РАДІОАКТИВНІ ПЕРЕТВОРЕННЯ І ВИДИ ВИПРОМІНЮВАНЬ

Під радіоактивністю розуміють здатність деяких природних чи
штучних елементів до розпаду. Такі елементи називають радіоактив-
ними. Розпад елемента супроводиться зміною порядкового номера з
перетворенням одного елемента на інший або масового числа з ви-
никненням ізотопів даного хімічного елемента. Розпад триває доти,
доки не утвориться стабільний, нерадіоактивний ізотоп. Більшість
хімічних елементів мають як радіоактивні, так і стабільні ізотопи.

Інтенсивність розпаду підпорядковується природному закону, який
називають законом радіоактивного розпаду. Сформулювати його
можна таким чином: кількість атомів_радірактивного_елемента (ра-
діонукліда), що розпадаються за одиницю часу, пропорційна їх за-
гальній кількості; за рівні проміжки часу відбувається ядерне пере-
творення рівних часток активних елементів речовини.

Із законом радіоактивного розпаду пов'язане поняття періоду на-
піврозпаду (Т) радіоактивного елемента. За останнім визначається
час, упродовж якого розпадається доловила всіх атомів радіонукліда
в даній масі речовини. Період напіврозпаду визначений для всіх
відомих радіоактивних елементів: він коливається від часток секун-
ди до мільярдів років. У зв'язку з цим розрізняють _ко_роткоживучі
радіонукліди, період напіврозпаду яких не перевищуєГбО діс?,та до-
вгоживучі — з тривалішим періодом напіврозпаду.

З інтенсивністю ядерних перетворень пов'язане поняття активу
пості, що визначає кількість перетворень за одиницю чдеу... Актив-
ність є мірою кількості радіоактивної речовини у загальній її масі.
Визначення поняття активності і її одиниці наведені в табл. 121.

Розрізняють такі види ядерних перетворень:

1. Альфа-розпад, при якому вивільняються альфа-частинки й ут-
ворюються нові елементи з масовим числом меншим на чотири, за-
рядом — на дві одиниці.

2. Бета-електронний розпад, коли вивільнюються електрони і заряд
нового елемента зростає на одиницю, а масове число не змінюється.

3. Бета-позитронний розпад, коли вивільнюються позитрони; за-
ряд елемента зменшується на одиницю, масове число не змінюється.

4. Електронне К-захоплення. В цьому випадку ядро захоплює
електрон з внутрішньої оболонки. Заряд зменшується на одиницю,
масове число не змінюється.

5. Самовільний поділ ядер. Інколи ядра важких елементів захоп-
люють повільні нейтрони. При цьому ядра розпадаються з утворен-
ням осколків. Реакція некерована, може бути причиною ядерного
вибуху.

6. Термоядерні реакції. В умовах, коли температура середовища
досягає мільйонів градусів, а тиск — декількох мільйонів атмосфер,
ядра легких елементів, наближаючись одне до одного, об'єднуються
у важкі. При цьому звільняються нейтрони і величезна кількість
енергії.

Кожний акт радіоактивного розпаду супроводиться виникнен-
ням іонізуючого випромінювання. Розрізняють:

1. Корпускулярне випромінювання: альфа-, бета-частинки, ней-
трони, протони, ядра віддачі. При цьому носії енергії мають масу
спокою.

2. Квантове випромінювання: гама- та рентгенівське.

Альфа-випроміпювання — випромінювання, що складається з аль-
фа-частинок (ядер гелію), які випромінюються при згаданому вище
виді перетворення і мають велику іонізаційну та незначну проникну
здатність. я і. ,-;

Бета-випроміпювання — потік електронів чи позитронів з без-
перервним енергетичним спектром, який характеризується значно мен-
шою, ніж альфа-частинки, іонізуючою та більшою проникною здат-
ністю.

Гама-випромінювания — короткохвильове, з довжиною хвилі мен-
ше 0,1 нм, електромагнітне випромінювання, що виникає при розпа-
ді радіоактивних ядер, переході ядер зі збудженого стану в спокій-
ний, при взаємодії швидких заряджених частинок з речовиною, ані-
гіляції електронно-позитронних пар тощо. Часто супроводжує ос-
новні види випромінювання (альфа- та бета-) і завжди — акти
поділу ядер і термоядерні реакції.

Рентгенівське випромінювання — електромагнітне випроміню-
вання з довжиною хвилі 10"⁵-10^-2 нм. Джерела — рентгенівська трубка,
прискорювачі нейтронів. Як і гама-випромінювання воно характери-
зується незначною іонізуючою та великою проникною здатністю —
людину пронизує наскрізь.

Енергія різних видів випромінювання при взаємодії з речови-
ною об'єктів середовища, зокрема, біологічною тканиною, призводить
до іонізації атомів. Зі ступенем іонізації пов'язане поняття дози оп-
ромінення. Визначення видів дози та їх одиниці наведені в табл.
121.

На сучасному рівні технічного розвитку суспільства людство кон-
тактує з численними джерелами іонізуючого випромінювання. Дже-
рело іонізуючого випромінювання — це об'єкт, що містить радіоак-
тивну речовину, або технічний пристрій, який створює за певних
умов іонізуюче випромінювання. Розрізняють такі види джерел:

закриті джерела — радіоактивна речовина у такому агрегатному
стані, що виключає можливість забруднення радіоактивним матері-
алом об'єктів середовища. Це переважно тверді (металеві) конгло-
мерати різної форми — бруски, кульки, голки тощо, що унеможлив-
люють розсипання радіоактивної речовини по робочій поверхні, та
надходження у повітря її парів;

відкриті джерела — радіоактивні речовини у такому агрегатно-
му стані, який за певних умов, зокрема аварійних, допускає забруд-
нення середовища радіоактивним матеріалом (рідини, порошки то-
що);

генератори випромінювання — пристрої, що не мають постійної
активності речовини у вигляді закритих чи відкритих джерел, але
здатні генерувати випромінювання в увімкненому вигляді, наприк-
лад, рентгенівський апарат.

Залежно від способу контакту з різними видами джерел люди-
на може підлягати зовнішньому чи внутрішньому опроміненню. Зов-
нішнє опромінення — опромінення об'єкта від джерел, що перебува-
ють поза ним, внутрішнє — опромінення тіла людини чи окремих
органів і тканин від джерела, що розташоване в самому тілі,
т. зв. інкорпорованого радіонукліда.

При опроміненні тіла людини в той чи інший спосіб можуть
виникати біологічні ефекти:

1. Соматичні наслідки, що спровоковані відносно великими доза-
ми, — гостра променева хвороба; хронічна променева хвороба; ло-
кальні ураження — променеві опіки.

2. Віддалені (в часі) соматичні наслідки — героефекти — скоро-
чення тривалості життя; лейкози — злоякісні зміни клітин крові;
неоплазми — пухлини органів і тканин різної локалізації.

3. Віддалені генетичні наслідки — домінантні та рецесивні генні
мутації; хромосомні аберації.

Соматичні наслідки, спровоковані великими дозами, називають
детерміністичними (нестохастичними) ефектами. Такі ефекти ви-
являються тільки при перевищенні певного дозового порога і їх
тяжкість залежить від отриманої дози. Віддалені наслідки в світлі
сучасної термінології характеризують як стохастичні ефекти. Це без-
порогові ефекти радіаційного впливу, ймовірність виникнення яких
існує при будь-яких дозах опромінення і зростає при збільшенні
дози, тоді як відносна тяжкість проявів від дози не залежить. Вони
виникають при тривалому опроміненні невеликими дозами, що не
можуть спричинити навіть хронічну променеву хворобу. Перші про-
яви віддаленого впливу опромінення населення в результаті вики-
ду радіоактивного матеріалу з реактора Чорнобильської АЕС за-
прогнозовані на 1997-2002 рр.

В основу захисту населення від шкідливого впливу іонізуючого
випромінювання покладено гігієнічне нормування радіаційного фак-
тора. Для забезпечення диференціювання нормативів все населення
згідно з "Нормами радіаційної безпеки України" (НРБУ-97) поді-
лено на три категорії:

категорія А — особи з числа персоналу, які постійно або тимча-
сово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючого випроміню-
вання;

категорія Б — особи з числа персоналу, які безпосередньо не
працюють з джерелами іонізуючого випромінювання, але в зв'язку
з розташуванням робочих місць у приміщеннях та на промислових
майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть
отримувати додаткове опромінення;

категорія В — все населення.

Крім того, для визначення допустимого рівня впливу випроміню-
вання на різні ділянки тіла людини встановлені групи критичних
органів:
_/г І — все тіло, гонади, червоний кістковий мозок;

II — внутрішні органи;
_;) III — кісткова тканина, шкіра, кисті рук і стопи.

Нормами радіаційної безпеки представлені два класи нормати-
вів — ліміти доз та допустимі рівні.

Ліміт дози — основний радіаційно-гігієнічний норматив, метою
якого є обмеження опромінення осіб категорії А, Б, В від усіх дже-
рел іонізуючого випромінювання в ситуаціях практичної діяльності.
Числові значення лімітів дозн наведені в табл. 122.

Таблиця 122

Ліміти доз опромінення, мЗв/рік

П р н м і т к и.

* -- розподіл дози опромінення упродовж календарного року не регламентується.

** — в середньому за будь-які послідовні п'ять років, але не більше 50 мЗв за рік.

Допустимі рівні —- величини, що регламентують можливий вплив
на організм при внутрішньому опроміненні за рахунок інкорпорації
радіонуклідів. Розрізняють такі види допустимих рівнів:

1. Допустима концентрація радіонукліда. НРБУ визначає розмі-
ри забруднення радіоактивними речовинами повітря робочої зони
(для категорії А, Б), атмосферного повітря та води — для катего-
рії В.

2. Допустиме надходження — річне надходження радіонукліда в
організм, що забезпечує неперевищення ліміту дози за будь-яких
поєднань віку. Для персоналу розглядається лише референтний вік
"дорослий".

3. Допустимий рівень — похідний норматив для надходження
радіонуклідів в організм за календарний рік, усереднених за рік по-
тужності еквівалентної дози, концентрації радіонуклідів у повітрі,
воді та раціоні, щільності потоку частинок і т. ін., розрахований для
умов опромінення зі значень ліміту доз.

Крім того, для забезпечення умов роботи осіб категорії А вста-
новлений окремий норматив — допустиме радіоактивне забруд-
нення поверхні. Це рівень, що не допускає перевищення ліміту дози
за рахунок радіоактивного забруднення поверхні робочих приміщень,
обладнання, індивідуальних засобів захисту і шкірних покривів для
осіб категорії А та робочих поверхонь.

Допустимі рівні для кожного радіонукліда наведені в "Нормах
радіаційної безпеки України".

Органами санітарного нагляду при проведенні поточного кон-
тролю за умовами праці осіб, що професійно контактують з джере-
лами іонізуючого випромінювання, в кожному конкретному випад-
ку можуть бути встановлені контрольні рівні опромінення з метою
зниження дози опромінення до мінімального рівня на основі враху-
вання особливостей виробничого процесу та потужності наявних си-
стем захисту. Контрольні рівні кількісно завжди нижчі від допусти-
мих. _?

,-_л 16.2. МЕТОДИ РЕЄСТРАЦІЇ ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ

Для того щоб оцінити з гігієнічних позицій умови праці персо-
налу, необхідно мати насамперед об'єктивні дані про інтенсивність
іонізуючого випромінювання. Треба заміряти дозу або потужність
дози від джерел, що є в виробничому приміщенні, відповідною апа-
ратурою.

Вимірювальні прилади складаються з таких основних конструк-
тивних елементів: датчика (детектора випромінювання) — пристрою,
що вловлює енергію випромінювання (залежно від способу реєстра-
ції, може бути у вигляді іонізаційної камери, газорозрядного лічиль-
ника, фотопомножувача, фотопластинки, розчину відповідного хіміч-
ного складу); підсилювача-нормалізатора імпульсів, призначенням
якого є посилення сили струму у схемі приладу та вимірювального
приладу у вигляді шкалті зі стрілкою, електромеханічного лічиль-
ника, перерахункової схеми тощо. Уся схема підключається до дже-
рела струму — електромережі чи батареї акумуляторів.

Нижче наводяться відомості про конструктивні особливості та
принципи роботи реєстраційних пристроїв — датчиків, а також
основні способи реєстрації випромінювань. Залежно від енергії і
виду взаємодії з речовиною окремі види випромінювань можуть
бути зареєстровані повністю, частково або не реєструються тим чи
іншим видом детектора. Очевидно, правильний підхід до вибору при-
ладів радіаційного контролю забезпечить одержання результатів ви-
сокої точності, що дасть змогу надалі розробити гігієнічно обґрун-
товані заходи, спрямовані на оптимізацію радіаційної обстановки в
виробничих приміщеннях.

Перелік основних методів реєстрації іонізуючих випромінювань
при здійсненні дозиметричних вимірювань у виробничих приміщен-
нях наведено у табл. 123.

Іонізаційний метод реєстрації випромінюваньгрунтується на
вимірюванні іонізації газів, яка настає під дією радіоактивних ви-
промінювань.

Перший вид датчиків — іонізаційні камери є видозміною газово-
го конденсатора, що має два електроди, на які подається напруга від
батареї (мал. 94). Якщо відсутні джерела випромінювання, повітря
між пластинками є ізолятором і струм через конденсатор не про-
ходить. При наявності джерела в повітрі утворюються іони, що під
впливом електричного поля рухаються між електродами і прилад
засвідчить, що в колі виник електричний струм. Сила цього струму
залежить від напруги, що подається на електроди. Ця залежність має
назву вольтамперної характеристики датчика (мал. 95).

Спочатку сила струму зростає пропорційно напрузі згідно з за-
коном Ома (ділянка 6-е/,). Надалі (ділянка С₍ — є/₂) сила струму
при збільшенні напруги не зростає, оскільки всі утворені іони до-
сягають обмоток конденсатора; ця ділянка називається областю на-
сичення. При напрузі, яка перевищує значення И_г рух електронів
прискорюється до такої кінетичної енергії, яка є достатньою для вто-

Таблиця 123
Методи реєстрації іонізуючих випромінювань

Ділянка застосування

Вимірювання дози та потужності дози
бета- і гама-вппромінювання; радіометрія
альфа-, бета- та гама-джерел
Вимірювання потужності дози гама-
випромінювання; радіометрія альфа-, бета-
і гама-джерел

Вимірювання потужності дози бета- і гама-
випромінювання; радіометрія альфа-, бета-
і гама- джерел

Вимірювання дози гама-випромінювання,
потоків нейтронів

Вимірювання доз гама- і рентгенівського
випромінювання

Індикація і вимірювання великих доз гама-
випромінювання

Вимірювання великих доз гама-випромі-
нювання

ринної іонізації молекул. Ділянка II₂ — (7₃ називається ділянкою
пропорційності, або областю газового посилення. При дальшому збіль-
шенні напруги (ділянка V — (У₄) вторинна іонізація така інтенсив-
на, що частинка чи квант будь-якої енергії, що потрапляють в об'єм
датчика, спричиняють утворення потоку іонів. Ця ділянка називаєть-
ся областю Гейгера.

Іонізаційні камери як низьковольтні датчики працюють у ді-
лянці напруг "область насичення" (100-300 В). Залежно від форми,
електродів розрізняють циліндричні, пласкі та сферичні камери. Чим_;
більший об'єм камери, тим більше пар іонів утворюється вторинни-

"-0

Мал. 94. Схема роботи іоніза-
ційної камери:

1\2 — електроди камери; 3 —
джерело живлення; 4 — радіоак-
тивний препарат; 5 — вимірюваль-
ний прилад.

15 ⁸⁷⁰-°

ми електронами. Тому для вимірювання малих доз використовують
великі камери (об'ємом 0,5-5 л), для вимірювання великих — за-
довольняються камерами об'ємом в декілька кубічних сантиметрів.

У ділянці газового посилення використовують пропорційні лі-
чильники, зокрема, для визначення альфа-частинок у мішаному по-
тоці випромінювання.

В області Гейгера при напругах більш ніж 400 В використову-
ються газорозрядні лічильники, які за формою поділяються на ци-
ліндричні та торцеві. В об'єм циліндричного лічильника іонізуючі
частинки або кванти надходять через стінку — корпус, виготовле-
ний з алюмінію, міді або скла. По осі корпусу натягнута металева
нитка завтовшки 0,1-0,2 мм, на яку подається позитивний потенці-
ал (до 1000 В). В торцевих лічильниках один із торців закритий
тонкою плівкою зі слюди, що створює незначний опір при надход-
женні в детектор частинок з малою проникною здатністю (альфа- чи
бета-частинок) та незначною енергією. При підготовці до роботи га-
зорозрядних датчиків знімають їх лічильну характеристику, що яв-
ляє собою залежність кількості імпульсів, яку видає лічильник на
вимірювальний пристрій приладу, від напруги. В ділянці напруг ви-
діляють область "плато" — діапазон, у якому при збільшенні на-
пруги кількість імпульсів зростає незначно. Плато не повинно бути
коротшим за 150 В. Робочу напругу встановлюють на межі між пер-
шою та другою частиною плато (наприклад, коли плато починається
при напрузі 500 В, а закінчується при 800 В, робоча напруга стано-
витиме 600 В). Оскільки плато практично на графіку не зовсім "го-
ризонтальне" і має деякий похил, останній прийнято виражати як
процентне збільшення числа імпульсів зі збільшенням напруги на
100 В. Похил плато не повинен перевищувати 15%. Лічильники з
більшим похилом плато або з коротшою за 150 В його довжиною
непридатні для експлуатації.

Люмінесцентний метод реєстрації випромінювань.Встановле-
но, що деякі речовини, т. зв. фосфори, наприклад сірчистий цинк, ак-
тивований солями міді чи срібла, здатні під дією частинок або кван-
тів давати спалахи світла (сцинтиляції). Число спалахів при цьо-
му прямо пропорційне дозі опромінювання фосфору. Виділенню на-
копиченої у фосфорі за рахунок опромінення енергії сприяє нагрі-
вання (радіотермолюмінесценція) або дія інфрачервоного випромі-
нювання (радіофотолюмінесценція). Для практичного застосування
створені термолюмінесцентні дозиметри з детекторами на основі
фтористого літію з діапазоном вимірювання від 0,01 до 10³ Гр, фто-
ристого кальцію — до 10⁴ Гр та ін. Як фотолюмінесцентні детекто-
ри використовують КаС1-А§, КС1-А§, Са50₄-Мп, межа виміру яких
до 10⁴ Гр.

Спалахи реєструються за допомогою сцинтиляційного датчика,
що складається з фосфору та фотоелектропомножувача. Останній
перетворює спалахи на електричні імпульси, які підсилюються все-
редині цього пристрою у мільйони разів. Усередині скляної колби є
система електродів (мал. 96). Першим електродом є фотокатод, за

Мал. 96. Будова сцинтиляційного лічильника:

' Цифрами 1,2, 3, 4, 5, 13, 14 позначені номери ніжок цоколя фотоелектронного

помножувача.

ним міститься фокусуючий електрод у вигляді пластинки з круг-
лим отвором. Далі розташовані інші електроди (емітери), а останнім
електродом є анод. Катод перебуває під найнижчою напругою, на кож-
ний наступний електрод (емітер) подається напруга приблизно на
100 В вища, ніж на попередній. Різниця потенціалів між катодом і
анодом може перевищувати 2000 В. Завдяки такому перепаду на-
пруг електрони всередині детектора розганяються і за рахунок вто-
ринної іонізації сила струму зростає в багато разів.

Фотографічний метод реєстрації випромінювань.Цей метод ба-
зується на властивості іонізуючих випромінювань впливати на фо-
тоемульсію — аналогічно денному світлу і викликати її почорніння.
Він придатний для реєстрації бета-частинок, гама-квантів, а також
потоків нейтронів. Ступінь почорніння визначається шляхом порів-
няння інтенсивності світлового потоку, що падає на плівку, з інтен-
сивністю світлового потоку, що пройшов через плівку. Перед застосу-
ванням плівки для вимірювання треба визначити залежність ступе-
ня почорніння від дози і побудувати калібрувальну криву. Густину
почорніння вимірюють за допомогою денситометрів. Метод застосо-
вується при проведенні індивідуального дозиметричного контролю
з використанням дозиметра індивідуального фотоконтролю типу
ІФК.

Хімічний метод реєстрації випромінюваньґрунтується на тому,
що під впливом радіації в речовині відбуваються реакції, що супрово-
дяться зміною кольору. Наприклад, опромінення платиноціаніду барію
змінює зелений колір на жовтогарячий. Речовини типу хлороформу
під дією гама-випромінювання розкладаються з утворенням соляної
кислоти. Цей метод малочутливий, неточний і тому використовується
переважно для вимірювання великих доз випромінювання.

Калориметричний метод реєстрації випромінювань.При радіо-
активному розпаді і взаємодії іонізуючого випромінювання з речо-
виною виділяється тепло. Якби вся енергія випромінювання пере-
творювалася на теплову, яку можна виміряти за допомогою калори-

метрів, то шляхом простих розрахунків можна було б визначити
активність досліджуваних препаратів.

Проте радіоактивний розпад характеризується незначною тепло-
продукцією. Наприклад, 1 г радію-226 упродовж години виділяє ли-
ше 136 кал, іонізація біологічної тканини дозою порядку 10 Гр-під-
вищує температуру на соті частки градуса. Тому калориметричний
метод має дуже обмежене застосування, наприклад, для здійснення
замірів у активній зоні реактора.

16.3. ДОЗИМЕТРІЯ ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЮВАННЯ

Для реєстрації доз зовнішнього опромінювання у виробничих при-
міщеннях від бета-, гама-, рентгенівських променів, потоків нейтронів
можна застосовувати прилади, дія яких базується на будь-якому прин-
ципі, описаному в попередньому розділі. До них належать:

рентгенометри — прилади, що фіксують потужність експо-
зиційної дози іонізуючого випромінювання;

індивідуальні дозиметри — прилади, що вимірюють по-
тужність експозиційної дози або величину поглиненої дози випро-
мінювань;

радіометри, призначені для вимірювання щільності потоків
іонізуючих частинок (бета-частинки, нейтрони).

Ці прилади можуть бути стаціонарного призначення або пере-
носними.

Прилади для загального (групового) дозиметричного контролю.

Рентгенометр СП — 1-М "Кактус" — стаціонарний рентгено-
метр мережного живлення, призначений для вимірювання потужності
дози жорсткого гама-випромінювання в діапазоні від 0,2 мР/год
до 100 Р/год. Датчик — іонізаційна камера об'ємом 5 л. Завдяки
наявності в комплекті приладу екранованого кабеля завдовжки до
100 м датчик і пульт приладу можуть бути розташовані у різних
приміщеннях.

Прилад показаний на мал. 97. Перемикач діапазонів має значення
від "х 1" до "х 10000". Прилад обладнаний світловим і звуковим
сигнальними пристроями. Крім того, на пульті розташовані пристрої
для встановлення режиму роботи приладу.

Після увімкнення в мережу тумблер "установка нуля —робота"
слід поставити в положення "установка нуля", тумблер "сигнал" у
положення "вимкн.". Перемикач діапазонів переводять у положен-
ня "х 100" і встановлюють стрілку приладу на нуль за допомогою
регулятора "установка нуля". Далі слід натиснути на кнопку "пере-
вірка". Якщо стрілка шкали встановиться між цифрами 1 і 2, то
прилад справний.

Вмикають піддіапазон очікуваної потужності дози і встановлю-
ють на цьому піддіапазоні нуль приладу. Переводять тумблер "уста-
новка нуля —робота" в положення "робота". Прилад готовий до ви-
мірювань.

:(
Мал. 97. Прилад "Кактус":

/ — перехідні колодки кабеля; 2 — іонізаційна камера об'ємом 5 л; З — попередній (

підсилювач постійного струму на електрометричній лампі; 4 — пульт керування; 5 — %

індикатор; 6 — перемикач піддіапазонів; 7 — тумблер мережі; 8 — тумблер "установ-.;

лення нуля — робота"; 9 — установлення нуля (точне); 10 — установлення нуля

(приблизне); // — регулювання чутливості сигнального пристрою; 12 — тумблер '

вмикання дзвінка сигнального пристрою "сигнал"; 13 — кнопка "перевірка"; 14 — і'

сигнальна лампочка вмикання мережі.

Підносять джерело випромінювання до іонізаційної камери. Стріл-
ка приладу відхиляється вправо. При значному відхиленні, що свід-
чить про надлишкову (вище від допустимої) потужність дози, спрацьо-
вує сигнальний пристрій — лампочка та дзвінок. Чим потужніша
доза, тим менші інтервали між світловими (звуковими) сигналами.

Мікрорентгенометр медичний МРМ—1 призначений
для вимірювання малих доз рентгенівського та гама-випромінюван-
ня. Датчик — іонізаційна камера, вмонтована у корпус приладу (мал.
98). Перемикач діапазонів має значення: "х 0,2", "х 1", "х 10", "х 100"
мкР/с і розташований в центрі пульта. Справа внизу розташований
тумблер "установка нуля", зліва внизу — тумблер увімкнення прила-
ду в мережу та розжарення, вище — кнопка перевірки. Прилад пере-
носний.

Щоб підготувати прилад до робо-
ти, необхідно увімкнути його в мере-
жу, перевести перемикач діапазонів у
положення "0", прогріти прилад уп-
родовж 10 хв, встановити тумблером
"установка нуля" стрілку приладу на
нуль шкали і перевести перемикач
піддіапазонів у положення "х 100".
Прилад готовий для роботи. Перено-
симо його у точку контролю потуж-
ності дози і через 20-30 с фіксують
покази шкали. Якщо стрілка прила- Мал. 98. Прилад МРМ-1.

ду не відхиляється або відхи-
ляється менш ніж на одну по-
ділку, вмикають більш чутливий
піддіапазон "х 10", а якщо по-
трібно — ще більш чутливий.

Рентгенометр ДРГ — 05
використовується для вимірю-
вання потужності дози рентге-
нівського та гама-випроміню-
вання в діапазоні від 0,1 до
10000 мкР/с і оцінки наявно-
сті бета-випромінювання в енер-
гетичному діапазоні від 200 до

електронний фотопомножу-

3000 кеВ. Детектор випромінювання
вач ФЕУ — 35. Прилад переносний.

У нижній частині корпусу (мал.99) кріпиться ручка, в якій роз-
ташовані елементи живлення. На задній частині корпусу розташо-
ване світлове табло з позначками "менше 100 мкР/с" та "більше
100 мкР/с", а також перемикач піддіапазонів. На передній частині
кріпиться блок детектування у вигляді циліндра, на торці якого змон-
тована діафрагма, що служить світловим затвором. Робота затвора
здійснюється обертанням стакана, конструктивно з ним з'єднаного.
На цей стакан одягнутий знімний ковпачок-екран з поліетилену, який
знімається при визначенні бета-випромінювання. У комплект при-
ладу входять контрольні бета-джерела стронцій-90 та ітрій-90.

Щоб підготувати прилад до роботи, обертанням стакана блок де-
тектування треба встановити в положення "відкрито". Через 15 хв
після увімкнення приладу вимірюють покази від контрольного бе-
та-джерела на обох піддіапазонах ("менше 100 мкР/с" та "більше
100 мкР/с") в такому порядку: на піддіапазоні "менше 100 мкР/с"
знімають покази приладу, зумовлені власним фоном; з блоку детек-
тора знімають поліетиленовий ковпачок і фіксують покази приладу
від контрольного бета-джерела, обчисливши середнє арифметичне з
15-20 послідовних вимірювань; встановлюють перемикач піддіапа-
зонів у положення "більше 100 мкР/с".

Прилад готовий до роботи. Наявність бета-випромінювання ви-
значають за допомогою поліетиленового екрана та без нього. Збіль-
шення показів при знятому ковпачку більш ніж на 20 проти пока-
зів за його наявності свідчить про присутність бета-випромінюван-
ня.

Радіометр "Прип'ять" РКС —20.03 призначений для вимірю-
вання потужності експозиційної дози гама-випромінювання, а також
щільності потоку і питомої активності бета-частинок. Переносний
портативний прилад. Детектор випромінювання — газорозрядний
лічильник та цифровий індикатор вмонтовані в корпус приладу. Жив-
лення батарейне (мал. 100).

Потужність дози гама-випромінювання вимірюють таким чином.
Перемикач "живлення" встановлюють у положення "Увімкн.", пе-

ремикач "р-у" — у положення "у", переми-
качі "Н", "X" — в одне з положень залеж-
но від того, в яких одиницях необхідно ви-
міряти потужність дози: Н — мкЗв/год,
X — мР/год. Потужність дози "X" при
положенні перемикача "межа 1" вимірю-
ється в діапазоні 0,01-1,999 мР/год з ін-
дикацією коми після першої цифри. При
положенні перемикача "межа 2" потуж-
ність дози вимірюється в межах 2,0-19,99
мР/год з індикацією коми після другої
цифри. Потужність еквівалентної дози при
положенні перемикача "межа 1" вимірю-
ється в діапазоні 0,1 — 19,99 мкЗв/год з
індикацією коми після третьої цифри. Пе-
ремикач "час" при цьому повинен бути в
положенні 20 с.

При вимірюванні щільності потоку бе-
та-частинок перемикач "р-у" встановлюють
у положення "Р", перемикач "ф-Ат" — у
положення "ф". При положенні перемикача
"межа 1" щільність потоку вимірюється в
діапазоні 10-1999 Ом/хв, кома ставиться
після другої цифри. Перемикач "час" по-

винен бути встановлений у положення 20 с. Вимірювання прово-
дять двічі — при наявності кришки (для визначення гама-фону) та
без неї. Остаточним результатом є різниця другого і першого відлі-
ків.

Для визначення питомої активності при положенні перемикача
"Р-у" в позиції "Р" перемикач "ф-Ат" встановлюють у положення
"Ат". При положенні перемикача "межа 1" питома активність зраз-
ка вимірюється в межах М0~⁷-1,999-10~⁶ Кі/кг; при положенні пе-
ремикача "межа 2" - в діапазоні 2-10~⁶—19,99 10^е Кі/кг з індикаці-
єю коми після другої цифри. Перемикач "час" повинен бути вста-
новлений у положення 10 хв.

Прилади для індивідуального дозиметричного контролю.Ви-
мірювання потужності дози зовнішніх потоків частинок та квантів
у виробничих приміщеннях часто є недостатнім для гігієнічної оцін-
ки умов праці персоналу, оскільки поля випромінювань змінюють-
ся в часі та просторі. Тому паралельно проводиться індивідуальний
дозиметричний контроль, що дає змогу зафіксувати величину дози,
яку отримав за час перебування на роботі кожний працівник. В НРБУ-
97 зазначено, що індивідуальний дозиметричний контроль у кон-
кретних для кожного випадку обсягах є обов'язковим для осіб, у
яких річна ефективна доза опромінення може перевищувати 10 мкЗв
(1 бер).

Дозиметр КІД-2 (мал. 101) призначений для визначення дози
рентгенівського та гама-випромінювання в діапазонах 0,005-0,05 Р

Мал. 101. Індивідуальний дозиметр КІД-2.

та 0,05-1 Р. Прилад мережного живлення, який складається з заряд-
но-вимірювального пульта та комплекту дозиметрів.

На панелі зарядно-вимірювального пульта розташовані: зліва —
запобіжник, гніздо живлення струму, тумблер вмикання приладу в
мережу, ручка змінного опору "установка шкали"; справа — гнізда
"заряд" та "вимірювання", а також виведені під шліц змінні опори
для встановлення чутливості на діапазонах 0,05 та 1 Р; в центрі —
шкала гальванометра з двома згаданими діапазонами виміру.

Індивідуальні дозиметри складаються з двох конденсаторних ка-
мер, розрахованих на граничну дозу до 1 Р та 0,05 Р. Принцип дії
останніх полягає в розрядці зарядженої камери за умови виник-
нення в ній струмів під впливом іонізації за рахунок надходження в
об'єм камери енергії іонізуючого випромінювання. Ступінь розряд-
ки камери пропорційний потужності дози.

Для підготовки приладу до роботи слід здійснити такі операції.
Колодку запобіжника слід поставити в позицію, що відповідає на-
прузі в мережі (127 або 220 В), й увімкнути прилад. При цьому
запалиться індикаторна лампочка, а стрілка гальванометра відхилиться
в гранично праве положення. Після ЗО хв прогрівання ручкою "уста-
новка шкали" слід встановити стрілку гальванометра на праву крайню
риску шкали. Зняти глушник із гнізда "заряд", розгвинтити кон-
трольний дозиметр і зарядити його (обидві камери), втеплюючи їх
у гніздо на максимальну глибину. Перевірити ступінь зарядки ка-
мер дозиметра, втеплюючи їх у гніздо "вимірювання". При цьому
стрілка гальванометра повинна встановитись у межах "чорного по-
ля" (до 0,0025 Р). Прилад готовий для роботи.

Дозиметри, що використовувались в процесі роботи, перевіряються
на ступінь розрядки. Для цього в гніздо "вимірювання" підгото