Принцип защиты от внутреннего ионизирующего облучения

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

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

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

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

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

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

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

Дозиметрический и радиометрический контроль. Методы применения.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

При проведении группового радиационного контроля необходимо учитывать следующие основные положения:

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

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

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

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

· вид и энергию излучения,

· диапазон чувствительности прибора,

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

· организационный;

· радиометрический или радиохимический анализ;

· интерпретация результатов исследования.

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

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

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

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

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

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

При установлении этих предельно допустимых уровней были приняты следующие положения.

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

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

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

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

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

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

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

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

II Дозиметри́ческий контро́ль

комплекс мероприятий, обеспечивающих систематическое измерение, регистрацию и оценку доз ионизирующих излучений, получаемых персоналом предприятий атомной промышленности, атомных электростанций и т.п., а также уровней загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами; в условиях ядерной войны предусматривается осуществление Д. к. личного состава войск и формирований гражданской обороны, различных групп населения и окружающей среды.

Дозиметри́ческий контро́ль группово́й - Д. к. группы людей, находящихся в одинаковых условиях облучения.

Дозиметри́ческий контро́ль индивидуа́льный - Д. к., обеспечивающий измерение и оценку внешнего облучения человека, степени его внутреннего радиоактивного загрязнения, а также загрязнения его кожных покровов и одежды.

1. Малая медицинская энциклопедия. - М.: Медицинская энциклопедия. 1991-96 гг. 2. Первая медицинская помощь. - М.: Большая Российская Энциклопедия. 1994 г. 3. Энциклопедический словарь медицинских терминов. - М.: Советская энциклопедия. - 1982-1984 гг .

Смотреть что такое "Дозиметрический контроль" в других словарях:

дозиметрический контроль - дозиметрический контроль: Комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей, проводимых с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений; Источник … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

Комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей, проводимых с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений. EdwART. Словарь терминов МЧС, 2010 … Словарь черезвычайных ситуаций

Дозиметрический контроль - комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений … Российская энциклопедия по охране труда

дозиметрический контроль - Комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений. [ГОСТ Р 22.0.05 94] Тематики техногенные чрезвычайные ситуации Обобщающие… … Справочник технического переводчика

дозиметрический контроль - dozimetrinė kontrolė statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. health monitoring; radioactive survey vok. Kernstrahlungskontrolle, f; Strahlenschutzüberwachung, f rus. дозиметрический контроль, m; радиационный контроль, m pranc. contrôle de… … Fizikos terminų žodynas

дозиметрический контроль - rus радиационнная дозиметрия (ж), дозиметрический контроль (м) eng radiation monitoring fra détection (f) des rayonnements deu Strahlennachweis (m), Strahlenüberwachung (f) spa control (m) de la irradiación … Безопасность и гигиена труда. Перевод на английский, французский, немецкий, испанский языки

дозиметрический контроль - dozimetrinė kontrolė statusas T sritis apsauga nuo naikinimo priemonių apibrėžtis Esamos jonizuojančiosios spinduliuotės aptikimas ir matavimas dozimetriniais prietaisais. Taip pat vadinama radiologine kontrole. atitikmenys: angl. radiological… …

дозиметрический контроль - dozimetrinė kontrolė statusas T sritis apsauga nuo naikinimo priemonių apibrėžtis Veiksmai ir priemonės technikos, maisto produktų, vandens ir kt. objektų radioaktyviajam užterštumui nustatyti ir žmonių radioaktyviąjai apšvitai kontroliuoti.… … Apsaugos nuo naikinimo priemonių enciklopedinis žodynas

Дозиметрический контроль - мероприятие по защите войск от поражения радиоактивными веществами; подразделяется на контроль радиоактивного облучения и контроль радиоактивного заражения. Контроль радиоактивного облучения состоит из измерения доз облучения, получаемых… … Краткий словарь оперативно-тактических и общевоенных терминов

Комплекс мероприятий, обеспечивающих систематическое измерение, регистрацию и оценку доз ионизирующих излучений, получаемых персоналом предприятий атомной промышленности, атомных электростанций и т. п., а также уровней загрязнения окружающей… … Большой медицинский словарь

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ТЕХНОЛОГИЙ И УПРАВЛЕНИЯ

Контрольная работа

По теме: «Физико-химические свойства и методы контроля качества товаров»

Введение

Заключение

Список литературы

Введение

В условиях перехода к рыночной экономике повышение конкурентоспособности товаров является важнейшей маркетинговой задачей предприятий, так как в этой комплексной категории сочетаются и фокусируются основные производственные, коммерческие, социально-экономические и финансовые результаты деятельности, качество коллективного труда.

Под конкурентоспособностью понимается комплексная многоаспектная характеристика товара, определяющая его предпочтение на рынке по сравнению с аналогичными изделиями-конкурентами как по степени соответствия конкретной общественной потребности, так и по затратам на ее удовлетворение, что обеспечивает возможность реализации этого товара в определенный момент времени на конкретном рынке.

Конкурентоспособность товаров представляет собой сложную категорию, состоящую из ряда элементов, важнейшим из которых является их качество, которое представлено совокупностью свойств и характеристик продукции (или услуги), обеспечивающей удовлетворение установленных или предполагаемых потребностей.

От того, насколько успешно решается проблема качества, зависит многое в экономической и социальной жизни страны. Объективный фактор, объясняющий многие глубинные причины наших экономических и социальных трудностей, снижающихся темпов экономического развития за последние десятилетия, с одной стороны, и причины повышения эффективности производства и уровня жизни в развитых странах Запада, с другой это качество создаваемой и выпускаемой продукции.

Улучшение качества продукции - важнейшее направление интенсивного развития экономики, источник экономического роста, эффективности общественного производства. В этих условиях возрастает значение комплексного управления качеством продукции и эффективностью производства.

Системы управления качеством, действующие на различных предприятиях, индивидуальны. Тем не менее, мировая наука и практика сформировали общие признаки этих систем, а также методы и принципы, которые могут применяться в каждой из них.

Управление качеством - действия, осуществляемые при создании, эксплуатации или потреблении продукции в целях установления, обеспечения и поддержания необходимого уровня ее качества. Управление качеством продукции основывается на стандартизации, которая представляет собой нормативно-техническую основу, определяющую прогрессивные требования к продукции, изготовленной для нужд национального хозяйства, населения, экспорта.

В своей курсовой работе я рассмотрю сущность и значение качества продукции, показатели качества, факторы, влияющие на качество продукции, системы управление качеством продукции и услуг.

1. Что такое качество продукции, ее показатели качества, уровни качества, факторы, влияющие на качество продукции

Проблема качества продукции носит в современном мире универсальный характер.

От того, насколько успешно она решается, зависит многое в экономической и социальной жизни страны. Объективный фактор, объясняющий многие глубинные причины наших экономических и социальных трудностей, снижающихся темпов экономического развития за последние десятилетия, с одной стороны, и причины повышения эффективности производства и уровня жизни в развитых странах Запада, с другой это качество создаваемой и выпускаемой продукции.

Качество товара, его эксплуатационная безопасность и надежность, дизайн, уровень послепродажного обслуживания являются для современного покупателя основными критериями при совершении покупки, и следовательно, определяют успех или неуспех фирмы на рынке.

Современная рыночная экономика предъявляет принципиально новые требования к качеству выпускаемой продукции. Это связано с тем, что сейчас выживаемость любой фирмы, ее устойчивое положение на рынке товаров и услуг определяются уровнем конкурентоспособности.

В свою очередь, конкурентоспособность связана с действием нескольких десятков факторов, среди которых можно выделить два основных - уровень цены и качество продукции. При этом качество продукции постепенно выходит на первое место. Производительность труда, экономия всех видов ресурсов уступают место качеству продукции.

Новейший подход к стратегии предпринимательства заключается в понимании того, что качество является самым эффективным средством удовлетворения требований потребителей и одновременно с этим - снижения издержек производства.

Качество - синтетический показатель, отражающий совокупное проявление многих факторов - от динамики и уровня развития национальной экономики до умения организовать и управлять процессом формирования качества в рамках любой хозяйственной единице. Вместе с тем мировой опыт показывает, что именно в условиях открытой рыночной экономики, немыслимой без острой конкуренции, проявляются факторы, которые делают качество условием выживания товаропроизводителей, определяющим результатом их хозяйственной деятельности.

Качество - это совокупность свойств и характеристик продукции, которые придают ей способность удовлетворять обусловленные или предполагаемые потребности. Являясь продуктом труда, качество товара - категория, неразрывно связанная как со стоимостью, так и с потребительской стоимостью.

Потребительная стоимость характеризует способность вещи удовлетворять определенную потребность. Одна и та же потребительная стоимость может в различной степени удовлетворять потребность. Поэтому качество характеризует меру потребительной стоимости, степень ее пригодности и полезности.

Следовательно, потребительная стоимость составляет основу качества, а последнее отражает уровень потребительной стоимости, т.е. количественное удовлетворение общественной потребности в продукции.

Показатели качества и методы их оценки

Для управления качеством продукции и его повышением необходимо оценить уровень качества. Область деятельности, связанная с количественной оценкой качества продукции, называется квалиметрией. Оценка уровня и качества продукции является основой для выработки необходимых управляющих воздействий в системе управления качеством продукции. Для оценки уровня качества продукции используют показатели качества.

Целью оценки является определение того, какие показатели качества следует выбирать для рассмотрения, какими методами, и с какой точностью определяют их значения, какие средства для этого потребуются, как обработать и в какой форме следует представить результаты оценки.

При определении целесообразности повышения качества продукции важное значение имеет учет показателей качества. От повышения качества по его отдельным показателям зависит объем затрат предприятия, поэтому необходимо учитывать финансовые и производственные возможности предприятия при планировании повышения качества. Одни и те же показатели могут иметь разную степень значимости для предприятия в зависимости от выпускаемой продукции.

Показатель качества продукции численно характеризует степень проявления определенного свойства, входящего в состав качества.

Качество продукции - совокупность свойств, которые количественно выражаются в показателях качества. Общепризнанной является классификация на десять показателей.

1. Показатели назначения - характеризуют полезный эффект от использования продукции по назначению и обусловливают область применения готовой продукции.

2. Показатели надежности - безотказность, сохраняемость, ремонтопригодность и долговечность изделия. В зависимости от особенностей оцениваемой продукции для характеристики надежности могут использоваться как все 4, так и часть из названных показателей.

3. Показатели технологичности характеризуют эффективность конструкторско-технологических решений для обеспечения высокой производительности труда при изготовлении и ремонте продукции. Именно с помощью технологичности достигаются массовость выпуска продукции, рациональное распределение затрат материалов, средств, трудовых ресурсов и времени при технологической подготовке производства, изготовлении и эксплуатации продукции.

4. Показатели стандартизации и унификации - это насыщенность продукции стандартными, унифицированными и оригинальными составными частями. Чем меньше оригинальных изделий, тем лучше как для изготовителя, так и для потребителя.

5. Эргономические показатели - отражают взаимодействие человека с изделием и комплексом гигиенических, антропометрических, физиологических свойств человека, проявляющихся при пользовании изделием.

6. Эстетические показатели - характеризуют информационную выразительность, рациональность формы, целостность композиции, совершенство исполнения и стабильность товарного вида изделия.

7. Показатели транспортабельности - выражают приспособленность продукции к транспортировке.

8. Патентно-правовые показатели - характеризуют патентную чистоту продукции и являются существенным фактором при определении конкурентоспособности.

9. Экологические показатели могут вообще отсутствовать в продукции, когда производство данной продукции не может быть экологически опасным - в принципе, например, при телевизоров, компакт-дисков. Это уровень вредных воздействий на окружающую среду, которые возникают при эксплуатации или потреблении продукции.

10. Показатели безопасности - характеризуют особенности для безопасности покупателя и обслуживающего персонала, то есть обеспечивают безопасность при монтаже, обслуживании, ремонте, хранении, транспортировке, потреблении продукции.

Совокупность перечисленных показателей формирует качество продукции. Однако помимо всех этих показателей важна и цена изделия. Именно с ней связан вопрос экономически оптимального качества. Покупатель, приобретая изделие, всегда сопоставляет, компенсирует ли цена набор свойств, которыми оно обладает. Если при улучшении качества цена буде слишком высокой, то тогда эффективности повышения качества не будет.

Факторы, влияющие на качество продукции

На каждом предприятии на качество продукции влияют разнообразные факторы, как внутренние, так и внешние.

К внутренним относятся такие, которые связаны со способностью предприятия выпускать продукцию надлежащего качества, т.е. зависят от деятельности самого предприятия. Они многочисленны, их классифицируют на следующие группы: технические, организационные, экономические, социально - психологические.

Технические факторы самым существенным образом влияют на качество продукции, поэтому внедрение новой технологии, применение новых материалов, более качественного сырья - материальная основа для выпуска конкурентоспособной продукции.

Организационные факторы связаны с совершенствованием организации производства и труда, повышением производственной дисциплины и ответственности за качество продукции, обеспечением культуры производства и соответствующего уровня квалификации персонала.

Экономические факторы обусловлены затратами на выпуск и реализацию продукции, политикой ценообразования и системой экономического стимулирования персонала за производство высококачественной продукции.

Социально - экономические факторы в значительной мере влияют на создание здоровых условий работы, преданности и гордости за марку своего предприятия, моральное стимулирование работников - все это важные составляющие для выпуска конкурентоспособной продукции.

Внешние факторы в условиях рыночных отношений способствуют формированию качества продукции. Внешняя или окружающая среда является неотъемлемым условием существования любого предприятия и является по отношению к нему неконтролируемым фактором. Все воздействие внешней среды можно разделить на следующие отдельные факторы: экономические, политические, рыночные, технологические, конкурентные, международные и социальные.

Анализ внешней среды дает возможности организации для прогнозирования ее возможностей, для составления плана на случай непредвиденных обстоятельств, для разработки системы раннего предупреждения на случай возможных угроз и для разработки стратегий, которые могли бы превратить внешние угрозы в любые выгодные возможности. Анализ внешней среды необходим в процессе стратегического планирования.

Среди рассмотренных факторов внешней среды конкурентные факторы занимают особое место. Ни одна организация не может себе позволить игнорировать фактические или возможные реакции своих конкурентов.

В условиях рыночных отношений изменяются цели предприятия, которые объединяют в себе следующие вопросы: обеспечение выживаемости, максимизация загрузки, максимизация текущей прибыли, завоевание лидерства на сегменте рынка, завоевание лидерства по показателям качества товара, достижение конкретного объема сбыта, рост продаж, завоевание расположения клиента.

конкурентоспособность качество потребность

2. Какие показатели характеризуют оптические свойства потребительских товаров

В экспертизе продовольственных товаров используются многие оптические методы, основанные на изменениях энергетического состояния атомов веществ. Оптические методы анализа используют энергетические переходы внешних валентных электронов. Общим для них является необходимость предварительной атомизации разложение на части/ вещества.

Большой класс оптических методов основан на использовании различных явлений и эффектов, возникающих при взаимодействии электромагнитного излучения с веществом. В связи с этим необходимо рассмотреть сущность электромагнитного излучения.

Электромагнитное излучение /ЭМИ/, свет имеет двойственную природу - волновую и корпускулярную. Для описания ЭМИ используют волновые и квантовые характеристики /параметры/.

Волновые параметры. Электромагнитную волну можно представить в виде двух переменных полей, перпендикулярных друг другу и к направлению движения волны.

Рис. 1 Электромагнитная волна

Н - магнитная составляющая, Е - электрическая составляющая

Частота (н) - число колебаний в единицу времени. В СИ единица частоты Гц. 1Гц = 1 колебанию в секунду. Высокие частоты измеряют в КГц. 1КГЦ =103Гц. 1МГц =106Гц. Зеленый свет например характеризуется частотой 6*10Гц.

Длина волны (л) - расстояние между двумя соседними максимумами волны. Она равна отношению скорости к частоте. В СИ измеряется в метрах и его долях -- сантиметрах (см), миллиметрах (мм), микрометрах (мкм), нанометрах (нм), ангстремах (Е), 1 мкм = 10-6м. 1 нм = 10-9м. lЕ = 10-10м. Зеленый свет представляет собой электромагнитные колебания с длиной волны = 500-550 нм = 5*10-7-5,5*10-7м.

Совокупность всех частот (длин волн) ЭМИ называют электромагнитным спектром.

В зависимости от длины волны в электромагнитном спектре выделяют следующие участки (области):

Рентгеновская 10-12 - 10-8м или до 10 нм

Дальняя УФ 10-8 - 10-7м 10 - 200 нм

Ближняя УФ 2*10-7 - 4*10-7м 200 - 400 нм

Видимая 4*10-7 - 7,6*10-7м 400 - 760 нм

Ближняя ИК 7,6*10-7м - 2,5*10-6м 760 - 2500 нм

Средняя ИК 2,5*10-6 - 5,0*10-5м 2500 - 5000 нм

Дальняя ИК 5,0*10-5 - 1,0*10-3м 5000 - 1000000 нм

Микроволновая 1,0*10-3 - 1,0м

Радиоволновая 1,0 - 103м

Волновое число (а) - число волн, приходящееся на единицу расстояния. В качестве единицы волнового числа наиболее часто используют обратный сантиметр (см-1). Для зеленого света = 1/5*10 = 2,0*101см.

Скорость распространения ЭМИ в определенной среде (с), в вакууме она максимальна (с = 2,99792*108 м/с - 300000 км/с = 3,0* 1010 см/с). В любой другой среде с1 = c/з1 где з1- коэффициент преломления среды.

Длина волны и частота колебаний связаны между собой соотношением:

v = с/л = с*а.

н = 3,0*108/5,0*10-7 = 0,6*1015 гц = 6,0*1014 гц

н = 3,0*1010*2,0*10-4 = 6,0*1014гц

Интенсивность (I) - на практике за интенсивность принимают значение аналитического сигнала в произвольных единицах, например число делений шкалы прибора. По определению, интенсивность - это мощность ЭМИ, испускаемого источником в определенном направлении, на единицу телесного угла, она пропорциональна квадрату амплитуды.

Плоскость поляризации - плоскость ХУ, в которой колеблется электромагнитное поле. Электромагнитный поток, состоящий из множества плоскостей поляризации, называют неполяризованным, а поток, в котором поля электрическое или магнитное лежат в одной плоскости - плоскополяризованным.

Классификация оптических методов анализа

Методы анализа, основанные на изменениях энергетического состояния атомов веществ входят в группу оптических (атомно-спектроскопических методов), различающихся по способу получения и регистрации аналитического сигнала.

Оптические методы анализа (ОМА) используют энергетические переходы внешних электронов (валентных). Общим для них является необходимость предварительной атомизации (разложение на атомы) вещества.

Атомно-эмиссионная спектроскопия основана на испускании излучения атомами, возбужденными кинетической энергией плазмы, дугового или искрового разряда и т.п.

Атомно-флуоресцентная спектроскопия использует испускание излучения атомами, возбужденными электромагнитным излучением от внешнего источника.

Атомно-абсорбционная спектроскопия основана на поглощении атомами излучения от внешнего источника.

Рентгеновские методы основаны на энергетических переходах внутренних электронов атомов. В зависимости от способа получения и регистрации сигнала различают рентгеноэмиссионную, рентгеноабсорбционную, рентгенофлуоресцентную спектроскопию и их разновидности (электронная спектроскопия, электронно-зондовый анализ и др.). Используют их в основном для исследования строения вещества. Рентгеновские методы не требуют атомизации вещества и позволяют исследовать твердые пробы без их предварительной подготовки.

Ядерные методы основаны на возбуждении ядер атомов. По происхождению аналитического сигнала различают следующие молекулярно-спектроскопические методы: абсорбционная молекулярная спектроскопия основана на энергетических переходах валентных электронов, сигналы от которых проявляются в видимой и УФ-областях. Абсорбционная молекулярная спектроскопия в ИК-области основана на колебательных переходах, сигналы от которых проявляются в области от 800нм до 10 или в приемлемых единицах от 2,5мкм до 40мкм.

Люминесцентная спектрометрия базируется на испускании излучения после возбуждения молекул светом.

Магнитная резонансная спектрометрия основана на получении сигналов от молекул, помещенных в магнитное поле.

Фотоакустическая спектрометрия основана на измерении теплоты, выделяемой при безизлучательных переходах.

Рентгеновская спектроскопия основана на возбуждении внутренних электронов молекулы.

3. Как проводится дозиметрический контроль потребительских товаров

Дозиметрический контроль проводится с целью своевременного получения данных о дозах облучения личного состава ПСФ при действиях в зонах радиоактивного загрязнения. По полученным данным определяется режим работы ПСФ. Дозиметрический контроль подразделяется на групповой и индивидуальный.

Групповой контроль проводится с целью получения данных о средних дозах облучения для оценки и определения категории работоспособности личного состава ПСФ. Для этого формирование обеспечивается измерителями дозы излучения ИД-1 (дозиметрами ДКП-50-А из комплектов ДП-24, ДП-22В) из расчета 1-2 дозиметра на группу численностью 14-20 человек, действующих в одинаковых условиях радиационной обстановки.

Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах каждого спасателя, которые необходимы для первичной диагностики степени тяжести радиационного поражения. Личному составу ПСФ в этих целях выдаются индивидуальные измерители мощности дозы ИД-11.

Характеристики приборов радиационной разведки и дозиметрического контроля

Наименование	Характеристики и диапазон измерений	Назначение
Полевой радиометр-рентгенометр ДП-5А (ДП-5Б, ДП-5В)	По гамма-излучению 50 мкР/ч - 200 Р/ч	Измерение мощности дозы гамма-излучения и наличия загрязненной местности по гамма-, бета-излучению
Дозиметр ДРГ-01Т	10 мкР/ч - 10 Р/ч	Измерение мощности экспозиционной дозы (МЭД) внешнего гамма-излучения
Комплект дозиметров ДП-22В		Измерение доз излучения
Комплект дозиметров ДП-24 (аналог ДП-22В)		Измерение доз излучения
Комплект измерителя дозы ИД-1		Измерение поглощенных доз гамма-нейтронного излучения
Индивидуальный измеритель дозы ИД-11 с измерительным устройством ИУ	10-1500 рад 50-800 Р	Индивидуальный контроль облучения с целью первичной диагностики радиационного поражения
Химические дозиметры ДП-70 (ДП-70М) выдаются дополнительно к ДКП-50-А		Измерение доз излучения для медицинской диагностики степени поражения
Комплект дозиметров ДК-0,2		Измерение мощности дозы гамма-излучения в лабораторных условиях

Определение радиоактивных частиц в потребительских товарах производят с помощью радиометра-дозиметра ДБГ-07Б «Эксперт».

Открытие радиоактивности относится к 1896 г., когда А.Беккерель обнаружил, что уран самопроизвольно испускает излучение, названное им радиактивным (от лат. Radio - излучаю и actiwas - действенный).

Радиоактивное излучение возникает при самопроизвольном распаде атомного ядра. Известно несколько типов радиоактивного распада и радиоактивного излучения.

Радиоактивность. Ядра атомов состоят из нуклонов, протонов и нейтронов. Число протонов в ядре равно атомному номеру Z данного элемента в периодической системе Д.И.Менделеева. Общее число протонов и нейтронов в ядре равно массовому числу А, соответственно число нейтронов N = А -- Z.

Совокупность атомов, ядра которых имеют одинаковые А и Z, называют изотопами.

Многие химические элементы имеют несколько изотопов, например, у водорода их три: 11Н, 21Н, 31H.

Первые два изотопа протий и дейтерий - стабильные, а третий - тритий - радиоактивный (нестабильный).

Изотопы, ядра которых пертерпевают самопроизвольные превращения, называют радиоактивными. Обычно эти превращения обладают двумя особенностями:

Для всех типов радиоактивных превращений справедлив один кинетический закон;

Количество типов радиоактивных превращений ограниченно. Различают следующие типы ядерных, т.е. радиоактивных превращений:

превращения, изомерный переход, нейтронный распад, протонный распад, спонтанное деление,

излучение,

излучение сопровождает многие из перечисленных типов превращений, а при изомерном переходе является единственным видом излучения.

Таблица 1

	Обозначение			Проникающая способность	Ионизирующая способность
Электрон
Позитрон
Альфа-частица
				Очень высокая	Отсутствует
т.е. квант				Очень высокая	Очень низкая

* - относительно нейтрона,

**- 1,60240* 10Кл.

для большого количества ядер число актов распада в единицу времени (скорость распада) пропорционально исходному количеству ядер N:

Выражение (12.1) представляет собой дифференциальную форму закона радиоактивного распада, где N - число радиоактивных атомов в момент времени t; л - константа, называемая постоянной распада или радиоактивной постоянной, с-1. Интегральная форма закона радиоактивного распада получается интегрированием уравнения (12.1) в пределах от t0 = 0 до tt:

Где Nt - число радиоактивных ядер в момент времени t=0;

N0 - количество радиоактивных ядер в момент времени t.

Закон радиоактивного распада носит статистический характер: чем больше распадающихся ядер, тем точнее он выполняется. Скорость радиоактивного распада - (dN/dt) называют абсолютной активностью - (а) образца:

at = - dN/dt = лN

Абсолютная активность выражается числом актов распада в секунду и подчиняется закону радиоактивного распада:

Наряду с л - радиоактивной постоянной, устойчивость радиоактивного изотопа можно охарактеризовать периодом полураспада. T1/2 - это промежуток времени, в течение которого происходит распад половины имеющихся в наличии радиоактивных ядер элемента. Абсолютная активность,а"за время Т1/2 уменьшается вдвое:

аТ1/2 / а0 = Ѕ = е -лТ1/2

л*Т1/2 = 1n2 = 0,693

Каждый радионуклид (химический элемент, подверженный радиоактивному распаду) имеет неизменный, присущий только ему, период полураспада, который может составлять от нескольких секунд до миллионов лет. Например, 238U распадается наполовину за 4470 млн лет, а 1381 - всего лишь за 8 сут.

Величины и единицы измерения радиоактивности

ПОГЛОЩЕННАЯ ДОЗА - единица измерения - 1Гр (грей). 1Гр=100рад.

ЭКВИВАЛЕНТНАЯ ДОЗА - это величина поглощенной дозы (в греях или радах), умноженная на переводной «коэффициент качества», отражающий эффективность воздействия конкретного вида радиации. Единица измерения -1 Зв (зиверт) в системе СИ; 1 бэр - внесистемная единица (биологический эквивалент рентгена), 100 бэр = 1 Зв.

МОЩНОСТЬ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ - это приращение эквивалентной дозы за малый промежуток времени, деленное на этот промежуток времени. Единица измерения - 1 Эв/час - (в системе СИ), 1 бэр/час - (внесистемная единица). 1 Эв/час = 100 бэр/час.

ФЛЮЕНС - число частиц, проникающих в сферу малого сечения, деленное на это сечение. Единица измерения - 1см.

ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА ЧАСТИЦ - флюенс частиц за малый промежуток времени, деленный на этот промежуток времени. Единица измерения - част/см*мин.

АКТИВНОСТЬ - это число распадов в секунду в радиоактивном образце. Единица измерения - 1Бк (беккерель). Внесистемная единица измерения - Кu (кюри).

УДЕЛЬНАЯ АКТИВНОСТЬ - это число распадов в секунду в радиоактивном образце на единицу массы образца. Единица измерения - 1 Бк/кг.

Равные дозы различных видов излучения не обязательно должны вызывать одинаковые биологические эффекты. Например, поглощенная доза нейтронного излучения 0,5Гр будет приводить к более тяжелым последствиям, чем такая же доза рентгеновского излучения. Обычно при одинаковой величине поглощенной дозы рентгеновские лучи, г- и электронное излучение вызывают наименьшие повреждения по сравнению с излучением тяжелых ионов. Нейтронное излучение занимает промежуточное положение.

б-распад характерен для атомов тяжелых элементов, б-частица представляет собой ядро атома гелия 42Не, поэтому при испускании б-частицы образуется ядро с зарядом Z на 2 единицы меньше и массой А на 4 единицы меньше, чем у исходного радиоактивного изотопа:

23892U = 23490Th + 42He (б-частица),

б-частицы радиоактивных элементов имеют большую энергию, достигающую 9 МэВ. Часто спектр б-частиц состоит из нескольких групп (зон), каждая из которых включает б-частицы определенной энергии. Наличие б-частиц различных энергий при распаде одного и того же изотопа указывает на то, что б-распад сопровождается г-излучением. б-частицы, образующиеся при распаде, вступают во взаимодействие с веществом среды. Это взаимодействие сопровождается рассеиванием энергии б-частиц и превращением их атомы гелия. При этом энергия расходуется главным образом на взаимодействие с электронами атомов и молекул среды, что приводит к их ионизации и возбуждению. Так, например, б-частица, имеющая энергию 3,4 МэВ, может образовать 105 пар ионов, на образование 1 пары ионов необходимо около 34 эВ. Проникающая способностью б-частиц мала. Они поглощаются листом писчей бумаги, тканью одежды. Средние пробеги в воздухе не превышают 10 см.

Заключение

Под управление качеством продукции понимают постоянный, планомерный, целеустремленный процесс воздействия на всех уровнях на факторы и условия, обеспечивающий создание продукции оптимального качества и полноценное ее использование.

Управление качеством - органическая часть общего управления производством и одна из его ветвей дерева целей.

Основными задачами управления качества являются: изучение рынка сбыта; изучение национальных и международных требований к выпускаемой продукции; разработка методов и средств воздействия на процессы исследования, проектирования и производства; сбор, анализ, хранение информации о качестве продукции.

При управлении качеством продукции непосредственными объектами управления, как правило, являются процессы, от которых зависит качество продукции.

Система управления качеством продукции представляет собой совокупность управленческих органов и объектов управления, мероприятий, методов и средств, направленных на установление, обеспечение и поддержание высокого уровня качества продукции.

Современное управление качеством на предприятии, независимо от формы собственности и масштаба производственной деятельности, должно оптимально сочетать действия, методы и средства, обеспечивающие, с одной стороны, изготовление продукции, удовлетворяющей текущие запросы и потребности рынка, а с другой - разработку новой продукции, способной удовлетворять будущие потребности и будущие запросы рынка.

Не менее важным элементом в управлении качеством является сертификация и стандартизация. Главная задача стандартизации состоит в создании системы нормативно-технической документации. Эта система определяет прогрессивные требования к продукции, а также контроль за правильностью использования этой документации. Сертификация продукции является одним из способов подтверждения соответствия продукции заданным требованиям. Правовые основы стандартизации и сертификации продукции регламентируется законодательными и нормативными актами.

Литература

1. Васильев В.П. Аналитическая химия. Учебник для хим-техн. Спец.вузов.-М.Высшая школа, 1989.

2. Вытовтов А.А. Физико-химические свойства и методы контроля качества потребительских товаров. Ч.1: Учебное пособие //СПбТЭИ, СПб, 1997.

3. Вытовтов А.А. и др. Физико-химические свойства и методы контроля качества потребительских товаров. Ч.2: Учебное пособие // СПбТЭИ, СПб,1998.

4. Ворохова Е.Н., Прохоров Г.В. Аналитическая химия. Физико-химические методы анализа: Учебник- М. Высшая школа, 1991.

5. Коленко Я.А. Технология лабораторного эксперимента: Справочник СПб. Политехника, 1994.

6. Кириллов Е.А. Цветоведение. М. Ленпромбытиздат.1987.

7. Луизов А.В. Цвет и свет. Л. Энергопромиздат. 1989.

8. Матц С.А. Структура и консистенция пищевых продуктов. М. Легкая промышленность. 1982.

9. Современные методы исследования качества пищевых продуктов. А.Снегирева, А.Н.Жванко и др. М. «Экономика», 1976.

10. Справочное руководство по древесине. Пер. с англ., М. «Лесная промышленность ». 1982.

11. Анализ и оценка качества консервов по микробиологическим показателям (Мазохина-Поршнякова Н.И. и др.). М., Пищевая промышленность. 1977.

12. Аненко М.И. Дубовик А.С. Прикладная статистика. 2-е изд., переработ. - М. «Наука», 1982.

13. Айвазян С.А. Прикладная статистика:

14. Айвазян С.А. Прикладная статистика: исследование зависимостей. М. «Финансы и статистика», 1985.

15. Дмитриев А.С. и др. Прикладная статистика. Статистические и термодинамические свойства твердых тел. - М. «Мир», 1981.

16. Джонсон Л., Лион Ф. Статистика и планирование эксперимента в технике и наук: методы планирования эксперимента. М. «Мир», 1981.

17. Завертанная Л.С., Дефекты и тепловые свойства твердых тел. Харьков, 1984.

18. Кряйзмер Л.П. Кибернетика: Учебн. - М. Агропромиздат, 1985.

19. Легко В.К., Мазурин О.В. Свойства карцевого стекла. Л. «Наука», 1985.

20. Методы разделения и концентрирования в аналитической химии / Л.Н.Москвин, Г.Л.Цпарина. - Л. «Химия», 1991.

Размещено на Allbest.ru

...

Подобные документы

Понятие качества и конкурентоспособности продукции. Факторы и показатели обеспечения качества товара, методы определения значений показателей. Методы оценки конкурентоспособности. Маркетинговая карта рынка мясоперерабатывающих (колбасных) компаний.

курсовая работа , добавлен 15.12.2013


Показатели качества и система качества. Влияние качества на уровень показателей деятельности предприятия, себестоимость, цену продукции, прибыль, рентабельность, конкурентоспособность продукции. Методы осуществления оценки технического уровня продукции.

контрольная работа , добавлен 05.10.2010


Понятие, методы и последовательность оценки качества продукции. Качество товаров как совокупность характерных свойств, формы, внешнего вида и условий применения. Уровень качества товара: оценка на основе количественного измерения определяющих ее свойств.

реферат , добавлен 13.05.2009


Методологические принципы квалиметрии, ее существенные отличия от метрологии. Формирование иерархической структуры качества продукции. Единичные, комплексные, интегральные и базовые показатели качества, их характеристики. Методы оценки уровня качества.

реферат , добавлен 09.12.2009


Сущность понятия "качество", экономическое и социальное значение его роста. Его анализ с точки зрения различных категорий. Показатели и факторы повышения уровня качества продукции. Объективные, эвристические и статистические методы его определения.

курсовая работа , добавлен 17.05.2016


Сущность качества продукции и ее планирование на предприятии, оценка важности и необходимости данного процесса. Показатели качества продукции как основная категория оценки потребительских ценностей. Методы обеспечения качества продукции на предприятии.

курсовая работа , добавлен 08.01.2011


Методы оценки, показатели качества телекоммуникационных услуг в традиционных сетях. Качество обслуживания в сетях, построенных на базе IP-ориентированных протоколов. Концепция качества услуг с точки зрения управления сетью передачи данных оператора связи.

контрольная работа , добавлен 28.10.2014


Понятие качества продукции как экономической категории, совокупности потребительских свойств и характеристик, придающих ей способность удовлетворять потребности. Направления и основные этапы оценки качества на рынке, используемые методики и критерии.

отчет по практике , добавлен 13.07.2014


Особенности управления качеством в процессе производства. Нормативная документация, сырье, состав и физико-химические свойства пива "Аливария золотое". Контролируемые показатели качества, их классификация. Разработка модели оценки уровня качества пива.

курсовая работа , добавлен 08.01.2016


Различные подходы к понятию качества, его влияние на потребительскую стоимость продукции. Классификация типов рынка по степени развития конкуренции. Задачи оценки уровня качества продукции, его улучшение с целью повышения конкурентоспособности товара.

МУ 2.6.1.065-2014

Методические указания

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

Дата введения 2015-01-01

УТВЕРЖДАЮ

Заместитель руководителя ФМБА России, Главный государственный санитарный врач по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям В.В.Романов 06 ноября 2014 г.

Предисловие

1. Разработаны:

Федеральным медико-биологическим агентством (к.т.н. Н.П.Поцяпун);

Федеральным государственным бюджетным учреждением "Государственный научный центр Российской Федерации - Федеральный медицинский биофизический центр имени A.И.Бурназяна" (ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им.А.И.Бурназяна ФМБА России) (к.т.н., с.н.с. О.А.Кочетков, к.т.н. Ю.В.Абрамов, к.б.н. Б.А.Кухта, к.т.н. А.А.Молоканов, д.т.н., с.н.с. Ю.С.Степанов); ФГУП "Южно-Уральский институт биофизики" ФМБА России (ФГУП ЮУрИБФ) (к.б.н. В.В.Востротин); Российским научным центром "Курчатовский институт" (к.ф.-м.н. В.А.Кутьков); ООО Научно-технический Центр "Амплитуда" (ООО "НТЦ Амплитуда") (к.т.н. С.Ю.Антропов).

3. Утверждены Заместителем руководителя ФМБА России, Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям B. В.Романовым.

5. Введены взамен МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования".

Предисловие к публикации

Предисловие к публикации

Новая редакция Методических указаний МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования" была утверждена в конце 2014 года под номером МУ 2.6.1.065-2014, но их общедоступная версия публикуется впервые совместно с новой редакцией Методических указаний МУ 2.6.1.16-2000 "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организаций контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования", которые утверждены в 2016 году под номером МУ 2.6.5.28-2016. Поскольку документ МУ 2.6.5.28-2016 является для рассматриваемого документа основополагающим, то в тексте МУ 2.6.1.065-2014 дана ссылка на новую редакцию документа МУ 2.6.5.28-2016 и приведены в соответствие с ним терминология и некоторые основные положения.

Введение

За время, прошедшее с момента выхода Методических указаний МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования" [МУ 2.6.1.26-2000 ], подходы к контролю профессионального внутреннего облучения, содержащиеся в действующих Нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009 , не изменились. Однако за это время вышли стандарты Международной организации по стандартизации (ISO): 2553:2006* , 27048:2011 и 28218:2010 , определяющие, соответственно, минимальные требования к планированию программ дозиметрического контроля (ДК) внутреннего облучения , процедурам интерпретации результатов измерений , а также устанавливающие критерии для обеспечения и контроля качества измерений, проводимых с использованием прямой (измерения in vivo ) и/или косвенной (измерения in vitro ) дозиметрии . В результате, обновление МУ 2.6.1.26-2000 , по прошествии срока его действия, потребовало не только новой редакции документа с учетом опыта его внедрения, но также и адаптации его положений к требованиям перечисленных выше стандартов ISO. Эти требования касаются практически всех пунктов МУ 2.6.1.26-2000 , детализируя их основные положения. Вместе с тем, они не меняют заложенную в них методологию контроля доз. Так, необходимость указания величины неопределенности оценки индивидуальной дозы работника и подходы к ее расчету появились в МУ 2.6.1.26-2000 раньше, чем в стандарте ISO 27048:2011. Таким образом, данные Методические указания (МУ) имеют те же цели и содержат в основе своей ту же методологию контроля доз персонала, что и МУ 2.6.1.26-2000 , но при этом все положения нового документа согласованы с требованиями международных стандартов ISO. В частности, в тексте МУ приведена таблица максимальных значений интервалов между измерениями для проведения текущей программы индивидуального дозиметрического контроля, изменены требования к допустимым уровням неопределенности при определении индивидуальной дозы внутреннего облучения, изменен термин "ГДК" на "ДКРМ" - дозиметрический контроль рабочих мест, изменен способ расчета максимального значения индивидуальных ОЭД работников при проведении ДКРМ, изменен термин "Регламент ДК" на "Порядок ДК", а также конкретизированы требования к содержанию Порядка ДК и к методикам выполнения расчета дозы. В Приложениях к настоящим МУ приведены критические значения (M ) измеряемых величин при проведении текущего дозиметрического контроля, соответствующие значению ОЭД, равному 0,1 мЗв, а также стандартная процедура расчета поступления и ОЭД работника при проведении индивидуального дозиметрического контроля, в основном повторяющая процедуру, представленную в стандарте ISO 27048:2011.
________________
измерение содержания радионуклидов в отдельных тканях и органах (или во всем теле) с использованием спектрометров излучения человека (СИЧ).

измерение содержания радионуклидов в экскретах (моча, кал), образцах крови, выдыхаемом воздухе, секционном материале и прочих пробах биологического материала.

* Доступ к международным и зарубежным документам, упомянутым здесь и далее по тексту, можно получить, перейдя по ссылке на сайт http://shop.cntd.ru . - Примечание изготовителя базы данных.


Целью данных Методических указаний является установление общих требований к системе дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала предприятий ГК "Росатом", отвечающих требованиям СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" и СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)" в контролируемых условиях эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения.

Устанавливаемая система ДК внутреннего облучения базируется на использовании накопленного отечественного опыта, отраженного в научных разработках и методических рекомендациях, а также на требованиях стандартов Международной организации по стандартизации (ISO), рекомендациях Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) и руководствах Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) по общим требованиям к обеспечению радиационной безопасности. Внедрение в практику настоящих МУ приведет к созданию системы контроля внутреннего облучения персонала, отвечающей требованиям, выработанным международным сообществом, и позволит получать достоверную информацию об индивидуальных дозах внутреннего облучения персонала, что обеспечит выполнение требований НРБ-99/2009 в части определения степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов.

Поскольку прямое определение индивидуальных доз внутреннего облучения невозможно, для целей ДК персонала эта задача решается в два этапа:

- проведение измерений содержания радионуклидов либо в воздухе рабочих помещений, либо во всем теле человека или отдельных его органах, либо в выделениях или других пробах биологического происхождения;

- интерпретация результатов указанных измерений, т.е. восстановление значений величин поступления радионуклидов за год и ОЭД внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм данных радионуклидов, с использованием соответствующих моделей и в рамках конкретных методик выполнения расчетов.

Область применения

1. Настоящие методические указания распространяются на систему организации и осуществления дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала при поступлении радиоактивных веществ в организм человека через органы дыхания (ингаляционное поступление):

- предприятий (радиационных объектов), находящихся в ведении Госкорпорации "Росатом";

- предприятий (радиационных объектов), подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их формы собственности.

Требования к методам определения доз внутреннего облучения (эффективных эквивалентных, поглощенных и т.д.) и к организации соответствующего контроля при иных путях поступления радионуклидов в организм, а также при аварийном облучении, определяются отдельными методическими документами.

Требования к системе контроля внутреннего облучения персонала при ингаляционном поступлении изотопов радона и их дочерних продуктов определяются в отдельных методических документах.

Поскольку, согласно п.8.5 НРБ-99/2009 , инертные газы (кроме изотопов радона и их дочерних продуктов) являются источниками внешнего облучения, ДК для них в данных МУ не рассматривается.

2. В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 устанавливаются общие требования к методам определения индивидуальных доз облучения, планированию, организации и проведению дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников при обращении с радиоактивными веществами в открытом виде в контролируемых условиях техногенного облучения (п.3 НРБ-99/2009):

- в нормальных условиях эксплуатации (п.3.1 НРБ-99/2009);

- при планируемом повышенном облучении (п.3.2 НРБ-99/2009).

3. Методические указания предназначены для использования специалистами в области дозиметрии внутреннего облучения при разработке Порядка ДК внутреннего облучения, соответствующих методик измерений и выполнения расчетов, а также программ дозиметрического контроля персонала предприятий и учреждений Госкорпорации "Росатом" (а также предприятий и учреждений, подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их формы собственности).

4. Требования настоящих методических указаний не распространяются на методы определения ОЭД внутреннего облучения персонала, связанных с производственной деятельностью за период, предшествовавший введению НРБ-99 .

5. Предприятие обязано привести деятельность по осуществлению дозиметрического контроля внутреннего облучения в соответствие с требованиями настоящих МУ в течение срока, согласованного для данного предприятия уполномоченным органом федерального государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Нормативные ссылки

6. В настоящих МУ учтены требования, указания и рекомендации, изложенные в следующих нормативных и методических документах:

СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009

СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)": Санитарные правила и нормативы

МУ 2.6.5.28-2016 Методические указания "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организаций контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования"

ГОСТ 8.033-95* Государственный первичный эталон и государственная поверочная схема средств измерений активности и удельной активности радионуклидов в жидкостях
________________
* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать ГОСТ 8.033-96 Государственная система обеспечения единства измерений (ГСИ). Государственная поверочная схема для средств измерений активности радионуклидов, потока и плотности потока альфа-, бета-частиц и фотонов радионуклидных источников. - Примечание изготовителя базы данных.

ГОСТ Р 8.417-2002* Межгосударственный стандарт. ГСИ. Единицы величин
________________
* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: ГОСТ 8.417-2002 . - Примечание изготовителя базы данных.


ГОСТ Р 8.565-96 Метрологическое обеспечение эксплуатации атомных станций. Основные положения

ГОСТ 8.638-2013 Государственная система обеспечения единства измерений. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения

ГОСТ Р 8.736-2011 ГСИ. Измерения прямые многократные. Методы обработки результатов измерений. Основные положения

МИ 2955-05 ГСИ. Типовая методика аттестации программного обеспечения средств измерений и порядок ее проведения

МИ 2891-04 . ГСИ. Общие требования к программному обеспечению средств измерений

МУК 4.4.19-08* "Относительные измерения. Радиометрия. Требования к методикам выполнения измерений активности образцов проб биологических объектов, объектов внешней среды и пищевых продуктов (с оценкой погрешности и неопределенности измерений)": Федеральное медико-биологическое агентство

________________

* Документ не приводится. За дополнительной информацией обратитесь по ссылке . - Примечание изготовителя базы данных.

Общие положения

7. В настоящих МУ в соответствии с требованиями НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 к обеспечению радиационной безопасности устанавливаются общие требования к системе ДК внутреннего облучения персонала предприятий и учреждений Госкорпорации "Росатом" (а также предприятий и учреждений, подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их формы собственности) в контролируемых условиях эксплуатации источников излучения:

8. Для обеспечения систематизации и единства методических подходов к дозиметрическому контролю в МУ устанавливаются:

- общие требования к планированию, организации и проведению ДК внутреннего облучения со стандартизацией основных положений системы контроля профессионального внутреннего облучения;

- требования (в общем виде) к способам и методам определения ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения как физической величины;

- требования к средствам измерений, методикам измерений, способам интерпретации результатов измерений - методикам выполнения расчетов и метрологическому обеспечению ДК.

9. Под индивидуальной дозой понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе или ткани), которая была бы получена стандартным работником если бы:

- он находился в тех же производственных условиях и выполнял те же работы с источником, что и данный индивид (согласно МУ 2.6.1.16-2000);

- ожидаемые результаты радиометрических/спектрометрических измерений содержания радионуклидов с использованием методов in vivo или in vitro для стандартного работника (расчетные) те же, что и для данного индивида в реальных условиях в результате соответствующих измерений (экспериментальные).

10. При определении индивидуальной эффективной дозы работника (в соответствии с определением эффективной дозы) игнорируется ее возможное отличие от "истинной" дозы облучения, обусловленное различием между значениями следующих наборов параметров, характеризующих "стандартного работника", с одной стороны, и данного обследуемого работника, с другой стороны:

- антропометрических характеристик тела, отдельных органов и тканей;

- характеристик физиолого-биохимических показателей;

- констант, описывающих биокинетику химических элементов в организме человека.

Индивиду приписывается значение индивидуальной дозы, полученное в результате проведения на предприятии дозиметрического контроля.

Дозиметрический контроль внутреннего облучения

11. Дозиметрический контроль внутреннего облучения является неотъемлемой частью системы радиационного контроля предприятия и направлен на обеспечение радиационной безопасности и защиту здоровья персонала предприятия от воздействия открытых радионуклидных источников.

12. Целью ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации техногенных ИИИ является определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней (п.7.1 НРБ-99/2009).
________________
А именно: принципа нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения и принципа оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (п.2.1 НРБ-99/2009).

13. В соответствии с поставленной целью, основными задачами ДК внутреннего облучения персонала являются:

- в нормальных условиях обращения с радиоактивными веществами в открытом виде:


- прогнозирование уровня хронического облучения персонала в рабочих помещениях (в рабочих зонах) по результатам регулярных измерений в них объемной активности радионуклидов с чувствительностью и периодичностью, достаточной для определения годового значения ОЭД на уровне, значимом с точки зрения ее регистрации и осуществления принципа оптимизации;
________________
Хроническое облучение обусловлено регулярным (ежесменным) поступлением радионуклидов в организм работника в результате постоянного загрязнения воздуха рабочих помещений, средний уровень которого определяют в процессе дозиметрического контроля рабочих мест (п.18).


- ограничение уровня облучения персонала путем уменьшения доли рабочего времени нахождения в помещениях с высоким потенциальным уровнем облучения; использования коллективных и индивидуальных средств защиты персонала; установления контрольных уровней облучения и проведения профилактических мероприятий; вывода работника из условий работы с повышенным уровнем облучения;

- определение фактического уровня облучения персонала по результатам регулярных (см. табл.1) измерений индивидуальных характеристик внутреннего облучения работников в течение календарного года с чувствительностью и периодичностью, достаточной для определения годового значения индивидуальной ОЭД на уровне, обеспечивающем определение степени соблюдения принципа нормирования;

- документирование уровня облучения персонала в соответствии с требованиями Федеральных Законов и нормативных документов;

- в условиях планируемого повышенного облучения (после предполагаемого повышенного поступления радионуклида в организм):

- многократное измерение индивидуальных характеристик внутреннего облучения работника до и после планируемого облучения (при необходимости - с использованием двух и более альтернативных методов ИДК);

- определение по результатам измерения значений индивидуальных ОЭД с точностью, необходимой для оценки потенциально опасного облучения;

- при превышении ОЭД уровня 100 мЗв - определение значений индивидуальных эквивалентных доз внутреннего облучения отдельных органов, в соответствии с требованиями соответствующих МУ, относящихся к методам определения доз внутреннего облучения в результате радиационной аварии.

Дозиметрические величины для контроля внутреннего облучения

14. Методология дозиметрического контроля персонала в контролируемых условиях эксплуатации ИИИ опирается на современную систему дозиметрических величин, которая включает:

- измеряемые физические величины, являющиеся радиационными характеристиками источников внутреннего облучения человека и позволяющие определить индивидуальную дозу работника;

- нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда; п.2.3 НРБ-99/2009) от воздействия излучения на человека.
________________
Значения которых устанавливаются регулирующими органами с целью ограничения облучения работника.

15. Физическими величинами, характеризующими источники внутреннего облучения работника и измеряемые при дозиметрическом контроле внутреннего облучения, являются:

- Q - определяемая в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны) величина объемной активности соединений радионуклида U, обладающих дисперсностью d (выраженной в единицах АМАД или АМТД), которые следует отнести к типу химического соединения при ингаляции G;

- S - удержание (активность) радионуклида U, определяемое в теле человека, органе (или ткани) Т , либо содержание его в биологических образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый воздух).

16. Нормируемыми величинами для дозиметрического контроля при внутреннем облучении персонала в контролируемых условиях обращения с радиоактивными веществами в открытом виде являются:

- Е() - ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения (ОЭД);

- П - поступление в организм работника через органы дыхания соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к обладающему дисперсностью d и типу химического соединения при ингаляции G .

Виды дозиметрического контроля

17. Для дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения используют:

- дозиметрический контроль рабочих мест (ДКРМ);

- индивидуальный дозиметрический контроль персонала (ИДК).

18. Дозиметрический контроль рабочих мест заключается в прогностической оценке уровня хронического облучения (ОЭД) персонала на рабочих местах по результатам систематических измерений объемной активности в воздухе рабочих помещений (рабочих зон), характеризующей источники внутреннего облучения, с учетом и регулированием времени пребывания персонала в этих помещениях (в рабочих зонах). Проведение ДКРМ является одним из элементов контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях (в рабочих зонах). Результаты ДКРМ используются:
________________
Рабочее место (для данного работника) - перечень рабочих помещений (рабочих зон) с указанием (доли) времени пребывания в них данного работника, определяемого исходя из его производственных обязанностей в течение календарного года.


- для прогностической оценки уровня хронического облучения персонала;

- для ограничения уровня облучения персонала путем регулирования времени его пребывания в рабочих помещениях (рабочих зонах), использования индивидуальных средств защиты и проведения профилактических мероприятий;

- для планирования индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала.

19. Значение уровня хронического облучения персонала (ОЭД за календарный год), полученное с помощью ДКРМ, может быть использовано в качестве значения индивидуальной ОЭД работника в нормальных условиях эксплуатации открытых радионуклидных источников излучения (п.3.1, НРБ-99/2009), если нет показаний для обязательного введения ИДК для данного работника.

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

21. Согласно 15, индивидуальные измерения физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, заключаются в определении активности радионуклидов:

- во всем теле человека либо в его отдельных органах и тканях (измерения in vivo);

- в выделениях человека или других пробах биологического происхождения (измерения in vitro).

22. Индивидуальный дозиметрический контроль используется:

- для определения доз облучения работника в условиях нормальной эксплуатации источника излучения, если работник относится к персоналу группы А и значение уровня хронического облучения работника (ОЭД за календарный год), полученное с помощью ДКРМ, превышает уровень введения ИДК, ;

- для определения доз облучения представительной группы персонала с целью подтверждения уровня облучения работника на рабочем месте, не требующем обязательного введения ИДК (см. п.26, подтверждающий контроль);

- для определения доз облучения всех лиц, работающих с источниками облучения в условиях планируемого повышенного облучения.

Содержание дозиметрического контроля внутреннего облучения

23. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения как на этапе ДКРМ, так и на этапе ИДК, заключается:

- в проведении систематических измерений физических величин, характеризующих источники внутреннего облучения работника, и

- в переходе от результатов измерений этих величин к индивидуальным значениям нормируемых величин.

24. Расчет прогнозируемой индивидуальной дозы при ДКРМ проводится согласно требованиям раздела 4.4 "Дозиметрический контроль рабочих мест". Прогностическую оценку индивидуальных доз проводят на основании результатов измерений объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон), Q

25. Расчет индивидуальной дозы при ИДК проводится согласно требованиям раздела "Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения". Определение индивидуальных доз проводят на основании результатов измерений активности радионуклида в теле человека, органе или ткани Т и/или в биологических образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый пар), S (см. раздел "Дозиметрические величины для контроля внутреннего облучения").

26. На каждом этапе (ДКРМ и ИДК) могут выполняться разные типы дозиметрического контроля: текущий, специальный, операционный и подтверждающий контроль:

- Текущий контроль осуществляется при постоянной работе персонала с радиоактивными веществами в открытом виде и имеет своей целью демонстрацию того, что условия эксплуатации источников излучения стабильно нормальные и уровни индивидуальных ожидаемых доз внутреннего облучения не превышают значений установленных показателей (контрольных величин).

- Специальный контроль персонала осуществляется для количественной оценки значимого облучения, последовавшего в результате предполагаемого или действительного события, выходящего за рамки нормального.

- Операционный контроль проводят для получения информации относительно отдельной производственной операции, совершаемой в ограниченный отрезок времени, или после проведения модификации оборудования или производственного процесса.

- Подтверждающий контроль проводят, используя ИДК, для определения доз облучения представительной группы персонала с целью подтверждения уровня облучения работников на рабочих местах, не требующих обязательного введения ИДК.

27. Для целей планирования и организации ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации источника излучения устанавливается ряд дозовых уровней:

- уровень введения индивидуального дозиметрического контроля () - такое значение ожидаемой эффективной дозы за год, при действительном или предполагаемом превышении которого определение доз внутреннего облучения следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения работника;
________________
Если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения работника на всех его рабочих местах не превышает или по прогнозу не может превысить , то по согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, индивидуальную дозу работника определяют по результатам ДКРМ (п.5.6, МУ 2.6.5.28-2016 "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования").


- уровень действия () - такое значение ожидаемой эффективной дозы за год, при действительном или предполагаемом превышении которого следует уточнить значение индивидуальной дозы с помощью процедуры специального контроля (см. п.26 и Приложение 3) и при необходимости провести мероприятия по ограничению уровня облучения персонала.

28. Значение устанавливается предприятием в диапазоне 1-5 мЗв и согласовывается с уполномоченным территориальным органом ФМБА России при разработке Порядка ДК внутреннего облучения персонала предприятия и должно быть приведено в этом документе.

29. Значение устанавливается предприятием в зависимости от характера выполняемых работ, но не выше предела дозы (ПД), и согласовывается с уполномоченным территориальным органом ФМБА России при разработке Порядка ДК внутреннего облучения и должно быть приведено в этом документе.

30. В нормальных условиях обращения с источником:

- нецелесообразно устанавливать значения ниже 1 мЗв;

- решение об установлении значения выше 1 мЗв, но ниже 5 мЗв принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом достигнутого уровня радиационной безопасности на предприятии;

- значения не следует устанавливать выше 5 мЗв.

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

- ожидаемый уровень облучения;

- наиболее вероятный интервал, в котором лежат оцененные значения доз внутреннего облучения;

- сложность методов измерения и интерпретации, составляющих программу дозиметрического контроля.

31. Для целей планирования и проведения ДК внутреннего облучения персонала предприятие организует в рамках операционного контроля проведение исследований условий облучения персонала в рабочих помещениях (в рабочих зонах) в части определения:

- диапазона значений или распределения среднесменной или операционной объемной активности аэрозолей в рабочих помещениях в течение года;

- радионуклидного состава аэрозолей (процентный или долевой вклад каждого техногенного радионуклида U в суммарную объемную активность аэрозоля);

- дисперсности, d, аэрозолей (радионуклида U , выраженной в единицах АМАД или АМТД);

- типа химического соединения при ингаляции G , к которому следует отнести аэрозоли радионуклида U .

При осуществлении измерений в рамках ДКРМ определяют суммарную объемную активность аэрозолей техногенных радионуклидов или объемную активность аэрозолей техногенного радионуклида U в воздухе рабочих помещений (рабочих зон) с периодичностью и порогом измерений, достаточными для определения значения годовой ОЭД в точке контроля на уровне . Критерием достаточности может служить следующее соотношение:

Где

- - расчетное значение верхней границы доверительного интервала годовой ОЭД, соответствующее результату измерения объемной активности аэрозолей, равному L , с погрешностью, равной , при доверительной вероятности, равной , где задает значение верхней (и нижней) границы доверительного интервала определения годовой ОЭД, мЗв в год;
________________

См. Приложение 4.

Без учета коэффициента защиты органов дыхания и других поправочных коэффициентов, то есть в предположении, что работник находится в точке контроля без средств защиты органов дыхания в течение всего рабочего времени.

Согласно стандарту ISO 27048:2011, п.7.1.6, для определения верхней границы годовой ОЭД принято значение . Это значение соответствует 95%-ной вероятности того, что истинное значение ОЭД не превысит верхнюю границу Е (и 90%-ной вероятности того, что доверительный интервал [Е , Е ] содержит истинное значение ОЭД).


- L - порог измерения объемной активности аэрозолей, Бк/м.
________________
Согласно стандарту ISO 11929-2010, порог измерения (порог принятия решения - decision threshold) - это фиксированное значение, L , измеряемой величины, количественно выражающей физический эффект, при превышении которого принимается решение, что измерение действительно отражает данный эффект. Порог измерения определяют таким образом, чтобы при превышении результата измерения значения L вероятность того, что истинное значение измеряемой величины равно нулю, было бы меньше или равно заданному значению (обычно задают равным 0,05).


Критерий (1) означает, что измеренное значение объемной активности (ОА) аэрозолей на уровне порога измерения (L ) является минимально значимой величиной, начиная с которой соответствующее значение годовой ОЭД может превысить уровень . Другими словами, если , то и уровень облучения достаточно низок с точки зрения его оптимизации (то есть нет необходимости ограничивать время пребывания персонала в помещении, применять СИЗ ОД и т.д.).

При осуществлении измерений в рамках ИДК определяют активность техногенного радионуклида U (или суммы техногенных радионуклидов) либо в теле человека, органе (или ткани) Т , либо в биологических образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый воздух) с периодичностью и чувствительностью измерений, достаточными для определения значения индивидуальной годовой ОЭД работника на уровне действия ( ). Критерием достаточности может служить следующее соотношение:
________________

См. п.15.

Где

- - расчетное значение верхней границы доверительного интервала годовой ОЭД, соответствующее результату измерения активности техногенного радионуклида в теле человека или в биологических образцах, равному L , с погрешностью, равной , при доверительной вероятности, равной , где задает значение верхней (и нижней) границы доверительного интервала определения годовой ОЭД, мЗв в год;
________________

См. Приложение 4.


- L - порог измерения активности техногенного радионуклида в теле человека или в биологических образцах, Бк (Бк/орган, Бк/сутки).

Критерий (2) означает, что измеренное значение активности техногенного радионуклида (А ) в теле человека или в биологических образцах на уровне порога измерения (L ), является минимальной величиной, начиная с которой соответствующее значение годовой ОЭД может превысить уровень действия . Другими словами, если , то и условия работы являются приемлемыми с точки зрения нормирования, то есть индивидуальная ОЭД работника не превышает установленного предела (контрольного уровня) с заданной (например, 95%-ной) вероятностью.

Дозиметрический контроль рабочих мест

32. Основными задачами, решаемыми при дозиметрическом контроле рабочих мест персонала предприятия, являются:

- проведение регулярных измерений объемной активности аэрозолей техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон) с заданной периодичностью и чувствительностью измерений;
________________

См. п.32


- прогностическая оценка уровня хронического облучения в рабочих помещениях (в рабочих зонах) и на рабочих местах по результатам измерений;

- ограничение уровня облучения персонала путем регулирования времени его пребывания в рабочих помещениях (рабочих зонах) в соответствии с производственной необходимостью, использования индивидуальных средств защиты и проведения профилактических мероприятий;

- планирования индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала;

- запись и хранение результатов ДКРМ.

33. При проведении ДКРМ в качестве оценки уровня хронического облучения работника следует принимать величину годовой ОЭД на его рабочем месте, определяемую по формуле:

Где

- - годовая ОЭД на рабочем месте;

- 1,4 - скорость дыхания стандартного работника, м/час;

- - ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения на единичное поступление соединения радионуклида U , которое при ингаляции следует отнести к обладающему дисперсностью d G (далее для краткости - дозовый коэффициент) при стандартных условиях внутреннего облучения согласно пп.8.2-8.4 НРБ-99/2009 , Зв/Бк; - период накопления ОЭД внутреннего облучения;
________________
В соответствии с подходами Норм радиационной безопасности НРБ-99/2009 , принимается, что равно 50 годам (тем не менее, в данном документе все соотношения приведены в общем виде).

- - длительность пребывания в k- м помещении (в k- й рабочей зоне) работника в течение календарного года в часах при средней годовой объемной активности соединения (обладающего дисперсностью d и типом химического соединения при ингаляции G ) радионуклида U в k -м помещении (в k -й рабочей зоне) в зоне дыхания работника, Бк/м.
________________
При использовании работником средств индивидуальной защиты органов дыхания в формулу (3) необходимо ввести среднее годовое значение коэффициента защиты органов дыхания, . При использовании для расчета значения средней годовой объемной активности (ОА) радионуклида в помещении (на k -м рабочем месте), измеренной в точке, отличной от зоны дыхания работника, и/или использовании интервала интегрирования (времени отбора пробы), отличного от интервала пребывания работника на данном рабочем месте, в формулу (3) необходимо ввести среднее годовое значение коэффициента перехода, , от измеренной величины к величине ОА, измеренной в зоне дыхания работника, .


Если тип соединения неизвестен, следует принимать максимальное значение , из приведенных в Приложении 1 к НРБ-99/2009 .

34. Ограничение уровня облучения персонала осуществляют путем регулирования времени, , его пребывания в k- м рабочем помещении (в k- й рабочей зоне) в соответствии с производственной необходимостью и с учетом вклада данного помещения в годовую ОЭД на рабочем месте, определяемого в соответствии с формулой (3).

35. Планирование индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала осуществляют в соответствии с административным и дозовым критерием (см. п.27, ссылка 8). В качестве дозового критерия используют следующий критерий введения ИДК:

Где E - максимальное значение ОЭД на рабочем месте, определенное с учетом неопределенности результата определения значений и параметров , , .
________________
Обозначение E следует понимать как максимальное значение определяемой величины E при использовании упрощенного способа расчета и как верхнюю границу оценки величины E , отражающую 95%-ную вероятность непревышения значения истинной величины E данной границы при использовании статистического способа расчета.

36. Для расчета максимального значения ОЭД на рабочем месте можно использовать статистический метод расчета неопределенности оценки дозы или упрощенную формулу, например:

Где

- - максимальное значение коэффициента ;

- , , - усредненные за год значения коэффициентов, характеризующих неопределенность значений:

- дозового коэффициента ();

- коэффициента защиты органов дыхания ();

- коэффициента перехода () от величины измеряемой объемной активности в помещении, обозначенном индексом k, к величине объемной активности в зоне дыхания работника с учетом погрешности измерения объемной активности, неоднородности ее распределения по помещению и разного времени усреднения (интегрирования) при отборе пробы воздуха и при нахождении работника на рабочем месте.

- - максимальное значение средней годовой объемной активности радионуклида с учетом неопределенности его определения.

Диапазон или плотность распределения вероятности возможных значений коэффициентов , , устанавливают экспериментально или экспертным путем (см. Приложение 5).

Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения

37. Основными задачами, решаемыми при индивидуальном дозиметрическом контроле внутреннего облучения персонала, являются:

- проведение систематических измерений указанных в п.16 физических величин в соответствии с заданной периодичностью и чувствительностью измерений;
________________

См. п.32 и п.47.


- расчет индивидуальных доз внутреннего облучения работника по результатам этих систематических измерений;

- запись и хранение результатов измерений и расчета дозы с указанием всех исходных для определения дозы данных, достаточных для воспроизведения процедуры расчета.

38. Результатом систематических измерений является относящийся к конкретному работнику (индивидуальный) набор измеренных значений активности техногенного радионуклида U (смеси техногенных радионуклидов) в теле человека или в отдельном органе или ткани либо в биологических пробах, , в моменты времени t . Величина связана со скоростью поступления радионуклида в организм таким образом, что для ее значений, относящихся к j -му периоду контроля (t , t ) имеет место соотношение (в случае ):

Где

- t - начало поступления радионуклида в организм работника;

- - измеренная активность радионуклида в конце j -го периода контроля;

- - функция, определяющая удержание радионуклида U в теле человека или в отдельном органе или ткани либо содержание в биологических пробах (моче, кале, выдыхаемом воздухе) в момент времени t на единицу поступления при ингаляционном поступлении в момент времени t =0 его соединения, относящегося к типу химического соединения при ингаляции G в виде аэрозоля с дисперсностью d , выраженной в единицах АМАД или АМТД.

39. Интерпретация результатов измерений , сделанных в моменты времени t (j =1, ... , n) в течение календарного года, заключается в последовательном определении расчетным путем индивидуального поступления радионуклида U в организм работника за период контроля, , и соответствующей ОЭД внутреннего облучения, обусловленной этим поступлением, .

40. Поступление соединения G радионуклида U в организм работника за период контроля, , и соответствующая доза внутреннего облучения, , определяется путем решения уравнения (6) для i =1,...,j относительно и определения и по формулам:

41. Стандартная процедура расчета поступления и дозы , рекомендуемая в ISO 27048-2011 , приведена в Приложении 2.

42. При поступлении нескольких радионуклидов соответствующая суммарная ОЭД внутреннего облучения, , равна сумме ОЭД отдельных радионуклидов:

43. Если при поступлении нескольких радионуклидов U методами ИДК невозможно определить значения для всех радионуклидов, то при расчете суммарной ОЭД внутреннего облучения следует использовать значение вклада измеряемого радионуклида (смеси радионуклидов) в суммарную ОЭД, полученное в соответствии с определенным радионуклидным составом аэрозолей в рабочих помещениях (рабочих зонах) и временем пребывания работника в рабочих помещениях/зонах.
________________

См. п.32.

44. Поступление соединения G радионуклида U в организм работника за год равно сумме соответствующих поступлений за периоды контроля, относящиеся к данному календарному году. Если период контроля распространяется на два календарных года, то для обеспечения непрерывности учета облучения за такие периоды контроля учет поступления радионуклида за календарный год осуществляется в зависимости от организации ИДК - либо исходя из последнего измерения, проведенного в текущем календарном году, либо исходя из первого измерения, проведенного в следующем календарном году. В первом случае ОЭД оценивают за неполный календарный год, и ее значение увеличивают на величину, пропорциональную доле отрезка времени, оставшегося до конца календарного года; годовая ОЭД принимается равной полученному значению. Во втором случае каждому календарному году приписывается доля поступления за данный период контроля, пропорциональная его длительности в данном календарном году; годовая ОЭД принимается равной сумме ОЭД за соответствующие периоды контроля (или их частей), составляющих календарный год.

45. Дозовые коэффициенты , а также функции для соединения радионуклида U , имеющего дисперсность d и относящегося к типу химического соединения при ингаляции G , которые используются для оценок ОЭД внутреннего облучения в рамках области действия данного документа, были рассчитаны с использованием разработанных для целей дозиметрии внутреннего облучения и рекомендованных МКРЗ биокинетических и дозиметрических моделей органов дыхания , желудочно-кишечного тракта, костной ткани и биокинетики химических элементов в организме условного человека; при расчете дозовых коэффициентов использовались также значения коэффициентов качества ионизирующего излучения и взвешивающих коэффициентов для тканей и органов, рекомендованных в .
_______________
До выхода новых значений дозовых коэффициентов и принятия их в отечественной системе нормирования, рассчитанных на основе данных Публикации 103 МКРЗ, а также с использованием нового поколения биокинетических и дозиметрических моделей МКРЗ.

46. Рекомендуются (на основании расчетов удержания/выведения, исходя из не более чем трехкратного превышения значения реальной ОЭД внутреннего облучения над его оцененным значением за счет неопределенности момента поступления радионуклида в организм работника ) следующие указанные в таблице 1 максимальные интервалы между измерениями для проведения текущей программы индивидуального дозиметрического контроля.

Допустимы отклонения реальных значений интервалов между измерениями (в пределах 365 дней) от значений, рекомендуемых в таблицах 1-3, если при этих значениях выполняются условия критерия достаточности, приведенные в п.32.


Таблица 1 - Максимальные интервалы между измерениями (дни) при проведении текущей программы индивидуального дозиметрического контроля в зависимости от используемого метода измерения

Радионуклид	Тип химического соединения при ингаляции	Измерения in vitro	Измерения in vivo
		Объект измерения - моча	Объект измерения - все тело	Объект измерения - щитовидная железа
	Органический
	Диоксид

Дозиметрический контроль включает контроль облучения личного состава служб ЧС, радиоактивного и химического загрязнения людей, техники, материальных средств, продовольствия, воды и объектов внешней среды.

Задачи дозиметрического контроля определяются особенностями и масштабами практической деятельности и, в первую очередь, направлены на достижение следующих целей:

· подтверждения соответствия требованиям санитарного законодательства радиационно-гигиенических условий и выявление радиационной опасности;

· расчет текущих и прогнозируемых уровней облучения населения, а также техники, материальных средств, продовольствия, воды и объектов внешней среды

· обеспечение исходной информации для расчета доз и принятия решений в случае аварийного облучения, подтверждения качества и эффективности радиационной защиты людей

Данные дозиметрического контроля могут быть использованы также для:

· совершенствования применяемых и разработки новых технологии,

· предоставление населению информации, которая позволяет им понять как, где и когда они были облучены, что в свою очередь, поможет им в дальнейшем избегать дополнительного облучения,

· сопровождения обязательного медицинского обследования населения;

· эпидемиологического наблюдения за облученными контингентами

Принцип обнаружения ионизирующих (радиоактивных) излучений (нейтронов, гамма-лучей, бета - и альфа-частиц) основан на способности этих излучений ионизировать вещество среды, в которой они распространяются. Ионизация, в свою очередь, является причиной физических и химических изменений в веществе, которые могут быть обнаружены и измерены. К таким изменениям среды относятся: изменения электропроводности веществ (газов, жидкостей, твердых материалов); люминесценция (свечение) некоторых веществ; засвечивание фотопленок; изменение цвета, окраски, прозрачности, сопротивления электрическому току некоторых химических растворов и др.

Для обнаружения и измерения ионизирующих излучений используют следующие методы: фотографический, сцинтилляционный, химический и ионизационный.

Фотографический метод основан на степени почернения фотоэмульсии. Под воздействием ионизирующих излучений молекулы бромистого серебра, содержащегося в фотоэмульсии, распадаются на серебро и бром. При этом образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые и вызывают почернение фотопленки при её проявлении. Плотность почернения пропорциональна поглощенной энергии излучения. Сравнивая плотность почернения с эталоном, определяют дозу излучения (экспозиционную или поглощенную), полученную пленкой. На этом принципе основаны индивидуальные фотодозиметры.

Сцинтилляционный метод . Некоторые вещества (сернистый цинк, йодистый натрий) под воздействием ионизирующих излучений светятся. Количество вспышек пропорционально мощности дозы излучения и регистрируется с помощью специальных приборов - фотоэлектронных умножителей.

Химический метод . Некоторые химические вещества под воздействием ионизирующих излучений меняют свою структуру. Так, хлороформ в воде при облучении разлагается с образованием соляной кислоты, которая дает цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформу. Двухвалентное железо в кислой среде окисляется в трехвалентное под воздействием свободных радикалов HO 2 и ОН, образующихся в воде при её облучении. Трехвалентное железо с красителем дает цветную реакцию. По плотности окраски судят о дозе излучения (поглощенной энергии). На этом принципе основаны химические дозиметры ДП-70 и ДП-70М.

В современных дозиметрических приборах широкое распространение получил ионизационный метод обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

Ионизационный метод. Под воздействием излучений в изолированном объеме происходит ионизация газа: электрически нейтральные атомы (молекулы) газа разделяются на положительные и отрицательные ионы. Если в этот объем поместить два электрода, к которым приложено постоянное напряжение, то между электродами создается электрическое поле. При наличии электрического поля в ионизированном газе возникает направленное движение заряженных частиц, т.е. через газ проходит электрический ток, называемый ионизационном. Измеряя ионизационный ток, можно судить об интенсивности ионизирующих излучений.

Газоразрядный счетчик используется для измерения радиоактивных излучений малой интенсивности. Высокая чувствительность счетчика позволяет измерять интенсивность излучения в десятки тысяч раз меньше той, которую удается измерить ионизационной камерой.

Газоразрядный счетчик представляет собой полый герметичный металлический или стеклянный цилиндр, заполненный разряженной смесью инертных газов (аргон, неон) с некоторыми добавками, улучшающими работу счетчика (пары спирта). Внутри цилиндра, вдоль его оси, натянута тонкая металлическая нить (анод), изолированная от цилиндра. Катодом служит металлический корпус или тонкий слой металла, нанесенный на внутреннюю поверхность стеклянного корпуса счетчика. К металлической нити и токопроводящему слою (катоду) подают напряжение электрического тока.

В газоразрядных счетчиках используют принцип усиления газового разряда. В отсутствие радиоактивного излучения свободных ионов в объеме счетчика нет. Следовательно, в цепи счетчика электрического тока также нет. При воздействии радиоактивных излучений в рабочем объеме счетчика образуются заряженные частицы. Электроны, двигаясь в электрическом поле к аноду счетчика, площадь которого значительно меньше площади катода, приобретают кинетическую энергию, достаточную для дополнительной ионизации атомов газовой среды. Выбитые при этом электроны также производят ионизацию. Таким образом, одна частица радиоактивного излучения, попавшая в объем смеси газового счетчика, вызывает образование лавины свободных электронов. На нити счетчика собирается большое количество электронов. В результате этого положительный потенциал резко уменьшается и возникает электрический импульс. Регистрируя количество импульсов тока, возникающих в единицу времени, можно судить об интенсивности радиоактивных излучений.