Реферат: Методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения радия и тория

--PAGE_BREAK--1.5 Фотографические методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения
Ионизирующие излучения воздействуют на чувствительные фотоматериалы и подобно видимому свету вызывают их почернение. Поглощенная энергия излучения определяется по плотности почернения. На этом принципе основаны фотографические детекторы.
К числу достоинств этого метода следует отнести возможность массового применения для индивидуального контроля доз, возможность совместной и раздельной регистрации дозы от бетта- и гамма-излучений, возможность регистрации дозы нейтрального излучения, восприимчивость к резкому изменению температур.
Недостатками метода являются малая чувствительность пленок, низкая точность, наличие хода с жесткостью, зависимость показаний от условий обработки пленки и громоздкость такой обработки, невозможность повторного использования облученных пленок.
1.6 Ионизирующие методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения
Прохождение ионизирующих излучений через вещество сопровождается потерей их энергии в различных процессах взаимодействия с электронами и ядрами атомов. Детекторы преобразуют энергию в электрический сигнал. Действие детекторов основано на обнаружении эффекта от ионизации или возбуждения атомов или молекул вещества ионизирующим излучением. К детекторам, основанным на обнаружении эффекта от ионизации в газе, относятся ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.
Высокая чувствительность, большой выходной сигнал, простота регистрирующих электронных схем, несложность конструкций, малые габариты и удобство в эксплуатации выгодно отличают этот метод анализа от аналогов.
Из вышеперечисленных методов наибольшее применение в войсковой дозиметрической аппаратуре получил ионизационный метод.
1.7 Сцинтилляционные методы обнаружения и измерения радиоактивного излучения
При прохождении ионизирующих излучений через некоторые вещества возникает флуоресценция (свечение) в результате перехода возбужденных атомов или молекул в основное состояние. Световые вспышки с помощью фотоэлектронного умножителя преобразуются в электрический сигнал. Детекторы, в которых используется эффект флуоресценции, называются сцинтилляционными счетчиками.
В рассматриваемом методе анализа используются следующие типы сцинтилляторов:
— неорганические кристаллы и газы;
— сцинтилляторы на основе органических соединений.
К числу преимуществ относятся:
— универсальность с точки зрения возможность регистрации ионизирующих излучений практически любых видов;
— возможность измерения энергии исследуемых частиц или квантов;
— высокая разрешающая способность;
— высокая эффективность регистрации излучения.
Из всех вышеперечисленных методов анализа следует, что ионизирующий и сцинтилляционный методы являются наиболее доступными и экспрессными, и могут применяться нами для обнаружения исследуемых нами изотопов.

2. ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ВЫБРАННОГО МЕТОДА
Прохождение ионизирующих излучений через вещество сопровождается потерей их энергии в различных процессах взаимодействия с электронами и ядрами атомов. Детекторы преобразуют энергию в электрический сигнал. Действие детекторов основано на обнаружении эффекта от ионизации или возбуждения атомов или молекул вещества ионизирующим излучением. К детекторам, основанным на обнаружении эффекта от ионизации в газе, относятся ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.
2.1 Физико-химические основы метода
a-частицы, b-частицы, g-лучи и рентгеновские лучи измеряются, используя энергию частиц, которая производит усиленный импульс электрического тока в датчике. Эти импульсы считаются, давая скорость разложения. Обычно сталкиваются с тремя типами датчиков: газо-ионизационные датчики, сцинтилляционные счетчики
2.1.1. Газо-ионизационные датчики
Большинство газо-ионизационных датчиков состоит из заполненной инертным газом, таким как Ar, камеры с таким приложенным напряжением, что центральный провод становится анодом, а стенка камеры – катодом (Рис. 1). Когда радиоактивные частицы входят в трубку, они ионизируют инертный газ, производя большое число Ar+/e- ионных пар. Движение электронов к аноду, а Ar+ к катоду производит измеряемый электрический ток. В зависимости от напряжения, приложенного к камере, датчики можно разделить на ионизационные камеры, пропорциональный счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера (ГМ).
<shapetype id="_x0000_t75" coordsize=«21600,21600» o:spt=«75» o:divferrelative=«t» path=«m@4@5l@4@11@9@11@9@5xe» filled=«f» stroked=«f»><path o:extrusionok=«f» gradientshapeok=«t» o:connecttype=«rect»><lock v:ext=«edit» aspectratio=«t»><shape id="_x0000_i1025" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«dopb212982.zip» o:><img width=«541» height=«259» src=«dopb212982.zip» v:shapes="_x0000_i1025">
Рисунок 1. Изображение газо-ионизационного датчика.
Из-за универсальности и надежности счетчик Гейгера-Мюллера наиболее широко используется как портативный исследовательский прибор. Он особенно чувствителен к b-частицам средней и высокой энергии (например, как от 32P) давая эффективность счета 20 процентов. Счетчик ГМ также полезен в определении уровней излучения вблизи сравнительно больших (например, по крайней мере, порядка мкКи) источников g- или рентгеновских лучей средней и высокой энергии.
Датчик ГМ, однако, не особенно чувствителен к низкоэнергетическим b-частицам (например, от 35S и 14C), давая эффективность не более 5 процентов, и при этом не очень чувствителен к низкоэнергетическим g- и рентгеновским лучам (например, от Th232). Кроме того, ни ГМ, ни любой другой портативный дозиметр не способен обнаружить низкоэнергетические b-частицы от 3H.
2.1.2. Сцинтилляционные счетчики
Действие сцинтилляционных счетчиков основано на том, что заряженная частица, пролетающая через вещество, вызывает не только ионизацию, но и возбуждение атомов. Возвращаясь в нормальное состояние, атомы испускают видимый свет. Вещества, в которых заряженные частицы возбуждают заметную световую вспышку (сцинтиллицию), называют фосфóрами. Сцинтилляционный счетчик состоит из фосфора, от которого свет подается по специальному светопроводу к фотоумножителю (Рис. 2). Импульсы, получающиеся на выходе фотоумножителя, подвергаются счету.
<shape id="_x0000_i1026" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«dopb212983.zip» o:><img width=«598» height=«203» src=«dopb212983.zip» v:shapes="_x0000_i1026">
Рисунок 2. Изображение сцинтилляционного счетчика
Твердые сцинтилляционные датчики особенно полезны в качественном и количественном определении радионуклидов, испускающих g- и рентгеновские лучи. Обычный g-счетчик использует большой (например, “2x2”) кристалл йодида натрия (NaI) в пределах хорошо защищенного свинца. Пузырек с образцом опускается непосредственно в пустую камеру в пределах кристалла для счета. Такие системы чрезвычайно чувствительны, но не имеют разрешающей способности большей, чем у недавно разработанных полупроводниковых счетчиков. Портативные твердые сцинтилляционные датчики также широко используются для проведения различных типов исследований излучения. В частности исследователи, работающие с радиойодом, используют тонкокристаллический (NaI) датчик, который способен определять эмиссии от 125I с эффективностью, близкой к 20 процентам (ГМ датчик менее одного процента эффективности для 125I).
Наиболее обычное средство количественного определения присутствия b-частиц, испускаемых радионуклидами, через использование жидкого сцинтилляционного счетчика. В этих системах образец и фосфор объединяются в растворителе в пределах считающей камеры. Затем камера опускается в отверстие между двумя фотоумножающими трубками для счета. Жидкий сцинтилляционный счетчик стал существенным инструментом исследований, включающих такие радионуклиды, как 3H и 14C.
Аппаратурное оснащение для осуществления метода.
Для проведения измерений используем многофункциональный переносной гамма-бета спектрометр “Прогресс-БГ(П)”
<imagedata src=«43873.files/image003.jpg» o:><img width=«433» height=«316» src=«dopb212984.zip» v:shapes="_x0000_i1027">
Рис.3
 Назначение
* полевые или лабораторные измерения активности гамма-, бета-излучающих радионуклидов, бета-загрязненности
* сертификация продукции по радиационному признаку
* определение содержания гамма-, бета-излучающих радионуклидов в продуктах питания, образцах почвы, лесоматериалах и др. объектах внешней среды
* измерение прижизненного содержания гамма-излучающих радионуклидов в теле человека или животных
* поиск источников гамма-излучения
Свойства
— полевые спектрометрические измерения активности гамма-излучающих радионуклидов в различных объектах без проведения пробоотбора (геометрия 4π)
— полевые измерения плотности потока бета-частиц с поверхности
— определение удельной активности гамма- и бета-излучающих радионуклидов в лабораторных условиях
— встроенный дозиметр
— многофакторный контроль за работоспособностью измерительного тракта и стабильностью его метрологических характеристик
— возможность обработки спектра генераторным методом, позволяющим определить активность различных радионуклидов (до 12 шт.) в пробах с нестандартным радионуклидным составом
— возможность размещения результатов измерений в базу данных
— автоматический учет погрешности измерений
Базовый комплект
— сцинтилляционный блок детектирования с кристаллом CsI или NaI Ø45×50
— блок детектирования бета-излучения с пластиковым детектором Ø70×10
— газо-ионизационные датчик
— портативная ПЭВМ типа «Notebook»
— электронное устройство накопления и обработки аппаратурных спектров «Спутник», включающее в себя:
— аккумуляторный блок питания
— линейный усилитель
— процессор
— постоянное запоминающее устройство (на 79 спектров)
— оперативное запоминающее устройство
— амплитудно-цифровой преобразователь
— блок индикации 64×128 точек с постоянной подсветкой
— встроенный дозиметр
— кабель связи «Спутник» – Notebook
— чемодан (дипломат) для переноски спектрометра
— программное и методическое обеспечение «Прогресс»
— свинцовая защита (гамма, бета) для измерений в стационарных условиях
Технические характеристики
Таблица 4
Значение минимальной измеряемой активности (МИА) при измерении удельной объемной активности радионуклидов без отбора проб в однородных объектах за 30 мин. (геометрия «4 π»):
 • по Cs-137
 • по К-40
 • по Ra-226
 • по Th-232
 
 
 
2 Бк/кг
30 Бк/кг
4 Бк/кг
3 Бк/кг
Значение минимальной измеряемой активности (МИА) при измерении удельной объемной активности радионуклидов (геометрия Маринелли 0,5 л, защита 20 мм):
 • по Cs-137
 • по К-40
 • по Ra-226
 • по Th-232
 • по Sr-90 (кювета, защита 50 мм, Бк/кг):
 − с применением р/х методик (от массы пробы)
 − с применением физических методов концентрирования
 − для сырой пробы
 
 
 
10 Бк/кг
100 Бк/кг
18 Бк/кг
16 Бк/кг
 
0,1 − 1 Бк/к
10 Бк/кг
100 Бк/кг
Значение МИА при измерении содержания Cs-137 в теле человека за 10 мин
1000 Бк/кг
Время непрерывной работы от автономного источника питания, не менее
8 час
Масса спектрометра в сборе (без коллиматора и защиты)
3 кг
2.3 Особенности изучаемого метода анализа
Скорость распада, или активность, для радиоактивного изотопа соответствует кинетике первого порядка
<shape id="_x0000_i1028" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image005.wmz» o:><img width=«95» height=«39» src=«dopb212985.zip» v:shapes="_x0000_i1028"> (1)
где А – активность, N – число радиоактивных атомов, присутствующих в образце во время t, и λ – константа распада радиоизотопа. Активность выражается количеством распадов в единицу времени, которая эквивалентна количеству атомов, подвергшихся радиоактивному распаду в единицу времени. В международной системе единиц (СИ) единицей активности является беккерель (Бк), равный одному распаду в секунду. Допускается применение внесистемных единиц расп./мин и кюри (Ки). 1 Ки = 3,7 × 1010 Бк.
Как любой процесс первого порядка, уравнение (1) может быть выражено в интегральной форме.
<shape id="_x0000_i1029" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image007.wmz» o:><img width=«67» height=«23» src=«dopb212986.zip» v:shapes="_x0000_i1029"> (2)
Подстановка уравнения (2) в уравнение (1) дает
<shape id="_x0000_i1030" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image009.wmz» o:><img width=«127» height=«23» src=«dopb212987.zip» v:shapes="_x0000_i1030"> (3)
Измеряя активность во время t, следовательно, мы можем определить начальную активность, А0, или количество радиоактивных атомов первоначально присутствующих в образце, N0.
Важным характеристическим свойством радиоактивного изотопа является его период полураспада, t1/2, который является временем, необходимым для того, чтобы распалась половина радиоактивных атомов. Для кинетики первого порядка период полураспада не зависит от концентрации и выражается как
<shape id="_x0000_i1031" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image011.wmz» o:><img width=«73» height=«39» src=«dopb212988.zip» v:shapes="_x0000_i1031"> (4)
Поскольку период полураспада не зависит от количества радиоактивных атомов, то он остается постоянным в течение процесса распада. Таким образом, 50% радиоактивных атомов распадается за один период полураспада, 75% за два периода полураспада, и 87,5% за три периода полураспада.
Кинетическая информация о радиоактивных изотопах обычно дается в рамках периода полураспада, потому что он обеспечивает более интуитивное чувство устойчивости изотопа. Знание, например, что константа распада для <shape id="_x0000_i1032" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image013.wmz» o:><img width=«28» height=«23» src=«dopb212989.zip» v:shapes="_x0000_i1032"> равна 0,0247 лет-1, не дает немедленного чувства, как быстро он распадается. С другой стороны, знание того, что период полураспада для <shape id="_x0000_i1033" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image013.wmz» o:><img width=«28» height=«23» src=«dopb212989.zip» v:shapes="_x0000_i1033"> равен 28,1 года, проясняет, что концентрация <shape id="_x0000_i1034" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image013.wmz» o:><img width=«28» height=«23» src=«dopb212989.zip» v:shapes="_x0000_i1034"> в образце остается по существу постоянной в течение короткого периода времени.
К числу достоинств метода можно отнести:
высокая чувствительность;
 большой выходной сигнал;
 простота регистрирующих электронных схем;
 несложность конструкций;
 малые габариты;
удобство в эксплуатации

3. РАСЧЕТ ДОЗЫ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПО ПОСТУПЛЕНИЮ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ С ПОТРЕБЛЯЕМЫМИ РЫБЫ
Для корректной оценки и прогноза доз облучения у человека необходимо рассмотреть широкий ряд продуктов питания, но я сосредоточу своё внимание на только рыбе.
Годовая эффективная доза внутреннего облучения у человека, Eint,y, может быть рассчитана по формуле:
<shape id="_x0000_i1035" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image015.wmz» o:><img width=«250» height=«66» src=«dopb212990.zip» v:shapes="_x0000_i1035">, (1)
где ek,i ‑ эффективная доза, создаваемая в организме представителя возрастной группы i, при поступлении по определенному пути в организм единичной активности радионуклида k;
hi ‑ доля представителей возрастной группы i;
Ik,i(t) ‑ временная функция поступление радионуклида k соответствующим путем в организм представителя возрастной группы i;
t1, t2 ‑ пределы интегрирования по времени.
Величина годового поступления радионуклида k в организм человека определяется интегрированием функции Ik,i(t) за период времени один год:
<shape id="_x0000_i1036" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image017.wmz» o:><img width=«108» height=«56» src=«dopb212991.zip» v:shapes="_x0000_i1036">. (2)
В случае поступления радионуклидов тория и радия в организм человека годовое поступление может быть определено по содержанию радионуклидов в рационе питания:
<shape id="_x0000_i1037" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image019.wmz» o:><img width=«139» height=«36» src=«dopb212992.zip» v:shapes="_x0000_i1037">, (3)
где Ck,n ‑ среднегодовая концентрация радионуклида к в морской рыбе n;
Mn,i ‑ среднегодовое потребление рыбы n для представителя возрастной группы i.
В табл. 1 представлены рацион питания взрослого человека, использованный при расчете дозы внутреннего облучения жителей Беларуси (каталог, раздел «Рацион питания городских и сельских жителей»), а в табл. 2 ‑ значения поправочных коэффициентов (nn,i) для отдельных компонентов и общего весового количества рациона для всех возрастных групп… В табл. 3 приведены взвешивающие коэффициенты (wmn,k) и (wpn,k) для рыбы n морской и пресноводной и радионуклидов k, полученные для условий Беларуси 2005-2006 гг.
Гамма-фон измеренный на приборе УСК «Гамма-плюс» в рыбе для Ra-226 составляет 2±0,5мкР/ч, а для Th-232 0,5±0,1мкР/ч.
Таблица 1. Среднегодовое потребление рыбы городскими и сельскими жителями
Таблица 2. Значения поправочного коэффициента (nn,i), учитывающего различия в среднесуточном потреблении продуктов питания для разных возрастных групп
Выражение (3) с учетом табл. 2, 3 преобразуем к виду:
<shape id="_x0000_i1038" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image021.wmz» o:><img width=«398» height=«46» src=«dopb212993.zip» v:shapes="_x0000_i1038">,
где Mmвзр и Cmk ‑ годовое потребление рыбы взрослым и среднегодовая концентрация радионуклида к в рыбе соответственно;
Таблица 3. Взвешивающие коэффициенты (wmk, п для рыбы морской) и (wpk, п рыбы речной) рациона и радионуклидов радия и тория.
Обозначим
<shape id="_x0000_i1039" type="#_x0000_t75" o:ole=""><imagedata src=«43873.files/image023.wmz» o:><img width=«387» height=«36» src=«dopb212994.zip» v:shapes="_x0000_i1039">
Очевидно, что Vmk,i представляет собой составляющую эффективного рациона морской рыбы по радионуклиду k представителя возрастной группы i, а Vpk,i – составляющую речной рыбы.
    продолжение
--PAGE_BREAK--
4. АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР ПАТЕНТНОЙ, НАУЧНОЙ ЛИТЕРАТУРЫ И НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ ПО ПРИМЕНЕНИЮ ВЫБРАННОГО МЕТОДА АНАЛИЗА ДЛЯ КОНТРОЛЯ КАЧЕСТВА ПРОДУКЦИИ, ДЛЯ КОТОРОЙ ПРИМЕНЕНИЕ ДАННОГО МЕТОДА НАИБОЛЕЕ ЦЕЛЕСООБРАЗНО.
1.     Перечень нормативных документов с которыми работают организации занимающиеся контролем за радиационной безопасностью очень обширен.
2.     Нормативные документы, которые применяет отделение радиационной гигиены в своей работе при выполнении задач госсаннадзора
3.     Закон Республики Беларусь «О санитарно-эпидемическом благополучии населения» утв. 23.05.2000г.
4.     Закон Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» утв. 21.12.2005 г.
5.     «Нормы радиационной безопасности НРБ-2000» ГН 2.6.1.8-127-2000 утв. 25.01.2000г.
6.     «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСП-2002» СанПиН 2.6.1.8-8-2002 утв. 22.02.2002г.
7.     Приказ МЧС РБ от 06.02.95г. «Положение о контроле радиоактивного загрязнения от Чернобыльской катастрофы в Республике Беларусь».
8.     «Санитарные правила размещения и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ» №1858-78 от 22.06.78г.
9.     СанПиН 2.6.1.13-60-2005 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ)» от 30.12.05г.
10.           СанПиН 2.6.4.13-29-2005 «Обеспечение радиационной безопасности при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения» от 14.11.05г.
11.           СанПиН 2.6.1.13-12-2005 «Гигиенические требования к использованию закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения при геофизических работах на буровых скважинах» от 22.08.05г.
12.           СанПиН 2.6.3.12-6-2005 «Гигиенические требования к устройству, оборудовании. и эксплуатации радоновых лабораторий, отделений радонотерапии (радонолечебниц)» от 01.04.05г.
13.           СанПиН 2.6.1.13-55-2005 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при проведении радионуклидной диагностики с помощью радиофармпрепаратов» от 28.12.05.
14.           «Санитарные правила работы с источниками ионизирующего излучения при обслуживании и ремонте воздушных судов на предприятиях и заводах гражданской авиации» СанПиН №6030-91 от 11.11.91г.
15.           СанПиН 2.6.6.11-7-2005 «Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2005)» от 07.04.05г.
16.           СанПиН 5179-90 «Санитарные правила устройства, оборудования и эксплуатации больниц, родильных домов и других лечебных стационаров» от 29.06.90г.
17.           СанПиН 2.6.1.8-9-2004 «Обеспечение радиационной безопасности при радионуклидной дефектоскопии» от 06.12.04г.
18.           СанПиН 2.6.1.8-12-2004 «Обеспечение радиационной безопасности при проведении рентгеновской дефектоскопии» от 30.12.04 г.
19.           СанПиН 2.6.6.8-8-2004 «Обращеие с отходами дезактивации, образующимися в результате работ по преодолению последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС (СПООД-2004)» от 23.11.04 г.
20.           СанПиН 2.6.1.12-11-05 «Гигиенические требования по дезактивации основных и дополнительных средств индивидуальной защиты в специализированных прачечных» от 06.07.05г.
21.           Инструкция 2.6.1.10-8-7-2005 «Определение индивидуальных эффективных доз облучения пациентов при рентгенологических исследованиях с использованием измерителей произведения дозы на площадь» от 07.07.05 г.
22.           «Санитарные правила устройства и эксплуатации мощных изотопных бета-установок» №1138-73 от 27.12.73г.
23.           СанПиН 2.6.1.13-25-205 «Обеспечение радиационной безопасности при устройстве и эксплуатации мощных изотопных гамма-установок» от 01.11.05г.
24.           СанПиН 2.6.3.10-11-30-2005 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации источников, генерирующих низкоэнергетическое рентгеновское излучение» от 22.08.05 г.
25.           СпанПиН 2.6.4.13-24-2005 «Гигиенические требования к устройству, эксплуатации и контролю радиоизотопных нейтрализаторов статического электричества с эмалевыми источниками альфа- и бета- излучения» от 01.07.05 г.
26.           «Санитарные правила проектирования и эксплуатации критических сборок» №174/3-72 от 28.02.72г.
27.           ССБТ. Кабинеты и отделения лучевой терапии. Требования безопасности. ОСТ 42-21-11-81, 1981г.
28.           «Система аккредитации поверочных и испытательных лабораторий Республики Беларусь». СТБ 941.0-93 – СТБ 941.3-93 от 07.01.94г.
29.           «Влагомеры-плотномеры радиоизотопные переносные для бетонов и грунтов» ГОСТ 25932-83.
30.           «Приборы радиоизотопные» ГОСТ 14336-87 от 01.01.89г.
31.           «Аппараты рентгеновские медицинские» ГОСТ 26140-84 от 01.07.90.г
32.           «Приборы дозиметрические. Методы измерения основных параметров» ГОСТ 25835-83 от 01.01.91г.
33.           «Усилители рентгеновского изображения медицинских рентгеновских аппаратов» ГОСТ 26141-84 от 01.07.85г.
34.           «Боксы радиационно-защитные с перчатками» ГОСТ 28161-89 от 01.07.90г.
35.           «Ускорители заряженных частиц промышленного применения» ГОСТ 2678-84 от 01.01.91.г
36.           «Средства коллективной защиты от ионизирующих излучений» ГОСТ 12.4.120-83 от 01.01.84г.
37.           «Санитарно-гигиенический контроль систем вентиляции производственных помещений» Методические указания № 4425-87 от 15.09.87г.
38.           «Система контроля, управления и защиты ядерных реакторов» ГОСТ 17137-87 от 01.01.87г.
39.           «Источники альфа-излучения радионуклидные закрытые» ГОСТ 26305-84.
40.           «Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые» ГОСТ 27212-87.
41.           Инструкция 2.6.1.10-11-98 – 2005 «Радиационный контроль за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды» от 28.12.05 г.
42.           «Материалы и изделия строительные. Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов» ГОСТ 30108-94 от 01.01.95г.
43.           «Методика экспрессного определения ОА и УА бета-излучающих нуклидов в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства методом «прямого» измерения «толстых» проб, утверждена МЗ СССР 10.07.87г.
44.           «Методика экспрессного радиометрического определения по гамма- излучению ОА и УА радионуклидов цезия в воде, почве, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства», утверждена МЗ СССР 18.06.90г.
45.           «Методика определения ОА и УА сырья, материалов, готовой продукции предприятий Госкомпрома РБ по радионуклидам цезия на радиометре РКГ-07П», утверждена Белстандартом 06.05.93г.
46.           «Методика экспрессного определения по гамма-излучению ОА и УА радионуклидов цезия в воде, почве, продукции растениеводства, животноводства, сырье и материалах, продуктах питания с помощью радиометров РУГ-91 и РУГ-91М», утверждена Белстандартом 23.03.94г.
47.           «Методика экспрессного определения по гамма-излучению ОА и УА радионуклидов цезия в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства с помощью радиометров РКГ-01А/1, РКГ-01А, РКГ-02А, РКГ-02А/1 МВИ 179-95, утверждена Белстандартом 10.02.95г.
48.           «Методика экспрессного радиометрического определения по гамма- излучению ОА и УА в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства радиометрами РКГ-01, РКГ-02, РКГ-02С, РКГ-03» МВИ 114-94, утверждена Белстандартом 22.09.94г.
49.           Активность радионуклидов цезия в объемных образцах. Методические рекомендации по выполнению измерений на сцинтилляционном гамма-спектрометре, утверждена ВНИИФТРИ 15.10.93г.
50.           «Республиканские допустимые уровни содержания цезия – 137 и стронция – 90 в пищевых продуктах и питьевой воде» (РДУ-99) ГН 10-117-99, утв.МЗ РБ 26.04.99г.
51.           «Республиканские допустимые уровни содержания цезия – 137 в древесине, продукции из древесины и древесных материалов и прочей непищевой продукции лесного хозяйства» (РДУ/РХ-2001).
52.           «Контрольные уровни содержания естественных радионуклидов в отдельных видах продукции Министерства архитектуры и строительства РБ» утв. 19.12.2000г.
53.           «Методические рекомендации по оценке радиационной обстановки в населенных пунктах», утверждена МЗ СССР 25.07.90г.
54.           «Методика по определению поверхностной загрязненности различных поверхностей бета-активными радионуклидами», утв. Белкоопсоюзом 19.11.91г.
55.           «Инструкция 01-0Д о порядке производства измерений прибором ДРГ-01Т», утв. Белгидрометом 16.11.89г.
56.           «Методика измерения поверхностной загрязненности бета-активными радионуклидами сырья и готовой продукции предприятий целлюлозно-бумажной промышленности с помощью радиометра-дозиметра МКС-01Р и его модификации МКС-04А, утв. Белстандартом 26.09.95г.
57.           Стандарт Республики Беларусь СТБ 1050-98. Радиационный контроль. Отбор проб продукции животноводства. Общие требования.
58.           Стандарт Республики Беларусь СТБ 1051-98. Радиационный контроль. Отбор проб молока и молочных продуктов. Общие требования.
59.           Стандарт Республики Беларусь СТБ 1052-98. Радиационный контроль. Отбор проб пищевых продуктов. Общие требования.
60.           Стандарт Республики Беларусь СТБ 1053-98. Радиационный контроль. Отбор проб хлеба и хлебобулочных изделий. Общие требования.
61.           Стандарт Республики Беларусь СТБ 1054-98. Радиационный контроль. Отбор проб овощей, фруктов и ягод. Общие требования.
62.           Стандарт Республики Беларусь СТБ 1055-98. Радиационный контроль. Отбор проб картофеля и корнеплодов. Общие требования.
63.           Стандарт Республики Беларусь СТБ 1056-98. Радиационный контроль. Отбор проб сельскохозяйственного сырья и кормов. Общие требования
64.           Стандарт Республики Беларусь СТБ 1188-99. Вода питьевая. Общие требования к организации и методам контроля качества.
65.           «Инструктивно-методические указания по служебному расследованию и ликвидации радиационных аварий» №2206-80 от 26.09.80г.
66.           «Временные гигиенические нормативы по содержанию радона и мощности дозы гамма-излучения» ГН 10-115-99.
67.           Номенклатура средств защиты пациентов и персонала при рентгеновских исследованиях. №4-03/2818 утв. 10.11.99г.
68.           Письмо Министерства труда №13-06/3787 от 06.12.01г. «Об аттестации рабочих мест с ИИИ в учреждениях здравоохранения».
69.           Постановление МЗ РБ № 69 от 04.12.01г. «Об утверждении Положения о проведении обследования граждан на СИЧ».
70.           «Определение дозовых нагрузок на взрослых пациентов при рентгенодиагностических исследованиях» №148-9812 от 18.02.99г.
71.           «Контроль доз обучения пациентов при рентгенодиагностических исследованиях», утв. МЗ РБ 11.09.01г.
72.           «Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий» Методические указания МУК РБ № 11-8-6-2002, утв. 05.18.2002г.
73.           Государственная система обеспечения единства измерений. Организация и порядок проведения оценки и проверки качества выполнения измерений подразделений радиационного контроля. Утв. Госстандартом РБ 07.07.98г.
74.           Сборник нормативных, методических, организационно-распорядительных документов Республики Беларусь в области радиационного контроля и безопасности. Минск, 2002 г.
75.           Отчет о дозах облучения персонала в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующих излучений.
76.           Указания по заполнению формы государственной статистической отчетности № 1-ДОЗ «Отчет о дозах облучения персонала в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующих излучений».
77.           Отчет о дозах облучения персонала в условиях радиационной аварии или планируемого повышенного облучения, а также лиц из населения, подвергшегося аварийному облучению.
78.           Указания по заполнению формы государственной статистической отчетности № 2 –ДОЗ “Отчет о дозах облучения персонала в условиях радиационной аварии или планируемого повышенного облучения, а также лиц из населения, подвергшегося аварийному облучению”.
79.           СанПиН 2.6.1.8-3-2002 «Гигиенические требования к производству, эксплуатации и контролю рентгеновских установок для досмотра багажа и товаров» от 08.04.02 г.
80.           Санитарные правила 1.1.8.-24-2003 «Организация и проведение производственного контроля за соблюдением санитарных правил и выполнением санитарно-противоэпидемических и профилактических мероприятий» от 22.12.03 г.
81.           Санитарные правила и нормы 2.6.18-15-2003 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов» от 19.11.03 г.
82.           Санитарные правила и нормы 2.6.18-15-2003 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований» от 31.12.03 г.
    продолжение
--PAGE_BREAK--