измерения происходит уточнение результата путем вычисления среднеарифметического значения между предыдущим и каждым последующим циклом измерения фона. Дополнительных вычислений в этом режиме производить не требуется.
Каждый измеренный импульс гамма-излучения сопровождается звуковым сигналом.
Для облегчения оценки максимально допустимого фона в поле №1 устанавливается один из пяти порогов Р (см. режим программирования). Если измерение превысит установленный порог, то цифра в поле №1 начнет мигать в сопровождении звукового сигнала.
Для установки режима измерения (F1, F2) и порога безопасности (Р1, Р2, РЗ, Р4, Р5) необходимо войти в режим программирования (п. А), для этого прибор должен находиться в режиме STOP, а на индикаторе должно быть как на Рис. 5(или 2, 3, 4, 5) F1(или F2) 0 (любое число). В это состояние прибор можно установить двумя способами:
1- после включения питания;
2- во время измерения нажать синюю клавишу S.
А) После нажатия красной клавиши М начнет мигать число в поле F.
С помощью синей клавиши S установите режим измерения F1=36c или F2=12c (пример на рис. 5).
Рис. 5. Показания на индикаторе дозиметра.
B) Нажмите на красную клавишу М для установки порога безопасности Р. Величина этого порога устанавливается синей клавишей S (пример на рисунке 6).
Рис. 6. Показания на индикаторе дозиметра
С) Нажмите на красную клавишу М для выхода из режима программирования. Устройство готово к работе.
После выключения питания прибора или отсоединения батарейки все настройки сохраняются.
При необходимости исследования объектов (продукты питания, материалы и т.д.) на загрязненность следует приблизить прибор к объекту. Если измеренные данные превышают естественный фон (5 – 40 мкР/ч в зависимости от местных условий) – это может свидетельствовать о радиационном загрязнении объекта.
Содержание экспериментальной части практической работы.
Источник
МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Методы измерения ионизирующих излучений основаны на различных физико-химических принципах.
В основе ионизационного методалежит 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 методыдозиметрии 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). В частности, в основе работы ферросульфатного дозиметра лежит реакция:
Fe 2+ +ОН + →Fe 3+ +ОН — ,
а при работе нитратного дозиметра
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 методыоснованы 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 методовсостоит 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.
Источник
Ионизирующее загрязнение способы измерения
2.6.5. АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ПРОМЫШЛЕННОСТЬ
КОНТРОЛЬ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОВЕРХНОСТЕЙ
Дата введения — с момента утверждения
1. Разработаны Федеральным медицинским биофизическим центром им.А.И.Бурназяна ФМБА России (д.т.н. Клочков В.Н. — руководитель разработки, к.т.н. Абрамов Ю.В., к.т.н. Кочетков О.А.), НИЦ «Курчатовский институт (к.ф.-м.н. Кутьков В.А.), НПП «Доза» (к.т.н. Нурлыбаев К.), ФГУП «ВНИИФТРИ» (д.т.н., профессор Ярына В.П.).
2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 05.05.2017 N 02/2017).
3. Утверждены заместителем руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям В.В.Романовым 05.05.2017 г.
4. Введены в действие с момента утверждения.
5. Вводятся взамен МУК 2.6.1.16-99* «Контроль загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты и других объектов», утвержденных Заместителем Главного Государственного санитарного врача Российской Федерации по специальным вопросам О.И.Шамовым 10.09.1999 и Руководителем Департамента по безопасности, экологии и чрезвычайным ситуациям Минатома России А.М.Агаповым 16.11.1999.
* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: МУК 2.6.1.016-99. — Примечание изготовителя базы данных.
Условные обозначения и сокращения
В настоящих Методических указаниях приняты следующие условные обозначения и сокращения:
— средство индивидуальной защиты
— Федеральное медико-биологическое агентство
— источник ионизирующего излучения
— допустимый уровень радиоактивного загрязнения, установленный НРБ-99/2009
— контрольный уровень радиоактивного загрязнения, установленный в организации
— если в организации контрольный уровень не установлен, принимается во внимание значение ДУ, а если контрольный уровень установлен — принимается во внимание значение КУ.
1. Область применения
1.1. Настоящие методические указания (далее — МУ) развивают и конкретизируют общие требования к организации и проведению контроля радиационной обстановки, установленные в Нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009, Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/2010, Методических указаниях МУ 2.6.5.026-2016 «Контроль радиационной обстановки. Общие требования».
1.2. Настоящие МУ распространяются на контроль радиоактивного загрязнения поверхностей техногенными альфа- и бета-излучающими нуклидами, кроме трития, углерода-14 и других бета-излучающих нуклидов с максимальной энергией спектра излучения менее 150 кэВ.
1.3. МУ устанавливают порядок и методы проведения контроля загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, транспортных средств, кожных покровов, средств индивидуальной защиты (далее — СИЗ) персонала и других объектов.
1.4. Настоящие МУ предназначены для использования руководителями и специалистами Региональных (Межрегиональных) управлений и Центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России при проведении надзорных мероприятий, а также руководителями и специалистами организаций Госкорпорации «Росатом» при осуществлении контроля радиационной обстановки.
1.5. МУ должны использоваться при разработке регламентирующих документов по контролю радиационной обстановки и могут применяться непосредственно при осуществлении контроля уровней радиоактивного загрязнения поверхностей.
2. Нормативные ссылки
Настоящие МУ разработаны на основании и с учетом следующих нормативно-методических документов:
2.1. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009): Санитарные правила и нормативы. — М.: Роспотребнадзор, 2009.
2.2. СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010): Санитарные правила и нормативы (в ред. Изменений N 1, утв. Постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 16.09.2013 N 43). — М.: Роспотребнадзор, 2010.
3. Термины и определения
В настоящем документе использованы термины и определения, установленные Федеральными законами, НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010, МУ 2.6.5.028-2016, а также следующие термины и определения:
Действительный диапазон измерения: диапазон значений измеряемой величины, в котором рабочие характеристики средства измерения удовлетворяют требованиям соответствующего стандарта.
Загрязнение радиоактивное: присутствие радиоактивных веществ на поверхности в количестве, превышающем уровни общего загрязнения 0,4 Бк/см для бета-излучающих радионуклидов ( 10 бета-част/см ·мин) и 0,04 Бк/см для альфа-излучающих радионуклидов ( 1 альфа-част/см ·мин).
Загрязнение радиоактивное поверхности неснимаемое (фиксированное): радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.
Загрязнение радиоактивное поверхности снимаемое (нефиксированное): радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.
Значение условно истинное измеряемой величины: наилучшая оценка истинного значения измеряемой величины, используемой для калибровки приборов; данное значение и его неопределенность должны быть определены по эталону или с помощью эталонного прибора, который был откалиброван относительно эталона.
Калибровка средств измерений: совокупность операций, устанавливающих соотношение между значением величины, полученным с помощью данного средства измерений, и соответствующим значением величины, определенным с помощью эталона, с целью определения действительных метрологических характеристик этого средства измерений.
Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей текущий: контроль радиоактивного загрязнения поверхностей для целей официального заключения о полученных значениях нормируемой величины — уровня радиоактивного загрязнения поверхности.
Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей оперативный: контроль радиоактивного загрязнения поверхностей для оперативного обнаружения радиоактивных веществ.
Коэффициент вариации для оценки статистической флуктуации: отношение оценки стандартного отклонения s к среднему арифметическому значению совокупности n измерений.
Коэффициент снятия мазка: отношение активности радиоактивного вещества, перешедшего с отбираемой площади поверхности на сорбент контактным путем, к полной активности протертой поверхности.
Метод мазков: способ измерения уровней радиоактивного загрязнения поверхностей путем определения активности радиоактивного вещества, снятого с контролируемой поверхности контактным путем на сорбент.
Неопределенность измерений: характеристика точности измерений искомой величины, определяющая разброс возможных при данном измерении значений, которые могли бы быть обоснованно приписаны измеряемой величине.
В радиационном контроле неопределенность измерений оценивается как интервал вокруг измеренного значения величины, внутри которого с заданной вероятностью Р=0,95 находится действительное значение измеряемой величины.
Примечание. В практике радиационного контроля используются:
— стандартная неопределенность измерения — оценка неопределенности измерений для отдельных составляющих, выраженная в виде среднего квадратичного отклонения (СКО);
— суммарная стандартная неопределенность измерений — оценка неопределенности измерений для совокупности всех составляющих, выраженная в виде СКО;
— расширенная неопределенность измерений — произведение суммарной стандартной неопределенности измерений и коэффициента охвата (К), принимаемого для учета выбранной вероятности охвата. В радиационном контроле для вероятности Р=0,95 обычно принимается К=2.
Погрешность собственная средства измерения: разность между индицируемым значением измеряемой величины и условно истинным значением измеряемой величины в точке измерения в стандартных условиях калибровки.
Погрешность относительная собственная средства измерения: процентное отношение собственной погрешности к условно истинному значению величины в стандартных условиях калибровки.
Проба: часть вещества объекта контроля, отобранная для анализа и/или исследования его свойств, отражающая его состав и/или структуру и/или свойства.
Условия калибровки стандартные: источник эталонного фотонного, нейтронного и бета-излучения, соответствующего рекомендациям стандартов ИСО 4037*, ИСО 8529*, ИСО 6980*, падающего на детектор средства измерения перпендикулярно его плоскости в направлении, указанном изготовителем при нормальных внешних условиях: температуре, влажности, давлении и пренебрежимо малых уровнях внешних влияющих условий: внешнее электромагнитное поле, радиоактивное загрязнение, радиоактивный фон.
* Доступ к международным и зарубежным документам, упомянутым в тексте, можно получить, обратившись в Службу поддержки пользователей. — Примечание изготовителя базы данных.
4. Общие положения
4.1. Радиоактивное загрязнение поверхности означает присутствие радиоактивных веществ на поверхности в количестве, превышающем уровни общего загрязнения 0,4 Бк/см для бета-излучающих радионуклидов ( 10 бета-част/см ·мин) и 0,04 Бк/см для альфа-излучающих радионуклидов ( 1 альфа-част/см ·мин).
Величины, применяемые в области контроля уровня радиоактивного загрязнения поверхностей, представлены в Приложении А.
4.2. Производственные помещения и территория радиационного объекта (охраняемая и огражденная территория размещения производственных, административных, санитарно-бытовых и вспомогательных зданий и сооружений) для реализации режима предотвращения распространения радиоактивного загрязнения подразделяются на две зоны: зону контролируемого доступа и зону свободного доступа.
Зона контролируемого доступа — производственные помещения и участки территории радиационного объекта, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения (далее — ИИИ) и на персонал могут воздействовать радиационные факторы.
При проведении работ I класса с открытыми ИИИ в зоне контролируемого доступа помещения подразделяются на три зоны:
1-я зона — необслуживаемые помещения, где размещаются технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками ионизирующего излучения и радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха. Пребывание персонала в необслуживаемых помещениях при работающем технологическом оборудовании не допускается;
2-я зона — помещения временного пребывания персонала, предназначенные для ремонта оборудования, других работ, связанных со вскрытием технологического оборудования, размещения узлов загрузки и выгрузки радиоактивных веществ, временного хранения сырья, готовой продукции и радиоактивных отходов;
3-я зона — помещения постоянного пребывания персонала.
Зона свободного доступа — территория промышленной площадки, здания и сооружения, где не осуществляется обращение с техногенными ИИИ.
Проход персонала из зоны свободного доступа в зону контролируемого доступа и обратно осуществляется только через санпропускник, в котором проводится переодевание и санитарная обработка работников. Выезд транспорта и вывоз грузов из зоны контролируемого доступа осуществляется при условии обязательного контроля уровней радиоактивного загрязнения транспортных средств и грузов.
Указанные меры позволяют предотвратить проникновение радиоактивных веществ из зоны контролируемого доступа в зону свободного доступа.
4.3. Контроль уровней радиоактивного загрязнения поверхностей является неотъемлемым элементом производственного радиационного контроля и служит для реализации режима предотвращения распространения радиоактивного загрязнения.
В настоящих МУ изложен порядок контроля уровней радиоактивного загрязнения рабочих помещений, оборудования, транспортных средств, кожных покровов, средств индивидуальной защиты персонала и других объектов.
Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей проводится в помещениях, где проводятся работы с открытыми ИИИ, в помещениях, которые могут загрязняться в результате переноса в них радиоактивных веществ из соседних помещений, а также в других помещениях и на территории в зоне контролируемого доступа и в зоне свободного доступа для подтверждения эффективности действия барьеров по нераспространению радиоактивных веществ.
4.4. Радиоактивное загрязнение поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, транспортных средств, а также кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других СИЗ персонала является значимым фактором радиационного воздействия на персонал при проведении работ с использованием открытых ИИИ. Важность этого фактора радиационной обстановки возрастает при проведении ремонтных работ со вскрытием технологического оборудования.
Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей позволяет обнаружить факт поступления радиоактивных веществ из технологического оборудования в помещения.
4.5. Радиоактивные вещества, сосредоточенные на загрязненных поверхностях, формируют дозу облучения персонала за счет:
— внешнего гамма-облучения всего тела;
— бета-облучения кожных покровов и хрусталика глаза;
— поступления радиоактивных веществ в организм через органы дыхания (ингаляционное поступление) и кожные покровы (перкутанное поступление).
4.6. Радиационная опасность радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и оборудования обусловлена как непосредственным воздействием ионизирующего излучения, так и переходом радиоактивных веществ с загрязненных поверхностей в воздух, который происходит в результате сдувки частиц вещества при работе вентиляции, а также при перемещении персонала по помещению или при выполнении работ. Возможен также переход радиоактивных веществ в воздух в процессе испарения с поверхности и в процессе «отдачи» альфа-активных ядер. Кроме того, при загрязнении поверхности эмалирующими радионуклидами (радий, торий), в воздух поступают эманации.
В процессе переноса радиоактивного загрязнения с загрязненных поверхностей на чистые поверхности большое значение имеет контактный перенос при ходьбе персонала и движении транспорта.
4.7. Радиоактивное загрязнение кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты является существенным фактором, определяющим внешнее и внутреннее облучение человека. За счет того, что спецодежда, спецобувь и другие СИЗ непосредственно контактируют с телом человека, доза внешнего облучения персонала при радиоактивном загрязнении спецодежды и спецобуви больше, чем при таком же уровне радиоактивного загрязнения поверхностей помещений. Поскольку радиоактивные аэрозоли переходят в воздух с загрязненной спецодежды и других СИЗ в области дыхания человека (сфера радиусом около 50 см от лица), они создают дозу внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления. Радиоактивное загрязнение кожных покровов создает опасность перкутанного поступления радионуклидов в организм, особенно через повреждения кожных покровов.
4.8. Радиоактивное загрязнение транспортных средств и перевозимых грузов, кроме радиационного воздействия на персонал, осуществляющий перевозку, создает опасность выноса загрязнений в окружающую среду и его дальнейшее бесконтрольное распространение.
К транспортным средствам относятся устройства, предназначенные для перевозки людей, грузов или оборудования, установленного на нем, осуществляющие въезд (выезд) на промплощадку объекта и пересекающие границы зон.
4.9. Опасность радиоактивного загрязнения поверхностей существенно зависит от степени фиксации радионуклидов на поверхности. Различают два вида радиоактивного загрязнения поверхностей: снимаемое (нефиксированное) и неснимаемое (фиксированное).
Снимаемое (нефиксированное) радиоактивное загрязнение поверхностей — загрязнение, при котором радиоактивные вещества переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации. Оно представляет основную радиационную опасность. Это обстоятельство следует иметь в виду при проведении радиационного контроля и осуществлении мероприятий по ликвидации последствий радиоактивного загрязнения поверхностей.
Источник
