Реферат: Технические средства выявления радиационной обстановки

Выявление и оценка обстановки при чрезвычайных ситуациях.

Технические средства выявления радиационной обстановки.

К числу различных современных факторов и явлений, оказывающих вредное влияние на человека и природную среду, относятся и ионизирующие излучения.

Ионизирующими излучениями (ИИ) называют всякие излучения, взаимодействие которых с веществом приводит к образованию электрически заряженных частиц. К ИИ относятся квантовые и фотонные излучения. Источниками ИИ являются ядра атомов радиоактивных элементов. К радиоактивным относятся элементы, ядра атомов которых способны самопроизвольно распадаться. Такими элементами, в основном, являются элементы, в которых соотношение числа протонов и нейтронов превышает 1…1,6, т.е. Р/ > 1…1,6.

В настоящее время из всех элементов таблицы Д.И. Менделеева известно более 1500 изотопов. Из этого количества изотопов лишь около 300 стабильных и около 90 являются естественными радиоактивными элементами.

Продукты ядерного взрыва содержат более 100 нестабильных первичных изотопов. Большое количество радиоактивных изотопов содержится в продуктах деления ядерного горючего в ядерных реакторах АЭС.

Таким образом, источниками ИИ могут быть естественные и искусственные радиоактивные вещества, изготовленные на их основе медицинские и научные препараты, продукты ядерных взрывов при применении ядерного оружия, отходы атомных электростанций при авариях на них.

Основной мерой воздействия ИИ на живые организмы является доза излучения (облучения). Доза излучения (Д) в общем – это количество энергии ИИ, поглощенное единицей массы облучаемой среды за время облучения.

Различают дозы: экспозиционную, поглощенную и эквивалентную.

Экспозиционной дозой гамма-излучения (или просто экспозиционной дозой) Д э называется количественная характеристика излучений, основанная на их ионизирующем действии в сухом атмосферном воздухе и выраженная отношением суммарного электрического заряда ионов одного знака, поглощенным в некоторой массе воздуха, к этой массе:

d q

Д э = d m , (1)


где q – суммарный электрический заряд, образованный ИИ в воздухе массой m.

Единицей измерения экспозиционной дозы рентгеновского и  - излучения системе СИ служит кулон на килограмм (Кл/кг).

Внесистемной единицей измерения величины экспозиционной дозы является рентген (Р). Используются и его дольные единицы: миллирентген (мР); микрорентген (мкР).

Один рентген (1Р) – это такая доза гамма-излучения, под действием которой в 1 см3 сухого воздуха при нормальных условиях образуются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака.

Доза в 1Р соответствует образованию 2,08  109 пар ионов в 1 см3 воздуха. Если учесть, что заряд электрона равен 1,6  10-19 кулона, масса 1 см3 воздуха – 1,29  10-6 кг, то 1Р = 2, 58  10-4 Кл/кг. Тогда 1 Кл/кг = 3880 Р.

Поглощенная доза ИИ (Д п) – это количество энергии любого вида излучений, поглощенное единицей массы вещества, отнесенное к этой массе:

W

Д п = m , (2)

где W – поглощенная энергия излучений, Дж; m – масса облучаемого вещества, кг.

Единицей измерения поглощенной дозы в системе СИ является Грей (Гр). 1 Гр – это такая доза, при которой 1 кг вещества поглощает энергию в 1 Дж.

Внесистемной единицей измерения поглощенной дозы является рад. 1 рад – это такая доза излучения, при которой 1 г вещества поглощается энергия в 100 эрг.

Исходя из соотношений: 1 Дж = 0,239 кал = 6,25  1018 электрон-вольт = 107 эрг, можно записать:

100 эрг 105 эрг

1 рад = 1 г = 1 кг = 10 –2 Дж/кг, т.е. 1 рад = 10 –2 Гр или 1 Гр = 100 рад


Зная, что 1 Р – это такая доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой в 1 см3 образуется 2,08  109 пар ионов (3,3  10 –10 Кл), можно определить энергию излучения, затрачиваемую на ионизацию в воздухе при дозе в 1 Р:

2,08  109  34  10 –6  1,6  10 -6

1 Р = 1,29  10 –3 = 88 эрг/г ,


где 34  10 –6 – работа, затрачиваемая на образование одной пары ионов, М эв ;

1,6  10 –6 – переводной коэффициент из М эв в эрг;

1,29  10 –3 – масса 1 см3 воздуха в граммах;

1 эв = 1,6  10 –19 Дж.

Таким образом, соотношения между единицами измерения экспозиционной и поглощенной дозами составляют:

для воздуха 1 Р = 0,88 рад,

для биоткани 1 Р = 0,93 рад,

1 рад в среднем = 1,44 Р.

Кроме рентгена и рада практическое применение находит и единица измерения дозы – биологический эквивалент рентгена (бэр).

1 бэр – это единица дозы любого вида ИИ в биологической ткани, которая создает тот же эффект, что и доза в 1 Р рентгеновского или гамма-излучения:

1 бэр = 1 рад  К , где К – коэффициент качества.


Эквивалентная доза (Н) – служит для оценки последствий облучения малыми дозами и определяется как произведение поглощенной дозы на коэффициент качества К, т.е.


Н = Д п  К


Еще ее называют эффектной дозой. Единицей измерения эквивалентной дозы служит зиверт (Зв).

1 Зв = 100 бэр = 100 рад  К


Для измерения поглощенной и эквивалентной дозы используются также дольные единицы рада и зиверта: миллирад (мрад), миллизиверт (мЗв), микрорад (мкрад), микрозиверт (мкЗв).

Коэффициент качества служит для учета биологической эффективности ИИ различных видов при определении биологического эквивалента рентгена и, следовательно, эквивалентной дозы. Он имеет следующие значения: для рентгеновского, гамма, бета и позитронного излучений – 1; для -излучения с энергией меньше 10 Мэв – 20; для нейтронов с энергией 0,1…10 Мэв – 10; для нейтронов с энергией меньше 20 кэв – 3.

Эквивалентная доза – основная единица в области радиационной безопасности и используется, в основном, в мирное время.

Таким образом, основной мерой, определяющей поражающее действие ИИ, является доза (поглощенная или эквивалентная).

Основным параметром, характеризующим поле или источник ИИ и которым определяется величина возможной дозы излучения, является мощность дозы.

Различают мощности экспозиционной, поглощенной и эквивалентной дозы.

Мощностью дозы излучения Р (или уровнем радиации) называется доза, отнесенная к единице времени: Р = Д / t. Она показывает какую дозу излучения можно получить за единицу времени а данном поле ИИ.

Мощность экспозиционной дозы рентгеновского или гамма-излучения (Р э) – это экспозиционная доза за время t, отнесенная к этому времени: Р э = Д э / t. В системе СИ мощность экспозиционной дозы измеряется в Кулонах на килограмм в секунду (Кл/кг.с). А поскольку Кл/с есть ампер, то Кл/кг.с = А/кг. Внесистемной единицей измерения мощности экспозиционной дозы является рентген в час (Р/ч), а также ее долевые единицы мР/ч, мкР/ч.

Мощность поглощенной дозы (Р п) – это поглощенная доза за время t, отнесенная к этому времени: Р п = Д п / t. Единицей измерения мощности поглощенной дозы служит Грей в секунду: Гр/с = Дж/кг.с = Вт/кг. Внесистемной единицей служит рад в час (рад/ч) и ее долевые единицы: мрад/с и мкрад/с.

Мощность эквивалентной дозы (Р н) – это величина эквивалентной дозы за время t, отнесенная к этому времени: Р н = Н / t. Единицей измерения мощности эквивалентной дозы в системе СИ служит Зиверт в секунду (Зв/с). Внесистемная единица – бэр в час (бэр/ч) и ее производные: мбэр/ч и мкбэр/ч.

Основной характеристикой источника ИИ является активность. Активность – есть мера интенсивности распада радиоактивных веществ и определяется как количество распадов ядер атомов радиоактивного вещества в единицу времени. В системе СИ за единицу активности принят Беккерель (Бк). 1 Бк – это количество вещества, в котором происходит один распад в секунду. Внесистемной единицей является Кюри (Ки). 1 Ки – это количество вещества, в котором в одну секунду происходит 37  109 распадов или 2,2  1012 распадов в минуту. Используют также долевые единицы: мКи, мкКи.

Для определения степени загрязнения местности, продуктов питания и воды используют единицы: Ки/км2, Ки/м2, Ки/кг, Ки/л.

Чем больше период полураспада (Т) и массовое число радиоактивного элемента, тем большее его количество соответствует 1 Ки. Например, одному Кюри соответствует: 1 мг Со-60 (Т = 5 лет), 1 г Rа-226 (Т = 1590 лет), 16 г Рu-239 (Т = 2400 лет), 570 кг U-235 (Т = 880 млн. лет).

Активность радиоактивных веществ со временем уменьшается по закону:

t

а = а 0  е 0,693 T , (3)


где а 0 – активность вещества в начальный момент времени (t = 0);

t – текущее время, на которое определяется активность;

Т – период полураспада вещества.

Уменьшение активности источника ИИ приводит к уменьшению мощности дозы и дозы излучения.

Наиболее чувствителен к воздействию ИИ человек. В результате облучения ИИ у человека развивается лучевая болезнь, которая может привести к летальному исходу.

Чем больше доза излучения, тем сильнее ее поражающее воздействие. Большое значение имеют условия облучения. Одна и та же доза, полученная в различные промежутки времени или с перерывами, оказывает различный биологический эффект. Так, доза в 1000 рад окажется смертельной при однократном воздействии ИИ на все тело, но такая же доза не вызовет смерти и выраженных расстройств в организме, если будет постепенно воспринята человеком в течение 30 лет.

На степень поражения организма оказывают влияние и индивидуальные особенности. У одних людей заболевания и смерть могут наступить после однократного облучения дозой 200 рад, в то время как другие останутся живы после облучения дозой 400 рад.

Воздействие ИИ на животных также вызывает у них заболевание лучевой болезнью, тяжесть которой зависит от величины поглощенной дозы. Степени лучевой болезни у животных развиваются такие же, как и у человека. При этом вызываются они не очень отличающимися дозами излучения, что видно из нижеприведенной таблицы. Воздействие ИИ на животных также зависит от их индивидуальных особенностей. Сравнительные дозы, вызывающие лучевую болезнь у людей и животных приведены в таблице 1.

Таблица 1. Сравнительные значения доз излучения, вызывающие лучевую болезнь у человека и животных



Степень лучевой болезни

Дозы излучения, вызывающие болезни, рад

 

Людей

Животных

Легкая

100-200

150-250

Средняя

200-400

250-400

Тяжелая

400-600

400-750

Крайне тяжелая

более 600

более 750


Радиоактивные вещества любого происхождения оказывают вредное воздействие и на растения. В зависимости от величины радиоактивных частиц на поверхности растений может задерживаться от 8 до 90% выпавших на землю радиоактивных веществ. Растения наиболее чувствительны к облучению в период ранних фаз развития, когда страдают зоны активного роста, т.е. молодые делящиеся клетки. При этом растениям разных видов и сортов присуща неодинаковая радиационная устойчивость. Лучевое поражение у растений проявляется в торможении роста и замедлении развития, снижении урожая, понижении репродуктивного качества семян, клубней, корнеплодов. При больших дозах облучения возможна гибель растений, проявляющаяся в остановке роста и усыхании. В зонах радиоактивного загрязнения поражаются и могут погибать деревья лесных массивов. Величины летальных доз излучения для сельскохозяйственных культур и деревьев различных видов приведены в таблице 2.


Таблица 2. Летальные дозы однократного кратковременного -облучения для различных растений, находящихся на фазах вегетации


Вид растений

Доза облучения, Р

Вид растений

Доза облучения, Р

Овес

330

Картофель, капуста

1260

Кукуруза

420

Свекла сахарная

1340

Рожь, ячмень

435

Естественные травы

1200

Пшеница

450

Тисс

80

Горох огородный

400

Сосна веймутовая

100

Томат вишневоплодовый

1240

Ель сизая

102

Рис

1960

Лиственница японская

125

Лен

2070

Дуб красный, береза

800

Хлопчатник

1010

Клен красный

1000


Радиоактивные вещества, выпадающие на растения, не только загрязняют их, но и частично всасываются внутрь. Внутрь растений радиоактивные вещества поступают также из почвы. Загрязнение земельных угодий исключает их из землепользования или ограничивает возможность использования. Изотопы, попавшие в почву, мигрируют по цепочкам: почва-растение-человек; почва-растение-животное-человек. Радиоактивные вещества попадают также и в водоемы из атмосферы или за счет смыва с почвы. В результате заражается вода, заражаются или гибнут рыбы и другие обитатели водоемов. Человек, употребляя зараженную радиоактивными веществами воду, употребляя в пищу зараженные радиоактивными веществами сельскохозяйственные продукты или продукты зараженных морей, рек, водоемов, подвергается поражению.

Радиоактивные вещества (источники ИИ), попадая на поверхность зданий, сооружений, техники, транспорта, оборудования и других объектов, также представляют опасность для человека.

Воздействию ИИ человек подвергается в той или иной мере практически постоянно: за счет воздействия природных излучений (солнечная и космическая радиация, излучение из недр земли и др.), при работе с источниками ИИ на предприятиях (учреждениях), при проведении медицинских рентгенорадиологических процедур и т.п. Но наиболее массовое облучение людей может иметь место при применении ядерного оружия, а также при крупных авариях на радиационно-опасных объектах. Это требует от федеральных, региональных, местных органов власти, министерств, ведомств, предприятий строгого соблюдения основ радиационной безопасности.

Под радиационной безопасностью населения понимается состояние его защищенности от вредного для здоровья воздействия ионизирующего излучения. Основу радиационной безопасности составляют законодательные и нормативные документы по этому вопросу. Основным документом является Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» (принят Государственной Думой 5 декабря 1995 года).

Вопросы радиационной безопасности находят отражение и в других документах: государственных стандартах; строительных нормах и правилах; правилах охраны труда; распоряжениях, инструкциях, методических и иных документах.

Во всех вышеперечисленных документах вопросы радиационной безопасности рассмотрены применительно к мирному времени. В военное время при применении ядерного оружия масштабы и степени заражения будут несравненно выше тех, которые возможны в мирное время. Поэтому нормы и правила мирного время не могут быть применены для обеспечения радиационной безопасности в военное время. В военное время все нормы будут пересмотрены в сторону их увеличения.

Так, если на мирное время для лиц, работающих с источниками ИИ (категория А) установлена доза суммарного внешнего и внутреннего облучения за календарный год 30 бэр, то на военное время в качестве допустимых установлены дозы:


при однократном облучении (до 4 суток) 50

при многократном облучении (до 30 суток) 100

при многократном облучении (до 3 месяцев) 200

при систематическом облучении (в течение года) 300


Также увеличиваются допустимые нормы зараженности различных объектов (зданий, сооружений, техники, транспорта, оборудования, продовольствия, воды и т.д.). Но сама задача обеспечения радиационной безопасности и на военное время остается в силе.

Контроль за обеспечением радиационной безопасности осуществляется службой радиационной безопасности различных уровней с применением приборов и методик радиационного контроля и расчетных методов. Наиболее важная роль в этом контроле отводится приборам, т.е. техническим средствам контроля.

Для принятия мер защиты от воздействия ИИ их необходимо своевременно обнаружить и количественно оценить. Наука, занимающаяся вопросами обнаружения и измерения ИИ, называется дозиметрией. Воздействуя на различные Среды ИИ вызывают в них определенные физико-химические изменения, которые можно зарегистрировать. На этом основаны различные методы обнаружения ИИ.

К основным из них относятся:

ионизационный, в котором используется эффект ионизации газовой Среды, вызываемой воздействием на нее ИИ, и как следствие – изменение ее электропроводности;

сцинтилляционный, заключающийся в том, что в некоторых веществах под воздействием ИИ образуются вспышки света, регистрируемые непосредственным наблюдением или с помощью фотоумножителей;

химический, в котором ИИ обнаруживаются с помощью химических реакций, изменения кислотности и проводимости, происходящих при облучении жидкостных химических систем;

фотографический, заключающийся в том, что при воздействии ИИ на фотопленку на ней в фотослое происходит выделение зерен серебра вдоль траектории частиц (квантов). Место, где произошло выделение металлического серебра воспринимается как черная точка, а совокупность таких точек как черное пятно;

метод, основанный на проводимости кристаллов, т.е. когда под воздействием ИИ возникает ток в кристаллах, изготовленных из диэлектрических материалов и изменяется проводимость кристаллов из полупроводников;

тепловой или калориметрический метод, основанный на использовании непосредственного или косвенного теплового эффекта, возникающего при взаимодействии ИИ с веществом.

На основании перечисленных методов обнаружения ИИ изготавливаются различные детекторы этих излучений, которые являются одной из трех составных частей дозиметрических приборов (рис.1).

Детектор ИИ представляет собой устройство, предназначенное для преобразования энергии этих излучений в другой вид энергии, удобный для последующей регистрации измерителем.

К наиболее распространенным детекторам относятся: ионизационные камеры; газоразрядные счетчики; полупроводниковые детекторы; сцинтилляционные детекторы; радиотермолюминисцентные детекторы; химические детекторы и др.


^ Детектор Измеритель
преобразователь

Счетное

устройство



Измеритель


Рис.1. Обобщенная структурная схема дозиметрического прибора.


Ионизационная камера (ИК) представляет собой устройство, состоящее из двух изолированных друг от друга электродов, к которым подведено напряжение. Когда в воздушном пространстве между электродами происходит ионизация, то под воздействием электрического поля ионы приобретают направленное движение и в цепи протекает электрический ток, называемый ионизационным.

Величина его зависит от интенсивности ИИ. Принципиальная схема работы ионизационной камеры представлена на рис.2.

Выполняются ионизационные камеры в виде емкости различной формы (куба, параллелепипеда, цилиндра) и заполняются обычным воздухом при нормальном давлении.














n, ,  + + +




- - -


 




Рис.2. Принципиальная схема работы ионизационной камеры.


Газоразрядный счетчик (ГС) представляет собой металлический или стеклянный (в этом случае на внутреннюю стенку наносится токопроводящий материал) цилиндр, внутри которого коаксиально расположена тонкая стальная нить. Корпус является отрицательным, а нить положительным электродами, к которым приложено довольно высокое напряжение. Пространство между электродами заполнено инертными газами (неон, аргон, гелий или их смеси) под пониженным давлением. Принципиальное отличие ГС от ИК состоит в том, что в ГС используется усиление ионизационного тока за счет явления ударной ионизации.

Ударная ионизация возникает при значительно больших по сравнению с ИК значениях напряжений. В этих условиях электроны, образованные непосредственным воздействием ИИ, приобретают такую энергию, которая достаточна для ионизации атомов газа. Электроны вторичной ионизации вместе с электронами первичной ионизации в последующих столкновениях ионизируют другие атомы. Таким образом происходит лавинообразное размножение зарядов. При достижении электронами положительного электрода (нити) происходит их нейтрализация, что уменьшает потенциал, поданный на нить, и для его восполнения в цепи появится импульс напряжения. Частота импульсов будет пропорциональна интенсивности ИИ. Принципиальная схема конструкции ГС приведена на рис.3. Газоразрядные счетчики бывают стальные, стеклянные, тонкостенные, толстостенные, торцовые и др.


4 2 1 4




3 3


Рис.3. Принципиальная схема конструкции ГС: 1 – корпус (катод), 2 – нить (анод), 3 – выводы, 4 – изоляторы.


Полупроводниковые детекторы все чаще находят применение в современной дозиметрической аппаратуре, работающей на основе ионизационного метода регистрации ИИ. Принцип их действия подобен принципу действия ионизационной камеры, однако в основу работы полупроводникового детектора лежит ионизация атомов не газа, а твердого вещества – полупроводника. В качестве основных материалов для изготовления полупроводниковых детекторов используются германий и кремний. Конструкция полупроводникового детектора приведена на рис.4.




- +
+ -




2 3

1


Рис.4. Конструкция полупроводникового детектора: 1 – монокристалл полупроводника, 2,3 – напыленные металлические электроды.


Большим достоинством полупроводниковых детекторов являются небольшие размеры и вес.

Сцинтилляционный детектор представляет собой сочетание сцинтиллятора, в котором энергия ИИ преобразуется в световую энергию, и оптически соединенного с ним фотоэлектронного умножителя (ФЭУ), преобразующего световую энергию в электрический импульс (рис.5).

3 4 5

1 2

6




R Н


Рис.5. Сцинтилляционный детектор: 1 – сцинтиллятор, 2 – световод, 3 – фотокатод ФЭУ,

4 – фокусирующий электрод, 5 – диоды, 6 – анод.


Принцип работы такого детектора состоит в следующем. В сцинтилляторе 1 при прохождении ионизирующей частицы возникает квант света. Свет через световод 2 воздействует на фотокатод 3 ФЭУ. Квант света на фотокатоде 3 выбивает электрон, который через фокусирующий электрод 4 попадает на первый диод. В результате вторичной электронной эмиссии на диодах электроны выбивают из них вторичные электроны, образуя нарастающую от диода к диоду электронную лавину. Заканчивается эта лавина при достижении анода 6. В результате в цепи анода потечет ток и на нагрузочном сопротивлении появится импульс напряжения, который может быть зарегистрирован.

Радиотермолюминисцентные детекторы. Под радиотермолюминисценцией понимают такой процесс, при котором накопленная в кристалле энергия ИИ преобразуется в энергию флюоресценции под действием теплового возбуждения. Для краткости, обычно, вместо термина «радиотермолюминисценция» употребляют термин «термолюминисценция». К наиболее широко применяемым термолюминисцентным материалам относятся фтористый кальций CaF 2 и фтористый литий LiF. Используют термолюминофоры и на основе алюмофосфарных стекол. Основным материалом стекла являются MgO, P 2O 5, Al 2O 3. В качестве активатора этого стекла используют MnO 2 или серебро.

Недостатком алюмофосфарного стекла является его светочувствительность. В связи с этим необходима тщательная упаковка таких детекторов в светонепроницаемую оболочку.

Химические детекторы предполагают использование жидкостных химических систем. Их можно приготовить из тканеэквивалентных реактивов. Продукты радиационно-химических реакций в них сравнительно стабильны и могут быть измерены непосредственно по изменению цвета.


^ Средства измерения ИИ.

Используя тот или иной детектор, разрабатывают средства измерения ИИ (дозиметрические приборы), которые делятся на три группы.

К первой группе относятся средства радиационной разведки, которые служат для обнаружения радиоактивного заражения и измерения величины мощности дозы радиоактивно зараженной местности или от любого другого источника ИИ. К этим средствам относятся измерители мощности дозы. Результаты измерений, полученные с помощью этих средств, позволяют оценить степень потенциальной опасности облучения человека.

Ко второй группе относятся средства, которые служат для измерения величины поглощенных доз гамма- и гамма-нейтронного излучения (приборы дозиметрического контроля). К ним относятся индивидуальные измерители доз.

К приборам третьей группы относятся средства контроля радиоактивного заражения техники, оборудования, имущества, людей, продовольствия, воды и других объектов. К ним относятся измерители мощности дозы и радиометрические установки (лаборатории).

^ Измерители мощности дозы.

Переносной измеритель мощности дозы ДП-5В. Предназначен для измерения мощности дозы над радиоактивно зараженной местностью, а также для измерения радиоактивного заражения различных объектов по гамма-излучению. Кроме того, он позволяет обнаруживать бета-излучение. Таким образом, прибор является средством радиационной разведки и дозиметрического контроля.

Диапазон измерений мощности доз гамма-излучения от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч разбит на 6 поддиапазонов с пределами измерений:

поддиапазон – 5…200 Р/ч,

поддиапазон – 500…5000 мР/ч,

поддиапазон – 50…500 мР/ч,

поддиапазон – 5…50 мР/ч,

поддиапазон – 0,5…5 мР/ч,

поддиапазон – 0,05…0,5 мР/ч.

Мощность дозы отсчитывается при измерениях на 1 поддиапазоне по нижней шкале, а на всех остальных поддиапазонах – по верхней шкале с последующим умножением на соответствующий множитель поддиапазона.

Основная относительная погрешность измерений прибора при нормальных климатических условиях (00С и 760 мм рт.ст) не превышает – 30%. Прибор сохраняет работоспособность после воздействия транспортной тряски с ускорением 100 м/с 2, падения с высоты до 0,5 м. Питание прибора осуществляется от трех элементов 1,6 ПНЦ (один из них для подсвета шкалы). Один комплект элементов обеспечивает время непрерывной работы до 55 ч. Технический ресурс прибора не менее 2500 ч. Срок службы не менее 15 лет. Наибольшее время установления достоверного значения показаний прибора не превышает 45 с. Время прогрева прибора не менее 1 мин.

Прибор состоит из двух блоков: блока детектирования и измерительного пульта. Блок детектирования содержит газоразрядные счетчики ГС1 и ГС2 различной чувствительности и усилитель. В измерительном пульте находится интегрирующий контур с микроамперметром (стрелочное измерительное устройство).

Масса прибора с комплектом источника питания не более 3,2 кг.

Переносной измеритель мощности дозы ИМД-1. Предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, а также для обнаружения  - излучения. Выпускается в двух модификациях: ИМД – 1С (стационарный) и ИМД – 1Р (переносной), которые отличаются длиной кабеля между блоками и наличием сетевого блока питания.

Диапазон измерений прибора от 0,01 мР/ч до 999 Р/ч разбит на два поддиапазона «мР/ч» и «Р/ч». Детектор поддиапазона «мР/ч» (СБМ-21 – счетчик большой чувствительности) расположен в блоке детектирования. Детектор поддиапазона «Р/ч» (СИ-38Г – газоразрядный счетчик малой чувствительности) расположен в измерительном пульте.

Быстродействие прибора составляет на поддиапазоне «мР/ч» от 6 до 60 с, а на поддиапазоне «Р/ч» от 1,5 до 15 с в зависимости от мощности дозы.

Основная относительная погрешность прибора не более + 25% (только при значениях 0,1 мР/ч и 0,1 Р/ч, 00С и 760 мм рт.ст.).

Прибор устойчив к механическим ударам многократного действия с ускорением 150 м/с 2.

Питание прибора осуществляется от 4-х элементов типа А-343; от бортсети постоянного тока или аккумуляторов с напряжением от 11 до 30В через блок питания; от сети переменного тока через блок питания. Продолжительность работы от одного комплекта элементов А-343 не менее 100 ч.

Ресурс – 10000 ч. Срок службы до списания – 12 лет.

Состав рабочего прибора комплекта: блок детектирования (ИМД – 1-1), измерительный пульт (ИМД – 1-3), блоки питания ИМД – 1-2 (от бортсети), ИМД – 12-6 (от переменного тока). Снятие показаний осуществляется на измерительном пульте по цифровому табло. В приборе предусмотрена звуковая сигнализация.

Масса рабочего комплекта прибора (1Р – переносной вариант) – 3,3 кг.


Бортовой измеритель мощности дозы ИМД-21Б. Модификации прибора: бортовой, бортовой автоматизированный, стационарный, стационарный автоматизированный.

Прибор устанавливается на наземных подвижных объектах и предназначен для измерения мощности дозы гамма-излучения и выдачи светового сигнала о превышении порогов значений мощности дозы.

Диапазон измерений от 1 до 999 Р/ч. В этом диапазоне установлены 5 пороговых значений мощности дозы (1,5; 10; 50; 100 Р/ч), о превышении которых подается световой сигнал.

Быстродействие прибора не превышает 10 с.

Основная относительная погрешность составляет:

30

П = 20  Р и – 1 %


где Р и – значение измеряемой величины.

Электропитание от аккумулятора напряжением 12В и 24В.

Ресурс работы – 5000 ч. Ресурс измерителя – 25000 ч.

Прибор включает 2 блока: блок детектирования (детектор – ионизационная камера), блок измерения и отсчета. Отсчет осуществляется по цифровому табло.

Масса комплекта бортового варианта – 7 кг.


Комбинированный измеритель мощности дозы – радиометр ИМД-12. Предназначен для измерения:

удельной  и  - активности зараженных продовольствия, фуража и воды;

поверхностей  - зараженности объектов;

мощности дозы  - излучения от радиоактивно зараженных местности и объектов.

Диапазон измерений зависит от вида измерений. Например, при определении удельной  - активности от 10 –6 до 10 –3 Ки/кг или от 103 до 107  - частиц/см2мин.; при измерении мощности дозы от 0,1 мкР/ч до 999 Р/ч.

Погрешность прибора может составлять при измерении:

удельной активности радионуклидов а продовольствии, фураже, воде до  80% относительно  - излучения источника стронция-90 + иттрия-90;

поверхностей  - зараженности не более  50% относительно  - излучения источника стронций-90 + иттрий-90;

мощность дозы гамма-излучения не более  25% относительно излучения цезия-137.

Быстродействие также зависит от вида измерения и может составлять до 1000 с при измерениях активности и до 15 с при измерении мощности дозы.

Масса комплекта в укладочных ящиках около 66 кг.

Комплект ИМД-12 включает:

измерительный пульт ИМД-12-1 (с цифровым табло);

блок детектирования гамма-излучений ИМД-12-2 (детекторы – газоразрядный счетчик СБМ-21 и ГС СИ-38Г);

блок детектирования ИМД-12-3 (детектор – газоразрядный счетчик СБМ-19);

блок детектирования ИМД-12-4 (детектор сцинтилляционный с ФЭУ);

блок питания ИМД-12-6 (от сети переменного и постоянного тока).

Блоки детектирования поочередно подключаются к измерительному пульту в зависимости от целей измерения (определения  - активности,