Радиоактивные загрязнения и их измерение - Максимов М.Т., Оджагов Г.О.

Автор: Максимов М.Т. Оджагов Г.О.
Теги: природа охрана окружающей среды общее машиностроение технология машиностроения химическая технология химические производства охрана природы радиация радиометрический анализ
Год: 1986
Похожие
Химическое загрязнение почв и их охрана
Природа заказника "Северное побережье Невской губы"
Легкие нашей планеты. Влажный тропический лес - наиболее угрожаемый биоценоз на Земле
Введение в экологическую химию
Текст
                    М.Т. Максимов, Г.О.Оджагов
РАДИОАКТИВНЫЕ
ЗАГРЯЗНЕНИЯ
и их измерение

М.Т. Максимов, Г.О.Оджагов
РАДИОАКТИВНЫЕ
ЗАГРЯЗНЕНИЯ
и их измерение
Учебное пособие
МОСКВА
ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ
ББК 355.77
М 17
УДК 502.55:621.039.7
Максимов М. Т., Оджагов Г. О.
М 17 Радиоактивные загрязнения и их измерение:
Учеб, пособие. — М.: Энергоатомиздат, 1986.—
224 с.: ил.
Описаны источники возникновения радиоактивного загрязнения
внешней среды, методы обнаружения и измерения ионизирующих из-
лучений с учетом требований метрологии, основные параметры дози-
метрических приборов, принцип их работы. Особое внимание уделено
радиометрическому анализу проб различных материалов, зараженных
радиоактивными веществами.
Для преподавателей ГО вузов, техникумов, профтехучилищ, кур-
сов ГО, командиров. невоенизированных формирований, начальников
службы противорадиационной и противохимической защиты объектов
народного хозяйства, учреждений.
, 1304070000-075
М 051(01)-86-----КБ 48(293) 12.09.85 г.	ББК 355.77
УЧЕБНОЕ ПОСОБИЕ
МАКСИМ ТИМОФЕЕВИЧ МАКСИМОВ
ГАБИБ ОСМАНОВИЧ ОДЖАГОВ
Радиоактивные загрязнения и их измерение
Редактор В К- М е л е ш к о
Переплет художника В. Ф. Громова
Художественный редактор А. Т. Кирьянов
Технический редактор Г. В. Преображенская
Корректор Л. С. Тимохова
ИБ 1974
Спано в набор 02.12.R5 Подписано в печать 18.02.86 T- 00'42
Формат 8-1XI0R1 Л» Бумага типографская № 2 Гарнитура литературная
Печать высокая Уел печ л 11.76 vcn. кр.-отт. 11,86 v4.-изд л. 12,85
Тираж 50000 экз. Заказ 5007 Цена 55 к.
Энергоатомиздат. 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10
Ордена Октябрьской Революции и ордена Трудового Красного Зна-
мени МПО «Первая Образцовая типография имени А. А. Ждаиова>
Союзполиграфпрома при Государственном комитете СССР по делам
издательств, полиграфии и книжной торговли. 113054, Москва, М-54,
Валовая, 28
© Энергоатомиздат, 1986
ВВЕДЕНИЕ
После открытия деления ядер тяжелых элементов на-
чала развиваться ядерная энергетика. Развитие этой новой
области связано с появлением различных методов иссле-
дования, одним из которых является радиометрия, т. е.
количественное измерение и идентификация радиоактивных
элементов по интенсивности излучения.
Радиометрия ионизирующих излучений включает круг
вопросов, связанных с применением радиометрических и
спектрометрических методов для решения различного рода
прикладных задач в разных областях науки и техники, а
также вопросов, относящихся к созданию специальной ап-
паратуры и методов по измерению радиоактивности и иден-
тификации радиоизотопов.
В разработке радиометрических методов видная роль
принадлежит советским ученым, которыми проделана
большая работа по методике лабораторного определения
радиоактивности и теории полевых радиометрических ме-
тодов.
Открытие искусственной радиоактивности и возмож-
ность получения радиоактивных изотопов всех химических
элементов способствовали разработке методики и техники
измерения радиоактивности элементов. Многие достижения
в этой области с успехом используются в практической
радиометрии.
Современный этап развития радиометрии связан с эк-
сплуатацией ядерных реакторов и мощных ускорителей
для получения радиоизотопов, использованием продуктов
деления тяжелых ядер, с излучением химии горячих атомов
Н Т. д.
В основу данного учебного пособия легла книга, вы-
шедшая в 1984 г.
В настоящей работе авторы стремились систематизи-
ровать и обобщить сведения по этим вопросам, излагаемые
в различных литературных источниках, при этом большое
внимание уделено вопросам прикладной радиометрии. Ма-
териал дан в объеме, позволяющем практически использо-
вать его при -проведении радиометрических анализов.
Данное учебное пособие представляет определенный
интерес для широкого круга читателей, связанных с дози-
метрией и радиометрией. Особую ценность материал этой
книги имеет для учреждений радиометрического контроля.
В отличие от имеющейся литературы по гражданской
обороне авторы рассматривают в обобщенном виде все
основные источники радиоактивного загрязнения внешней
среды. Эти источники. представляют потенциальную опас-
ность для людей, а радиоактивное загрязнение требует
надежной дозиметрии и радиометрии.
Вопросы дозиметрии и радиометрии рассмотрены до-
статочно подробно. Впервые приводится таблица основных
параметров счетчиков, используемых в дозиметрических
приборах ГО, что имеет существенное практическое зна-
чение. Материал содержит полезные рекомендации по мет-
рологии, в частности по сокращению методических ошибок
при пользовании приборами типа ДП-5.
Даются рекомендации по приспособлению бытовых ис-
точников питания к дозиметрическим приборам при отсут-
ствии табельных источников питания.
Содержатся ценные рекомендации по выявлению и ис-
пользованию большого резерва в дозиметрии ГО (имеется
в виду использование для целей ГО большего количества
народнохозяйственных дозиметрических приборов).
На объектах народного хозяйства накоплено большое
количество пересчетных приборов. Авторы предлагают ис-
пользовать их вместо ДП-100.
Впервые дается материал по химико-радиометрическим
лабораториям.
Радиометрия служит прогрессу в таких важнейших
областях науки и техники, как ядерная энергетика, косми-
ческие исследования, радиационная химия, геология и
медицина. Этот прогресс базируется на достижениях оте-
чественной и зарубежной науки и обеспечивается направ-
ляющей и организующей деятельностью КПСС и Совет-
ского правительства, непрерывными поисками советских
ученых,’ усилиями инженеров и рабочих.
Раздел первый
ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ
Глава 1
ФИЗИЧЕСКАЯ ПРИРОДА ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИИ И ИХ ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ с веществом
§ 1.	РАДИОАКТИВНОСТЬ
Радиоактивность — это способность некоторых химиче-
ских элементов (урана, тория, радия, калифорния и др.)
самопроизвольно распадаться и испускать невидимые из-
лучения. Такие элементы называют радиоактивными.
Радиоактивные вещества распадаются со строго опре-
деленной скоростью, измеряемой периодом полураспада,
т. е. временем, в течение которого распадается половина
всех атомов. Радиоактивный распад не может быть оста-
новлен или ускорен каким-либо способом.
Если поместить радий в свинцовую коробку с узкой
щелью, то с помощью приборов можно определить, что че-
рез нее выходит пучок излучений, который разделяется в
магнитном поле (рис. 1).
Рис, 1. Ионизирующее излучение в магнитном поле
Излучение, отклоняющееся в сторону отрицательного
полюса, называется a-излучением, положительного полю-
са — 0-излучением; излучение, не отклоняющееся магнит-
ным полем, называется у-излучением (оно не имеет элект-
рического заряда).
а-Излучение — поток положительно заряженных частиц
(ядер атомов гелия), движущихся со скоростью около
20000 км/с, т. е. в 35 000 раз быстрее, чем современные
самолеты.
^-Излучение — поток отрицательно заряженных частиц
(электронов). Их скорость (200000—300 000 км/с) прибли-
жается к скорости света.
Гамма излучение представляет собой коротковолновое
электромагнитное излучение. По свойствам оно близко к
рентгеновскому, но обладает значительно большей скоро-
стью и энергией. Оно распространяется со скоростью
света.
Ионизирующие излучения имеют ряд общих свойств,
два из которых — способность проникать через материалы
различной толщины и ионизировать воздух и живые клет-
ки организма — заслуживают особенно пристального вни-
мания.
§ 2.	ИОНИЗАЦИЯ
Ионизирующие излучения, проходя через различные ве-
щества, взаимодействуют с их атомами и молекулами.
Такое взаимодействие приводит к возбуждению атомов и
отрыву отдельных электронов из атомных оболочек. В ре-
зультате атом, лишенный одного или нескольких электро-
нов, превращается в положительно заряженный ион — про-
исходит первичная ионизация. Выбитые при первичном
взаимодействии электроны, обладающие определенной
энергией, сами взаимодействуют со встречными атомами
и также создают новые ионы — происходит вторичная иони-
зация. Электроны, потерявшие в результате многократ-
ных столкновений свою энергию, остаются свободными или
присоединяются, «прилипают» (в газах) к какому-либо
нейтральному атому, образуя отрицательно заряженные
ионы. Таким образом, энергия излучения при прохождении
через вещество расходуется в основном на ионизацию сре-
ды. Число пар ионов, создаваемых ионизирующим излу-
чением в веществе на единице пути пробега, называется
удельной ионизацией, а средняя энергия, затрачиваемая
ионизирующим излучением на образование одной пары
ионов,— средней работой ионизации.
По мере продвижения заряженная частица теряет свою
энергию, а на некотором расстоянии от начала пути ско-
рость ее становится равной скорости теплового движения
атомов и молекул среды. Расстояние, пройденное частицей
от места образования до места потери ею избыточной
энергии, называется длиной пробега.
6
§ 3.	РАДИОАКТИВНОСТЬ ВЕЩЕСТВА, ЕДИНИЦЫ ЕЕ ИЗМЕРЕНИЯ
Самопроизвольный распад радиоактивных ядер сопро-
вождается ионизирующим излучением. Каждый радионук-
лид (радиоизотоп) распадается со своей скоростью.
Как известно, эта скорость распада А пропорциональ-
на числу ядер радионуклида:
А —МУ,	(1)
где N — число ядер радионуклида; X — постоянная распа-
да, характеризующая вероятность распада за единицу вре-
мени (доля общего числа атомов изотопа, распадающихся
каждую секунду). Чем больше она, тем быстрее происхо-
дит распад.
Постоянная распада Т связана с периодом полураспа-
да соотношением
у 0»693	(2)
Для каждого изотопа имеются свои значения X и Т.
На основании изложенного можно дать следующее оп-
ределение активности как количественной характеристики
источника излучений.
Активностью называется мера количества радиоактив-
ного вещества, выражаемая числом радиоактивных пре-
вращений в единицу времени.
В системе единиц СИ за единицу активности принято
одно ядерное превращение в секунду (расп./с). Эта еди-
ница получила название беккереля (Бк). Внесистемной
единицей измерения активности является кюри (Ки). Кю-
ри— это активность такого количества вещества, в кото-
ром происходит 3,7-1010 актов распада в одну секунду.
Единица активности кюри соответствует активности
1 г Ra.
Для измерения малой активности пользуются производ-
ными величинами: милликюри (I мКи) = 10-3 кюри=
=3,7-107 Бк, микрокюри (1 мкКи) = 10-6 кюри=
= 3,7-104 Бк.
Для определения активности источников гамма-излуче-
ния чаще всего применяется своя единица активности —
миллиграмм-эквивалент радия (мг-экв Ra). Активностью
1 мг-экв Ra обладает такое количество радионуклида, ко-
торое создает такую же мощность дозы, как и 1 мг Ra,
заключенного в фильтр из платины толщиной 0,5 мм.
В практических случаях часто пользуются числом рас-
падов в минуту, тогда единицы радиоактивности имеют
7
следующие значения:
1 мкКи=2,22-106 расп./мин;
1 мКи=2,22-109 расп./мин;
1 Ки=2,2-1012 расп./мин.
Испускаемые радиоактивным источником частицы об-
разуют поток, измеряемый числом частиц в 1 с. Число ча-
стиц, приходящихся на единицу поверхности (квадратный
метр или квадратный сантиметр), представляет собой плот-
ность потока частиц [част./(мин-м2), част./(мин-см2),
част./(с-см2) и т. д.]
Удельная активность может быть выражена различны-
ми единицами измерений: Бк/мл, Бк/г, Бк/см3, Ки/л,
Ки/кг, Бк/м2 и т. д.
§ 4.	ДОЗА ИЗЛУЧЕНИЯ
Степень, глубина и форма лучевых поражений, разви-
вающихся среди биологических объектов при воздействии
на них ионизирующего излучения, в первую очередь зави-
сят от величины поглощенной энергии излучения. Для ха-
рактеристики этого показателя используется понятие по-
глощенной дозы, т. е. энергии, поглощенной единицей мас-
сы облучаемого вещества. За единицу поглощенной дозы
излучения принимается джоуль на килограмм (Дж/кг).
Джоуль на килограмм — поглощенная доза излучения,
переданная массе облучаемого вещества в 1 кг и измеряе-
мая энергией в 1 Дж любого ионизирующего излучения.
В радиобиологии и радиационной гигиене широкое при-
менение получила внесистемная единица поглощенной до-
зы— рад. Рад — это такая поглощенная доза, при кото-
рой количество поглощенной энергии в 1 г любого вещест-
ва составляет 100 эрг независимо от вида и энергии излу-
чения. Производными данной единицы являются миллирад
(мрад), равный 0,001 рад, и микрорад (мкрад), равный
0,000001 рад.
Новая единица поглощенной дозы в СИ — грэй (Гр);
1 Гр равен 1 Дж, поглощенному в 1 кг вещества: 1 Гр =
— 1 Дж=100 рад (табл. 1).
Для характеристики дозы по эффекту ионизации, вы-
зываемому в воздухе, используется так называемая экспо-
зиционная доза рентгеновского и у-излучений — количест-
венная характеристика рентгеновского и у-излучений, ос-
нованная на их ионизирующем действии и выраженная
суммарным электрическим зарядом ионов одного знака,
§
образованных в единице объема воздуха в условиях элект-
ронного равновесия. За единицу экспозиционной дозы ,
рентгеновского и у-излучений принимается кулон на кило-
грамм (Кл/кг).
Кулон, на килограмм — экспозиционная доза рентгенов-
ского и у-излучений, при которой сопряженная с этим из-
лучением корпускулярная эмиссия на килограмм сухого
атмосферного воздуха производит в воздухе ионы, несу-
щие заряд в 1 кулон электричества каждого знака.
Внесистемной единицей экспозиционной дозы рентге-
новского и у-излучений является рентген (Р).
Рентген — экспозиционная доза, при которой сопряжен-
ная корпускулярная эмиссия в 0,001293 г (1 см3) воздуха
производит в воздухе ионы, несущие заряд в одну элект-
ростатическую единицу количества электричества каждого
знака.
По определению 1 Р = 1 СГСЭ=щ/, где п — число
ионов; q — заряд иона (<7=4,8-10-10 СГСЭ).
Таким образом, для образования одной электростати-
ческой единицы заряда требуется
п — 4 8~10-Ц = 2*08* Ю* паР ионов/см’-
При средней работе на один акт ионизации, равной
34 эВ (1 эВ =1,6-10-12 эрг), единице экспозиционной дозы
в 1 Р будет соответствовать
Т)эксп=2,08-109-34-10-6=7,06-104 МэВ/см3;
Яэксп=7,06 • 104 • 1,6 • 10-12 -106=0,114 эрг/см3.
При пересчете на 1 г воздуха единице экспозиционной до-
зы в 1 Р будет соответствовать
£>ЭКсп= 1,61 • 1012 - 34 -106=5,47- Ю7 МэВ/г;
£)эксп= 5,47 • 107 • 1,6 • 10-12 -106=87,7 эрг/г.
Таким образом, для получения экспозиционной дозы в
1 Р нужно, чтобы затраченная на ионизацию в 1 см3 (или
в 1 г) воздуха энергия была соответственно равна:
1 Р=7,06-104 МэВ/см3=5,47-107 МэВ/г=
=0,114 эрг/см3=87,7 эрг/г.
Величины 0,114 эрг/см3 и 87,7 эрг/г принято называть
энергетическими эквивалентами рентгена. Соотношение
между поглощенной дозой излучения, выраженной в радах,
9
Таб
Поражающий фактор
Физическая величина
Ионизирующее излучение:
у-излучение без взаимодействия
его с телом человека
у-нейтронное или у-излучение
при взаимодействии их с телом
человека
Радиоактивные продукты ядерно-
го взрыва
Световое излучение
Воздушная ударная волна
Сейсмовзрывные волны
Экспозиционная доза
Мощность экспозиционной дозы
Поглощенная доза (тканевая)
Мощность поглощенной дозы
(тканевой)
Активность (в радиоактивном ис-
точнике)
Концентрация (в среде)
Удельная активность
Объемная активность
Плотность загрязнения
Плотность энергии
Избыточное давление во фронте
Максимальная скорость опорной
поверхности
Максимальное ускорение опорной
поверхности
и экспозиционной дозой рентгеновского и ^-излучений,
выраженной в рентгенах, для воздуха имеет вид
Рэксп—0,877D погл._
Поглощенная и экспозиционная дозы излучений, отне-
сенные к единице времени, называются мощностью погло-
щенной и экспозиционной доз.
Мощность экспозиционной дозы у-излучения можно оп-
ределить, если известна ионизационная у-постоянная, ха-
рактеризующая данный радиоактивный изотоп. Различа-
ют дифференциальные и полные у-постоянные. Дифферен-
циальная у-постоянная относится к определенной
моноэнергетической линии у-спектра изотопа. Полная
у-постоянная (Kv) равна сумме дифференциальных у-по-
стоянных.
Ю
лица 1
	Единицы измерения физических величин		Соотношение между вне- системными единицами и единицами СИ
	в СИ	внесистемные	
	кулон на килограмм (Кл/кг)	рентген (Р)	1 Р-2,58-10-4 Кл/кг
	кулон на килограмм в	рентген в час	1 Р/ч=7,17-10“*
	секунду [Кл/(кг-с)]	(Р/ч)	Кл/(кг-с)
	грэй (Гр)	рад (рад)	1 рад=1,01 Гр
	грэй в секунду (Гр/с)	рад в час (рад/ч)	1 рад/ч=2,77-10-в Гр/с
	беккерель (Бк)	кюри (Кн)	1 Ки=3,7-10’° Бк
	—	кюри на килограмм (Ки кг)	1 Ки/кг=3,7-1010 Бк/кг
	беккерель на килограмм	кюри на литр	1 Ки/л=3,7- Ю10 Бк/м8
	(Бк/кг)	—	*—
	беккерель на кубический метр (Бк/м8)	——	—
	беккерель на квадратный метр (Бк/м2)	кюри на квадрат- ный сантиметр (Ки/см2)	1 Ки/см2=3,7-10й Бк/м2
	джоуль на квадратный	ка юрия на квад-	1 кал/см2=4,19-104
	метр (Дж/м2)	ратный сантиметр (кал/см2)	Дж/м2
	паскаль (Па)	килограмм силы на квадратный санти- метр (кгс/см2)	1 кгс/см2=105 Па
	метр в секунду (м/с)	метр в секунду (м'с)	Единицы тождественны
	метр в секунду в квадрате (м/с2)	метр в секунду в квадрате (м/с9)	То же
Полная ионизационная у-постоянная, или просто иони-
зационная ^-постоянная, данного изотопа определяется
как мощность экспозиционной дозы в рентгенах за час, ко-
торая создается точечным изотопным у-источником актив-
ностью в 1 мКи на расстоянии I см без начальной филь-
трации. В соответствии с определением ионизационная
у-постоянная
К^Р — [Р-см7(ч-мКи)],	(2а)
А
где Р—мощность экспозиционной дозы, Р/ч; R — рассто-
яние, см; А — активность, мКи.
Для сравнения мощности дозы от источников у-излуче-
ния, имеющих различные у-постоянные, используется то-
чечный источник радия активностью 1 мКи с фильтром из
11
платины толщиной 0,5 мм, находящийся в равновесии со
своими продуктами распада и создающий на расстоянии
1 см мощность экспозиционной дозы, равную 8,4 Р/ч.
Ионизационное действие у-излучения любого радионукли-
да оценивается сравнением его с ионизационным действием
радиевого эталонного источника при одинаковых услови-
ях измерения и выражается в миллиграмм-эквивалентах
радия (мг-экв Ra) или грамм-эквивалентах радия (г-экв
Ra). Активность любого радионуклида, создающая такую
же мощность экспозиционной дозы у-излучения, как и 1 мг
(1 мКи Ra), при равных условиях измерения называется
миллиграмм-эквивалентом Ra.
Гамма-эквивалент любого радионуклида может быть
найден по соотношению
KTQx = 8,4zn,	(26)
где Ку— у-постоянная любого у-излучающего нуклида;
Qx — активность х, мКи; т — активность, мг-экв Ra.
§ 5.	ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ а-ЧАСТИЦ С ВЕЩЕСТВОМ
В настоящее время известно около 40 естественных и
более 200 искусственных а-активных ядер, т. е. ядер, спо-
собных к а-распаду. Альфа-распад характерен для тяже-
лых элементов (урана, тория, полония, плутония и др.).
В результате а-распада «материнское» ядро с атомным но-
мером Z и массовым числом А превращается в новое, «до-
чернее» ядро с атомным номером Z—2 и массовым числом
Д'—4. В качестве примера а-распада можно привести рас-
пад 239Ри;
2SPu — 22и + 1Не.
Длина пробега а-частицы зависит от ее энергии и свойств
среды. Чем выше энергия а-частицы, тем больше ионов
создает она на своем пути и тем больше будет длина ее
пробега. В начале пробега, когда а-частица обладает боль-
шей энергией (скоростью), удельная ионизация будет мень-
ше, чем в конце пути. Частица, имеющая меньшую ско-
рость, более эффективно взаимодействует с электронами
оболочки атомов среды. Наибольшая удельная ионизация
отмечается в последней трети длины пробега частицы.
Пробег а-частиц радиоактивных элементов в воздухе
не превышает 7—8 см, в более плотных средах он еще
меньше: так, в мягких тканях человека пробег а-частиц
измеряется микронами.
12
§ 6.	ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ 0-ЧАСТИЦ С ВЕЩЕСТВОМ
Бета-излучение состоит из 0-частиц (электронов или
позитронов), которые испускаются при p-распаде радиоак-
тивных изотопов. К p-распаду относится также электрон-
ный захват, т. е. захват атомным ядром одного из элект-
ронов окружающей ядро электронной оболочки. Массовое
число ядра при p-распаде не изменяется.
При электронном p-распаде происходит превращение
нейтрона в протон, заряд ядра и его порядковый номер
увеличиваются на единицу. Электронный распад характе-
рен для ядер с избыточным числом нейтронов. Примером
электронного p-распада может служить распад строн-
ция-90:
gSr—gY + r-
При позитронном p-распаде происходит превращение
протона в нейтрон, которое сопровождается образованием'
и выбросом из ядра позитрона. Заряд ядра и его поряд-
ковый номер уменьшаются на единицу. Позитронный 0-
распад наблюдается в случае неустойчивых ядер с избы-
точным числом протонов.
Примером позитронного p-распада может служить рас-
пад радионуклида натрия по реакции
nNa *-> loNe -|- 0+.
При электронном захвате один из протонов ядра пре-
вращается в нейтрон, в результате чего заряд уменьшает-
ся на единицу.
Бета-частицы в зависимости от энергии распространя-
ются в воздухе со скоростью порядка 200000—300 000 км/с;
они создают в несколько сот раз меньше ионов, чем а-ча-
стицы. Бета-частицы, испускаемые атомными ядрами при
радиоактивных превращениях, имеют различную энергию,
поэтому и пробег их в веществе неодинаков. Ослабление
потока 0-частиц веществом происходит постепенно. Слой
вещества, равный длине пробега 0-частиц, имеющих мак-
симальную энергию, полностью затормозит все 0-частицы,
испускаемые данными радионуклидами.
Бета-частицы при взаимодействии с атомами среды от-
клоняются от своего первоначального направления. По-
этому путь, проходимый 0-частицей в веществе, представ-
ляет собой не прямую линию, как у а-частип, а ломаную.
Взаимодействуя с веществом среды, 0-частипы часто про-
ходят вблизи атомных ядер. Под влиянием положительно-
го заряда ядра отрицательно заряженная 0-частица резко
13
тормозится и теряет при этом часть своей энергии. Энер-
гия, потерянная 0-частицей при торможении, излучается в
виде тормозного рентгеновского излучения. С увеличением
энергии 0-частиц и среднего атомного номера среды тор-
мозное рентгеновское излучение возрастает.
§ 7.	ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ у-ИЗЛУЧЕНИЯ С ВЕЩЕСТВОМ
Гамма-излучение, испускаемое атомными ядрами при
радиоактивных превращениях, обладает энергией от не-
скольких тысяч до нескольких миллионов электрон-вольт.
Распространяется оно, как и рентгеновское излучение, в
воздухе со скоростью света (300 000 км/с). Ионизирующая
способность у-излучения в сотни раз меньше, чем 0-частиц,
в тысячи раз меньше, чем п-частиц, и зависит от энергии
кванта. у-Излучение есть электромагнитные колебания,
обладающие большой жесткостью.
Механизм взаимодействия излучения с веществом за-
висит как от свойств среды, так и от энергии излучения.
Энергия фотонов в свою очередь определяется частотой и
соответственно длиной волны излучения. С увеличением
энергии излучения и уменьшением длины волны меняется
и механизм взаимодействия квантов с атомами и’молеку-
лами среды.
§ 8.	ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С ВЕЩЕСТВОМ
При прохождении пучка нейтронов через вещество мо-
гут проявиться два вида из взаимодействия с ядрами ве-
щества. Во-первых, в результате соударения нейтронов с
ядрами возможно упругое и неупругое рассеяние нейтро-
нов и, во-вторых, возникновение ядерных реакций типа
(и, а), (п, р), (п, 2р) и деление тяжелых ядер.
Изменение плотности потока нейтронного излучения
(/77) в результате взаимодействия нейтронов с веществом
будет пропорционально плотности потока нейтронов (7),
числу атомов вещества в единице объема (N) и длине пу-
ти нейтронов в веществе (<7х), т. е.
d!——NeJdx	(3)
Если обозначить 70 — плотность потока нейтронов на по-
вепхности защиты, т. е. при я=0, а 7Т — плотность потока
нейтронов за слоем зашиты х, то в результате интегриро-
вания выражения (3) получим
7=70ехп(—<jNx).	(4)
14
Коэффициент пропорциональности о, характеризующий ве-
роятность любого взаимодействия нейтрона с атомами ве-
щества, имеет размерность квадратный сантиметр (см2) и
называется микроскопическим эффективным поперечным
сечением ядра.
Сущность понятия эффективного поперечного сечения
заключается в следующем. Пусть тепловые нейтроны про-
ходят через 1 см3 азота (в 1 см3 азота при нормальных
условиях содержится 101ь атомов). Эффективное микро-
скопическое сечение реакции (п, р) при 10ь падающих
тепловых нейтронов и соответствующем им одном ядер-
ном превращении будет равно:
6=l/(10°-10ib) = i0-24 см2, или 1 б.
В зависимости от энергии нейтронов ооычно преобла-
дают те или иные виды их взаимодействия с веществом.
По уровню энергии они могут быть условно разделены на
следующие группы:
1.	Холодные нейтроны с энергией менее 0,025 эВ.
2.	Тепловые (с энергией от 0,025 до 0,05 эВ). В погло-
щающей среде обычно наблюдается реакция захвата хо-
лодных и тепловых нейтронов.
3.	Промежуточные нейтроны с энергией от 0,025 до
0,5 кэВ. Для нейтронов этой группы наиболее типичным
процессом взаимодействия с веществом является упругое
рассеяние.
4.	Быстрые нейтроны с энергией от 0,2 до 20 МэВ. Эти
нейтроны характеризуются как упругим, так и неупругим
рассеянием и возникновением ядерных реакций.
5.	Сверхбыстрые нейтроны с энергией 20—300 МэВ. От-
личаются ядерными реакциями с вылетом большого числа
частиц.
При расчете защиты от нейтронного излучения следует
помнить, что защита от этого вида излучения основывает-
ся на поглощении тепловых и холодных нейтронов, а быст-
рые нейтроны должны сначала замедлиться. Нейтроны с
энергией более 0,5 МэВ рассеиваются на ядрах поглоща-
ющей среды, испытывая неупругие столкновения. При этом
ядра среды находятся в возбужденном состоянии и испус-
кают фотоны; кроме того, под действием нейтронного из-
лучения многие материалы активизируются. В этой связи
защитные свойства материалов от нейтронного излучения
определяются их замедляющей и поглощающей способно-
стью, степенью их активизации и захватным у-излучением.
Быстрые нейтроны наиболее эффективно замедляются
веществами с малым атомным номером. К таким материа-
15
лам относятся водородсодержащие вещества: парафин,
вода, бетон, пластмассы и др. Для эффективного поглоще-
ния тепловых нейтронов используются материалы, обла-
дающие большим сечением захвата (материалы с бором и
кадмием: борная сталь, бораль, борный графит, сплав кад-
мия со свинцом и др.).
Гамма-излучение наиболее эффективно ослабляется
материалами с высокой плотностью. Проникающая способ-
ность потока нейтронов сравнима с характерной для у-из-
лучения способностью.
Глава 2
БИОЛОГИЧЕСКИЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ
§ 1.	ОСОБЕННОСТИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
ПРИ ДЕЙСТВИИ НА ЖИВОЙ ОРГАНИЗМ
При изучении действия излучения на организм были
определены следующие особенности:
1.	Высокая эффективность поглощенной энергии. Ма-
лые количества поглощенной энергии излучения могут
вызвать глубокие биологические изменения в организме.
2.	Наличие скрытого, или инкубационного, периода
проявления действия ионизирующего излучения. Этот пе-
риод часто называют периодом мнимого благополучия.
Продолжительность его сокращается при облучении в
больших дозах.
3.	Действие от малых доз может суммироваться или
накапливаться. Этот эффект называется кумуляцией.
4.	Излучение воздействует не только на данный живой
организм, но и на его потомство. Это так называемый ге-
нетический эффект.
5.	Различные органы живого организма имеют свою
чувствительность к облучению. При ежедневном воздейст-
вии дозы 0,02—0,05 Р уже наступают изменения в крови.
6.	Не каждый организм в целом одинаково реагирует
на облучение.
7.	Облучение зависит от частоты. Одноразовое облуче-
ние в большой дозе вызывает более глубокие последствия,
чем фракционированное.
Энергия, излучаемая радиоактивными веществами, по-
глощается окружающей средой. В результате воздействия
16
ионизирующего излучения на организм человека в тканях
могут происходить сложные физические, химические и био-
химические процессы.
Поглощенная энергия от ионизирующих излучений раз-
личных видов вызывает ионизацию атомов и молекул ве-
ществ, в результате чего молекулы и клетки ткани разру-
шаются. Ионизация является одним из основных звеньев
в биологическом действии излучений.
Известно, что 2/3 общего состава ткани человека со-
ставляют вода и углерод; вода под воздействием излуче-
ния расщепляется на водород Н и гидроксильную группу
ОН, которые либо непосредственно, либо через цепь вто-
ричных превращений образуют продукты с высокой хими-
ческой активностью: гидратный окисел НОг и перекись
водорода Н2О2. Эти соединения взаимодействуют с моле-
кулами органического вещества ткани, окисляя и разру-
шая ее.
В результате воздействия ионизирующего излучения
нарушается нормальное течение биохимических процессов
и обмен веществ в организме. В зависимости от величины
поглощенной дозы излучения и от Индивидуальных особен-
ностей организма вызванные изменения могут быть обра-
тимыми или необратимыми. При небольших дозах пора-
женная ткань восстанавливает свою функциональную дея-
тельность. Большие дозы при длительном воздействии мо-
гут вызвать необратимое поражение отдельных органов
или всего организма.
Любой вид ионизирующих излучений вызывает биоло-
гические изменения в организме как при внешнем облу-
чении (источник находится вне организма), так и при вну-
треннем облучении (радиоактивные вещества попадают
внутрь организма, например пероральным или ингаляци-
онным путем).
Рассмотрим действие ионизирующего излучения, когда
источник облучения находится вне организма.
Биологический эффект ионизирующего излучения зави-
сит от суммарной дозы и времени воздействия излучения,
от вида излучения, размеров облучаемой поверхности и
индивидуальных особенностей организма.
При однократном облучении всего тела человека воз-
можны биологические нарушения в зависимости от сум-
марной поглощенной дозы излучения (табл. 2).
При облучении дозами, в 100—1000 раз превышающи-
ми смертельную дозу, человек может погибнуть во время
облучения.
2—5007	I?
Таб
Степень лучевой болезни	Доза ра- диации Р	Течение болезни	
		Первичная реакция	
Легкая	100—200	Продолжительность 1—2 дня. Слабость, головная боль, тошнота, может быть рвота	
Средняя	200—300	Продолжительность 2—3 сут. Через 2—3 ч после облучения тошнота и рвота в течение 2—3 ч, слабость, головная боль, головокружение, пони- жение аппетита, расстройство желудка, эмоцио- нальное возбуждение, переходящее в депрессию	
Тяжелая	300—600	Продолжительность 2—4 сут. Через 10—60 мин многократная неукротимая рвота в течение 4— 8 ч, резкая слабость, головная боль, головокру- жение, жажда, потеря аппетита, расстройство желудка, потливость, повышение температуры до 39 °C	
Крайне тяжелая	Более 600	Через 10—15 мин неукротимая рвота в течение 6 ч, затемнение сознания, понос, температура вы- ше 39 °C	
Поглощенная доза излучения, вызывающая поражение
отдельных частей тела, а затем смерть, превышает смер-
тельную поглощенную дозу облучения всего тела. Смер-
тельные поглощенные дозы для отдельных частей тела
следующие: голова — 2000, нижняя часть живота — 3000,
верхняя часть живота — 5000, грудная клетка — 10 000,
конечности — 20 000 рад.
Степень чувствительности различных тканей к облуче-
нию неодинакова. Если рассматривать ткани органов в по-
рядке уменьшения их чувствительности к действию излу-
18
лица 2
	Скрытый период	Разгар болезни	Исход болезни
	Продолжительность 3—5 нед. Состояние вполне удовлетвори- тельное	Состояние удовлетвори- тельное. Слабость, голов- ная боль, снижение ап- петита, тошнота, утом.- ляемость, головокруже- ние	Выздоровление через 1—2 мес, полное вос- становление крови че- рез 2—4 мес
	Продолжительность 2—3 нед. Состояние удовлетворительное, но отмечаются сла- бость, нарушение сна	Продолжительность 2—3 нед. Выраженная общая слабость, головная боль, головокружение, бессон- ница, повышение темпе- ратуры до 38 °C, кожные кровоизлияния, кровото- чивость десен, инфекци- онные осложнения	Выздоровление через 2—3 мес, полное вос- становление крови че- рез 3—5 мес. В ре- зультате осложнений могут быть смертель- ные исходы
	Продолжительность от 2 до 10 сут. От- мечаются слабость, снижение аппетита, нарушение сна, голов- ные боли и т. д.	Продолжительность 2—3 нед. Общее состояние тя- желое, резкая слабость, озноб, повышение темпе- ратуры до 40 °C, отказ от пиши, кровоизлияние и кровотечения, истоще- ние и исхудание, инфек- ционно-септические ос- ложнения	Выздоровление воз- можно при своевре- менном лечении через 5—10 мес. В тяже- лых случаях смерть наступает через 10— 36 сут
	\ Отсутствует	Состояние тяжелое, со- знание затемненное, ли- хорадка, рвота, понос, боли в животе, непрохо- димость кишечника с яв- лениями перетонита, рез- кое нарушение водно-со- левого обмена	Смерть через 5—10 сут
чения, то получим следующую последовательность: лимфа-
тическая ткань, лимфатические узлы, селезенка, зобная
железа, костный мозг, зародышевые клетки. Большая чув-
ствительность кроветворных органов к радиации лежит в
основе определения характера лучевой болезни. При одно-
кратном облучении всего тела человека поглощенной до-
зой 50 рад через день после облучения может резко сокра-
титься число лимфоцитов (продолжительность жизни ко-
торых и без того незначительна — менее одного дня).
Уменьшится также и количество эритроцитов (красных
2*	19
кровяных телец) по истечении двух недель после облуче-
ния (продолжительность жизни эритроцитов примерно
100 сут). У здорового человека насчитывается порядка
10й красных кровяных телец при ежедневном воспроиз-
водстве 1012, у больного лучевой болезнью такое соотно-
шение нарушается.
Важным фактором при воздействии ионизирующего из-
лучения на организм является время облучения. С увели-
чением мощности дозы поражающее действие излучения
возрастает. Чем более дробно излучение по времени, тем
меньше его поражающее действие.
Биологическая эффективность каждого вида ионизиру-
ющего излучения находится в зависимости от удельной
ионизации. Так, например, а-частицы с энергией 3 МэВ
образуют 40 000 пар ионов на 1 мм пути, 0-частицы с та-
кой же энергией — до четырех пар ионов. Альфа-частицы
проникают через верхний покров кожи на глубину до
40 мкм, 0-частицы — до 0,13 см.
Наружное облучение а-, а также 0-частицами менее
опасно. Они имеют небольшую величину пробега в ткани
и не достигают кроветворных и других внутренних орга-
нов. При внешнем облучении необходимо учитывать у- и
нейтронное облучения, которые проникают в ткань на
большую глубину и разрушают ее.
Степень поражения организма зависит от размера об-
лучаемой поверхности. С уменьшением облучаемой по-
верхности уменьшается и биологический эффект. Так, при
' облучении фотонами поглощенной дозой 450 рад участка
тела площадью 6 см2 заметного поражения организма не
наблюдалось, а при облучении такой же дозой всего тела
было 50% смертельных случаев.
Индивидуальные особенности организма человека про-
являются лишь при небольших поглощенных дозах. Чем
моложе человек, тем выше его чувствительность к облуче-
нию, особенно высока она у детей. Взрослый человек в
возрасте 25 лет и старше наиболее устойчив к облучению.
Известны вещества, которые частично защищают орга-
низм от излучения. К ним относятся, например, азид и ци-
анид натрия, вещества, содержащие сульфогидридные
группы, и др.
При попадании радиоактивных веществ внутрь орга-
низма поражающее действие оказывают в основном a-ис-
точники, а затем 0- и у-источники, т. е. в обратной наруж-
ному облучению последовательности. Альфа-частицы, име-
ющие небольшую плотность ионизации, разрушают слизи-
20
г
стую оболочку, которая является слабой защитой внутрен-
них органов по сравнению с наружным кожным покровом.
Радиоактивные вещества могут попасть внутрь орга-
низма при вдыхании воздуха, зараженного радиоактивны-
ми элементами, с зараженной пищей или водой и, нако-
нец, через кожу, а также при заражении открытых ран.
Попадание твердых частиц в дыхательные органы за-
висит от степени дисперсности частиц. Из проводившихся
над животными опытов установлено, что частицы пыли
размером менее 0,1 мкм ведут себя так же, как и моле-
кулы газа, т. е. при вдохе они попадают вместе с воздухом
в легкие, а при выдохе вместе с воздухом удаляются.
В легких может оставаться только самая незначительная
часть твердых частиц. Крупные частицы размером более
5 мкм почти все задерживаются носовой полостью.
Гораздо чаще вследствие несоблюдения правил техни-
ки безопасности радиоактивные вещества попадают в ор-
ганизм через пищеварительный тракт. Проникновение ра-
диоактивных загрязнений через раны или через кожу мож-
но предотвратить, если соблюдать соответствующие меры
предосторожности. Опасность радиоактивных элементов,
попадающих тем или иным путем в организм человека, тем
больше, чем выше их активность. Небольшие активности
оказывают незначительное воздействие, и организм может
быстро заменить разрушенные клетки.
Степень опасности зависит также от скорости выведе*
ния вещества из организма. Если радионуклиды, попавшие
внутрь организма, однотипны с элементами, которые по-
требляются человеком с пищей (натрий, хлор, калий
и др.), то они не задерживаются на длительное время в
организме, а выделяются вместе с ними.
Инертные радиоактивные газы (аргон, ксенон, криптон
и др.), попавшие через легкие в кровь, не являются соеди-
нениями, входящими в состав ткани. Поэтому они со вре-
менем полностью удаляются из организма.
Некоторые радиоактивные вещества, попадая в орга-
низм, распределяются в нем более или менее равномерно,
другие концентрируются в отдельных внутренних органах.
Так, в костных тканях отлагаются источники а-излучения—
радий, уран, плутоний; р-излучения— стронций и иттрий;
у-излучения— цирконий. Эти элементы, химически связан-
ные с костной тканью, очень трудно выводятся из организ-
ма. Продолжительное время удерживаются в организме
также элементы с большим атомным номером (полоний,
уран и др.). Элементы, образующие в организме легкорас-
21
творимые соли и накапливаемые в мягких тканях, легко
удаляются из организма.
На скорость выведения радиоактивного вещества боль-
шое влияние оказывает период полураспада данного радио-
активного вещества Т. Если обозначить Тб период биоло-
гического полувыведения радиоактивного изотопа из ор-
ганизма, то эффективный период полураспада, учитываю-
щий радиоактивный распад и биологическое выведение,
выразится следующей формулой:
Эта формула выведена из соотношения
_ , f , .	Ч — °»693 .
'эф Л 1 ” "б»	Лэф	;
" эф
,	0,693	, _ 0,693
Л l	_	Л.<  -- ’	_
гг\ , О	’
где ХЭф — эффективная постоянная радиоактивного распа-
да и выведения; Д,— постоянная распада данного радио-
нуклида; Хб — постоянная выведения данного радионукли-
да (доля данного радионуклида, выводимая за единицу
времени).
ТЭф может значительно отличаться от Т и Тб, но если
Т^>Тб, то ТЭф=Тб, и если Т<^Тб, то ТЭ$=Т.
Основные особенности биологического действия иони-
зирующих излучений следующие:
1.	Действие ионизирующих излучений на организм
не ощутимы человеком. У людей отсутствует орган чувств,
который воспринимал бы ионизирующие излучения. Поэто-
му человек может проглотить, вдохнуть радиоактивное
вещество без всяких первичных ощущений.' Дозиметриче-
ские приборы являются как бы дополнительным органом
чувств, предназначенным для восприятия ионизирующего
излучения.
2.	Видимые поражения кожного покрова, недомогание,
характерные для лучевого заболевания, появляются не
сразу, а спустя некоторое время.
3.	Суммирование доз происходит скрыто. Если в орга-
низм человека систематически будут попадать радиоак-
тивные вещества, то со временем дозы суммируются, что
неизбежно приводит к лучевым заболеваниям.
22
§ 2. МЕХАНИЗМ БИОЛОГИЧЕСКОГО ДЕЙСТВИЙ
ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Действие ионизирующего излучения на любое вещест-
во, в том числе и на живую ткань, сопровождается образо-
ванием ионов и возбужденных атомов.
Процесс образования ионов длится всего около 10-13 с,
после чего наступают физико-химические изменения ткани.
Большой интерес представляет решение вопроса о том,
возникают ли физико-химические изменения в живой ткани
(например, в белках) в результате ионизации молекул это-
го вещества. Последующие физико-химические изменения
происходят сначала в среде, в которой находятся белковые
вещества, а уже продукты разложения раствора (воды)
действуют на белки, вызывая соответствующие изменения
в них.
Вероятность попадания ионизированной частицы в мо-
лекулу воды в 104 раз больше, чем в молекулу белка, так
как в отдельных тканях организма содержится до 80%'
воды.
До недавнего времени преобладала теория, утверждав-
шая, что излучение действует непосредственно на белко-
вое вещество клетки, на так называемую мишень (ми-
шенью называется вычисленный из сопоставления дозы
облучения и биологического эффекта чувствительный объ-
ем, действие на который ведет к его поражению).
Но теория мишени оказалась неудовлетворительной для
объяснения биологического действия излучения на слож-
ные соединения, на которые влияют не только доза излу-
чения, но и физиологическое состояние объекта, изменение
температуры и водной среды и т. д. Поэтому имеется мне-
ние, что излучение действует косвенным путем, через про-
дукты разложения воды. Рассмотрим процесс радиолиза
воды.
Под действием излучения в воде образуется положи-
тельно заряженный ион воды (Н2О):
Н2О—>Н2О++е-
Освободившийся электрон может соединяться с другой
молекулой воды, которая приобретает в этом случае отри-
цательный заряд:
Н2О+е-—>Н2О-+Н'.
Разложение положительного иона воды можно запи-
сать так:
Н2О+—>Н'+ОН'.
23
Водород (Н') и гидроксильная группа ОН', обладая
большой химической активностью, взаимодействуют с био-
логическими веществами и вызывают их изменение. При
наличии кислорода в воде могут образовываться радика-
лы НО2 и перекись водорода Н2О2, которые также явля-
ются сильными окислителями.
Наличие промежуточного этапа в биологическом дей-
ствии ионизирующего излучения (образование продуктов
разложения воды) отнюдь не означает, что это действие
не может быть вызвано и прямой ионизацией биологиче-
ски важных веществ, например белков, ферментов и др.
Очевидно, отношение прямого и косвенного действий иони-
зирующего излучения будет меняться в зависимости от
конкретных условий облучения, в частности от дозы и со-
держания воды в облучаемом объекте.
Глава 3
МЕТОДЫ ОБНАРУЖЕНИЯ И ИЗМЕРЕНИЯ
РАДИОАКТИВНЫХ ИЗЛУЧЕНИИ
§ 1.	ДЕТЕКТОРЫ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИИ
Детекторами называются приборы, применяющиеся для
обнаружения ионизирующих излучений, измерения их
энергии и других свойств. Детектор является важнейшим
элементом большинства приборов и сложных установок,
предназначенных для измерения исследуемых излучений.
Принцип работы детектора в значительной степени оп-
ределяется характером эффекта, вызванного взаимодейст-
вием излучения с веществом детектора, а детектирование
излучений связано с обнаружением и измерением этого
эффекта.
Как известно, прохрждение ионизирующих излучений
через вещество сопровождается потерей их энергии в раз-
личных процессах взаимодействия с электронами и ядра-
ми атомов. Детектор преобразует поглощенную в нем энер-
гию в какой-либо другой вид энергии, удобный для реги-
страции. Обычно применяются такие детекторы, в которых
энергия излучения преобразуется в электрический сигнал.
Действие большинства детекторов основано на обнару-
жении эффекта от ионизации или возбуждения атомов или
молекул вещества ионизирующим излучением. К детекто-
рам, основанным на обнаружении эффекта от ионизации в
24
газе, относятся ионизационные камеры и газоразрядные
счетчики.
В ионизационной камере электроны и положительные
ионы, образованные излучением, под действием сил элект-
рического поля перемещаются к соответствующим электро-
дам, что приводит к появлению тока во внешней цепи. Ве-
личина этого тока может служить мерой ионизационного
эффекта (см. гл. 3, § 2).
В газоразрядном счетчике в отличие от ионизационных
камер используется эффект газового усиления за счет вто-
ричной ионизации, в результате которого число электронов
и положительных ионов, достигающих соответствующих
электродов, во много раз превышает число ионов, образо-
ванных при первичной ионизации (см. гл. 3, § 4).
При прохождении ионизирующих излучений через не-
которые вещества возникает флуоресценция (свечение) в
результате перехода возбужденных атомов или молекул в
основное состояние. Световые вспышки с помощью фото-
электронного умножителя преобразуются в электрический
сигнал. Детекторы, в которых используется эффект флуо-
ресценции, называются сцинтилляционными счетчиками
(см. гл. 3, § 7).
Поглощение энергии ионизирующих излучений в веще-
стве может вызывать различные химические реакции,
приводящие к необратимым изменениям в химическом со-
ставе вещества. Измеряя «выход» химических реакций,
т. е. количество вновь образованных конечных продуктов
реакций, можно определить поглощенную энергию. На
этом принципе основаны химические детекторы ионизиру-
ющих излучений (см. гл. 3, § 5).
Ионизирующие излучения воздействуют на чувстви- .
тельные фотоматериалы, подобно видимому свету вызыва-
ют их почернение. Поглощенная энергия излучения опреде-
ляется по плотности почернения. На этом принципе осно-'
ваны фотографические детекторы (см. гл. 3, § 5).
В зависимости от того, какие из этих изменений ис-
пользуются для регистрации, различают ионизационные,
сцинтилляционные, химические и фотографические методы
обнаружения и измерения ионизирующих излучений.
Из вышеперечисленных методов наибольшее примене-
ние в войсковой дозиметрической аппаратуре получил
ионизационный метод. Сцинтилляционный, химический и
фотографический методы применяются в специальных слу-
чаях,

§ 2.	ИОНИЗАЦИОННЫЕ КАМЕРЫ
Принцип работы ионизационной камеры. В простейшем
случае ионизационная камера состоит из двух параллель-
ных металлических пластин-электродов, пространство меж-
ду которыми заполняется воздухом или другим газом и
является чувствительным объемом камеры. К электродам
камеры прикладывается некоторая разность потенциалов
от источника постоянного напряжения (рис. 2).
Рис. 2. Схема включения ионизационной камеры
Если к камере поднести радиоактивный источник, то
его излучение, взаимодействуя с атомами и молекулами
газа, заполняющего чувствительный объем, производит их
ионизацию. В пространстве между электродами из элект-
рически нейтральных атомов и молекул газа образуются
электроны и положительные ионы. При неизменных усло-
виях число пар ионов, образованных в 1 см3 чувствитель-
ного объема в единицу времени, определяется видом и
мощностью ионизирующего излучения.
Если разность потенциалов между электродами отсут-
ствует, то ионы в камере находятся в состоянии хаотиче-
ского теплового движения, при этом они сталкиваются
между собой и рекомбинируют, снова образуя электриче-
ски нейтральные атомы и молекулы. Число рекомбиниру-
ющих пар ионов в 1 см3 в единицу времени /гр пропорцио-
нально произведению концентрации положительных п+ и
отрицательных П- ионов, находящихся в 1 см3 объема ка-
меры:
fzp=an+-n_=an2s
где а — коэффициент рекомбинации, зависящий от темпе-
ратуры, физико-химических свойств и давления газа в ка-
мере.
Если отрицательный заряд образован электронами, то
в воздухе коэффициент рекомбинации составляет от 10-7
до 10~10 см3/с. Уравнение справедливо в том случае, если
ионизация равномерно распределена по всему объему. Ес-
ли в отдельных местах чувствительного объема камеры
имеется высокая локальная концентрация ионов, как, на-
пример, вдоль следов а-частиц, то скорость локальной ре-
комбинации будет значительно больше.
По истечении небольшого промежутка времени в газе
устанавливается динамическое равновесие между числом
образующихся и числом рекомбинирующих пар ионов, т. е.
п0=Цр=ал2.
Поскольку при отсутствии разности потенциалов на
электродах камеры электроны и положительные ионы не
совершают направленного движения, ток в цепи камеры,
называемый ионизационным током, равен нулю.
Если между электродами камеры создать некоторую
разность потенциалов, тогда электроны и положительные
ионы наряду с тепловым движением будут совершать еще
и поступательное движение в направлении действия сил
электрического поля. Электроны будут двигаться к поло-
жительному электроду, а положительные ионы — к отрица-
тельному. При движении к электродам электроны и поло-
жительные ионы сталкиваются между собой и рекомбини-
руют.
Благодаря наличию электрического поля средняя ско-
рость движения ионов между двумя столкновениями уве-
личится, вследствие чего число рекомбинирующих пар
ионов уменьшится и часть из них достигнет электродов ка-
меры, где и нейтрализуется. Направленное движение элек-
тронов и положительных ионов вызовет протекание тока
в цепи камеры, величина которого будет определяться чис-
лом пар ионов, нейтрализующихся на электродах камеры
в единицу времени.
Увеличение напряжения на электродах камеры приво-
дит к увеличению средней скорости движения ионов, а
следовательно, к уменьшению числа рекомбинирующих
пар. Число ионов, достигающих электродов и нейтрализу-
ющихся на них, увеличивается и соответственно увеличива-
ется ионизационный ток в цепи камеры, который может
быть измерен с помощью гальванометра.
27
Ионизационный ток Пропорционален мощности дозы из-
лучения, воздействующего на камеру, и весьма сложным
образом зависит от напряжения, приложенного к электро-
дам. Зависимость ионизационного тока от напряжения на
электродах камеры при постоянной мощности дозы приве-
дена на рис. 3. Эта кривая называется вольт-амперной ха-
рактеристикой ионизационной камеры.
На кривой можно выделить пять областей. В областях
I и II, когда напряжение на электродах камеры еще мало,
не все положительные ионы и электроны, образуемые в ре-
Рис. 3. Вольт-амперная харак-
теристика ионизационной ка-
меры
изменении напряжения
зультате ионизации, достигают
электродов. Некоторая часть
из них рекомбинирует, обра-
зуя нейтральные атомы и мо-
лекулы. С увеличением на-
пряжения скорость перемеще-
ния ионов растет и вероят-
ность рекомбинации умень-
шается, а следовательно, рас-
тет ионизационный ток. При
от (7=0 до (7= (71 (область I)
между силой тока и напряжением имеет место прямая про-
порциональность, и здесь, следовательно, выполняется за-
кон Ома, поэтому эта область называется «областью зако-
на Ома».
При увеличении напряжения от (7=(7i до U=U'X (об-
ласть II) прямая пропорциональность между током и на-
пряжением отсутствует вследствие еще большего уменьше-
ния вероятности рекомбинации. При напряжении на элект-
родах камеры (7= (7'1 средняя скорость электронов и
положительных ионов в направлении действия сил электри-
ческого поля возрастает до такой величины, что рекомби-
нация практически отсутствует, и все ионы, образованные
в объеме камеры в единицу времени, достигают электро-
дов. При дальнейшем увеличении напряжения от (7= U'i
до U=U<2. (область III) ионизационный ток не изменяет-
ся, так как при данной мощности ионизирующего излуче-
ния в объеме камеры создается вполне определенное чис-
ло пар ионов.
Ток, при котором практически все ионы, образующиеся
в единицу времени в объеме камеры, достигают электро-
дов, называется током насыщения.
Напряжение [7'ь при котором достигается ток насыще-
ния, называется напряжением насыщения. Область III,
где ток не зависит от напряжения на электродах камеры,
28
называется областью насыщений. Эта область использу-
ется в ионизационных камерах.
Увеличение напряжения на электродах камеры выше
U2 снова приводит к постепенному возрастанию ионизаци-
онного тока. Это происходит потому, что в сильных элек-
трических полях энергия электронов, приобретаемая ими
на длине свободного пробега, становится столь большой,
что они сами уже способны производить ионизацию при
столкновении с нейтральными атомами и молекулами.
Таким образом, в рабочем объеме камеры появляется
дополнительное количество электронов и положительных
ионов, образованных вследствие ударной ионцзации. При
дальнейшем увеличении напряжения энергия электронов
возрастает, и, следовательно, они будут производить еще
большее число пар ионов в процессе ударной ионизации.
В результате количество положительных ионов и электро-
нов, достигающих электродов, может во много раз превы-
шать количество пар ионов, образованных под воздействи-
ем ионизирующего излучения. Область напряжения от
U—U2 до (область/V) называется областью удар-
ной ионизации, или областью газового усиления. В иони-
зационных камерах эта область не используется.
§ 3.	КОНСТРУКЦИЯ ИОНИЗАЦИОННЫХ КАМЕР
Ионизационные камеры могут иметь различную форму
и конструкцию. В войсковой дозиметрической аппаратуре
наибольшее применение нашли камеры цилиндрической и
коробчатой формы.
Цилиндрические ионизационные камеры конструктивно
представляют собой систему, состоящую из пустотелого
электропроводящего цилиндра и коаксиально расположен-
ного электропроводящего стержня. Внешний электрод со-
единяется с положительным полюсом источника питания
камеры. Один из вариантов конструкции цилиндрической
камеры показан на рис. 4.
Камера состоит из алюминиевого цилиндра 1 и алюми-
ниевого стержня 2, расположенного по оси цилиндра. Стер-
жень крепится на изоляторе 3. На этом изоляторе имеется
еще предохранительное кольцо 4, соединенное с корпусом
Камера описанной конструкции используется в качестве
воспринимающего элемента рентгенметра ДП-3 и ДП-Зб.
Коробчатые ионизационные камеры конструктивно вы-
полняются в виде прямоугольной коробки, внутри которой
29
размещается стержень или пластина. Очень часто коробки
изготавливаются из пресс-порошка. Для обеспечения элек-
тропроводности внутренняя поверхность коробки покрыва-
ется слоем графитного порошка. Слой графита служит по-
ложительным электродом, а стержень или пластина — от-
рицательным электродом камеры.
Рис. 4. Цилиндрическая ионизационная камера:
1 — алюминиевый цилиндр — положительный электрод; 2 — алюминиевый стер-
жень— отрицательный электрод; 3 — изоляторы; 4 — охранное кольцо; 5 — акво-
даг; 6 — воздух; 7 — вывод положительного электрода; 8 — вывод отрицательно-
го электрода; 9 — вывод охранного кольца
Конструкция конденсаторных камер, предназначенных
для измерения дозы излучения, определяется особенностью
их эксплуатации.
С целью удобства пользования конденсаторные камеры
выполняются малогабаритными и малой массы. Конструк-
тивно такие камеры представляют собой небольшого раз-
мера трубку из электропроводящего материала, внутри ко-
торой расположен металлический стержень. Для расшире-
ния пределов измерений параллельно электроду подключа-
ется конденсатор с высококачественным диэлектриком.
Рис. 5. Конденсаторная ионизационная камера:
1 — цилиндрический стакан из токопроводящей воздухоэквивалентной пластмас-
сы — отрицательный электрод камеры; 2 — дюралевый стержень — положитель-
ный электрод камеры и конденсатора; 3 — кондеисагор — отрицательный элект-
род; 4 — воздух; 5 — изоляторы
30
На рис. 5 в упрощенном виде показана конденсаторная
ионизационная камера, используемая в качестве дозиметра
комплекта индивидуального контроля облучения ДП-22В,
ДП-24, ДП-23А и ДК-02.
§ 4.	ГАЗОРАЗРЯДНЫЕ СЧЕТЧИКИ И ПРИНЦИП ИХ РАБОТЫ
Газоразрядные счетчики в настоящее время широко
применяются в дозиметрической аппаратуре для регистра-
ции различных видов ионизирующих излучений. Высокая
чувствительность, большой выходной сигнал, простота ре-
гистрирующих электронных схем, несложность конструк-
ции, малые габариты и удобство в эксплуатации выгодно
отличают газоразрядные счетчики от ионизационных ка-
мер. Принципиальное отличие газоразрядного счетчика от
ионизационной камеры состоит в том, что в газоразрядном
счетчике используется усиление ионизационного тока за
счет явления ударной ионизации.
Сущность явления ударной ионизации заключается в
следующем. На электрон, находящийся в пространстве
между электродами счетчика, к которым приложена неко-
торая разность потенциалов, действует сила, равная F=eE
(Е — напряженность электрического поля).
В процессе перемещения под действием силы скорость
электрона увеличивается, а следовательно увеличивается
и его кинетическая энергия. На пути своего движения
электрон сталкивается с нейтральными атомами или моле-
кулами и передает им приобретенный между столкновени-
ями запас кинетической энергии. При больших значениях
напряженности электрического поля Е кинетическая энер-
гия электрона, приобретенная на длине свободного пробе-
га, может превышать потенциал ионизации молекул газо-
вого наполнения счетчика. ‘
В этом случае столкновение электрона с нейтральной
молекулой будет сопровождаться ионизацией и в рабочем
объеме счетчика появится еще одна пара ионов. Электро-
ны, образованные в результате ударной ионизации, в боль-
ших электрических полях, в свою очередь, могут приобре-
тать энергию, достаточную для ионизации ударом.
Конструктивно газоразрядный счетчик выполняется в
виде металлического или стеклянного, покрытого внутри
слоем металла цилиндра, по оси которого натягивается тон-
кая металлическая нить (рис. 6). Нить подключается к по-
ложительному полюсу источника питания и служит ано-
дом, а металлический цилиндр — к отрицательному полю-
31
су источника питания и служит катодом. Выполнение анода
в виде тонкой металлической нити позволяет получить
большое значение напряженности электрического поля, не-
обходимое для создания условий ударной ионизации, при
сравнительно небольшом напряжении на электродах счет-
чика.
В качестве наполнителей в большинстве случаев исполь-
зуют благородные газы, аргон и неон. Основное требова-
ние, которым руководствуются при выборе наполнителя в
газовом счетчике, состоит в том, чтобы газы обладали до-
Рис. 6. Цилиндрический газоразрядный счетчик
статочно малым коэффициентом прилипания электронов.
При выполнении этого требования перенос отрицательных
зарядов в счетчик будет осуществляться свободными элек-
тронами. Использование для наполнения счетчика воздуха
нецелесообразно, поскольку входящий в состав воздуха
кислород легко соединяется с электронами и образует ма-
лоподвижные отрицательные ионы.
Рассмотрим коротко принцип работы счетчика. Предпо-
ложим, что при попадании в рабочий объем счетчика заря-
женной частицы образуется пара ионов.
Впредь будем называть эти ионы первичными. Под дей-
ствием сил электрического поля положительные ионы нач-
нут перемещаться к катоду, а электроны—к аноду. Когда
электроны достигают области ударной ионизации, их кине-
тическая энергия становится достаточной для расщепления
нейтральных молекул наполняющего газа. Первичные элек-
троны и электроны, образованные в результате электриче-
ского поля на своем пути, создают новые пары ионов. Та-
ким образом, число электронов, двигающихся к аноду, ла-
винообразно растет.
Движение положительных ионов и электронов к соот-
ветствующим электродам вызывает импульс тока в цепи
счетчика и соответственно импульс напряжения на его
электродах,
32
Режимы работы газоразрядных счетчиков
Коэффициент газового усиления, а соответственно и ам-
плитуда импульса (тока) газоразрядного счетчика слож-
ным образом зависят от напряжения на его электродах.
Характер этой зависимости определяется не только величи-
ной напряжения, но и начальной ионизацией. Рассмотрим
зависимость амплитуды импульса (тока) счетчика от на-
пряжения на электродах при различной начальной иониза-
ции, вызванной попаданием в счетчик а- и р-частиц
(рис. 7).
Рис. 7. Зависимость амплитуды импульса от напряжения на счетчике
При напряжениях от 0 до U{ на электродах счетчика
последний работает как ионизационная камера. Вначале,
пока отсутствует насыщение, амплитуда импульса (тока)
увеличивается прямо пропорционально приложенному на-
пряжению.
При достижении насыщения, когда число электронов п,
попадающих на анод счетчика, равно числу первичных
электронов «о, амплитуда импульса (тока) остается посто-
янной независимо от напряжения. Коэффициент газового
усиления М=1. Величины амплитуд импульсов напряжения
(тока) строго пропорциональны начальной ионизации.
При напряжении на электродах выше в счетчике воз-
никает ударная ионизация, сначала лишь непосредственно
у поверхности анода. В этом случае число электронов, до-
стигающих анода, больше числа первичных электронов. По
мере повышения напряжения на электродах счетчика об-
ласть вокруг анода, в которой происходит ударная иониза-
ция, увеличивается, поэтому увеличивается и амплитуда им-
пульса напряжения (тока). На участке от l/t до отно-
шение амплитуд импульсов (тока), обусловленных различ-
ной начальной ионизацией, при любом напряжении строго
3—5007	33
постоянно. Это позволяет сделать вывод, что на участке от
до U2 коэффициент газового усиления не зависит от
начальной ионизации, а зависит только от напряжения на
счетчике. Число электронов п, попадающих на анод, пропор-
ционально числу первичных электронов по. Следовательно,
при любом напряжении на счетчике в пределах этого участ-
ка амплитуда импульсов (тока) пропорциональна первич-
ной ионизации. Поэтому рассматриваемый участок напря-
жений называется пропорциональной областью, а счетчики,
работающие в этой области, — пропорциональными счетчи-
ками.
В пропорциональной области коэффициент газового
усиления М изменяется от 1 в начале области и до 104 в
конце.
Однако пропорциональная зависимость амплитуды им-
пульса (тока) от начальной ионизации сохраняется лишь
до тех пор, пока общее количество образующихся ионов в
области ударной ионизации невелико.
При дальнейшем увеличении напряжения на электродах
счетчика область ударной ионизации еще более растет, а
потому еще более увеличивается и количество пар ионов,
создаваемых в результате ударной ионизации. Увеличение
плотности заряда положительных ионов вдоль анода при-
водит к увеличению их ослабляющего действия на электри-
ческое поле в области ударной ионизации. Действительно,
электроны очень быстро собираются на аноде счетчика
вследствие того, что они обладают высокой подвижностью
и образуются вблизи от анода. Положительные ионы за это
время не успевают сколько-либо заметно сдвинуться с ме-
ста своего образования, так как их подвижность примерно
в 103 раз меньше подвижности электронов.
Таким образом, первые электронно-ионные лавины об-
разуют в области ударной ионизации положительный про-
странственный заряд. Если этот заряд мал, как, например,
в пропорциональной области, то его действием на электри-
ческое поле вблизи анода можно пренебречь. Если же про-
странственный заряд велик и существенно искажает поле в
области ударной ионизации, последующие электронно-ион-
ные лавины будут развиваться в ослабленном поле и эф-
фективное значение коэффициента газового усиления ока-
жется заметно меньше. Поскольку степень ослабления на-
пряженности поля зависит от линейной плотности простран-
ственного заряда вдоль анода, которая определяется на-
чальной ионизацией п,0 и коэффициентом газового усиле-
ния М, то эффективный коэффициент газового усиления
34
оказывается зависимым от начальной ионизации. При од-
ном и том же напряжении на счетчике он будет меньше при
большей начальной ионизации. Это хорошо видно'при рас-
смотрении кривых на участке от U2 до U3. На этом участке
кривые постепенно сближаются, а при напряжении U3 они
сходятся в одной точке. Ход кривых на участке от U2 до U3
свидетельствует о том, что коэффициент газового усиления
хотя и растет с увеличением напряжения, но его величина
зависит от начальной ионизации.
Большей начальной ионизации соответствуют большие
амплитуды импульса (тока), однако импульсы (ток) от
сильно ионизирующих а-частиц усиливаются в меньшее чи-
сло раз, чем импульсы (ток) от слабо ионизирующих р-час-
тиц.
Таким образом, в отличие от пропорциональной области
линейная связь между амплитудой импульса (тока) и на-
чальной ионизацией на этом участке нарушается. Рассма-
триваемый участок напряжений от U2 до U3 называется
областью ограниченной пропорциональности.
При напряжении, превышающем U3, амплитуда импуль-
сов (тока) не зависит от количества пар ионов по, образо-
ванных при первичной ионизации, а зависит только от на-
пряжения на счетчике. При возникновении в объеме счет-
чика хотя бы одной пары ионов создается импульс (ток)
определенной величины. Объясняется это тем, что при
больших напряжениях на счетчике помимо ударной иониза-
ции существенную роль начинают играть вторичные про*
цессы, вызывающие дополнительный ионизационный эф-
фект. При движении электронов к аноду наряду с иониза-
цией будет иметь место и возбуждение нейтральных моле-
кул газа. Возбужденные молекулы при переходе в основное
состояние испускают жесткие кванты света, попадающие на
катод счетчика. Если энергия этих квантов превышает ра-
боту выхода электронов из материала катода, то на поверх-
ности последнего будет происходить фотоэффект. За счет
фотоэффекта из разных мест катода испускаются фото-
электроны, которые, попадая в область ударной ионизации,
образуют новые электронно-ионные лавины. В результате
через очень малый промежуток времени разряд распростра-
няется по всей длине анода.
Конечной стадией газового разряда является нейтрали-
зация положительных ионов на катоде. Однако в счетчиках,
наполненных инертным газом, разряд в момент нейтрали-
зации положительных ионов на катоде не прекращается и,
если не принято специальных мер, будет продолжаться не-
3*	35
прерывно. Повторные разряды вызываются свободными
электронами, появляющимися в счетчике в процессе ней-
трализации. Подошедший к катоду положительный ион,
обладая большой потенциальной энергией, равной энергии
ионизации ЕЯон, вырывает из катода электрон, который за-
хватывается на свободный энергетический уровень в ионе.
Так как в момент нейтрализации затрачивается не вся
энергия иона, а только часть ее, равная работе выхода
электрона ЕЪЫх, то образовавшаяся молекула сохраняет
остаточную энергию (£пон—Гвых) в виде энергии возбуж-
дения. Переход возбужденной молекулы в основное состоя-
ние сопровождается испусканием квантов света, выбиваю-
щих с катода фотоэлектроны. А так как к этому времени
напряженность электрического поля успевает восстановить-
ся почти до первоначального значения, то в области удар-
ной ионизации эти фотоэлектроны вызовут новую вспышку
газового разряда. Описанное явление будет повторяться в
счетчике, таким образом возникает непрерывный разряд.
Такой самоподдерживающийся разряд называют самостоя-
тельным разрядом, а счетчики, работающие в этом режи-
ме, — счетчиками с самостоятельным разрядом. Напряже-
е ние U3, при котором наступает самостоятельный разряд,
называется напряжением зажигания разряда.
На основании изложенного можно сделать вывод, что в
области самостоятельного разряда коэффициент газового
усиления М зависит от напряжения на счетчике. С ростом
напряжения амплитуда импульсов (токов) увеличивается и
может достигать нескольких десятков вольт.
Использование счетчиков с самостоятельным разрядом
для регистрации ионизирующих частиц возможно в том
случае, если разряд, вызванный попавшей в счетчик части-
цей, будет погашен. В противном случае счетчик не будет
регистрировать попадающие в его рабочий объем частицы.
В зависимости от применяемого способа гашения разряда
счетчики делятся на несамогасящиеся (счетчики Гейгера —
Мюллера) и самогасящиеся. В несамогасящихся счетчиках
гашение разряда осуществляется гасящими радиотехниче-
скими устройствами (внешнее гашение), а самогася-
щихся — путем введения внутрь счетчика специальных гася-
щих примесей (внутреннее гашение). В дозиметрической ап-
паратуре применяют только самогасящиеся счетчики благо-
даря их преимуществам по сравнению с иесамогасящимися.
Основные параметры некоторых счетчиков, применяе-
мых в дозиметрических приборах, используемых в граж-
данской обороне, приведены в табл. 3.
36
§ 5.	ХИМИЧЕСКИЕ И ФОТОГРАФИЧЕСКИЕ ДЕТЕКТОРЫ
Химические детекторы
Химические детекторы основаны на измерении выхода
радиационно-химических реакций, протекающих под дейст-
вием ионизирующих излучений. Количественно результат-
воздействия излучения оценивается по радиационно-хими-
ческому выходу. Под выходом реакции понимают число ха-
рактерных превращений (число вновь образованных атомов»
ионов и т. д.) на 100 эВ поглощений энергии. Если выход
не зависит от скорости поглощения энергии, то такая систе-
ма может быть применена для определения поглощенных
доз излучения.
Таблица 3
Параметр	Единица измерения	СБТ-7	MCT-17 		СИ-ЗБГ	СЬМ-20 (СТС-5)	СИ.34Г
Рабочее напряжение	В	330	1300	390	390	300
Напряжение на чала счета	в	300	1200	300	300	300
Чувствительность к у-из-	имп. <с	—	—	235	27—30	50
лучению						
Наибольшее излучение	Р ч	—	—	300	о,Ъ	500
Наибольший ток с четчика	мкА	—	—	20	—	15
Наработка счетчика	—	—	—	100 ч	2 -1010 имп.	1010 имп.
Фон	имп. с	1	1	—	—	—
Достоинство химических детекторов заключается в воз-
можности выбора таких веществ, которые по воздействию
на них ионизирующих излучений мало отличаются от тка-
ней. Следовательно, химические изменения, происходящие
в этих веществах под действием излучения, могут непосред-
ственно служить мерой энергии излучения, поглощенной
тканью. Химические детекторы могут быть использованы
для измерений больших доз -у-излучения.
А. Жидкостные химические детекторы. Химические де-
текторы, использующие водные растворы, основаны на хи-
мических реакциях, происходящих между растворенными в
воде веществами и продуктами радиолиза воды, образую-
щимися под действием ионизирующих излучений.
Под действием ионизирующих излучений от молекулы
воды отрывается электрон и образуется положительный
ион:
Н2О—>Н2О++е~.
37
Освободившийся электрон захватывается нейтральной
молекулой воды, и образуется отрицательный ион:
Н2О+е-->Н2О-
Ионы Н2О~, Н2О+ неустойчивы и самопроизвольно рас-
падаются:
Н2О+—>Н+-{-ОН’;
H2O->H‘4-OH- ’
Образующиеся свободные радикалы ОН и Н’ не несут
электрического заряда, но имеют ненасыщенные химиче-
ские валентности и поэтому обладают высокой реактивной
способностью. Радикал ОН* имеет окислительные свойства,
а радикал Н’— восстановительные. Чем больше плотность
ионизации, тем выше концентрация радикалов, которые по-
средством диффузии равномерно распределяются по всему
объему. Часть из них реагирует друг с другом:
Н‘+Н->Н2;
ОН + ОН —>Н2О2;
н*+он-~н2о.
Те радикалы, которые избежали рекомбинации, в даль-
нейшем вступают в реакции с растворенным веществом.
Конечный результат воздействия излучения определяется
химическими реакциями, протекающими в присутствии сво-
бодных радикалов. Из жидкостных химических детекторов
широко применяются ферросульфатный, нитратный и цери-
евый.
1.	Ферросульфатный детектор. Этот детектор основан на
свойстве ионов двухвалентного железа Fe2+ окисляться в
кислой среде радикалами ОН' до трехвалентного Fe3+.
Для приготовления ферросульфатного детектора берет-
ся сульфат железа FeSO4, который растворяется в опреде-
ленной пропорции в разбавленной серной кислоте H2SO4.
В необлученном растворе в результате электролитической
диссоциации присутствуют ионы двухвалентного железа
Fe2+. Под действием ионизирующих излучений происходит
разложение ёоды с образованием радикалов Н-и ОН’, как
было отмечено выше. Окисление ионов Fe2+ до Fe3+ проис-
ходит по реакции
Fe2+ + ОН’ Fe’+ + ОН~.
В растворах, насыщенных кислородом, атомы атомарного
водорода Н соединяются с атомами кислорода О2 и обра-
зуют радикалы НО2, которые в кислой среде обладают
38
окислительным действием. Окисление Fe+2 до Fe3+ идет по
реакции
РеГ 4- НО2 -> Fe3 + + НОГ-
Радикал НО2 может быть образован также в реакции меж-
ду радикалом ОН и перекисью водорода Н2О2:
ОН' 4- Н2О2 — НОа 4- Н2О.
Молекулы перекиси водорода взаимодействуют с ионами
Fe2+ по реакции
Fe2+ 4- Н2О2 — Fe’+ + ОН" 4- ОН.
Образующиеся при этом радикалы ОН' окисляют ионы Fe2+,
как это видно из вышеприведенной реакции.
Перекись водорода может быть образована в результате
взаимодействия ионов НО2 с ионами Н+ по реакции
но-24-н+->н2о2.
Количество ионов трехвалентного железа Fe3+, образо-
вавшихся в результате завершения всех реакций, служит
мерой поглощения энергии.
Стандартный ферросульфатный детектор имеет следую-
щий состав: 2 г FeSO4, 0,3 г NaCl (для предотвращения
окисления органических загрязнений), 119 см3 концентри-
рованной H2SO4, растворенные в 5 л дистиллированной во-
ды. Полученный раствор разливают в стеклянные ампулы
и запаивают. Детектор готов к использованию. В стандарт-
ном детекторе при поглощении 100 эВ происходит образов
вание 15,6 ионов трехвалентного железа. Количество ионов
Fe3+, а следовательно, и поглощенная энергия излучения
ЛЕ могут быть определены по плотности окраски реактива,
в качестве которого можно применять соль роданистого ка-
лия KCNS. После облучения раствор дает красное окраши-
вание. Интенсивность окрашивания пропорциональна по-
глощенной энергии ДЕ.
Энергия ДЕ определяется соотношением
ДЕ = М	=	,	(6)
j 0]Jr	J
где М — постоянный коэффициент; /0 — интенсивность па-
дающего из ампулы света; J и I' — соответственно интен-
сивность света, прошедшего через облученную и необлучен-
ную ампулы. Измерения проводятся с помощью спектрофо-
тометра.
Ферросульфатный детектор практически не имеет хода
жесткости в диапазоне энергий от 100 кэВ до 2 МэВ. Диа-
39
пазон измеряемых доз ^-излучения лежит в пределах от
2000 до 40 000 рад. При больших дозах наблюдается умень-
шение выхода за счет снижения в растворе кислорода. Де-
тектор чувствителен к органическим примесям, требует на-
сыщения кислородом. Большим недостатком детектора яв-
ляется низкая чувствительность.
2.	Нитратный детектор. Этот детектор основан на свой-
стве ионов нитрата NO~3 восстанавливаться атомарным во-
дородом до нитрит-ибнов NO-2, которые могут быть обна-
ружены рядом индикаторов. В качестве дозиметрической
системы используются водные растворы нитратов, напри-
мер KNO3. При облучении раствора имеют место следую-
щие реакции:
KNO3 -> К+ + NO8-
NO3~4-H’->NO2 4-ОН-;
NOa 4-Н-> NO7 4- Н+;
Н+4-ОН-->Н2О.
Нитратные детекторы применяются для измерения доз
•у-излучения в широком диапазоне. Недостатком этих де-
текторов является сравнительно невысокая чувствитель-
ность (от 50 Р и выше).
3.	Цериевый детектор. В детекторах этого типа исполь-
зуется раствор химически чистого сернокислого церия
Ce(SO4)2 в 0,8 нормальном растворе серной кислоты. При
воздействии излучения ионы четырехвалентного церия вос-
станавливаются до ионов трехвалентного по реакции
Се4+4Н-^Се3+4-Н+.
Выход реакции составляет 2,54 иона Се3+ на 100 эВ погло-
щенной энергии.
Цериевый детектор используется для измерения доз у-
излучения до 106 рад. Детектор нечувствителен к содержа-
нию кислорода. Недостатком его является низкая чувстви-
тельность.
Выход реакции может быть определен с помощью спек-
трофотометра.
Б. Химические детекторы на основе хлорзамещенных уг-
леводородов. Рассмотренные выше детекторы имеют низ-
кую чувствительность. Более чувствительными являются
детекторы на основе галоидопроизводных углеводородов.
Повышенная чувствительность этих детекторов объясняет-
ся возникновением в веществе детектора цепных реакций,
благодаря которым образуется большое количество конеч-
40
них продуктов. Из данных детекторов наиболее хорошо
изучены детекторы на основе хлороформа и четыреххлори-
стого углерода.
1. Детектор на основе хлороформа. При облучении хло-
роформа имеют место следующие реакции:
СНС13 -> СНС13+ + е~;
CHQ3+ -> СС13 + Н+;
СНС13+е-->СНС13“;
СНС13"-»СНС12 Ч-С1-;
Н+4-С1-->НС1.
Таким образом, при облучении хлороформа образуется
соляная кислота НС1. В присутствии кислорода выход со-
ляной кислоты повышается:
сна; д-о2—нос14-сосг;
сосг д- сна3 -> соа2 + сна2.
Обрыв цепи может происходить по реакции
2СНС12 4М-СНС12 — СНС12 + М,
где М — любая третья молекула, которой радикалы СНС12
передают часть своей энергии и рекомбинируют. В присут-
ствии воды фосген СОС12 гидролизуется, образуя соляную
кислоту:
СОС12+Н2О^2НСЦ-СО2.
Образующаяся соляная кислота может быть обнаружена с
помощью любого кислотно-основного индикатора, например
водного раствора бромкрезола пурпурного.
Детекторы на основе хлороформа позволяют определять
дозу у-излучения, начиная с 10 рад. К числу недостатков
следует отнести недостаточную термическую устойчивость,
зависимость радиационного выхода от температуры и мощ-
ности дозы, чувствительность к примесям и дневному свету,
плохую стабильность при хранении. Некоторые отрицатель-
ные свойства могут быть частично или полностью устране-
ны путем введения стабилизирующих добавок, например
этилового спирта. Но при этом одновременно снижается и
чувствительность. Детектор со стабилизирующей добавкой
способен регистрировать дозу у-излучения, начиная с 40—
50 рад.
2. Детектор на основе четыреххлористого углерода. Чи-
стый четыреххлористый углерод (СС14) малочувствителен
41
к излучению. Однако при введении в него добавок, имею-
щих подвижные атомы водорода, чувствительность системы
резко возрастает и уже при дозах 0,5 рад можно получить
измеримое количество продуктов реакции (в основном со-
ляной кислоты). При облучении СС14 имеют место реакции
СС14-* СС14+4-е-;
cci4+e--*cci; 4-СГ;
cci4+ссц -> c2ci6+сг.
Радикалы СС13* и СГ взаимодействуют в дальнейшем с
молекулами добавки, в результате чего образуется соляная
кислота. В качестве добавки можно применять этиловый
спирт СН3СН2ОН. Протекающие реакции могут быть пред-
ставлены схемой
СН3СН2ОН 4- СГ НС1 + СН3СНОН’;
CHSCHOH' 4- СС14 -> СН3СН = О 4- НС14- СС18;
cci8 4- сн,сн2он—chci3 4- сн3снон-.
Детекторы на основе СС14 позволяют определять дозу у-из-
лучения, начиная от нескольких рад. Недостатки у этих де-
текторов примерно те же, что и у детекторов на основе хло-
роформа.
Фотографические детекторы
Фотографические детекторы основаны на свойстве иони-
зирующих излучений воздействовать на чувствительный
слой фотоматериалов аналогично видимому свету. Для де-
тектирования обычно применяют рентгеновские пленки,
представляющие собой чувствительную эмульсию, нанесен-
ную с одной или с двух сторон на целлулоидную подложку.
В состав чувствительной эмульсии входит бромистое или
хлористое серебро, равномерно распределенное в слое же-
латина. Эмульсия может наноситься также на стекло и бу-
магу. При воздействии ионизирующих излучений на чувст-
вительную эмульсию образуется так называемое скрытое
изображение: на поверхности зерен AgCl или AgBr проис-
ходит возникновение «центров проявления» — атомов ме-
таллического серебра. Проявление скрытого изображения
заключается в восстановлении металлического серебра в
зернах, содержащих центры проявления. Те зерна, в кото-
рых образовались центры скрытого изображения, практи-
чески полностью восстанавливают серебро при проявлении,
что приводит к почернению чувствительного слоя. В резуль-
тате последующего закрепления происходит растворение и
42
удаление из чувствительного слоя тех кристалликов бро-
мистого или хлористого серебра, которые не содержали
центров проявления и в которых, следовательно, не про-
изошло образования металлического серебра. После этого
эмульсия становится нечувствительной к действию излуче-
ния.
Облученная, проявленная и закрепленная пленка имеет
определенную оптическую плотность почернения. Оптичес-
кой плотностью почернения называется величина
s=1g 4-	<7)
где /о — интенсивность видимого света, падающего на об-
работанную пленку; J — интенсивность прошедшего через
эту пленку света.
Плотность почернения может изменяться в пределах от
О до оо. На практике приходится определять плотность по-
чернения, величина которой не превышает трех единиц.
Почернение пленки может быть измерено с помощью фо-
тометра или денситометра, и по данным этого измерения
определяется поглощенная доза D.
Свойства пленки принято определять сенситометричес-
кой характеристикой, представляющей собой зависимость
плотности почернения S от логарифма дозы D (рис. 8).
Необлученная, но прояв-
ленная и закрепленная плен-
ка будет иметь некоторую
плотность почернения So,
которая называется вуалью
пленки. На сенситометриче-
ской характеристике можно
выделить пять участков:
50Л — участок инерции, на
этом участке почернение
практически не увеличива-
ется с увеличением 1g D\
АВ — область недодержки;
ВС — прямолинейный участок кривой или область нор-
мальной экспозиции, этот участок является наиболее удоб-
ным для дозиметрических целей; CD — область передерж-
ки; DE — область соляризации, которая характерна тем,
что при увеличении дозы плотность почернения убывает.
Соляризация может стать источником грубых ошибок, так
как одному и тому же значению почернения соответствуют
два различных значения дозы D. Диапазон доз, в пределах
43
Рис. 8. Сенситометрическая ха-
рактеристика фотопленки
которого почернение пропорционально дозе, определяется
широтой эмульсии L. Угол определяет контрастность плен-
ки: чем больше 0, тем выше контрастность. Для того что-
бы определить почернение S от действия излучения, необ-
ходимо из суммарного почернения вычесть почернение So
за счет вуали.
Фотохимическое действие у-излучения определяется
фотохимическим действием электронов, освобожденных фо-
тонами, в чувствительной эмульсии и окружающем ее ве-
ществе, например в стенках кассеты, в которую помещена
пленка. Можно провести аналогию между наперстковой
ионизационной камерой и фотодетектором. Чувствительную
эмульсию можно рассматривать как полость, в которой
измеряется реакция на поглощение энергии излучения, в
данном случае почернение. Кассета может рассматриваться
как «стенка полости». В области мягкого излучения основ-
ное действие оказывают электроны, освобожденные в эмуль-
сии, а в области жесткого излучения, наоборот, преоблада-
ющее значение имеют электроны, образованные в кассете.
При одновременном действии обоих эффектов выражение
для чувствительности фотодетектора имеет вид
<$ MKZAd + MkctBR	,g.
< D =	MKB(d-f-7<)	’	?
где Мкг\ AfKCT — коэффициенты передачи энергии излучения
в эмульсии и кассете соответственно; А и В—величины, не
зависящие от энергии у-излучения; d — толщина эмульсии;
R — пробег электронов в эмульсии.
Выражение (8) определяет ход с жесткостью фотоде-
тектора. В области низкоэнергетического излучения, когда
R<^id, ход с жесткостью определяется отношением Мкг/Мкв.
Выражение для чувствительности в этом случае имеет вид
_____МК2 д
D -^кв
В области жесткого излучения, когда R^>d, ход с жест-
костью определяется отношением Мкст/Мкв, чувствитель-
ность определяется как
S ^кст
В
Ход с жесткостью является существенным недостатком
фотографических детекторов. Компенсация хода с жест-
костью обычно осуществляется с помощью экранов из тя-
желых металлов, сильно поглощающих излучение в об-
44
(9)
- Л4
(Ю)
ласти максимальной чувствительности фотоэмульсии. Кри-
вая зависимость чувствительности от энергии фотонов пре-
ставлена на рис. 9. Как видно из рисунка, чувствитель-
ность детектора наибольшая * в области малых энергий
у-излучения. Возможность компенсации хода с жесткостью
с помощью экранов вытекает на основании следующего.
Пусть фотопленка в разных местах облучается однородны-
ми пучками фотонов энергиями и ЕТа. Для каждого
пучка экспозиционная доза одинакова и равна Do. По-
скольку Е’Т1«<Е'Та,то в соответствии с рис. 10 Si>52.
Рис. 9. Зависимость чувствитель-
ности от энергии фотонов
Рис. 10. Составной экран для
компенсации хода с жесткостью
Если на пути пучка фотонов поместить пластинку, на-
пример, из свинца, то интенсивность излучения, действую-
щего на пленку, уменьшится вследствие поглощения в
свинце, причем интенсивность излучения с энергией ETl
уменьшится в большей степени, чем с энергией ЕТа. Под-
бирая соответствующую толщину свинцового экрана, можно
получить Si=S2.
Между свинцовой пластинкой и фотопленкой следует
поместить слой легкого материала, например алюминия,
для задержки характеристического излучения свинца
(рис. 10).
Ход с жесткостью легко можно компенсировать для
двух энергий фотонов. В случае некоторого диапазона
энергий компенсация хода с жесткостью затруднена, по-
скольку для каждой энергии фотонов требуется своя опти-
мальная толщина составного экрана. И тем не менее в
практике для заданного диапазона энергий всегда можно
подобрать такое оптимальное сочетание толщин экранов,
например из свинца и алюминия, при котором ход с жест-
костью будет минимальным.
На фотографическом методе дозиметрии основан ин-
45
дивидуальный фотоконтроль (ИФК)— система контроля
доз облучения, получаемых отдельными лицами. Из оте-
чественных пленок для ИФК применяются пленки «Рент-
ген XX» и «Рентген X». Диапазон измеряемых доз для
пленки «Рентген XX» равен 0,05—5 рад, для пленки
«Рентген X» — 0,5—15 рад. Погрешность в определении
дозы у-излучения может превышать 30%. На плотность по-
чернения пленки помимо поглощенной дозы влияют раз-
личие в чувствительности, различие условий проявления,
температура проявителя. Точно нельзя учесть поправки
на условия обработки пленки, поэтому все пленки, относя-
Рис. 11. Схема фотоэлектрического денсито-
метра
щиеся к одной серии, должны обрабатываться одновре-
менно и в одинаковых условиях. Кроме рабочих пленок
оставляются контрольные и эталонные пленки. Контроль-
ные пленки служат для определения вуали So, которая
должна вычитаться из суммарного почернения S. Эталон-
ные пленки используются для построения градуировочной
кривой. Градуировочная кривая зависимости плотности
почернения от дозы строится экспериментально для каж-
дой партии пленок пр облучении известными дозами. С
помощью градуировочной кривой по плотности почернения
рабочих пленок определяются индивидуальные дозы.
Для определения плотности почернения S наиболее
удобны фотоэлектрические денситометры (рис. 11).
Прибор состоит из фотоэлементов Ф\ и Фг, включенных
по дифференциальной схеме. Свет от источника Л попада-
ет на фотоэлемент Ф\ через круговой оптический клин Кг
и исследуемый образец фотопленки ФП, а на фотоэлемент
Ф2 через компенсационный клин Кг- В отсутствие пленки
равенство токов обоих фотоэлементов и, следовательно, ра-
венство нулю тока гальванометра достигается путем вве-
дения перед фотоэлементом Ф{ определенной оптической
46
плотности и кругового клина Ki, что соответствует нуле-
вому отсчету по шкале оптической плотности клина. После
помещения фотопленки ФП освещенность фотоэлемента
Ф1 уменьшится и в цепи гальванометра появится ток,
величина которого пропорциональна плотности почернения
пленки. Для возвращения стрелки в нулевое положение
следует увеличить освещенность фотоэлемента до преж-
него значения выведением клина Ki на более прозрачный
участок. По шкале клина отсчитывается оптическая плот-
ность почернения фотопленки.
К числу достоинств фотографических детекторов сле-
дует отнести возможность массового применения для ин-
дивидуального контроля доз, документальность регистра-
ции полученной дозы, возможность совместной и раздель-
ной регистрации дозы от (3- и у-излучений, возможность
регистрации дозы нейтронного излучения, невосприимчи-
вость к резкому изменению температур.
Недостатками фотографических детекторов являются
малая чувствительность пленок, низкая точность, наличие
хода с жесткостью, зависимость показаний от условий об-
работки пленки и громоздкость такой обработки, невоз-
можность повторного использования облученных пленок.
§ 6. КАЛОРИМЕТРИЧЕСКИЕ ДЕТЕКТОРЫ
Калориметрические детекторы, или тепловые, основаны
на измерении количества теплоты, выделяемой в детекторе
при поглощении энергии излучения. Вся энергия излуче-
ния, поглощаемая веществом, в конечном итоге преобра-
зуется в теплоту при условии, что поглощающее вещество
является химически инертным к излучению. Количество
теплоты, выделяемой в веществе, можно измерить по по-
вышению температуры тела ДУ или по увеличению его
объема ДУ. Потери теплоты в окружающую среду должны
быть минимальными. Рассмотрим зависимость между по-
глощенной дозой гамма-излучения и повышением темпе-
ратуры тела ДУ.
Пусть теплоизолированный цилиндр высотой а' и пло-
щадью торца S облучается пучком у-излучения интенсив-
ностью /о?- Положим также, что у-излучение падает нор-
мально торцу цилиндра. Тогда энергия излучения, погло-
щаемая в единицу времени в цилиндре, будет равна:
ДЕ= J^Zo,S[l -ехр(-М1-
(И)
47
Так как Р=цКтв/от, а 1 Р соответствует 8,8-10-6 Дж/г,
выражение для поглощенной энергии за время t будет
иметь вид
ДЕ/ = 8,8-10~6S --1	~ М Pt. (12)
P'K/j’B	Р-г
Обозначим AQ количество теплоты, получаемой цилиндри-
ческим телом при поглощении энергии ДЕ/. В результате
сообщения теплоизолированному телу теплоты AQ его
температура повышается на ДЕ градусов. Величины Дф,
ДЕ связаны между собой соотношением
Д(?=СттДЕ,	(13)
где Ст — удельная теплоемкость тела, Дж/(г-°C); т —
масса тела, г.
Приравнивая выражения (11) и (12) друг к другу и
решая относительно ДЕ, получаем
ДЕ=8,8-10-6 —-------ехр(—P-zd) р
Стт р-ктЬ Hz
где D=Pt — доза, Р.
Так как масса тела m—pzSd, то выражение (14) мож-
но записать в виде
ДЕ = 8,8 • 10-6 --K-?,-z- 1 ~ ехР-( ~	р. (15)
Как видно из выражения (14), нагрев тела пропорцио-
нален дозе излучения D. Величина ДЕ определяется раз-
ностью температур до опыта и после.
Количество теплоты, сообщаемой телу, можно опреде-
лить по увеличению объема V. Рост температуры тела на
ДЕ приводит к увеличению. его объема на ДК. Величины
ДК и ДЕ связаны между собой соотношением
Д1/=Р1/ДЕ,	(16)
где 0 — коэффициент объемного расширения, 1/°С.
Количество теплоты Дф, сообщаемой телу, можно выра-
зить в виде
\Q=GvV\T.	(17)
где Cv — объемная теплоемкость тела, Дж/(см3-°C). Опре-
делив УДЕ=Дф/Су из уравнения (17) и подставив най-
денное значение в (16), получим
AV = AQj-,	(18)
48
т. е. ДУ — мера сообщаемой телу теплоты AQ. Калориметри-
ческий метод дозиметрии является единственным прямым-
абсолютным методом дозиметрии, так как основан на не-
посредственном измерении поглощенной энергии, в отличие
от других методов, при которых измеряется косвенный эф-
фект, например ионизация, выход химических реакций и
т. д. Калориметрическим методом измеряются и уточняются
основные константы других методов дозиметрии, напри-
мер средняя работа ионизации, радиационно-химический?
выход.
Калориметрический метод имеет довольно низкую чув-
ствительность. Этот метод используется в лабораторных
условиях для исследовательских целей.
§ 7. ПРИНЦИП ДЕЙСТВИЯ сцинтилляционного счетчика
Современный сцинтилляционный счетчик состоит из
сцинтиллятора — вещества, способного испускать видимое
излучение под действием заряженных частиц, и фотоэлек-
тронного умножителя (ФЭУ), в котором энергия этих
световых вспышек (сцинтилляций) через посредство фото-
эффекта преобразуется в импульсы электрического тока’
(рис. 12). Процессы, протекающие в сцинтилляционном
счетчике при попадании в сцинтиллятор заряженной час-
тицы, можно условно разделить на пять промежуточных
стадий: •
1)	поглощение энергии частицы в сцинтилляторе;
2)	возбуждение атомов и молекул сцинтиллятора за
счет поглощенной в нем энергии частицы и испускание-
квантов видимого света — фотонов;
3)	бомбардировка катода ФЭУ фотонами, испускае-
мыми сцинтиллятором;
4)	поглощение фотонов в катоде и испускание им фо-
тоэлектронов;
5)	умножение электронов системой динодов ФЭУ и сбор
электронов на аноде.
Заряженные частицы, попадая в сцинтиллятор 1, рас-
ходуют свою энергию на возбуждение и ионизацию атомов
или молекул сцинтиллятора, причем часть этой энергии из-
лучается в виде фотонов видимого света, испускаемых во
всех направлениях. Фотоны, попадая сквозь прозрачное-
окно на фотокатод 2, выбивают из него в результате фото-
электрического эффекта фотоэлектроны, которые ускоря-
ются и фокусируются электрическим полем между первым?
динодом системы умножения 3 и фотокатодом и направля-
ются на первый динод. Диноды ФЭУ изготовляют из ве~
4—5007	49
щества с малой работой выхода электрона, они способны
при бомбардировке их электронами испускать вторичные
электроны в количестве, превышающем число первичных
в несколько раз. Эти ускоренные фотоэлектроны выбива-
ют из первого динода вторичные электроны, которые
в свою очередь ускоряются электрическим полем между
«вторым и первым динодами и направляются на вто-
рой динод, также являющийся эмиттером вторичных элек-
Рис. 12. Принцип работы сцинтилляционного счетчика
тронов. Аналогичный процесс умножения электронов по-
вторяется и на последующих динодах. В результате мно-
гократного умножения число электронов, собираемых на
аноде 4, может на несколько порядков превышать первона-
чальное число фотоэлектронов, образованных в результате
фотоэффекта на фотокатоде ФЭУ. Собираемые на аноде
ФЭУ электроны создают импульс напряжения на сопро-
тивлении анодной нагрузки R, который регистрируется
электронной схемой.
Ускоряющее поле между электродами ФЭУ создается
с помощью делителя 5, подключенного к источнику высо-
кого напряжения U. Каждый последующий электрод име-
ет более высокий потенциал, чем предыдущий.
Для исключения влияния внешней подсветки вся си-
стема помещается в светонепроницаемый корпус.
В настоящее время благодаря ряду преимуществ по
сравнению с другими детекторами сцинтилляционные счет-
чики нашли широкое применение для регистрации иони-
зирующих излучений. К числу этих преимуществ относятся:
1)	универсальность с точки зрения возможности ре-
50
гистрации ионизирующих излучений практически любых ви-
дов;
2)	возможность измерения энергии исследуемых частиц
или квантов;
3)	высокая разрешающая способность;
4)	высокая эффективность регистрации у-излучения
(несколько десятков процентов).
§ 8.	ХАРАКТЕРИСТИКИ СЦИНТИЛЛЯТОРОВ
В сцинтилляционных счетчиках в качестве сцинтилля-
торов используются неорганические кристаллы, органичес-
кие пластмассы и жидкости, чистые инертные газы (гелий,
аргон, криптон) и их смеси. В дозиметрической аппаратуре
применяются в основном твердые органические сцинтилля-
торы. Последние, имея большую плотность, обеспечивают
высокую эффективность регистрации заряженных частиц »
фотонов при сравнительно небольших размерах сцинтил-
лятора. Кроме того, при использовании твердых сцинтил-
ляторов значительно упрощается конструкция счетчика.
Основными характеристиками сцинтилляторов, опре-
деляющими возможность их использования для регистра-
ции излучения, являются конверсионная эффективность^
спектральный состав сцинтилляций, длительность свето-
вой вспышки.
Под конверсионной эффективностью понимают отно-
шение энергии световой вспышки к энергии, потерянной
регистрируемой частицей в сцинтилляторе. Если обозна-
чить конверсионную эффективность СрЕ, то согласно^
определению
(19)
где Ес — энергия вспышки или общая энергия фотонов-;
А£ — энергия, потерянная заряженной частицей в сцин-
тилляторе.
У применяемых сцинтилляторов конверсионная эф-
фективность лежит в диапазоне от долей до нескольких
десятков процентов. В идеальных сцинтилляторах кон-
версионная эффективность не должна зависеть от приро-
ды ионизирующих частиц и их кинетической энергии.
В этом случае интенсивность световой вспышки пропор-
циональна энергии, потерянной частицей в сцинтиллято-
ре. На основе такого сцинтиллятора может быть изготов-
лен счетчик, пригодный для измерения энергии исследуе-
4*	51
ыых частиц. Для реальных сцинтилляторов не всегда
имеет место пропорциональность между интенсивностью
вспышки и поглощенной энергии, и для частиц, обладаю-
щих различными ионизирующими способностями, конвер-
сионная эффективность может быть разной. Например,
для частиц с малой удельной ионизацией (быстрые элек-
троны) конверсионная эффективность не зависит от по-
глощенной энергии A£. Наоборот, у некоторых сцинтил-
ляторов наблюдается заметное уменьшение конверсион-
ной эффективности при возрастании удельной ионизации.
Не все фотоны, образованные в сцинтилляторе иони-
зирующей частицей, могут выйти за его пределы и быть
зарегистрированы. Часть из них поглощается в самом
сцинтилляторе. Отношение световой энергии, вышедшей
за пределы сцинтиллятора, к энергии, потерянной в нем
частицей, называют технической эффективностью. Техни-
ческая эффективность зависит от прозрачности сцинтилля-
тора к собственному излучению, от толщины сцинтиллято-
ра и его чистоты, от состояния поверхности и т. д.
Спектральный состав излучаемой сцинтиллятором све-
товой вспышки охватывает некоторый интервал длин
волн. Зависимость интенсивности свечения / от длины
волны называется спектральной характеристикой сцин-
тиллятора. К спектральной характеристике предъявля-
ются следующие основные требования:
1)	световое излучение не должно испытывать замет-
ного поглощения в веществе сцинтиллятора;
2)	спектр излучения должен соответствовать спект-
ральной чувствительности фотокатода ФЭУ.
Чтобы получить высокую разрешающую способность
по времени сцинтилляционного счетчика, необходимо
выбрать сцинтиллятор с возможно меньшей длительно-
стью световой вспышки.
В большинстве случаев интенсивность вспышки сцин-
тиллятора во времени падает по экспоненциальному за-
кону: /(/)=Joexp(—//то). Здесь то — постоянная време-
ни высвечивания, определяющая длительность световой
вспышки /о. Под постоянной времени высвечивания пони-
мают такое время, в течение которого интенсивность све-
товой вспышки / уменьшается в е (е=2,73) раз от мак-
симальной /0. Возможен и неэкспоненциальный характер
-высвечивания.
Основные свойства сцинтиллятора определяются меха-
низмом высвечивания. Поэтому, взяв за основу механизм
высвечивания, все известные сцинтилляторы можно раз-
52
делить на три класса: неорганические кристаллы и газы,
сцинтилляторы на основе различных органических соеди-
нений.
§ 9.	НЕОРГАНИЧЕСКИЕ СЦИНТИЛЛЯТОРЫ И ИХ СВОЙСТВА
Основные параметры неорганических кристаллов, ис-
пользуемых в сцинтилляционных счетчиках, приведены
в табл. 4.
(Зернистый цинк, активированный серебром, обладает
самой высокой конверсионной эффективностью, составля-
ющей 20—25% и практически не зависящей от энергии
регистрирумых частиц. Однако ZnS(Ag) имеет и ряд
серьезных недостатков. Прежде всего время высвечива-
ния этого сцинтиллятора велико. До настоящего времени
не удалось получить прозрачные монокристаллы сернис-
того цинка необходимых размеров, поэтому он применя-
ется в виде мелкокристаллических порошков. Такие по-
рошки имеют очень низкую прозрачность для испускае-
мого излучения и становятся непрозрачными при толщи-
не более 25—50 мг/см2. Оптимальная толщина сцинтил-
лятора ZnS(Ag), соответствующая 100%-ной эффектив-
ности регистрации, сравнима с максимальной длиной
пробега в нем заряженных частиц. В ZnS(Ag) наблюда-
ется значительная фосфоресценция.
Таблица 4
Сцинтиллятор	Конверсион- ная эффек- тивность CpE< %	Постоянная времени вы- свечивания t0, Ю-« с	Максимум полосы испускания, нм	Плотность, г/см8
ZnS (Ag)	25	1,0	450	4,1
Nal (Tl)	8,4	0,25	410	3,67
CsI (Tl)	6,0	0,5	560	4,5
KI (Tl)	2,0	1,0	410	3,13
Lil (Sn)	1,0	1,2	450	4,06
Основное применение сернистого цинка — регистрация
тяжелых заряженных частиц, например а-частиц, прото- ,
нов. Эффективность его к у-излучению низка, так как
указанное излучение обладает малой удельной ионизаци-
ей. Это позволяет использовать ZnS (Ag) для эффектив-
ной регистрации а-частиц или протонов при большом фо-
не у-излучения. Оптимальная толщина ZnS(Ag) при ре-
гистрации а-частиц с энергией 5 МэВ составляет 10—
25 мг/см2.
53
Йодистый натрий, активированный таллием, обладает
рядом превосходных свойств и в настоящее время являет-
ся одним из лучших сцинтилляторов. Он имеет высокую
конверсионную эффективность и малое время высвечива-
ния. Из него легко можно выращивать прозрачные моно-
кристаллы больших размеров. Вследствие большой плот-
ности и высокого среднего атомного номера Nal(Tl) яв-
ляется лучшим сцинтиллятором для регистрации у-из
лучения. Зависимость интенсивности сцинтилляций от
энергии для р-частиц и у-излучения линейная, благодаря
чему кристалл используется в спектрометрии. Недостат-
ком Nal(Tl) является его гигроскопичность. Для защиты
от влаги эти кристаллы помещают в герметичный корпус
с прозрачными окнами. Йодистый натрий широко исполь-
зуется для регистрации у-излучений.
Йодистый цезий, активированный таллием, выращива
ется в виде больших прозрачных монокристаллов. По
сравнению с иодистым натрием кристаллы CsI(Tl) имеют
несколько большее время высвечивания и меньшую кон-
версионную эффективность, обладают заметной фосфорес-
ценцией. Кристаллы CsI(Tl) не гигроскопичны.
Йодистый калий, активированный таллием, легко вы-
ращивается в виде больших прозрачных монокристаллов.
Он имеет большее время высвечивания, чем Nal(Tl), и
меньшую конверсионную эффективность. Йодистый калий
обладает двумя недостатками, ограничивающими его при-
менение в сцинтилляционных счетчиках: естественной ра-
диоактивностью за счет изотопа 40К и заметной фосфорес-
ценцией.
Йодистый литий, активированный оловом, по своим
свойствам значительно уступает иодистому натрию. Кри-
сталлы Lil(Sn) гигроскопичны. Основное применение эти
кристаллы находят при регистрации медленных и тепловых
нейтронов.
§ 10.	ОРГАНИЧЕСКИЕ СЦИНТИЛЛЯТОРЫ И ИХ СВОЙСТВА
Органические сцинтилляторы имеют очень малое вре-
мя высвечивания, сравниваемое в ряде случаев с временем
высвечивания отдельной молекулы, благодаря чему обес-
печивается высокая разрешающая способность. Конверси-
онная эффективность органических сцинтилляторов суще-
ственно зависит от свойств регистрируемых частиц. Макси-
мальная интенсивность световой вспышки имеет место при
облучении частицами с минимальной ионизирующей спо-
собностью, например быстрыми электронами.
54
При увеличении ионизирующей способности частиц кон-
версионная эффективность резко падает. Предполагают,
что зависимость конверсионной эффективности от природы
и энергий частиц обусловлена образованием поврежденных
молекул в ионной колонне, вследствие чего часть фотонов
тушится. Вероятность тушения пропорциональна плотно-
сти ионизации. Для быстрых электронов плотность иони-
зации невелика - и тушение пренебрежимо мало, поэтому
интенсивность вспышки пропорциональна величине погло-
щенной энергии.
Таблица 5
Сцинтиллятор	Постоянная времени высвечивания т0, 10’в с	Максимум полосы испускания, нм	Конверсией- ная эффек- тивность, %	Плотность, г/см*
Антрацен (С14Н10)	25—30	445	4—6	1,25
Нафталин	70—80	345	1,0	1,15
Трансстильбен	4—8	410	2,4	1,16
Толан	3—5	390	2,8	1,18
р-Терфенил	10—12	415	2,8	1,23
Основные параметры органических сцинтиллирующих
кристаллов, часто применяемых в сцинтилляционных счет-
чиках, приведены в табл. 5.
Приведенные в табл. 5 значения конверсионной эффек-
тивности получены при облучении кристаллов быстрыми
электронами.
Антрацен обладает наибольшей конверсионной эффек-
тивностью из всех известных в настоящее время органиче-
ских кристаллов. Кроме указанного в таблице спектр флуо-
ресценции имеет два дополнительных максимума при \—
=424 и 470,7 нм. Кристаллы антрацена выращиваются с
трудом. На воздухе и при освещении антрацен медленно
разлагается.
Нафталин имеет весьма посредственные сцинтилляцион-
ные свойства — низкую конверсионную эффективность и
большое время высвечивания. Его спектр излучения лежит
в ультрафиолетовой области, где большинство ФЭУ имеет
низкую чувствительность. При введении активатора из со-
ответствующей сцинтиллирующей примеси параметры наф-
талина значительно улучшаются.
Монокристаллы трансстильбена и толана легко выра-
щиваются до больших размеров. Эти кристаллы имеют са-
мое короткое время высвечивания, благодаря чему они
55
широко используются для счета сцинтилляций при боль-
шой интенсивности ионизирующего излучения.
Паратерфенил по своим свойствам близок к трансстиль-
бену. Он часто используется в качестве сцинтиллирующей
примеси в жидких и твердых растворах.
§ 11.	РЕГИСТРАЦИЯ НЕЙТРОНОВ
Регистрация нейтронов сцинтилляционным счетчиком
производится счетом протонов отдачи, возникающих при
упругом рассеянии нейтронов на ядрах водорода, или дру-
гих заряженных частиц, например а-частиц, образующихся
при ядерных реакциях. Первое характерно для быстрых
нейтронов, второе — для тепловых.
Эффективность регистрации нейтронов может быть
определена по формуле
/=1—ехр[—N^(zt E)d],	(20)
где Nn — количество ядер в 1 см3 вещества, взаимодей-
ствие с которыми используется для регистрации нейтро-
нов; о (z, Е)—эффективное сечение реакции, см2; с/ —
толщина взаимодействующего вещества или толщина сцин-
тиллятора с введенным взаимодействующим веществом, см.
Для регистрации быстрых нейтронов по протонам от-
дачи применяются неорганические кристаллы. Обычно де-
тектор представляет собой равномерную взвесь кристаллов
ZnS(Ag) в водородсодержащей, оптически прозрачной сре-
де, например в оргстекле. Возможно применение и слои-
стых детекторов, в которых слой из ZnS(Ag) толщиной
порядка 10 мг/см2 наносится на тонкую пластинку из во-
_дородсо держащего вещества. Благодаря малой толщине
слоя Zn(Ag) импульсы от у-излучений значительно мень-
ше, чем импульсы от протонов отдачи, и легко отсекаются
дискриминатором. Недостатком детекторов такого типа яв-
ляется низкая эффективность (—10~30/о), так как толщина
слоя водородсодержащего вещества, определяемая длиной
пробега протонов отдачи, мала.
Для регистрации быстрых нейтронов могут быть ис-
пользованы и органические сцинтилляторы, так как при
взаимодействии с нейтронами в них непосредственно об-
разуются протоны отдачи. Однако эти сцинтилляторы эф-
фективно регистрируют и у-излучение, обычно сопровож-
дающее нейтронный поток. Как известно, конверсионная
эффективность органических сцинтилляторов для электро-
56
нов больше конверсионной эффективности для протонов,
поэтому импульсы от у-излучения будут больше по ампли-
туде импульсов от нейтронов. Регистрация быстрых ней-
тронов с помощью органических сцинтилляторов в при-
сутствии у-излучений возможна, если энергия нейтронов
значительно больше энергии у-излучений
Для регистрации холодных и тепловых нейтронов ис-
пользуются реакции Lie(n, d)H3, В10 (и, d)Li7. Неоргани-
ческий кристалл Lil(Tl) является вполне подходящим для
регистрации холодных нейтронов. Хотя кристаллы Lil(Tl)'
и обладают большой эффективностью регистрации у-излу-
чения вследствие высокого атомного номера иода, однако,
поскольку в реакции Li6(n, d)H3 в виде кинетической энер-
гии заряженных частиц в кристалле выделяется 4,78 МэВ,
импульсы от у-излучения, энергия которых не превышает
обычно 2 МэВ, имеют меньшую амплитуду и могут быть
отсечены дискриминатором. Конверсионная эффективность
Lil(Tl) для а-частиц и электронов одинакова.
Сечение захвата тепловых нейтронов для естественной
смеси изотопов лития составляет 70-10—28 м2, что обеспе-
чивает высокую эффективность их регистрации при не-
больших размерах кристалла. Например, при толщине
кристалла Lil(Tl) 1 см эффективность регистрации тепло-
вых нейтронов составляет около 70%.
Для регистрации холодных нейтронов успешно приме-
няют детекторы, представляющие собой смесь ZnS(Ag) с
веществом, содержащим бор (ангидрид бора) или литий
(например, LiF). Благодаря малой толщине детектор поч-
ти нечувствителен к у-излучению, в то время как эффек-
тивность регистрации холодных нейтронов вследствие
большого сечения захвата бором или литием достигает не-
скольких процентов. Эффективность регистрации можно
увеличить обогащением бора или лития нуклидами 10В
и 7Li. Например, пластический сцинтиллятор, содержащий
обогащенный бор и ZnS(Ag), при толщине 1 мм обладает
эффективностью регистрации тепловых нейтронов порядка
25%.
Регистрация нейтронов промежуточных энергий произ-
водится теми же детекторами, что и тепловых. Детектор
помещают в замедлитель, например оргстекло, в котором
промежуточные нейтроны замедляются до энергии тепло-
вых. Замедленные нейтроны в результате диффузии попа-
дают в детектор, где регистрируются с эффективностью,
определяемой сечением реакции для тепловых нейтронов.
Для экранирования детектора от наружных тепловых ней-
57
тронов замедлитель покрывается слоем кадмия толщиной
порядка 1 мм. Кадмий обладает большим эффективным се*
чением захвата тепловых нейтронов.
§ 12.	ОСОБЕННОСТИ КОНСТРУКЦИИ сцинтилляционных
СЧЕТЧИКОВ
Важнейшим условием высококачественной работы сцин-
тилляционного счетчика является оптимальное исполнение
его конструкции. Прежде всего конструкция должна обес-
печивать полную непроницаемость системы сцинтиллятор—
фотоумножитель для постороннего света и возможность
проникновения исследуемого излучения в сцинтиллятор без
заметного поглощения. Последнее требование особенно
важно для сцинтилляционных счетчиков, предназначенных
для регистрации а- или p-излучения. В корпусе счетчиков
этого типа всегда имеется входное окно, закрытое тонким
светонепроницаемым экраном, в качестве которого можно
использовать алюминиевую фольгу толщиной порядка
50 мг/см2. Слой такой толщины имеет воздушный экви-
валент 0,4 мм. К числу других конструктивных требований
относятся экранировка от воздействия электромагнитных
полей, герметичность, достаточная механическая прочность,
минимальные масса и габариты.
Особое внимание должно быть уделено сочленению
сцинтиллятора с ФЭУ. Конструкция сочленения должна
обеспечивать хороший световой контакт между сцинтилля-
тором и фотокатодом и по возможности равномерное рас-
пределение света сцинтилляций по всей поверхности фото-
катода. Хороший световой контакт между сцинтиллятором
и фотокатодом достигается при введении между ними тон-
кого слоя из канадского бальзама, минеральных или сили-
коновых масел.
Чтобы избежать потерь света через поверхности сцин-
тиллятора, не примыкающие непосредственно к фотокато-
ду, последние окружают отражающим слоем: обычно ис-
пользуют окись магния или алюминия. Коэффициенты от-
ражения названных окислов достигают 90—97%.
В некоторых случаях необходимо, чтобы сцинтиллятор
находился на небольшом расстоянии от фотоумножителя,
при этом сочленение между ними производится с помощью
светопровода, изготовляемого из кварца, плексигласа или
люсита. Светопровод применяется также в тех случаях,
когда диаметр сцинтиллятора больше диаметра фотока-
тода, при этом светопровод выполняется в виде усеченного
58
конуса, большее основание которого сочленяется со сцин-
тиллятором, а меньшее — с фотокатодом. Кроме того, све-
топровод иногда применяется в целях равномерного рас-
пределения света сцинтилляций по всей поверхности фото-
катода независимо от места их возникновения. Благодаря
этому в значительной степени снижается разброс импуль-
сов по амплитуде на выходе ФЭУ из-за неравномерной чув-
ствительности поверхности фотокатода.
Раздел второй
ЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ И ОСНОВЫ
ЗАЩИТЫ ОТ НЕГО
§ 1. ИСТОЧНИКИ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ (ЗАРАЖЕНИЯ)
ВНЕШНЕЙ СРЕДЫ
К этим источникам в настоящее время можно отнести
следующие:
урановая промышленность;
ядерные реакторы разных типов;
радиохимическая промышленность;
места переработки и захоронения радиоактивных от-
ходов;
использование радионуклидов в народном хозяйстве;
ядерные взрывы.
Рассмотрим кратко каждый из них.
Урановая промышленность занимается добычей, пере-
работкой, обогащением урана и приготовлением ядерного
топлива. Основным сырьем для этого топлива является
235U. Этот уран под действием тепловых нейтронов испы-
тывает реакцию деления. В природном уране содержится
всего 0,7% * 235U. На каждом из этапов производства ура-
новой промышленности возможно загрязнение окружающей
среды. На рудниках — радионуклидами семейства 235U,
222Rn и дочерними продуктами его распада. Жидкие отхо-
ды гидрометаллургических урановых заводов, содержа-
щие радиоактивные вещества (РВ), в частности 228Ra,
могут попасть в ближайшие реки и озера.
На обогатительных заводах фторид урана UF6 пере-
гоняют через каскады газодиффузионных ячеек, возможны
утечки фторида урана. При производстве тепловыделяю-
щих элементов (твэлов} вероятность загрязнения окружа-
59
ющей среды также не исключена, хотя она очень мала.
Дело в том, что стружки и опилки урана, а также неко-
торые урановые сплавы являются пирофорами — самовос-
пламеняющимися веществами. При воспламенении может
возникнуть аварийная ситуация, при которой в окружаю-
щую среду будут выброшены значительные количества
концентрированного урана.
Аварийная ситуация может возникнуть и при транс-
портировке, хранении твэлов и других источников с ра-
диоактивными веществами.
Ядерные реакторы. В активной зоне реакторов сосре-
доточены большие количества радиоактивных веществ, од-
нако большинство реакторов не выделяют в окружающую
среду опасных количеств радиоактивных загрязнений.
Объясняется это тем, что все РВ заключены в замкнутые
мощные оболочки и контуры, откуда они могут быть вы-
брошены только при авариях.
. Аварии ядерных реакторов могут быть вызваны разру-
шением контура теплоносителя, разрушением оболочки
твэлов, расплавлением активной зоны, избытком радиоак-
тивности, что может привести к полному разрушению ре-
актора. Окружающая среда будет загрязнена продуктами
деления урана. Состав этих продуктов, уровень радиоак-
тивного загрязнения будут зависеть от мощности реакто-
ра, продолжительности его работы и других условий.
В реакторе мощностью 100 МВт ежедневно расщеп-
ляется около 100 г тяжелых атомов и, следовательно,
столько же образуется продуктов деления. В течение года
работы такого реактора образуется около 160 МКи РВ,
в том числе около 20 МКи изотопа иода, 12 МКи инертных
газов и 0,2 МКи 90Sr.
При нормальной работе реакторов в них образуется
20% газообразных и летучих веществ. При нормальных
условиях защиты в атмосферу попадает незначительный
процент этих веществ. Однако их утечки все же имеют
место. Так, например, следует считать, что от 0,1 до 1%
вырабатываемого в реакторе радиоактивного У (иттрия)’
все же попадает в атмосферу. В еще большей степени это
относится к 41Аг и другим инертным газам. Эти выбросы
обычно происходят через трубы.
Радиохимическая промышленность. Регенерация ядер-
ного топлива. Отработанные твэлы поступают на пред-
приятия регенерации ядерного топлива. Здесь производят
выделение урана и плутония, а также продуктов деления
урана, которые в дальнейшем могут быть использованы
60
в качестве источников излучения, радиоактивных индика-
торов и т. п.
Несмотря на соблюдение всех мер радиационной безо-
пасности (РБ), предприятия регенерации ядерного топ-
лива являются источниками радиоактивного загрязнения
внешней среды. Они периодически сбрасывают сточные
радиоактивные воды, хотя и в пределах допустимых кон-
центраций. Следовательно, в окружающей среде неизбеж-
но могут накапливаться радиоактивные загрязнения, и
уровень этих загрязнений необходимо тщательно контро-
лировать.
Особые трудности вызывает очистка выходящих газов
от 1311. Некоторые количества этого иода все-таки попа-
дают в атмосферу.
Места переработки и захоронения радиоактивных от-
ходов. Ядерная техника породила сложную проблему уда-
ления радиоактивных отходов. Но в настоящее время раз-
работаны надежные, безопасные способы переработки и
захоронения радиоактивных отходов. Причиной загрязне-
ния окружающей среды в этом случае могут быть случай-
ные аварии, связанные с разрушением хранилищ.
Использование радиоактивных нуклидов в мирных це-
лях. Радиоактивные нуклиды в качестве закрытых источ-
ников ионизирующих излучений широко используют в про-
мышленности, медицине, в сельском хозяйстве.
Радиоактивное излучение от этих источников может
создавать опасность в окружающей среде только в резуль-
тате их неудовлетворительного хранения и сбережения,
когда они оказываются обезличенными во внешней среде.
В последнее время появилась серьезная опасность радио-
активного загрязнения окружающей среды в связи с ис-
пользованием радиоактивных источников в космических
исследованиях и астронавтике. При запуске ракет-носите-
лей, а также при посадке спутников и космических кораб-
лей возможны аварийные ситуации, когда радиоактивный
источник может разрушиться и находящийся в нем ра-
диоактивный нуклид — 90Sr, 238Pu и др. — может стать
источником радиоактивного загрязнения окружающей
среды.
Загрязнение атмосферы при аварии или сгорании ра-
дионуклидных источников тока, работающих на 90Sr, рав-
носильно взрыву водородного боеприпаса. После сгорания
такого источника тока мощностью всего 25 Вт загрязнение
атмосферы сравнимо с загрязнением 90Sr атмосферы при
взрыве двухмегатонной бомбы. Такими же последствиями
61
чреваты сгорание или авария генератора тока, работаю-
щего на 238Ри. В качестве примера можно привести за-
ражение атмосферы над Индийским океаном изотопом
238Рн в июне 1969 г., которое произошло в результате ава-
рии американского спутника, при этом в атмосферу попали
радионуклиды с активностью 17-103 Ки.
Вместе с тем наибольшее загрязнение окружающей сре-
ды все же создает сеть радиоизотопных лабораторий, за-
нимающихся использованием радионуклидов в открытом
виде для научных и производственных целей. Сбросы ра-
диоактивных отходов в сточные воды даже при концент-
рациях, меньших допустимых, с течением времени приве-
дут к постепенному накоплению радионуклидов во внешней
среде.
Локальные радиоактивные загрязнения после ядерных
взрывов. Масштабы и уровни локальных радиоактивных
загрязнений после ядерных взрывов зависят от многих
факторов: типа ядерных боеприпасов, вида взрывов,
мощности, топографических и метеорологических усло-
вий.
Выход основных долгоживущих продуктов деления при
взрыве боеприпасов в 1 Мт с урановым запалом представ-
ляют продукты 235U и 239Ри, образующихся под действием
тепловых нейтронов и 238U, образующегося под действием
быстрых нейтронов. Количество долгоживущих (относи-
тельно) радионуклидов сначала нарастает, а затем, до-
стигнув максимума, уменьшается. Это объясняется тем,
что в момент взрыва первоначальная смесь продуктов де-
ления содержит более 200 изотопов 35 элементов, но боль-
шинство первичных продуктов деления имеет очень малый
период полураспада. Почти каждый из них является родо-
начальником цепочки распада. Например,
€0Кг — 90Rb 2,7мин- —> ®°Sr 28 Jiei- -> ®°Y	—> 90Zn (стаб).
р-	р-	р- р-
Отсюда видно, что в течение некоторого времени про-
исходит накопление долгоживущего "Sr, который являет-
ся «правнуком» короткоживущего 90Кг. Некоторое коли-
чество его образуется непосредственно в процессе деления.
Установлено, что почти каждая пара образующихся про-
дуктов деления претерпевает в среднем около шести 0-рас-
падов. Кроме продуктов деления при взрыве в окружаю-
щей среде образуется большое количество наведенных ра-
дионуклидов.
62
Основные радионуклиды активации, образующиеся в>
воздухе и почве при взрыве мегатонного боеприпаса, при-
ведены в табл. 6.
В настоящее время запрещены испытания ядерного ору-
жия в атмосфере, космическом пространстве и под водой.
Проводят только подземные взрывы. Однако некото-
рые страны продолжают испытания в трех средах, что-
приводит к радиоактивному загрязнению внешней'
среды.
Таблица 6
Нуклид	Т1/2	Активность, Ки/Мт	Нуклид	TI/2	Активность, Ки/Мт
»н “С >®Аг	Воздух 12,3 года 5600 лет 260 лет	3,440* 59	2«Na 32р «к *®Са семо 66Fe 6»Fe	Почва 15 Лет 14,3 сут 12 лет 152 сут 2,6 лет 2,9 лет 46 сут	2,8-10“ 1,9 IOS 340Ю 4,7-103 3,4-10“ 1,740’ 2,2 10е
Среди множества радионуклидов, образующихся в ат-
мосфере при взрывах ядерных и термоядерных боеприпа-
сов, основную радиационную опасность создают шесть нук-
лидов:
239ри	Тц2 = 2,4-10* лет	Активность 3,6 4О3 Ки/Мт
®°Sr	28 лет	1,0-10®
8»Sr	51 сут	\	1,7-10?
H’Cs	27 лет	1,4-10®
Ш1	8 сут	7,3-10?
“С	5600 лет	2,2-10»
39Sr и 1311 — сравнительно короткоживующие изотопы —
могут играть некоторую роль при тропосферных выпаде-
ниях. Наибольшую радиационную опасность представляют
e°Sr и 137Cs, которые легко усваиваются растениями и жи-
вотными, в том числе и человеком.
Глобальные выпадения радиоактивных осадков после
испытания ядерного оружия. Установлено, что при назем-
ных ядерных взрывах мощностью 1 Мт количество мест*'
63
ных (локальных) осадков составляет 87% общего коли-
чества радиоактивности, для взрыви на поверхности во-
ды—20%, для взрыва в воздухе—10%. Предполагается,
что радиоактивные загрязнения не попадают в стратосфе-
ру при взрывах килотонных боеприпасов.
Разность между количеством всей радиоактивности и
количеством локальных радиоактивных загрязнений
есть количество радионуклидов, попавших в страто-
сферу.
К глобальным выпадениям относятся радиоактивные
продукты, выпадающие из стратосферы. Процесс этого вы-
падения длится годами. Радиоактивные продукты, рас-
пределяясь в стратосфере, выпадают на поверхности всего
земного шара.
Частицы более 0,1 мм выпадают вблизи ядерного взры-
ва в течение 24 ч после него. Частицы меньше 10—100 мкм
попадают уже в тропосферу (на высоту 11 —16 км), под-
хватываются воздушными течениями и выпадают постепен-
но с дождями и туманами, осаждаясь на поверхности Зем-
ли, почвы и растений. Выпадение этих осадков происходит
в течение 20—30 сут. Эти же частицы с наибольшей ве-
роятностью проникают внутрь организма ингаляционным
путем. Размер частиц, попадающих в стратосферу, состав-
ляет менее 10 мкм. Время среднего пребывания глобаль-
ных осадков в стратосфере колеблется от нескольких ме-
сяцев до нескольких лет.
Нуклиды 90Sr и 137Cs в составе глобальных осадков вы-
падают в водно-растворимой форме. Неразделившиеся 238U,
235U и 239Рп осаждаются в основном в нерастворимой фор-
ме. Радиоактивные твердые частицы, выпадающие из
различных частей атмосферы, имеют высокую актив-
ность.
Местность, зараженная по следу радиоактивного об-
лака, в определенных условиях может рассматриваться как
плоский источник.
Мощность дозы в заданной точке над плоским изотроп-
ным источником определяется интегрированием (суммиро-
ванием) по всей плоскости вкладов мощности доз от
элементарных источников, расположенных на этой плоско-
сти.
В табл. 7 представлены результаты вычислений для
двух различных энергий у-излучений, радиусов участков в
метрах, определяющих 50 и 90% полной мощности дозы
в точке наблюдения, находящейся на двух высотах над
бесконечно протяженным участком заражения.
64
Как видно из табл. 7, на небольшой высоте от земной
поверхности доза излучения в основном определяется ис-
точниками, находящимися не далее 100—150 м от точки
измерения. Данные, приведенные в табл. 7, учитывают
влияние подстилающей поверхности среды. При наличии
Таблица 7
Н, м	= 0,41 МэВ		= 2,8 МэВ	
	50%	90%	50%	90%
- 1	6	122	7	140
50	12	258	112	300
границы раздела сред воздух — земля в слое с меньшей
плотностью в воздухе мощность экспозиционной дозы
вблизи источника больше, чем для однородной среды,
вследствие увеличения обратного рассеяния от более плот-
ной среды. Если //>0,5 м, мощность экспозиционной дозы
Р меньше, чем для соответствующих расстояний в одно-
родной среде.
При радиоактивном загрязнении местности происходит
загрязнение верхнего слоя почвы. Оно существует отно-
сительно недолго. Постепенно в течение нескольких не-
дель под влиянием различных процессов радиоактивные
продукты взрыва начинают проникать в глубь почвы либо
вместе с частицами-носителями, либо в результате смыва
с поверхности этих частиц, либо в результате их разруше-
ния образуется объемное заражение почвы глубиной в
несколько сантиметров. В верхнем слое (5—6 см) содер-
жится около 80—95% всей активности. Для вычисления
мощности экспозиционной дозы над поверхностью у-ак-
тивного слоя грунта необходимо учитывать поглощение
излучения в этом слое. Расчеты показывают, что эффек-
тивный радиус действия объемного источника значительно
меньше эффективного радиуса поверхностного источника.
Так, на высоте 77= 1 м над поверхностью Земли 90% пол-
ной дозы у-излучения собирается с участка, ограниченно-
го 15—20 м, а на высоте 25 м — с участка радиусом 100 м.
Все это диктует особый подход пользования приборами
радиационной разведки при выявлении фактической ра-
диационной обстановки. Так, при измерениях мощности
экспозиционной дозы детектор носимого измерителя мощ-
ности дозы, расположенный на высоте 1 м, следует в про-
странстве ориентировать так, чтобы его ось, соответству-
5—5007	65
ющая максимальной чувствительности, была параллельна
поверхности Земли. Это необходимо потому, что в точке
измерения на небольшой высоте над Землей мощность до-
зы обусловлена в основном у-излучениями, поступающими
по направлениям, близким к параллельным относительно
плоскости источника.
§ 2. ХАРАКТЕРИСТИКА ВОЗМОЖНОЙ РАДИАЦИОННОЙ
ОБСТАНОВКИ ПОСЛЕ ЯДЕРНЫХ ВЗРЫВОВ
Не все ядерные взрывы могут быть источниками оста-
точной радиации. При взрывах в воздухе на большой вы-
соте огненный шар не соприкасается с поверхностью Зем-
ли и значительных локальных радиоактивных выпадений
как в очаге поражения, так и по пути движения радиоак-
тивного облака не наблюдается. Образовавшиеся при та-
ких взрывах радиоактивные продукты включаются в со-
став глобальных выпадений, интенсивность которых неве-
лика и растянута во времени.
Локальные радиоактивные выпадения как в очаге по-
ражения, так и по ходу распространения радиоактивного
облака наблюдаются при наземных или воздушных взры-
вах на небольшой высоте, а также при подземных ядерных
взрывах со вскрытием полости взрыва или при низких
надводных и подводных взрывах.
В очаге поражения при наземном ядерном взрыве мо-
жет возникнуть достаточно сложная радиационная обста-
новка за счет загрязнения этой территории образовавши-
мися продуктами взрыва. Наиболее загрязненным оказы-
вается тот сектор очага, который расположен по направ-
лению движения радиоактивного облака. На этих участках
мощность дозы у-излучения даже через 1 ч после взрыва
может составлять несколько тысяч рентген в час (Р/ч),
при этом дозы облучения незащищенных людей могут до-
стичь смертельных величин за несколько минут.
В связи с тем, что огненный шар при наземном или
низком воздушном взрыве касается поверхности Земли, в
него вовлекается большое количество раздробленного взры-
вом грунта. При остывании огненного шара образуются по-
лидисперсные частицы. Носителем активности таких частиц
является материал грунта. В фазе остывания огненного
шара происходит взаимная конденсация продуктов ядер-
ного взрыва и материала частиц, которые сосредоточива-
ются как в пылевом столбе, так и в облаке.
66
По мере продвижения радиоактивного облака по ветру
из него выпадают радиоактивные частицы в виде шлейфа
радиоактивного облака, загрязняя приземный слой возду-
ха, окружающую местность иг находящиеся на ней объек-
ты. В результате образуется зона радиоактивного зараже-
ния, представляющая собой вытянутый по направлению
ветра загрязненный участок территории сигарообразной
Рис. 13. Возможные формы следа радиоактивного облака:
а — при равномерном ветре; б — при развороте ветра по высоте; в — при рас-
слоении ветра по высоте
формы. В некоторых случаях может быть разветвленный
радиоактивный след, если наблюдается изменение на-
правления и скорости ветра на разных высотах (рис. 13)'.
Плотность выпадения на местности радиоактивных ча-
стиц и содержащихся в них продуктов ядерного взрыва
уменьшается с возрастанием расстояния от центра взрыва,
причем на более близких расстояниях выпадают относи-
тельно крупные радиоактивные частицы (свыше 50 мкм),
а на дальних — мелкие (1—5 мкм). Последнее определя-
ется скоростью падения частиц разных размеров в воз-
душной среде. Приблизительная продолжительность па-
дения частиц разных размеров с высоты 24 км следую-
щая:
Диаметр частицы, мкм	Продолжите л ьиос ть падения, ч	Диаметр частицы, мкм	Продолжительность падения, ч
340	0,75	33	80
250	1,4	- 16	340
150	3,9	8	1400
75	16	5	3400 (более 141 сут)
5*
67
Скорость движения радиоактивного облака зависит от
средней скорости ветра в слое, на который поднимается
облако при взрыве.
Время после взрыва, когда начинается выпадение ра-
диоактивных веществ на данный участок местности, /ВЫв
можно оценить, разделив расстояние от центра взрыва R
на среднюю скорость ветра v:
=	(21)
V
где R — в км; и —в км/ч; /вып — в ч.
Например, на расстоянии 120 км от центра взрыва при
скорости ветра 30 км/ч радиоактивные выпадения начи-
наются через 120 : 30=4 ч.
Плотность радиоактивного загрязнения данного уча-
стка территории зависит от количества выпавших радио-
активных частиц на единицу площади, их радиоактивно-
сти, дисперсного состава и времени, прошедшего после
взрыва, и выражается в единицах активности на единицу
площади (Ки/км2, Ки/м2, ! Ки/см2 и др.) *.
Радиационное воздействие на людей радиоактивных
продуктов взрыва зависит от мощности дозы (уровня ра-
диации) на местности, продолжительности облучения.
Мощность дозы Р со временем уменьшается. Процесс
уменьшения мощности дозы на местности можно выразить
формулой
Р2 = р, -М ,	(22)
\ ‘1 /
где Р\ и Р2 — мощность дозы соответственно на время tir
h', ti и tz— время после взрыва.
Поскольку 7-1’2=10, в каждый промежуток времени,
кратный 7, мощность дозы снижается приблизительно в
10 раз. Так, если через 1 ч после взрыва мощность дозы
составляет 100 Р/ч, то через 7 ч — уже 10 Р/ч, а через
49 ч (7X7)—всего 1 Р/ч.
В связи с постоянным уменьшением мощности дозы на
местности соответственно радиоактивному распаду продук-
тов взрыва дозу у-облучения людей нельзя оценивать про-
стым умножением мощности дозы на время воздействия.
Для процесса, выражаемого уравнением (22), суммарная
доза характеризуется следующим соотношением:
D^bPtt,	(23)
* В единицах СИ Бк/м2.
68
где Poo — доза до полного распада продуктов взрыва, Р;
Pt — мощность дозы (Р/ч) на момент начала облучения
(часов‘после взрыва).
Например, при мощности дозы 5 Р/ч через 2 ч после
взрыва
Роо=5-5-2=50 Р.
§ 3. ЗОНИРОВАНИЕ РАДИОАКТИВНОГО СЛЕДА
Соответственно дозам до полного распада радиоактив-
ных веществ вся территория радиоактивного следа услов-
но делится на четыре зоны (табл. 8, рис. 14).
Таблица 8
Зона	Название зоны	Доза облучения до полного распада продуктов взрыва, Р	Эталонная мощность дозы, Р/ч*
А ,	Зона умеренного загряз- нения	40—400	8—80
Б	Зона сильного загрязне- ния	400—1200	80—240
В	Зона опасного загрязне- ния	1200—4000	240—800
Г	Зона чрезвычайно опас- ного загрязнения	Более 4000	Более 8000
• Мощность дозы, условно принятая на момент времени 1 ч после взрыва.
Размеры зон зависят от мощности взрыва и скорости
ветра. В табл. 9 приведены размеры зон А и Г для взры-
вов мощностью 0,1; 1 и 10 Мт, а на рис. 14 — для взрывов
мощностью 1 Мт и скорости ветра 50 км/ч.
Из данных таблицы следует, что мощности дозы на
границах зон заражения имеют следующую зависимость]
Рис. 14. Зоны радиоактивного загрязнения территории идеального сле-
да при наземном ядерном взрыве мощностью 1 Мт и скорости ветра
50 км/ч
69
Таб
Наружная граница зоны	Длина по оси следа, км			
	0,1 Мт	1 Мт	10 Мт	
А (^=40 Р)	150	400	1140	
Б (7^=400 Р)	60	170	465	
В (£>^=1200 Р)	35	ПО	310	
Г (£>00= 4000 Р) при v= = 50 км/ч	18	55	160	
если на дальней границе зоны А уровни радиации (дозы)
через 1 ч после взрыва будут в пределах 8 Р/ч (40 Р), то
на границе зоны Б— в 10 раз больше —80 Р/ч (400 Р),
В— в 30 раз больше — 240 Р/ч (1200 Р), ближе к центру
взрыва, Г — в 100 раз — 800 Р/ч (4000 Р) и более отно-
сительно. зоны А.
Таким образом,' наибольшей по протяженности и пло-
щади радиоактивного следа является зона А. Она зани-
мает около 76—80% всей площади следа, ограниченной
изодозной линией 40 Р до полного распада радиоактивных
веществ. На долю зоны Б приходится около 10%, а зон В
и Г — около 10—15% всей площади следа.
Необходимо заметить, что радиоактивный след про-
стирается значительно дальше зоны А. Однако по степени
радиоактивного воздействия на людей эта часть следа
практического значения не имеет и потому не учитывает-
ся при расчете доз.
Таким образом, к настоящему времени к естественному
радиационному фону добавилось более шести источников
радиоактивного загрязнения, в той или иной степени вред-
но влияющих на здоровье человека.
Возрастание радиационной опасности требует создания
надежной системы противорадиационной защиты и повы-
щения уровня радиационной безопасности.
Первым шагом на этом пути является дозиметрия и
радиометрия ионизирующих излучений на современной ма-
териальной основе.
§ 4. РОЛЬ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ЛЮДЕЙ
НА ТЕРРИТОРИИ, ЗАГРЯЗНЕННОЙ ПРОДУКТАМИ ВЗРЫВА
В условиях сильного запыления воздуха при попадании
продуктов ядерного деления внутрь организма радиоак-
тивные вещества могут всасываться в кровь и током крови
70
лица 9
	Максимальная ширина, км			Площадь, км2		
	0,1 Мт	1 Мт	10 Мт	0,1 Мт	1 Мт	10 Мт
	14	30	65	1600	7600	46 500
	6,4	15	34	200	1100	6300
	3,9	10	25	НО	880	6200
	2	5	12	50	450	3100
разноситься по органам и тканям. Некоторые из них (на-
пример, изотопы цезия) относительно равномерно распре-
деляются в организме. Изотопы иода откладываются пре-
имущественно в щитовидной железе, а изотопы стронция
и бария — в основном в костной ткани. Имеются изотопы
(например, теллура, молибдена и группы лантаноидов), ко-
торые откладываются в печеночной ткани.
В результате p-излучения, возникающего при распаде
радионуклидов, депонированных в органах и тканях, в по-
следних могут создаваться определенные поглощенные до*
зы, которые и обусловливают биологический эффект. Не-
обходимо отметить, что для возникновения сколько-нибудь
заметного острого биологического эффекта воздействия на
отдельные органы поглощаемые дозы должны значительно
превышать дозы облучения целого организма. Так, мини-
мальное поражающее действие на желудочно-кишечный
тракт возникает при поглощенной дозе около 450 рад, в то
время как при общем облучении организма человека этой
дозой возможна уже 50%-ная смертность. Частичное разру-
шение щитовидной железы наблюдается при поглощенной
дозе более 1000 рад, а полное — при нескольких десятках
килорад.
Всасывание в кровь продуктов ядерного деления зави-
сит от физико-химических свойств радиоактивной пыли,
а последние обусловлены характером грунта в районе
взрыва. При наземном взрыве на силикатных грунтах раст-
воримость радиоактивных продуктов в биологической сре-
де составляет около 2%, а при взрывах на карбонатных
грунтах она может достигать 80—100%. С учетом резорб-
ции отдельных радионуклидов в кровь могут всасываться
продукты взрыва от долей процентов (с силикатных ча-
стиц) до 15—25% (с частиц карбонатной природы).
Попадание в организм определенного количества про-
дуктов ядерного деления за 1 ч после взрыва приблизи-
71
тельно в 5 раз менее опасно, чем в течение 1 сут и бо-
лее.
Согласно рекомендациям Международной комиссии по
радиационной защите в органах дыхания задерживается
75% из находящегося в воздухе количества частиц. Из
них 62,5% быстро поступает в желудок и только 12,5%
задерживается в легких. Учет этих обстоятельств позво-
лил сделать заключение, что при ядерном взрыве реальная
опасность поступления радиоактивных продуктов в органы
дыхания значительно меньше опасности одновременно воз-
действующего у-излучения на загрязненной местности.
Имеются данные, что органическое повреждение при ин-
галяции радиоактивных частиц наступает лишь в том
случае, когда доза внешнего у-излучения уже близка к
смертельной. Таким образом, ингаляционный путь поступ-
ления продуктов взрыва на фоне воздействия внешнего
у-излучения представляет меньшую опасность.
Вода открытых водоемов загрязняется радиоактивными
веществами также преимущественно при формировании
радиоактивного следа. Концентрация радиоактивных про-
дуктов ядерного деления в воде зависит от растворимости
радиоактивных частиц и отношения поверхности водоема
к глубине. При взрывах на силикатных грунтах раствори-
мость радиоактивных продуктов низка, а при взрывах на
карбонатных грунтах она может быть почти полной. По-
этому в зоне В и частично в зоне Б при наземных взры-
вах на карбонатных подстилающих поверхностях потреб-
ление воды из открытых (особенно непроточных) водоемов
может быть опасным. Если взрыв произведен на силикат-
ных грунтах, то уже спустя несколько часов вода может
быть использована для питья без ограничения. При взрыве
на карбонатных грунтах необходимо в течение 7—10 сут
отказаться от потребления воды из открытых непроточных
водоемов, расположенных в указанных выше зонах. В этом
случае для питьевых целей можно использовать грунтовые
(шахтные или трубчатые колодцы, родники) или почвен-
ные воды (колонки-копанки на берегах рек и озер). Необ-
ходимо иметь в виду, что из-за высоких сорбционных
свойств грунта даже вырытые на загрязненной территории
колодцы будут содержать свободную от радиоактивных
веществ воду.
Основные пищевые продукты, входящие в рацион чело-
века, по способам загрязнения могут быть условно разде-
лены на две категории:
1) сырье и пищевые продукты, изготовленные до ядер-
72
него нападения и хранящиеся на складах, в магазинах и в
личных запасах населения;
2) местные продукты, загрязненные выпавшими радио-
активными веществами, которые предстоит произвести или
собрать на территории радиоактивного следа. К ним от-
носятся продукты растительного (зерно, овощи, фрукты)'
и животного (мясо, молоко) происхождения.
Необходимо отметить, что первая категория может быть
источником поступления радиоактивных веществ в орга-
низм людей, если продукты не защищены от радиоактив-
ной пыли. Поэтому организация защиты запасов продо-
вольствия в особый период является эффективной мерой
ограничения или исключения поступления продуктов взры-
ва с пищей.
Для их защиты необходимо уплотнить оконные и дере-
вянные проемы в складских помещениях, плотно закрыть
крышками лари и ящики для хранения сыпучих продук-
тов и обернуть в бумагу личные запасы продовольствия.
Если некоторое сырье хранится на открытой местности, то
необходимо также защитить его от радиоактивной пыли,
используя подручные материалы (брезент, соломенные
маты или полиэтиленовую пленку).
Наиболее интенсивно загрязняется продовольствие, от-
несенное ко второй категории, поскольку заранее защитить
его от загрязнения продуктами взрыва практически невоз-
можно. Нельзя защитить зерно, овощи, фрукты на полях и
в садах, а также траву на пастбищах, являющуюся источ-
ником поступления радиоактивных веществ в организм
сельскохозяйственных животных и загрязнения получаемой
от них продукции (мясо, молоко).
Проведенная оценка опасности потребления местного
продовольствия показала, что наибольшую опасность пред-
ставляет молоко. Так, из зерна, загрязненного на корню
в спелом состоянии, переходит в хлеб даже из муки гру-
бого помола 10—15% радиоактивных веществ. Кроме то-
го, в течение времени, необходимого на сбор урожая, об-
молот зерна, просушку и размол на муку, значительная
часть радиоактивных продуктов распадается. Поэтому уже
через 7 сут радиоактивность хлеба будет более чем в 100
раз ниже начального загрязнения зерна. В реальных усло-
виях этот путь поступления в организм человека радиоак-
тивных веществ не представляет большой опасности.
Наиболее интенсивно загрязняются радиоактивными ча-
। стицами те овощи, которые произрастают над почвой (зе-
лень, огурцы, помидоры, баклажаны, перец, капуста). Кор-
73
неплоды, находящиеся под слоем почвы, практически не
загрязняется продуктами взрыва. Необходимо отметить, что
с поверхности фруктов и овощей радиоактивная пыль до-
статочно эффективно удаляется при их мойке и очистке
(загрязнение уменьшается в 50—100 раз). Это свидетель-
ствует о том, что растительные продукты также не явля-
ются источником поступления в организм людей опасных
количеств продуктов взрыва.
Источником проникновения радиоактивных веществ в
мясомолочную продукцию является растительность паст-
бищ. На ней также избирательно осаждается фракция ра-
диоактивной пыли диаметром менее 50 мкм.
Мясомолочный скот в сутки поедает траву с больших
площадей (до 160 м2), что обусловливает интенсивное по-
ступление радиоактивных веществ д его организм в зонах
Б, В и Г, в центре взрыва, а следовательно, и загрязнение
радиоактивными продуктами мяса и молока. Однако про-
веденная оценка свидетельствует о том, что потребление
мяса животных не может создать опасных дозовых на-
грузок у людей, поскольку основные изотопы, поступа-
ющие в мясо (мышцы), а это в первую очередь 132Те и
"Мо, относительно равномерно распределяются в организ-
ме людей и быстро выводятся. В костях животных откла-
дывается значительное количество 89Sr и 140Ва, входящего
в состав «молодых» продуктов ядерного деления.
Наиболее серьезную опасность представляет потреб-
ление молока от коров, выпасаемых на загрязненных про-
дуктами взрыва пастбищах. При потреблении такого мо-
лока в щитовидной железе людей откладывается 25—30%
поступившего количества изотопов иода. Поэтому она мо-
жет подвергаться воздействию больших доз излучения изо-
топами иода.
Проведенные исследователями работы показали, что
поглощенные дозы в щитовидной железе взрослого челове-
ка, потребляющего свежее молоко, могут быть соизмеримы
или выше доз внешнего у-облучения. Учитывая, что у де-
тей вес щитовидной железы примерно в 10 раз меньше,
чем у взрослого, а количество потребляемого молока поч-
ти такое же, тканевые дозы облучения этого органа у дан-
ного контингента населения могут достигать значений по-
рядка нескольких тысяч рад. Поэтому вопрос о защите
людей и особенно детского населения от внутреннего об-
лучения радиоактивным иодом при употреблении молока
приобретает важное значение в системе противорадиаци-
онной защиты. Из всего комплекса мероприятий противо-
74
радиационной защиты детей можно рекомендовать следу-
ющие:
1)	отказ от потребления свежего молока в течение, по
крайней мере, двух ближайших недель после ядерного
взрыва;
2)	перевод молочно-продуктивного скота на стойловое
содержание с использованием для кормления животных
сена и силоса, заготовленных до ядерного удара и защи-
щенных от РВ;
3)	замена свежего молока концентрированным (сгу-
щенным, порошковым и др.) на две-три недели;
4)	прием таблеток йодистого калия, обеспечивающих
резкое уменьшение (в 50—100 раз) поступления радиоак-
тивного иода в щитовидную железу и ускорение выведения
его из организма.
Следует отметить, что иодная профилактика является
одним из наиболее эффективных, простых и рентабельных
способов защиты организма человека от внутреннего пере-
облучения радиоактивным иодом.
Загрязненное молоко не должно уничтожаться. Из не-
го можно изготовить молочные продукты длительного хра-
нения (масло, сыр или сгущенное молоко). Переход 1311
(от исходного количества в цельном молоке) в молоко-
продукты колеблется от 0,2—3,5% (масло топленое и сли-
вочное) до 16% (сливки). Необходимо отметить, что при
взрывах на карбонатных грунтах радиоактивность молока
и содержание в нем изотопов иода могут быть примерно
в 5 раз выше, чем при ядерных взрывах на силикатных
грунтах.
§ 5.	СРАВНИТЕЛЬНАЯ ОЦЕНКА РОЛИ ВНЕШНЕГО
И ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ В ЗОНЕ РАДИОАКТИВНОГО
ЗАРАЖЕНИЯ (ЗАГРЯЗНЕНИЯ)
Как следует из предыдущего материала, основным по-
ражающим фактором при воздействии остаточной радиа-
ции на радиоактивном следе является общее внешнее у-из-
лучение от продуктов взрыва, загрязняющих местность и
находящиеся на ней предметы. Так, при испытании США
термоядерного устройства на атолле Бикини 1 марта
1954 г. (наземный взрыв мощностью 15 Мт) радиоактив-
ные осадки выпали на несколько населенных атоллов из
группы Маршалловых островов и на японскую шхуну
«Счастливый дракон», экипаж которой занимался отловом
тунца в этом районе. В табл. 10 приведены данные о ко-
75
личестве людей, подвергшихся радиоактивному воздейст-
вию, продолжительности облучения до эвакуации и о до-
зах излучения.
Все рыбаки со шхуны «Счастливый дракон» заболели
лучевой болезнью разной степени тяжести, и у них разви-
лись лучевые дерматиты (бета-ожоги кожи) от контакт-
ного воздействия радиоактивного пепла.
Таблица 10
Контингент облученных	Число постра- давших, чел.	Продол жите л ь- ность воздейст- вия, ч	Доза облуче- ния, Р
Японские рыбаки	23	336	240—4Q0
Жители атолла Ронгелап	64	45—46	175 '
Жители атолла Эйлингине	18	53	69
Американцы на атолле Рон-	28	22—28	78
г ерик Жители атолла Утирик	157	33—56	14
У жителей атолла Ронгелап зарегистрированы симпто-
мы острой лучевой болезни легкой степени, а также на-
блюдались кожные поражения (у 90% пострадавших, из
них 20% — язвенные).
Заболевания жителей атолла Эйлингине и американцев
с атолла Ронгерик можно охарактеризовать как лучевую
реакцию крови на облучение. Кожные поражения разви-
лись у 90% пострадавших с острова Эйлингине и у 40%
среди американцев с острова Ронгерик. У первых в 5%'
случаев зарегистрированы язвенные поражения кожи, а
у американцев их не было. Различия в частоте и тяжести
кожных поражений у этих категорий пострадавших, полу-
чивших близкие по величине дозы у-облучения, можно
объяснить поведением их во время выпадения радиоактив-
ных веществ. Американский обслуживающий персонал знал
о готовящемся испытании, укрывался в алюминиевых со-
оружениях, произвел смену белья и обмундирования и был
вывезен с атолла Ронгерик в более короткий срок по
сравнению с местным населением (через 22—28 и 45—53 ч
после начала выпадений радиоактивных осадков соответ-
ственно). У первых из них раньше проведена санобработка.
У населения атолла Утирик острых соматических и
кожных поражений выявлено не было, что соответствует
относительно небольшой дозе воздействия (14 Р).
Таким образом, приведенные клинические материалы
оценивают эффекты большого диапазона доз излучения от
76
непоражающих до вызывающих тяжелые острые эффекты
(лучевая болезнь и тяжелые кожные поражения). Инте-
ресно отметить, что во всех случаях четко не проявился
остропоражающий эффект внутреннего облучения, хотя
каких-либо специальных мер защиты среди пострадавших
проведено не было.
Жители Маршалловых островов не были предупрежде-
ны об испытании и не знали об опасности облучения. По-
этому они вели до момента эвакуации обычный образ жиз-
ни, потребляя загрязненную воду, растительную пищу и
рыбу, вылавливаемую в лагунах. В результате жителям
атолла Ронгелап с пищей внутрь организма попало около
3 мКи (причем очень незначительное количество поступи-
ло через органы дыхания).
По данным клинического обследования не удалось по-
казать, что попадание радиоактивных продуктов внутрь
существенно осложнило картину острого радиационного
поражения, вызванную общим .внешним у-облучением.
Таким образом, прогностические и клинические данные
позволяют сделать вывод о том, что внешнее у-излучение
на радиоактивном следе при наземном ядерном взрыве яв-
ляется основным поражающим фактором, определяющим
поражающий эффект радиоактивных продуктов взрыва и
потерю людьми трудоспособности.
Существенное значение в формировании общего остро-
го поражения имеет контактное p-излучение открытых
участков тела людей. Однако этот фактор не сразу вызо-
вет потерю трудоспособности, поскольку подобные пора-
жения развиваются со значительным скрытым периодом
(1—2 недели) и чаще на фоне выраженных признаков лу-
чевой болезни.
Наибольшее значение как источник внутреннего облу-
чения имеет молоко от коров, содержащихся на загрязнен-
ных продуктами взрыва пастбищах. Необходимо иметь в
виду, что соотношение вероятных доз общего (внешнего,
контактного и внутреннего) облучения во многом опре-
деляется объемом защитных мероприятий, осуществляемых
как в особый период, предшествующий ядерному нападе-
нию, так и после ядерного взрыва. Основное внимание в
системе защитных мероприятий в зонах опасного и силь-
ного радиоактивного загрязнения должно быть обращено
на защиту людей от у-излучения как первоочередную за-
дачу обеспечения радиационной безопасности разных групп
населения. Использование населением укрытий и убежищ
с момента выпадения продуктов ядерного взрыва позволит
77
не только снизить дозы внешнего у-облучения, но и полно-
стью предотвратить контактное загрязнение кожных по-
кровов людей, органов дыхания и кишечно-желудочного
тракта (используя также средства индивидуальной за-
щиты).
§ 6.	ОЦЕНКА РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ
ПОВЕРХНОСТЕЙ, ВОДЫ И МЕСТНОГО ПРОДОВОЛЬСТВИЯ
I
Для оценки загрязнения открытых поверхностей выпав-
шими радиоактивными частицами можно использовать
ориентировочное соотношение между мощностью дозы на
местности (Р/ч) и плотностью радиоактивного загрязне-
ния (Ки/м2). Загрязнение плотностью 1 Ки/м2 эквива-
лентно мощности дозы 10 Р/ч. Если плотность загрязнения
выразить в микрокюри на квадратный сантиметр, то мощ-
ность дозы 1 Р/ч будет соответствовать загрязнению
10 мКи/см2. Таким образом, для оценки этого параметра
необходимо иметь данные о мощности дозы на местности.
Различные поверхности в жилищах, производственных по-
мещениях и складах будут иметь в 10 раз меньшую за-
грязненность, если не проводилось специальное уплотне-
ние естественных проемов в помещениях (закладка окон,
закрытие вентиляционных отверстий и дымоходов). При
уплотнении проемов загрязнение поверхностей внутри по-
мещений можно снизить в 100 раз по сравнению с их за-
грязнением на открытой местности. При надежной герме-
тизации помещений можно полностью исключить возмож-
ность проникновения РВ в помещение, однако этот прием
достаточно трудоемкий. Герметизация помещений, в ко-
торых находятся люди, требует специальных устройств для
очистки воздуха. Специальная оценка показывает, что для
защиты различных поверхностей от загрязнения достаточ-
но провести упомянутое уплотнение. Приведенная здесь
ориентировочная оценка плотности загрязнения поверхно-
стей является единственным способом, доступным в реаль-
ных условиях, если учесть, что повышенный у-фон на ме-
стности не позволит оценить этот показатель с помощью
существующих бета-радиометров. Радиоактивность воды в
открытых водоемах при загрязнении их продуктами взры-
ва, выпавшими из радиоактивного облака, зависит от плот-
ности выпадения их на зеркало водоема, растворимости в
воде и от глубины водоема. Для силикатных грунтов при
средней глубине водоема 1 м радиоактивность воды может
составить 2 мкКи/л при мощности дозы 1 Р/ч, а при
78
взрывах на карбонатных грунтах—100 мкКи/л. Для при-
мера ожидаемые уровни радиоактивности воды в откры-
тых непроточных водоемах разной глубины приведены в
табл. 11,
Оперативно оценивать уровни загрязнения местного
продовольствия трудно, поскольку при одинаковой мощ-
ности дозы на местности радиоактивность будет зависеть
от тротилового эквивалента, расстояния от центра взрыва
и скорости ветра. Наиболее приемлема в таких условиях
оценка по данным лабораторных исследований, однако она
не оперативна и не может быть осуществима при уровнях
радиации на местности свыше 0,05 Р/ч.
Таблица 11
Средняя глубина во- доема, м	Мощность дозы на местности, Р/ч							
	0,5	1	2	5	10	20	50	100
0,5	2	4	8	20	40	80	200	400
1	1	2	4	10	20	40	100	200
2	0,5	1	2	5	10	20	50	100
5	0,2	0,4	0,8	2	4	8	20	40
10	0,1	0,2	0,4	1	2	4	10	20
20	0,05	0,1	0,2	0,5	1	2	5	10
Примечание. При расчете приведенных в таблице значений принима-
лось, что 98% радиоактивных продуктов осядут на дно водоема и только 2% бу-
дут растворены в воде, при этом не учитывалась сорбция растворенных радио-
нуклидов илами.
Поэтому при решении вопроса о потреблении местных
продуктов следует пользоваться следующими рекоменда-
циями:
1.	Открыто расположенные незатаренные запасы ме-
стного продовольствия (например, зерно в неукрытых бун-
тах), а также молоко от коров и коз, выпасаемых на тер-
ритории радиоактивного следа в любой его зоне, должны
рассматриваться как потенциально опасные. Решение о
потреблении их в пищу принимается на основании дан-
ных лабораторного контроля.
2.	Все личные и общественные запасы продовольствия
и пищевого сырья, содержащиеся в уплотненной таре,
включая деревянную, металлическую, стеклянную и бу-
мажную, оценивается как незагрязненные продуктами
взрыва. Они должны использоваться в пищу в первую оче-
редь. Меры по укрытию и затариванию этих запасов дол-
жны быть обязательно осуществлены заблаговременно.
3.	Возможность использования в пищу растительного
79
продовольствия, находящегося на полях (злаки, загрязнен-
ные в спелом состоянии на корню, овощи, фрукты), будет
определяться не их загрязнением, которое легко удаляется
при кулинарной обработке (мойка, чистка), а возможно-
стью убрать урожай—исходя из доз облучения сельско-
хозяйственных рабочих.
Если радиационная обстановка по дозе облучения ра-
ботников позволяет собрать урожай, то его можно ис-
пользовать в пищу без ограничений после технологиче-
ской (зерно) или кулинарной (овощи, фрукты) обработки.
4.	Продукты, получаемые от здоровых сельскохозяйст-
венных животных и птиц (мясо, яйца), содержащиеся на
. загрязненной территории, могут быть использованы в пищу
без ограничения. При разделке туш должна быть удалена
щитовидная железа, так как этот орган накапливает боль-
шие количества радиоактивного иода. Решение о пригод-
ности в пищу мяса пораженных животных принимается на
основании данных санитарно-ветеринарной экспертизы.
§ 7. НЕКОТОРЫЕ МЕРЫ ЗАЩИТЫ ОТ ВНЕШНЕГО
ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ В ЗОНЕ РАДИОАКТИВНОГО ЗАРАЖЕНИЯ
(ЗАГРЯЗНЕНИЯ)
На территории, загрязненной локальными радиоактив-
ными выпадениями как в очаге ядерного взрыва, так и по
его периферии, могут оказаться учреждения, предприятия
и другие организации, деятельность которых необходима
в период восстановления после ядерного удара. В связи с
этим необходимо принимать меры, уменьшающие воздей-
ствие внешнего у-излучения на их личный состав и снижа-
ющие возможные санитарные потери от облучения. Ради-
кальными мерами в этом плане явились бы перебазирова-
ние учреждений с их личным составом и эвакуация насе-
ления с загрязненной территории на незагрязненную.
Однако в условиях массированного ядерного удара, когда
количество очагов радиоактивного загрязнения будет ве-
лико, а вероятность повторных ударов и, следовательно,
возникновение новых зон загрязнения не могут быть ис-
ключены и заранее определены, эвакуация больших масс
населения и крупные перебазирования не могут быть осу-
ществлены достаточно эффективно. Кроме того, во время
перебазирования люди могут подвергнуться воздействию
больших доз излучения на пути следования. Поэтому по-
сле ядерного удара всем предприятиям, учреждениям, за-
ведениям, а также населению придется остаться на своих
местах, оценить сложившуюся радиационную обстановку
80
и принять меры по снижению облучения личного состава,
участвующего в проведении спасательных и восстанови-
тельных работ и ведущего производственную и иную дея-
тельность.
Основными положениями, определяющими характер за-
щиты от внешнего у-излучения на загрязненной террито-
рии, являются:
1.	Мощность дозы у-излучения наиболее высока в пер-
вое время после выпадения радиоактивных осадков, по-
этому защиту от у-излучения необходимо осуществлять
буквально с первого часа, даже с первых минут выпаде-
ния радиоактивных веществ. Начало выпадения проявля-
ется резким повышением уровня радиации.
2.	Пребывание в любом здании или сооружении сни-
жает дозу у-облучения, радиоактивные осадки, загрязнив-
шие местность, пропорциональны коэффициенту ослабле-
ния у-излучения, свойственного строению этого типа.
3.	Вследствие того, что мощность дозы у-излучения сни-
жается быстрее вначале, укрытие человека в сооружениях
на один и тот же срок с определенным коэффициентом
ослабления не всегда равноценно. В 1-е сутки после вы-
падения радиоактивных осадков укрытие избавляет чело-
века от действия излучения в значительно большей дозе,
чем во 2-е и тем более в последующие сутки.
На основе вышесказанного для защиты от внешнего
у-излучения на загрязненной территории разработана
практически важная рекомендация, заключающаяся в том,
что в первое время после выпадения радиоактивных осад-
ков рационально рекомендовать такой режим радиацион-
ной защиты, чтобы при нем коэффициент ослабления у-из-
лучения укрытиями или средняя суточная защищенность
были выше, чем в дальнейшем.
Какой же должен быть коэффициент ослабления у-из-
лучения (К) в это первое время и как долго должны на-
ходиться люди в укрытиях? Это определяют следующие
условия:
1. Мощность дозы у-излучения (Р3) на открытой мест-
ности в данном пункте на загрязненной территории в мо-
мент начала облучения, при этом за начало облучения
можно принимать две разные ситуации:
а)	для всех людей, работающих или проживающих на
данной территории, время начала облучения определяется
временем начала выпадения радиоактивных осадков, рас-
считанным по формуле или определенным дозиметриче-
ским прибором;
6—5007	81
б)	для личного состава формирований гражданской
обороны временем начала облучения является момент
вступления в зону радиоактивного заражения.
2. Время начала облучения (/в). Его необходимо учи-
тывать не просто по времени суток, а с момента ядерного
взрыва, приведшего к загрязнению данной территории.
О времени ядерного взрыва, его мощности, а также о на-
правлении и скорости среднего ветра оповещают органы
гражданской обороны. Кроме того, яркая вспышка при
взрыве очень заметна на многие десятки километров во-
круг него, поэтому время взрыва может быть зафиксиро-
вано многими людьми, имеющими часы. Направление и
скорость среднего ветра в первом приближении могут быть
определены по движению обычных облаков.
3. Третий фактор, который также является определя-
ющим при выборе режима радиационной защиты, — это
средняя суточная защищенность (С) человека, которая
может быть обеспечена после окончания срока пре-
бывания в укрытиях и начала трудовой деятельности. Этот
фактор требует учета потому, что суммарная физическая
доза излучения, действующего на человека, накапливается
частично в период пребывания его в укрытии в зависимо-
сти от коэффициента ослабления у-излучения укрытием
(К), а затем и в период после выхода из укрытия в зави-
симости от величины С. При многодневном действии из-
лучения необходимо также учитывать наличие восстанови-
тельных процессов в организме человека.
Поэтому режим защищенности от у-излучения на за-
грязненной территории характеризуется следующими эле-
ментами:
К — коэффициентом ослабления у-излучения укрытием
в первый период после начала облучения;
Т — длительностью этого периода (обычно выражается
в сутках, но в отдельных случаях его можно измерять ча-
сами);
С — средней суточной защищенностью людей во второй
период, начинающийся после выхода из укрытий. В этот
период для выполнения аварийных, неотложных и обыч-
ных производственных работ человеку приходится нахо-
диться определенное время в течение суток на открытой
загрязненной местности, подвергаясь действию внешнего
у-излучения, ничем не ослабленного, кроме естественного
протекающего радиоактивного распада выпавших продук-
тов ядерного взрыва.
82
§ 8.	СОБЛЮДЕНИЕ ДОПУСТИМЫХ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ
Основное правило, которым следует руководствоваться
при установлении допустимой дозы, заключается в том,
что любой вид облучения должен считаться вредным для
человека. Ученые утверждают, что малые-дозы ионизиру-
ющего излучения стимулируют регуляторные процессы,
способствующие наиболее полному проявлению генетиче-
ской программы, которая заложена в организме, и чем
больше доза облучения, тем вреднее она. Поэтому в тех
условиях, которые могут сложиться после ядерного взры-
ва, облучение личного состава, осуществляющего комплекс
мероприятий по ликвидации последствий радиоактивного
заражения, должно быть по возможности наименьшим. В
то же время при выполнении формированиями своих задач
в условиях сложной радиационной обстановки они могут
подвергнуться неоднократному повторному облучению, при-
чем суммарная доза облучения может превысить допусти-
мую дозу, установленную для данного .контингента. Как
известно, поражение, вызванное облучением, зависит от
величины дозы и времени, в течение которого эта доза
получена. При оценке суммарной дозы облучения, полу-
ченной личным составом, необходимо учитывать способ-
ность организма человека восстанавливать большую часть
радиационного поражения. Эта часть составляет около
90% общей дозы, которую принято называть обратимой
частью радиационного поражения, или обратимой дозой.
10% радиационного поражения не восстанавливается и
представляет собой остаточную дозу, вызывающую отда-
ленные последствия поражения. Из 90% обратимой части
радиационного поражения половина восстанавливается
через 1 мес, а все возможное восстановление происходит
через 3 мес со скоростью примерно 2,5% в сутки. Причем
в первые 4 сут с момента облучения восстановление не
происходит, поэтому независимо от того, в течение какого
промежутка времени получена доза облучения — за 1 ч
или за какие-то другие промежутки времени на протяже-
нии 4 сут, она считается кратковременной, или однократ-
ной. После 4 сут в организме начинается процесс выздо-
ровления.
Чтобы определить, в какой мере организм еще может
быть подвержен воздействию полученной дозы облучения,
нужно сложить 10% остаточной дозы и ту часть обрати-
мой дозы, от которой организм на данный момент еще не
освободится. Сумма этих двух частей называется эффек-
тивной дозой. Это и есть та доза, которая оказывает от-
6*	83
меченное выше биологическое воздействие в период пора-
жения.
Свойство организма со временем восстанавливать боль-
шую часть поражения позволяет, при необходимости, лич-
ному составу формирований постепенно накапливать зна-
чительные дозы ионизирующего излучения, не получая при
этом серьезных радиационных поражений.
Рис. 15. Коэффициент а дозы однократного облучения, используемый
при вычислении эффективной дозы за любое время
Расчет эффективной дозы D3(J> при однократном облу-
чении может быть произведен по формуле
Р9ф=оР0,	(24)
где Do — доза однократного облучения, Р; а — коэффици-
ент для Do, определяемый по графику (рис. 15).
Пример. Do = 200 Р. Вычислить D3$ по истечении
20 сут после облучения.
Решение. По графику рис. 15 находим, что для 20 сут
а=0,7, отсюда Р,ф=0.7-200=140 Р.
Расчет эффективной дозы при многократном (длитель-
ном) облучении производится по формуле
D^=aD04-6D,	(25)
где D — суммарная доза многократного облучения, Р; b—
коэффициент для D, определяемый по графику рис. 16.
Пример. Do=100P. Последующее облучение в течение
15 сут составило примерно по 10 Р в 1 сут. Определить
D^.
84
Решение. Используя графики, приведенные на рис. 15
и 16, находим
а=0,78; 6=9,
отсюда
£)эф=0,78-100+9-10=168 Р.
Таким образом, по прошествии какого-то времени пос-
ле облучения степень поражения будет определяться эф-
фективной дозой на данный момент времени, и чем боль-
ше пройдет времени после облучения, тем меньше будет
эффективная доза, пока не достигнет значения остаточной
дозы.
Рис. 16. Коэффициент b для определения эффективной дозы при мно-
гократном облучении
При радиоактивном заражении больших территорий
возникает необходимость определенным образом регла-
ментировать жизнедеятельность людей. Решить эту задачу
будет легче, если допустимую дозу облучения назначить,
исходя из определенной величины эффективной дозы. Тог-
да эффективная доза будет определять значение дозы, ко-
торое можно будет получить на протяжении всего периода
ведения работ или пребывания в зараженных районах,
при этом возникает необходимость в организации дозимет-
рического контроля за ежедневной дозой облучения, с тем
чтобы не превысить установленной эффективной дозы об-
лучения и таким образом обеспечить противорадиацион-
ную защиту людей.
85
§ 9.	МЕРОПРИЯТИЯ ПО СОКРАЩЕНИЮ ПОСТУПЛЕНИЯ
РАДИОАКТИВНЫХ ВВЕЩЕСТВ В ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА
Заражение огромных территорий радиоактивными веще-
ствами создает реальные условия для попадания радиоак-
тивных веществ внутрь организма человека, что может
произойти при вдыхании зараженного воздуха, использо-
вании зараженных радиоактивными веществами продуктов
питания и воды. Внутри организма радиоактивные веще-
ства разносятся током крови и распределяются в его орга-
нах и тканях.
Радиоактивные вещества проникают в организм глав-
ным образом через желудочно-кишечный тракт и в мень-
шей степени через органы дыхания, так как они относи-
тельно быстро оседают на поверхности Земли, а заражен-
ные продукты, вода используются длительное время.
Как уже отмечалось выше, радиоактивные вещества,
выпадающие на поверхность Земли, включаются в биоло-
гический круговорот веществ прежде всего через растения.
Среди различных продуктов деления особенно большое
значение имеет включение в биологический круговорот ве-
ществ радионуклидов стронция и прежде всего 90Sr, об-
ладающего длительным периодом полураспада. При лю-
бом способе попадания в организм стронций прочно фик-
сируется в нем и очень медленно выводится.
Одним из существенных барьеров, препятствующих
включению продуктов деления в биологический цикл, яв-
ляется почва, которая прочно их сорбирует. В отличие от
большинства продуктов деления 90Sr сравнительно легко
десорбируется катионами нейтральных солей, что облег-
чает его поступление в растения и накопление в урожае.
В целях сокращения поступления 90Sr и некоторых
других радионуклидов в организм человека и животных
необходимо снижать интенсивность их вовлечения в био-
логический круговорот через растения. Поскольку 90Sr
концентрируется, как правило, в верхнем слое почвы тол-
щиной около 5 см (до 70—80%), его можно перевести
глубокой вспашкой в нижние слои почвенного слоя, до ко-
торых не доходит корневая система растений. На глубине
ниже 25—30 см он не будет сильно влиять на жизнь рас-
тений. Необходимо отметить также, что применение неко-
торых агротехнических мероприятий, таких, как внесение
в почву органических удобрений и извести, снижает по-
ступление в растения 90Sr.
Необходимо также принять меры, предотвращающие
поступление в организм радиоактивных веществ с продо-
86
вольствием и водой. Запасы продовольствия и воды сле-
дует хранить в пыле- и водонепроницаемых емкостях. Хо-
тя внешняя .поверхность таких емкостей может оказаться
и зараженной радиоактивными веществами, все же боль-
шая часть их может быть удалена перед открыванием ем-
костей путем смывания. Досле этого пищевые продукты
могут быть использованы в пищу без ограничения.
Если запасы продовольствия оказались зараженными
и возникла необходимость потребления зараженных про-
дуктов, то их необходимо подвергнуть дезактивации. На-
пример, достаточно многие свежие фрукты и овощи об-
мыть или снять с них кожуру. Плохо дезактивируются про-
дукты, имеющие пористую поверхность, они подлежат
уничтожению или отлеживанию. Молоко от находящихся
в зоне радиоактивного заражения коров в связи с наличи-
ем в нем радиоактивного иода, возможно, окажется непри-
годным для употребления в пищу, так как радиоактив-
ность молока может сохраняться в течение нескольких
недель.
При заражении водоемов радиоактивные вещества мо-
гут поступать в организм человека по биологическим це-
почкам вода — водоросли, плактон — рыба — человек или,
если водоем служит для питьевого водоснабжения, непо-
средственно по цепочке вода — человек. На водопроводных
станциях питьевая вода, забираемая из наземных источ-
ников, может быть очищена от радиоактивных веществ
осаждением коллоидных частиц с последующей фильтра-
цией. Питьевая вода, получаемая из подземных скважин
либо хранящаяся в герметичных емкостях, обычно не под-
вергается заражению радиоактивными веществами.
Среди мероприятий по сокращению поступления радио-
активных веществ в организм человека важное место от-
водится использованию средств защиты органов дыхания.
Для этой цели пригодны в первую очередь респираторы
различных типов (Р-2, Р-2д, «Лепесток», «Астра» и др.).
При отсутствии респираторов могут быть использованы
противогазы и простейшие средства защиты органов ды-
хания, такие, как противопыльная тканевая маска ПТМ-1,
ватно-марлевая повязка и др. Применяются эти средства
в период выпадения радиоактивных веществ и в течение
нескольких последующих суток, когда радиоактивные ве-
щества могут попадать в воздух в результате вторичного
пылеобразования, обладая при этом достаточно высокой
активностью.
87
§ 10.	ПРЕДОТВРАЩЕНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПОРАЖЕНИЙ
КОЖНЫХ ПОКРОВОВ
Кожа человека может подвергаться заражению в ре-
зультате попадания на нее радиоактивных веществ, при
контакте с зараженной поверхностью и через зараженные
одежду и белье, причем преимущественно заражаются не-
защищенные участки — кожа рук, шеи и лица.
В мероприятиях, призванных исключить радиационные
поражения кожных покровов людей, можно выделить сле-
дующие основные моменты.
Пребывание людей в период выпадения радиоактивных
веществ в защитных сооружениях или жилых и производ-
ственных зданиях может исключить либо существенно ог-
раничить заражение кожных покровов людей. Для этого
нужно в течение 2—3 ч, пока происходит выпадение ра-
диоактивных веществ в данном пункте, избегать появления
на открытой местности.
В дальнейшем, после окончания выпадения радиоак-
тивных веществ, надо, по возможности, избегать появления
на улице в сухую ветреную погоду. Необходимо отметить,
что заражение кожных покровов людей в результате вто-
ричного пылеобразования менее опасно, чем при первич-
ном заражении местности.
Для предотвращения попадания радиоактивных ве-
ществ на кожные покровы лица следует использовать та-
бельные и простейшие средства защиты органов дыхания.
Остальные кожЦые покровы могут быть защищены та-
бельными средствами защиты кожи и обычной бытовой
(производственной) одеждой, приспособленной для этой
цели соответствующим образом. Наиболее широко можно
использовать простейшие средства защиты кожи. К”ним
относятся пдвседневная одежда и обувь, которые могут
быть приспособлены для защиты кожных покровов от по-
падания на них радиоактивных веществ. Обычная одежда
человека не создает полной герметичности, особенно в
местах нагрудного разреза, воротника, нижнего края
куртки, брюк и соединений рукавов с перчатками.
Чтобы обеспечить герметичность, например, по нагруд-
ному разрезу куртки, применяют нагрудный клапан, из-
готовленный из любой плотной ткани. Для защиты шеи,
открытых частей головы и создания герметичности в об-
ласти воротника используют упрощенный капюшон. Его
изготовляют из плотной хлопчатобумажной или шерстя-
ной ткани. Вместо упрощенного капюшона можно приме-
нять обычные платки, куски ткани и т. п. Боковые разре-
88
зы спортивных и некоторых других видов брюк гермети-
зируют вшивными клиньями, расположенными под разре-
зами. Герметичность одежды в местах соединения куртки
с брюками, рукавов с перчатками, нижнего края брюк с
обувью достигается их соответствующей заправкой.
Заражение кожи радиоактивными частицами происхо-
дит за счет сил адгезии. Поэтому дезактивацию кожи нуж-
но проводить жидкостными способами. В качестве дезак-
тивирующих растворов можно применять воду, а также
водные растворы моющих средств. При попадании радио-
активной пыли в рот, нос и уши их промывают водой или
водным раствором марганцовки, при этом радиоактивные
вещества удаляются почти полностью. Если радиоактивная
пыль попала в рану, ее необходимо несколько раз промыть
и по возможности вызвать кровотечение под струей воды,
что будет способствовать наиболее полной дезактивации.
Раздел третий
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ
ГРАЖДАНСКОЙ ОБОРОНЫ
Глава 1
НАЗНАЧЕНИЕ И КЛАССИФИКАЦИЯ
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ ПРИБОРОВ ГРАЖДАНСКОЙ
ОБОРОНЫ
§ 1.	ЗАДАЧИ ДОЗИМЕТРИИ В ГРАЖДАНСКОЙ ОБОРОНЕ
Основной задачей дозиметрии в гражданской обороне
является выявление и оценка степени опасности ионизиру-
ющих излучений для населения, войск и невоенизирован-
ных формирований ГО в целях обеспечения их действий в
различных условиях радиационной обстановки.
С ее помощью осуществляется:
обнаружение и измерение излучения для обеспечения
жизнеспособности населения и успешного проведения спа-
сательных неотложных аварийно-восстановительных ра-
бот (СНАВР) в очагах поражения;
измерение степени зараженности различных объектов
для определения необходимости и полноты проведения
89
дезактивации и санитарной обработки, а также определе-
ния норм потребления зараженных продуктов питания;
измерение доз облучения в целях определения рабрто-
и жизнеспособности населения и отдельных людей в ра-
диационном' отношении;
. лабораторное измерение степени зараженности радио-
активными веществами продуктов питания, воды, фуража.
§ 2.	КЛАССИФИКАЦИЯ И ОБЩИЕ ПРИНЦИПЫ УСТРОЙСТВА
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ ПРИБОРОВ
Дозиметрические приборы можно классифицировать по
назначению, по типу датчиков, по измерению вида излу-
чения, по характеру электрических сигналов, преобразуе-
мых схемой прибора.
По назначению все приборы разделяются на следую-
щие группы.
Индикаторы — простейшие приборы радиационной раз-
ведки; при помощи их решается задача обнаружения из-
лучения и ориентировочной оценки мощности дозы глав-
ным образом р- и у-излучений. Эти приборы имеют про-
стейшие электрические схемы со световой или звуковой
сигнализацией. При помощи индикаторов можно устано-
вить, возрастает мощность дозы или уменьшается. Дат-
чиком служат газоразрядные счетчики. К этой группе
приборов относятся индикаторы ДП-63, ДП-63А, ДП-64.
Рентгенметры — предназначены для измерений мощно-
ности дозы рентгеновского или у-излучения.
Они имеют диапазон измерения от сотых долей рент-
гена до нескольких сот рентген в час (Р/ч).
В качестве датчиков в этих приборах применяют иони-
зационные камеры или газоразрядные счетчики.
Такими приборами являются общевойсковой рентген-
метр ДП-2, рентгенметр типа «Кактус», ДП-3, ДП-ЗБ,
ДП-5А, Б и В и др.
Радиометры (измерители радиоактивности) — применя-
ются для обнаружения и определения степени радиоактив-
ного заражения поверхностей, оборудования, оружия, об-
мундирования, объемов воздуха, главным образом а- и
6-частицами. Радиометрами возможно измерение и не-
больших уровней у-излучения.
Датчиками радиометров являются газоразрядные и
сцинтилляционные счетчики.
Эти приборы являются наиболее распространенными и
имеют широкое применение.
90
Такими приборами являются ДП-12 базовые универ-
сальные, бета-гамма-радиометр «Луч-А», радиометр
«Тисс», радиометрические установки ДП-100М,
ДП-100АДМ и др.
Дозиметры предназначены для определения суммарной
дозы облучения, получаемой личным составом за время
прохождения в районе действия, главным образом, у-из-
лучения.
Индивидуальные дозиметры представляют собой мало-
габаритные ионизационные камеры или же фотокассеты с
пленкой.
'Набор, который состоит из комплекта камер и заряд-
но-измерительного устройства, называют комплектом ин-
дивидуального дозиметрического контроля.
Комплектами индивидуальных дозиметров являются
ДК-02, ДП-22В, ДП-24, ИД-1, ИД-11 и др. По типу дат-
чиков можно различать приборы с применением иониза-
ционных камер, цилиндрических или торцовых газораз-
рядных, сцинтилляционных счетчиков и счетчиков на фото-
сопротивлениях.
По измерению вида излучения можно разделить прибо-
ры для измерения у-излучения, £- и а-частиц, нейтронного
потока.
Дозиметрические устройства могут быть разделены на
две группы.
К первой группе относятся приборы, в которых части-
цы или фотоны контролируемого излучения преобразуют-
ся детекторами в последовательные короткие электриче-
ские сигналы (импульсы). В этой группе электрическая
схема выполняет функцию преобразования и усиления
импульсов.
Ко второй группе относятся дозиметрические приборы,
в которых детектор преобразует воздействующее на него
излучение в непрерывный постоянный ток. В этом случае
электрическая схема служит для усиления и преобразова-
ния постоянного тока.
Почти все современные дозиметрические приборы ра-
ботают на основе ионизационного метода. Основными уз-
лами приборов являются:
детекторы излучений как основные составные элемен-
ты датчиков, т. е. ионизационные камеры, газоразрядные
счетчики или сцинтилляторы:
электрическая схема преобразования импульсов;
измерительные или регистрирующие приборы (шкалы
приборов отградуированы непосредственно в единицах тех
91

Рис. 17. Блок-схема устройства дозиметрических приборов
физических величин, для которых предназначен прибор).
Типовая блок-схема прибора в самом общем виде изо-
бражена на рис. 17.
§ 3.	ИНДИКАТОР РАДИОАКТИВНОСТИ ДП-63А
Этот индикатор предназначен для обнаружения радио-
активного заражения местности [3- и у-активными вещест-
вами и ориентировочной оценки уровня излучения. Инди-
катор позволяет измерять мощность дозы у-излучения от
0,1 до 50 Р/ч; имеет два поддиапазона: первый от 0,1 до
1,5 Р/ч и второй от 1,5 до 50 Р/ч (рис. 18).
Результаты измерения (в Р/ч) отсчитываются по одной
из шкал микроамперметра. Шкалы подсвечиваются свето-
вым составом постоянного действия, так что показания
видны и в темноте. Индикатор может работать в интерва-
ле температур от —40 до 4-50°C. Основные части индика-
тора— два газоразрядных счетчика (один для измерения
уровней радиации до 1,5 Р/ч и другой до 50 Р/ч), полупро-
водниковый преобразователь напряжения с источниками
питания и интегрирующий контур с микроамперметром.
Комплект источников питания (два элемента 1,6
ПМЦ-1,05) обеспечивает непрерывную работу прибора в
течение 50 ч. Для проверки работоспособности прибора
. под счетчиком первого поддиапазона помещен контроль-
ный (3-активный препарат.
В дне корпуса индикатора имеется прямоугольное от-
верстие. Оно заклеено фольгой и закрыто заслонкой. Ког-
да нужно определить наличие |3-частиц, заслонку откры-
92
вают нажатием кнопки, расположенной на передней стен-
ке корпуса.
Все части прибора вмонтированы в пластмассовый ко-
жух, который вставлен в футляр из кожзаменителя. Ин-
дикатор массой 1,2 кг носят на ремне через плечо. Прежде
чем производить измерения, прибор необходимо подгото-
вить к работе. Для этого сначала необходимо убедиться в
том, что нет никаких наружных повреждений, затем встав-
ляют в отсек питания элементы, плотно закрывают крыш-
Рис. 18. Общий вид индикатора радиоактивности ДП-63А
ку винтами и проверяют напряжение источников питания
одновременным нажатием кнопок «1,5 Р/ч» и «50 Р/ч»,
при этом стрелка прибора должна находиться правее циф-
ры 10 на нижней шкале. В противном случае заменяют
элементы и вторично проводят проверку. При новых эле-
ментах стрелка должна отклоняться до конца нижней шка-
лы. Последняя стадия — проверка работоспособности ин-
дикатора (на незараженной территории). Он работоспо-
собен, если при нажатии кнопки «1,5 Р/ч» стрелка изме-
рительного прибора встает на отметку «0» верхней шкалы.
93
Когда все это сделано, можно приступить к измерени-
ям. При определении уровней излучения прибор следует
располагать на высоте 70—100 см от поверхности земли.
Нажав кнопку «50 Р/ч», производят отсчет уровня излу-
чения по нижней шкале микроамперметра. При малом
уровне отпускают кнопку «50 Р/ч», нажимают кнопку
«1,5 Р/ч» и производят отсчет по верхней шкале.
Рис. 19. Расположение органов управления индикатора радиоактивно-
сти ДП-63А:
/ — отсек питания; 2 — кнопка заслонки; 3 — микроамперметр; 4 — поддиапазон
1,5 Р/ч; 5 — поддиапазон 50 Р/ч; 6 — корректор
Обнаружение и измерение p-излучения производят
только на первом поддиапазоне индикатора на расстоянии
5—10 см от зараженной поверхности. Здесь есть одна осо-
бенность. Предварительно определяют уровень излучения
в указанной выше последовательности, а затем уровень
излучения при открытой заслонке.
Для этого одновременно нажимают на кнопку «1,5 Р/ч»
и кнопку, расположенную на передней стенке корпуса
прибора. Увеличение показания микроамперметра при вто-
ром измерении говорит о наличии [3-излучения. Его вели-
чина равна разности между вторым и первым показани-
ями.
94
§ 4.	ИНДИКАТОР-СИГНАЛИЗАТОР ДП-64
Назначение и технические данные прибора
Индикатор-сигнализатор ДП-64 предназначен для по-
стоянного радиационного наблюдения и оповещения о ра-
диоактивной зараженности местности. Он работает в сле-
дящем режиме и обеспечивает звуковую и световую сигна-
лизацию при достижении на местности мощности дозы из-
лучения 0,2 Р/ч. Время срабатывания сигнализации не
превышает 3 с (рис. 20).
Рис. 20. Общий вид индикатора-сигнализатора ДП-64:
инструкция по пользованию прибором; 2—сигнальная лампа; 3—электро-
магнитный динамик; 4 — тумблер «Работа — контроль»; 5 —отсек «Предохрани-
тель»; 6— тумблер питания; 7 — датчик
Питается прибор от сети переменного тока с напряже-
нием 127/220 В или от аккумулятора с напряжением 6 В.
Прибор работоспособен в интервале температур от —40
до 4-50°C и при относительной влажности окружающего
воздуха до 98%. Прибор готов «к действию через 30 с пос-
ле включения.
В комплект индикатора-сигнализатора ДП-64 входят
прибор, техническое описание и инструкция по эксплуа-
тации, формуляр, запасные части и принадлежности. Дат-
95
чик соединен с пультом сигнализации кабелем длиной
30 м. С помощью второго кабеля пульт присоединяется к
источнику электрического питания; этот кабель оканчива-
ется вилкой для подключения к сети переменного тока и
двумя выводами (-}-, —) для присоединения к аккумуля-
торной батарее.
В датчике размещены детектор ионизирующих излуче-
ний— газоразрядный счетчик СТС-5 — и контрольный ра-
диоактивный препарат 90Sr.
Подготовка прибора к работе
Подготовка прибора к работе состоит из следующих
последовательных приемов.
Вначале пульт сигнализации подключается к источнику
питания. При использовании аккумуляторной батареи вы-
воды кабеля питания присоединяют к клеммам аккумуля-
тора, соблюдая полярность.
Если индикатор-сигнализатор питается от сети перемен-
ного тока напряжением 127/220 В, то предохранитель в за-
висимости от величины напряжения сети устанавливается
в одно из двух положений, обозначенных внутри отсека
предохранителя.
После этого вилка кабеля включается в сеть, тумблер
«Вкл. — Выкл.» устанавливается в положение «Вкл.», тум-
блер «Работа — контроль» переводится в положение
«Контроль». Если прибор исправен, срабатывают световой
и звуковой сигналы.
Затем тумблер «Работа — контроль» переводится в по-
ложение «Работа», индикатор готов к работе.
§ 5.	УСТРОЙСТВО РАДИОМЕТРА-РЕНТГЕНМЕТРА ДП-5А
Назначение
Полевой радиометр-рентгенметр ДП-5А предназначен
для измерения уровней у-излучения и наличия радиоактив-
ного заражения местности и различных предметов по у-из-
лучению (рис. 21).
Мощность дозы у-излучения определяется в миллирент-
генах (мР/ч) или рентгенах в час (Р/ч) в той точке про-
странства, в которой помещен при измерениях соответству-
ющий счетчик прибора. Радиометр ДП-5А имеет возмож-
ность измерять уровни излучения по у-излучению от
0,05 мР/ч (миллирентген в час) до 200 Р/ч (рентген в час).
96
Рис. 21. Общий вид рентгенметра ДП-5А
Рис. 22. Зонд прибора ДП-5А:
/ — стальной корпус зонда; 2 —опорный штифт; 3> — вращающийся латун-
ный цилиндрический экран с вырезом; 4 — окно в кожухе зонда, заклеенное
пластмассовой пластинкой; 5 — фиксатор; 6 — стопорный буртик; 7 — опорная
вилка; 8 — накидная гайка; 9 — плата; 10 — гибкий кабель
7—5007	97
Конструкция и назначение прибора
Техническое описание и инструкция по эксплуатации, а
также принципиальная схема прилагаются к каждому при-
бору. В техническом описании подробно изложены основ-
ные характеристики прибора и правила эксплуатации.
Здесь же приводится общее описание прибора и детально
рассматриваются только те основные узлы, с которыми
приходится встречаться непосредственно при производстве
радиометрических измерений.
Прибор состоит из следующих основных частей (рис.
21): зонд с гибким кабелем, измерительный пульт, телефон,
футляр с контрольным источником. Кроме того, в комплект
прибора входит укладочный ящик, в котором размещается
удлинительная штанга, колодка питания, комплект запас-
ного имущества и комплект технической документации.
Зонд прибора (рис. 22) представляет собой стальной
цилиндр, в котором размещаются детекторы излучения,
усилитель-нормализатор и другие элементы схемы. В каче-
стве детекторов излучения используются галогенные счет-
чики типов СТС-5 и СИ-ЗБГ.
В стальном корпусе цилиндра имеется окно-вырез
для индикации p-излучения. Окно заклеено этилцеллюлоз-
ной водостойкой пленкой. На корпусе зонда смонтирован
вращающийся цилиндрический латунный экран, который
также имеет вырез, по размерам совпадающий с окном и
корпусе зонда. Экран может немного перемещаться вдоль
корпуса зонда. Для закрепления экрана в определенном
положении на нем имеются два фиксатора (зуба), на кото-
рых указаны буквы Б и Г. На корпусе цилиндра имеется
стопорный буртик в виде кольца с двумя пазами для фи-
ксатора.
При положении Б в пазе у опорной вилки окно-вырез
экрана совмещается с окном корпуса. При таком положе-
нии экрана р- и у-излучения проходят через совмещенные
окна-вырезы и пластмассовую пленку и попадают в счет-
чики.
При положении фиксатора Г против стопорной вилки
окно корпуса зонда перекрывается цилиндрическим экра-
ном и доступ p-излучения к счетчикам прекращается. Счет-
чики будут выдавать импульсы только под воздействием
у-излучения.
Для смены положения экрана необходимо слегка подви-
нуть его в сторону опорного штифта (фиксатор выходит из
паза стопорного буртика) и повернуть до желаемого поло-
жения.
98
Рис. 23. Передняя панель радиометра-рентгенметра ДП-5А:
I — электроизмерительный прибор; 2 — переключатель поддиапазонов; 3 — по-
тенциометр регулировки режима; 4 — кнопка сброса показаний; 5 — тумблер
подсвета шкалы; 6 — гнездо для включения телефонов; 7 — винт для установки
нуля (предохранительный)
Рис. 24. Шкалы переключателя поддиапазонов (а) и измерительного
поддиапазона (б):
/—•шкала для измерений уровней у-излучения на поддиапазонах ХОД; Xi; Х10;
Ж100; Х1000; 2— шкала для измерений уровней у-излучения на поддиапазоне 200
Электрическая часть зонда крепится на плато. Корпус
зонда соединяется с плато при помощи накидной гайки.
Для удобства измерений зонд имеет ручку. Гибкий кабель
длиной 1,2 м соединяет зонд с пультом прибора.
Измерительный пульт (рис. 23) состоит из следующих
основных узлов: панель, кожух, шасси и крышка отсека
питания.
Панель (рис. 23) размещается в верхней части кожуха
(корпуса) и соединяется с ним двумя винтами.
Электроизмерительный прибор — микроамперметр име-
ет две шкалы — верхнюю и нижнюю. Верхняя шкала (рис.
24,6) имеет 16 делений: она предназначена для определе-
ния уровней у-излучения до 5 Р/ч. Отсчет показаний по
верхней шкале производится при работе на II—VI поддиа-
пазонах. Нижняя шкала имеет 18 делений. Отсчет показа-
7*	99
ний по нижней шкале производится при работе на поддиа-
пазоне I. На поддиапазоне I измеряются уровни у-излуче-
ний от 5 до 200 Р/ч.
Переключатель поддиапазонов имеет восемь положений
(рис. 24,а). Назначение поддиапазонов, вид и интервал из-
мерений приведены в табл. 12.
Таблица 12
Поддиа- пазон	Положение ручки пере- ключателя	Шкала	Единица измерения	Интервал измерения	Продолжи- тельность измерения, с
I	200	0—200	Р/ч	5—200	15
II	хюоо	0—5	мР/ч	500—5000	15
III	хюо	0—5	мР/ч	50—500	40
IV	ХЮ	0—5	мР/ч	5—50	60
V	XI	0—5	мР/Ч	0,5—5	60
VI	Х0.1	0—5	мР/ч	0,05—0,5	60
—	Реж.	—-	В этом положении переключателя под- диапазонов производится регулировка режима питания прибора		
—	Выкл.	——	Прибор выключен		
При измерениях участок шкалы от 0 до первой знача-
щей цифры является нерабочим. Поэтому, если стрелка
прибора окажется на этом участке шкалы, необходимо из-
мерения проводить на следующем, более чувствительном
поддиапазоне.
Включение телефонных трубок в гнездо 6 позволяет
грубо, на слух определять интенсивность излучения при
работе на всех поддиапазонах, кроме первого.
Винт установки нуля применяется в тех случаях, когда
при сбросе стрелка прибора неточно устанавливается на
нуле. Для приведения стрелки в нулевое положение необ-
ходимо вывернуть предохранительный винт на передней
панели. Под этим винтом в углублении размещается второй
винт, вращение которого изменяет положение стрелки при-
бора. В колодку крепления вставляется вилка кабеля, со-
единяющего зонд с измерительным пультом.
Кожух, так же как и передняя панель, изготовлен из
стекловолокнита. Кожух скреплен с панелью двумя невы-
падающими винтами. В нижней части кожуха имеется
отсек для размещения источников питания. Крышка отсека
питания соединена с кожухом четырьмя винтами.
Монтажное шасси заключено в кожухе. Конструкция и
схема размещения элементов достаточно подробно изложе-
ны в техническом описании.
100
Блок питания размещается в специальном отсеке в ниж-
ней части кожуха. В блоке смонтированы крепления для
батарей типа 1,6 ПМЦХ10,5 (КБ-1), элемент А-336. Схема
включения батарей выгравирована на стенке отсека.
Прибор имеет колодку питания, позволяющую питать
радиометр от источников постоянного тока с напряжением
3; 6 или 12 В в зависимости от положения перемычек. Ко-
лодка питания хранится в укладочном ящике. Принципиаль-
ная схема колодки питания и схема ее включения приведе-
ны в техническом описании.
Потенциометр регулировки режима регулирует подачу
электроэнергии к прибору. Нормальная работа прибора
может быть обеспечена только соблюдением определенного
режима питания прибора электроэнергией. Перед началом
измерений переключатель поддиапазонов устанавливают в
положение «Реж.» (режим). Вращением ручки «режим»
стрелку прибора устанавливают на отметку, расположен-
ную на верхней шкале.
Кнопка сброса показаний применяется для быстрого
приведения стрелки прибора в нулевое положение (поло-
жение 0).
Тумблер подсвета шкалы используется при работе в
ночное время.
Телефон состоит из двух малогабаритных телефонов
типа ТГ-7М и подключается к розетке, расположенной на
боковой панели прибора. Телефон применяется для звуко-
вой индикации. При включении телефона можно по звуку
(частота щелчков) ориентировочно судить об интенсивно-
сти излучения.
Работа с радиометром-рентгенметром ДП-5А. Для опре-
деления мощности дозы у-излучения необходимо выполнить
следующее: подготовить прибор к работе, проверить рабо-
тоспособность прибора, произвести измерение уровней у-из-
лучения.
Подготовка прибора к работе
1.	Извлечь прибор из укладочного ящика и произвести
внешний осмотр на отсутствие механических повреждений.
2.	Если прибор подготавливается к работе впервые или
после долгого перерыва, необходимо установить или заме-
нить источники питания. Для установки источников пита-
ния отвинчиваются винты и снимается крышка отсека пи-
тания. Три элемента 1,6-ПМЦ-Х-1,05 (КБ-1) устанавлива-
ются в отсеке согласно схеме, выгравированной на внутрен-
ней стенке отсека. Контакты устанавливаемых элементов
тщательно зачищаются.
101
При питании приборов от посторонних источников по-
стоянного тока (3; 6 или 12 В) пользуются колодкой пи-
тания, предварительно устанавливая две перемычки на
нужное напряжение.
3.	При необходимости с помощью винта установки нуля
привести стрелку измерительного прибора в нулевое поло-
жение.
4.	Включить прибор, поставив переключатель в положе-
ние «Реж.» (режим).
5.	Вращением ручки «режим» установить стрелку при-
бора на метку «черный треугольник» (▼).
При проверке в положении «режим» стрелка колеблет-
ся, но при колебаниях она не должна выходить за пределы
зачерненной дуги. Если стрелка прибора не доходит до от-
метки «черный треугольник» (у), необходимо проверить
годность источников питания.
Проверка работоспособности прибора —
Проверка работоспособности прибора проводится с по-
мощью контрольного источника, укрепленного на крышке
футляра. С помощью этого источника можно проверить ра-
боту прибора на всех поддиапазонах, кроме первого.
Проверка работоспособности проводится следующим
образом:
1.	Открывают контрольный источник, вращая защитную
пластинку (экран) вокруг оси.
2.	Экран зонда устанавливают в положение Б.
3.	Устанавливают зонд опорными точками над источни-
ком.
4.	Подключают телефон.
Работоспособность прибора проверяется по наличию
щелчков в телефоне. В исправном приборе частота щелчков
увеличивается с увеличением интенсивности излучения или
при приближении датчика к контрольному препарату. При
этом стрелка прибора на поддиапазонах ХОД; XI должна
зашкаливать (уходя до конца вправо), на поддиапазонах
ХЮ, ХЮО — отклоняться, на поддиапазоне XI000 — от-
клоняться незначительно.
Измерение уровней гамма-излучения
Перед измерением уровней у-излучений необходимо
проверить режим и работоспособность прибора. Проверка
режима работы производится перед каждым измерением
102
уровня у-излучения. Проверка работоспособности прибора
производится ежедневно или после непрерывной работы.
Измерение уровней у-излучений производится на высоте
1 м, т. е. на уровне основных жизненных центров человека
(«критических» органов).
Для определения мощности дозы у-излучений прибором
ДП-5А необходимо выполнить следующее:
а)	поставить экран зонда в положение Г;
б)	переключатель поддиапазонов поставить в положе-
ние 200 (на этом поддиапазоне датчик автоматически от-
ключается и измерения производятся непосредственно
счетчиком, расположенным в кожухе прибора). Через 15 с
следует произвести отсчет по стрелке прибора на нижней
шкале. Полученный отсчет указывает на величину у-излу-
чений в рентгено-часах. Если стрелка прибора на каком-ли'
бо поддиапазоне отклоняется незначительно, следует про-
водить измерение на более чувствительном поддиапазоне;
в)	перевести переключатель в положение XI000 или
ХЮО (в зависимости от отклонения стрелки). На этих под-
диапазонах измеряется мощность дозы у-излучения в том
месте, где размещается зонд прибора. Отсчет производится
по верхней шкале через 15 с при измерениях на поддиапа-
зоне XI000 и через 40 с при измерениях на поддиапазоне
ХЮО. Результат отсчета, умноженный на коэффициент
поддиапазона (ХЮ00, ХЮО), соответствует измеренной
мощности дозы у-излучений в мР/ч.
При измерениях на более чувствительных поддиапазо-
нах — ХЮ, XI; ХОД — отсчеты производятся по верхней
шкале. Продолжительность измерений 60 с. Отсчет по шка-
ле, умноженный на коэффициент поддиапазона, соответст-
вует измеренной мощности дозы у-излучения (в мР/ч).
Если при измерениях на каком-либо поддиапазоне при-
бор зашкаливает (стрелка уходит в крайнее правое поло-
жение), то переходят на более грубый поддиапазон изме-
рения.
При измерениях следует избегать отсчетов при крайних
положениях стрелки (в начале или в конце шкалы). При
длительных измерениях необходимо через 30—40 мин про-
верять режим работы прибора.
Определение дозы у-излучения производится на высоте
1 м. Поэтому необходимо следить, чтобы при измерении на
поддиапазоне 200 пульт прибора находился на уровне 1 м,
а при измерении на всех других поддиапазонах на уровне
1 м находился зонд.
103
Примеры измерения уровней у-излучения и
определения плотности радиоактивного заражения
В табл. 13 показаны уровни у-излучения (мР/ч) на раз-
личных поддиапазонах при положениях I, II, III, IV стрел-
ки измерительного прибора ДП-5А (рис. 25). -
Таблица 13
Положение стрелки из- мерительного прибора	Поддиапазон					
	Х0.1	XI	хю	хюо	хюоо	200
	миллирентген в час				рентген в час	
I II III IV	0,4 0,28 0,2 0,12	4 2,8 2 1,2	40 28 20 12	400 280 200 120	4,0 2,8 2,0 1,2	150 92 50 22
Основные правила обращения с прибором
1.	Содержать прибор в чистоте.
2.	Оберегать прибор от ударов и тряски.
3.	Защищать от прямых солнечных лучей, сильного
дождя и мороза.
4.	Выключать в перерывах между работой.
5.	Следить за наличием смазки в резьбе корпуса зонда.
6.	Не перегибать слишком сильно кабель зонда.
7.	Не прилагать больших усилий при вращении ручек
потенциометра и переключателей.
8.	После работы под дождем пульт и зонд протереть
промасленной тряпкой.
Рис 25 Уровни у-излучения на раз-
личных иоддиапазонах прибора
ДП-5А
9.	Раз в два года производить градуировку и настрой-
ку прибора. Отправку приборов на градуировку необходи-
мо производить по графикам, утвержденным начальником
ГО.
10.	Внеплановая градуировка и настройка прибора
производятся при смене счетчиков, стабилизаторов или
104
при замене других деталей, резко изменяющих параметры
прибора.
11.	После работы в зонах с высокими уровнями радиа-
ции производить дезактивацию прибора. Поверхность при-
бора тщательно протирают влажной тряпкой или тампона-
ми, чтобы снять пыль. Использованные тряпки и тампоны
выбрасывают в специальную тару или ящик.
Основные различия в модификациях измерителей
мощности дозы типов ДП-5А, ДП-5Б и ДП-5В
Назначение и принцип действия всех модификаций из-
мерителя мощности дозы (рентгенметра) ДП-5А, ДП-5Б и
ДП-5В один и тот же, различие между указанными моди-
фикациями состоит в основном в конструктивном исполне-
нии и частично в электрической схеме.
Прибор ДП-5Б отличается от ДП-5А следующими изме-
нениями в конструкции:
1.	Крышка отсека источников питания в приборе ДП-5А
крепится четырьмя винтами с помощью отвертки, а в при-
боре ДП-5Б эта крышка крепится одним специальным не-
выпадающим винтом без применения отвертки.
2.	В приборе ДП-5А для измерения мощности дозы на
поддиапазоне 200 используется дополнительный газораз-
рядный счетчик типа СИ-ЗБГ, который расположен внутри
корпуса пульта, а в приборе ДП-5Б для этой цели исполь-
зуется имеющийся в зонде прибора счетчик СИ-ЗБГ. Этим
самым уменьшено количество счетчиков, применяемых в
приборе и улучшены условия проведения измерений боль-
ших уровней радиации.
3.	В приборе ДП-5А у зонда имеется отстегивающаяся
короткая ручка для проведения измерений на близких рас-
стояниях и удлинительная штанга для измерений на боль-
ших расстояниях, в то время как в приборе ДП-5Б для этих
целей используется только удлинительная штанга, конст-
рукция которой немного изменена.
4.	Изменена конструкция делителя напряжения, предна-
значенного для осуществления питания прибора постоян-
ным током напряжением 3; 6 и 12 В.
Различия модификаций измерителя мощности дозы
ДП-5Б и ДП-5В являются более существенными и состоят
в следующем:
1.	Прибор ДП-5В сохраняет работоспособность после
падения с высоты 0,5 м, так как корпус пульта изготовлен
из пресс-материала, обладающего более высокой механиче-
ской прочностью, чем у прибора ДП-5Б.
105
2.	Прибор ДП-5В не имеет «обратного хода» стрелки
микроамперметра при перегрузочных облучениях на под-
диапазонах 4, 5 и 6 до 50 Р/ч, в то время как у прибора
ДП-5Б — только 1 Р/ч.
3.	В приборе ДП-5Б контрольный радиоактивный источ-
ник укреплен на внутренней стороне крышки футляра при-
бора, а в ДП-5В он вмонтирован под поворотным экраном
зонда, что исключает какую-либо возможность поврежде-
ния радиоактивного источника и упрощает процесс провер-
ки работоспособности прибора.
4.	В приборе ДП-5Б при подготовке прибора к работе
необходимо с помощью специального потенциометра «Ре-
жим» вручную устанавливать нужную величину напряже-
ния, подаваемого в схему прибора, при этом в процессе про-
ведения измерений необходимо периодически переводить
переключатель поддиапазонов в положение «Режим» и про-
изводить подрегулировку напряжения. В приборе ДП-5В в
результате изменения схемы прибора регулировка напря-
жения, подаваемого в схему, производится автоматически,
что заметно упрощает работу с прибором.
§ 6.	СОКРАЩЕНИЕ МЕТОДИЧЕСКИХ ОШИБОК
ПРИ ПОЛЬЗОВАНИИ ИЗМЕРИТЕЛЯМИ МОЩНОСТИ ДОЗЫ
ТИПА ДП-5
В современных условиях важное значение приобрела
точность измерения, которая характеризуется близостью ре-
зультатов к истинному значению измеряемой величины, не-
обходимой для практического использования. К тому же по-
вышение точности измерений—один из путей совершенство-
вания познания природы человека, наиболее эффективного
применения точных знаний. Повышение точности измерения
плотности воды привело в 1932 г. к открытию тяжелого
водорода — дейтерия, ничтожное количество которого в
обычной воде увеличивает ее плотность. Большая точность
измерения необходима и применительно к величинам, кото-
рые характеризуют физические явления, связанные с их
влиянием на человека. Это требование имеет прямое отно-
шение к радиации и величинам ее измерения, к дозиметри-
ческим приборам и, в частности, к основному прибору ра-
диационной разведки типа ДП-5, который требует тщатель-
ной и строго последовательной подготовки его к примене-
нию.
Для такой подготовки большое значение имеют установ-
ка механического нуля микроамперметра, правильное оп-
ределение и контроль режима работы прибора. Для этого
106
ручку «Режим» вращают против часовой стрелки (влево) и
доводят до упора. Если при этом стрелка микроампермет-
ра находится за пределами отметки нуля, то корректором
устанавливают ее точно на 0. Затем подключают источники
питания, строго соблюдая полярность. Подключив их и по-
ставив переключатель поддиапазона в положение «Режим»,
устанавливают стрелку микроамперметра на отметку
шкалы «черный треугольник». Это особенно важно делать
в случае, когда прибор работает на старых источниках тока
и при низких температурах. Дело в том, что электрическая
схема прибора может правильно функционировать и давать
более точные показания только при стабилизированном на-
пряжении 390 В, что фиксируется стрелкой микроампер-
метра.
При напряжении менее 390 В стрелка микроамперметра
не будет достигать режимного сектора. В этом случае тре-
буется заменить источник тока.
Работоспособность прибора обязательно должна прове-
ряться на всех поддиапазонах, исключая 200 с помощью
контрольного источника.
О работоспособности прибора судят по щелчкам в теле-
фоне и положению стрелки. На шестом и пятом поддиапа-
зонах стрелка, как правило, зашкаливает, на втором и
третьем может не отклоняться из-за недостаточной актив-
ности контрольного источника. А отклонение стрелки на
четвертом поддиапазоне должно соответствовать формуляр-
ной записи при последней проверке градуировки прибора.
Слуховая индикация обеспечивается на всех поддиапазо-
нах, кроме первого.
При правильном ведении радиационной разведки пере-
ключатель поддиапазона ставится на 200, экран зонда на-
ходится в положении Г. Зонд на вытянутой в сторону руке
(исключая ДП-5А) упорами вниз помещается в точку на
высоте 0,7—1 м. Детектор прибора ориентируется в прост-
ранстве так, чтобы его ось, соответствующая максимальной
чувствительности, была параллельна поверхности земли.
Зонд ДП-5А в этом случае находится в чехле прибора, а
прибор расположен на груди разведчика, в этом случае
показания регистрирующего устройства следует умножить
на коэффициент экранизации тела, равный 1,2. При работе
с этим прибором на 4-м, 5-м и 6-м поддиапазонах зонд дол-
жен быть на вытянутой руке, и тогда не надо будет пользо-
ваться коэффициентом экранизации.
Участки шкал приборов типа ДП-5 от нуля до первой
значащей цифры являются нерабочими: на верхней шкале
107
участок от 0 до 0,5; на нижней от 0 до 5. Эту особенность
также нужно учитывать при измерении.
Время установки показаний на различных поддиапазо-
нах неодинаково. Чем выше уровень радиации, тем меньше
оно. При уровнях излучения более 500 мР/ч (первый и вто-
рой поддиапазоны) стрелка прибора уже через 10 с зани-
мает устойчивое положение. При меньших уровнях излуче-
ния это время составляет для третьего поддиапазона 30 с,
для остальных 45 с. Измерение уровней излучений в инте-
ресах расчета доз облучения производится как можно ча-
ще, особенно на первые и вторые сутки с момента зараже-
жения. Периодичность измерения при этом должна быть от
30 мин до 1 ч, в последнем — через 3—4 ч.
При дозиметрическом контроле измерение степени зара-
женности объектов производится в местах, где внешний
фон не превышает предельно допустимого заражения объ-
екта более чем в 3 раза. Гамма-фон измеряется на рас-
стоянии 15—20 м от зараженных объектов.
Для измерения степени зараженности зонд необходимо
поднести упорами к поверхности объекта и, медленно пере-
мещая его над ней, определить место максимального зара-
жения по наибольшей частоте щелчков в головных телефо-
нах или по максимальному показанию микроамперметра.
Затем зонд надо установить упорами к поверхности на вы-
соте 1 —1,5 см и снять показания прибора. Сравнить вели-
чину у-фона с измеренной мощностью дозы на объекте, и в
том случае, если она более у-фона, определить величину
радиоактивного заражения объекта, вычтя величину у-фо-
на. Зараженность объектов измеряется на всех поддиапазо-
нах, кроме 200.
Для обнаружения (3-излучений на зараженном объекте
необходимо установить экран зонда в положение Б. Уве-
личение показаний прибора на одном и том же поддиапа-
зоне по сравнению с показаниями по у-излучению (экран
зонда в положении Г) будет свидетельствовать о наличии
0-излучения, а следовательно, о заражении обследуемого
объекта 0-, у-радиоактивными веществами, что повышает
•степень опасности зараженного объекта по отношению к
контактному обращению с этим объектом. Обнаружение
0-излучения необходимо также и для того, чтобы опреде-
лить, на какой стороне брезентовых тентов, кузовов авто-
машин, стенок тарных ящиков и кухонных емкостей, стен и
перегородок сооружений находятся продукты ядерного
взрыва или других источников радиоактивного загрязне-
ния.
108
При измерении зараженности жидких и сыпучих ве-
ществ на зонд надевается чехол из полиэтиленовой пленки
для предохранения датчика от загрязнения радиоактивны-
ми веществами.
Зараженность воды и продовольствия меньше, чем по-
верхности объекта. Следовательно, измерения их могут
производиться при меньшем у-фоне. Однако гораздо легче
измерять зараженность воды и продовольствия в защитных
сооружениях, которые существенно снижают у-фон.
Для удобства работы при измерении зараженности раз-
личных объектов используется удлинительная штанга. Она
же позволяет, при необходимости, увеличить расстояние от
дозиметриста до контролируемого объекта.
§ 7.	РЕНТГЕНМЕТР ДП-3 (ДП-ЗБ)
Назначение и технические данные
Рентгенметр ДП-3 (ДП-ЗБ) предназначен для измере-
ния мощности дозы излучения на местности при ведении
радиационной разведки. Прибор устанавливается на по-
движных объектах (автомобиль, танк, бронетранспортер,
вертолет).
Диапазон измерений от 0,1 до 500 Р/ч разбит на четыре
поддиапазона: первый — от 0,1 до 1 Р/ч (положение пере-
ключателя ХЮ), третий — от 10 до 100 Р/ч (положение
переключателя ХЮ0) и четвертый—от 50 до 500 Р/ч (поло-
ключателя ХЮ0) и четвертый — от 50 до 500 Р/ч (поло-
жение переключателя 500). Погрешность измерений состав-
ляет ±15% на первом поддиапазоне и ±10% на остальных
поддиапазонах.
Прибор работоспособен в интервале температур от —40
до -[-50 °C и при относительной влажности до 98%.
Источники питания — бортовая сеть с напряжением
12± 1 В или 26±2 В.
Масса комплекта около 4,4 кг.
Время подготовки прибора к работе 5 мин.
Комплект рентгенметра содержит измерительный пульт,
выносной блок, соединительный кабель, кабель питания,
крепежные скобы, запасное и вспомогательное имущество,
техническую документацию.
Измерительный пульт рентгенметра ДП-3 состоит из
металлического корпуса, передней панели, двух задних
крышек — верхней и нижней. Крышки уплотнены резино-
выми прокладками и закреплены невыпадающими винта-
ми. На передней панели пульта расположены ручка пере-
ключателя, колодка фиксируется на шесть положений —
выключено («Выкл.»), проверка («Пр.»), Xh ХЮ, X 100,
109
В зависимости от способа расположения выносного бло-
ка меняется характер проведения измерения уровня радиа-
ции. При размещении блока внутри объекта показания
рентгенметра умножаются на коэффициент ослабления
(автомобиль — 2, бронетранспортер — 4). Если выносной
блок находится вне объекта, то необходимость в поправоч-
ных коэффициентах отпадает.
Рис. 27. Отсчетные шкалы рентгенметра ДП-3
Шкала измерительного прибора двухрядная. Верхний
ряд отградуирован от 0 до 1 Р/ч, цена малого деления
0,05 Р/ч. Верхняя шкала используется при работе в поло-
жениях переключателя XI ХЮ и ХЮО; в этом случае по-
казания измерительного прибора умножаются на коэффи-
циент, указываемый ручкой переключателя. Например, для
измерительных шкал рентгенметра, находящегося внутри
бронетранспортера (рис. 27), уровень радиации составляет
Р=0,75-10-4=30 Р/ч.
Измерения по верхней шкале возможны до 100 Р/ч.
Значения мощности дозы ионизирующих измерений, пре-
вышающие 100 Р/ч, определяются в положении переключа-
теля 500 по нижнему ряду измерительного прибора. Ниж-
ний ряд отградуирован от 0 до 500 Р/ч, цена деления
50 Р/ч.
Шкала прямопоказывающая. Например, при выносном
блоке, расположенном вне подвижного объекта, и показа-
112
ниях прибора, приведенных на рис. 27, мощность дозы у-из-
лучений на местности равна 360 Р/ч.
В процессе измерений периодически контролируется ра-
ботоспособность прибора.
§ 8.	КОМПЛЕКТ ДОЗИМЕТРОВ ДП-22В
Назначение и технические данные
Комплект дозиметров ДП-22В предназначен для изме-
рения доз излучения.
Диапазон измерений дозиметров от 2 до 50 Р при изме-
нении мощности дозы у-излучения от 0,5 до 200 Р/ч. При-
веденная погрешность измерений ±10%. Саморазряд дози-
метров не превышает 4 Р/сут.
Рис. 28. Комплект дозиметров ДП-22В
Работа дозиметров обеспечивается в интервале темпе-
ратур от —40 до +50 °C и при относительной влажности
воздуха 98%, продолжительность непрерывной работы с
одним комплектом питания (два элемента 1,6 ПМЦ-У-8)
30 ч, масса дозиметра 50 г, масса комплекта 5,6 кг. Время
подготовки зарядного устройства к действию 1—2 мин.
8—5007	113
500 — микроамперметр, лампа световой индикации, патрон
с лампой подсвета шкалы измерительного прибора и указа-
теля положений переключателя, патрон с запасной лампой
подсвета, предохранители, инструкция по пользованию
прибором. В нижней части корпуса закреплены две колод-
ки: одна для соединения прибора с выносным блоком, дру-
гая для подключения прибора к бортовой сети. Пульт с
помощью резиновых амортизаторов, шпилек и гаек поме-
щен в крепящие скобы, устанавливаемые на подвижном
объекте.
Рис. 26. Рентгенметр ДП-ЗБ
В отличие от рентгенметра ДП-3 на передней панели из-
мерительного пульта рентгенметра ДП-ЗБ (рис. 26) отсут-
ствует патрон с запасной лампочкой, положение переклю-
чателя «Пр.» заменено на «Вкл.», между предохранителями
помещена кнопка «Проверка».
Выносной блок одинаков для обоих приборов. Он состо-
ит из корпуса и цилиндрического кожуха, закрепленного на
корпусе четырьмя винтами.
В походном положении выносной блок крепится внутри
объекта с помощью скобы и амортизаторов.
110
Подготовка рентгенметра к действию слагается из про-
верки комплекта, внешнего осмотра прибора и принадлеж-
ностей, сборки прибора, подключения к цепи питания, про-
верки работоспособности.
При внешнем осмотре измерительного пульта проверя-
ется герметичность крышек корпуса, защитного стекла ми-
кроамперметра, тиратрона, патронов, четкость фиксации
положений переключателя, соответствие положений ручки
обозначенным надписям, целостность лакокрасочного по-
крытия. При осмотре выносного блока следует убедиться в
отсутствии вмятин и его герметичности.
Завод-изготовитель выпускает рентгенметры для уста-
новки на объекты с бортовой сетью 26 В. В случае перво-
начального монтажа прибора — на объекте с бортовым
напряжением 12 В. В последнем случае необходимо снять
заднюю нижнюю крышку измерительного пульта и ручки
двух тумблеров, расположенных в отсеке, перевести из по-
ложения 26 В в положение 12 В, после чего заднюю крыш-
ку установить на прежнее место, в основной и запасной
патроны ввернуть лампочки подсвета шкал А-22, рассчи-
танные на 12 В. Затем следует соединить кабелем измери-
тельный пульт с выносным блоком и кабелем питания, под-
ключить измерительный пульт к колодке бортовой сети, со-
блюдая полярность; провод с наконечником, имеющийся на
пульте, закрепить на корпусе объекта.
Проверка работоспособности рентгенметра ДП-3 произ-
водится в положении переключателя «Пр.». В этом случае
стрелка микроамперметра должна установиться в пределах
0,4—0,8 Р/ч, а индикаторная лампа должна мигать с часто-
той 3—4 вспышки в секунду. Работоспособность прибора
ДП-ЗБ проверяется в положении переключателя «Вкл.» на-
жатием кнопки «Проверка». При этом стрелка микроам-
перметра должна находиться в пределах 0,4—0,8 Р/ч, а ин-
дикаторная лампа давать частые вспышки или гореть не-
прерывно. Кроме того, в положениях переключателя «Пр.»,
«Вкл.», XI, ХЮ, XI00 и 500 наличие звуков высокого то-
на, характерных при работе преобразователя, и подсвет из-
мерительных шкал также свидетельствуют об исправности
прибора.
Отличительной особенностью рентгенметра ДП-3
(ДП-ЗБ) по сравнению с другими приборами является на-
личие выносного блока. Выносной блок с расположенным
в нем детектором ионизирующих излучений может крепить-
ся внутри подвижного объекта, а также выставляться на-
ружу.
111
В комплект дозиметров ДП-22В входят (рис. 28) 50
прямопоказывающих дозиметров ДКП-50-А, зарядное
устройство ЗД-5, футляр, техническая документация.
Подготовка комплекта к действию и работа с ним
Подготовка комплекта к действию состоит из внешнего
осмотра, проверки комплектности и зарядки дозиметров
ДКП-50-А. При осмотре следует выявить принадлежность
дозиметров данному комплекту, их техническую исправ-
ность.
Для подготовки дозиметра ДКП-50-А к работе отвинчи-
ваются пылезащитный колпачок дозиметра и колпачок
гнезда «Заряд». Ручка «Заряд» выводится против часовой
стрелки, дозиметр вставляется в гнездо и слегка упирается
в его дно.
Оператор, наблюдая в окуляр и вращая ручку «Заряд»
по часовой стрелке, устанавливает тень от нити на нуль
шкалы дозиметра. Затем пылезащитный колпачок навинчи-
вается на основание дозиметра.
Показание дозиметра снимается на свету при верти-
кальном положении нити.
В нерабочем состоянии дозиметры должны храниться
заряженными, в сухом помещении, при температуре -f-20 °C,
в вертикальном положении.
Комплект дозиметров ДП-24 состоит из зарядного
устройства ЗД-5 и пяти дозиметров ДКП-50-А. Комплект
предназначен для небольших формирований и учреждений
гражданской обороны.
Подготовка и пользование прибора аналогичны ДП-22В.
§ 9.	КОМПЛЕКТ ДОЗИМЕТРОВ ДК-0,2
Комплект дозиметров ДК-0,2 служит для измерения
•мощности дозы у-излучения в лабораторных условиях. В
него входят десять индивидуальных дозиметров и зарядное
устройство. С помощью дозиметра ДК-0,2 измеряются дозы
у-излучения от 10 до 200 мР при мощностях дозы у-излу-
чения, превышающих 6 Р/ч.
Устройство дозиметра ДК-0,2 отличается от дозиметра
ДКП-50-А только габаритами. Дозиметры ДК-0,2 заряжа-
ются на устройстве ЗД-4, электрическая схема которого
представляет собой преобразователь постоянного напряже-
ния на транзисторе.
Для подготовки дозиметра к регистрации дозы излуче-
ния на пульте отвинчивается пробка гнезда «Заряд» и
114
включается питание пульта установкой тумблера в положе-
ние «Вкл.», при этом в гнезде загорается лампа подсвета..
Оператор, наблюдая в окуляр микроскопа и вращая руч-
ку «Заряд», помещает тень от нити на нулевое деление
шкалы дозиметра.
Принцип работы и правила эксплуатации дозиметров
ДК-0,2 те же, что и дозиметров ДКП-50-А.
Облучение личного состава контролируется каждый
день. Показания дозиметра заносятся в журнал учета об-
лучения ежедневно. В конце рабочей недели подсчитывает-
ся недельная доза: складываются ежедневные дозы и из.
результата вычитывается недельный саморазряд дозимет-
ра. Дозиметры с недельным саморазрядом более 10 мР,.
а также с относительной погрешностью более 2О°/о исполь-
зовать нельзя.
§ 10.	КОМПЛЕКТ ИЗМЕРИТЕЛЯ ДОЗЫ ИД-1
Комплект индивидуальных дозиметров предназначен
для измерения поглощенных доз у-нейтронного излучения в
интервале температур от —50 до -|-50 °C, а также при из-
менении относительной влажности воздуха до 98%.
Зарядное устройство предназначено для заряда конден-
сатора дозиметра.
Дозиметр обеспечивает измерение поглощенных доз
у-нейтронного излучения в диапазоне от 20 до 500 рад * с
мощностью дозы от 10 до 366 000 рад/ч.
Отсчет измеряемых доз производится по шкале, располо-
женной внутри дозиметра и отградуированной в радах.
Стабильность показаний дозиметров в течение шести
месяцев эксплуатации обеспечивает измерение доз в пре-
делах основной погрешности измерений.
Зарядка дозиметров производится от зарядного устрой-
ства ЗД-6 или любого зарядного устройства (кроме ЗД-5),
имеющего возможность плавного изменения выходного на-
пряжения в пределах от 180 до 250 В.
Комплект вибропрочен, ударопрочен, прочен при паде-
нии и может транспортироваться любым видом транспорта.
Наработка на отказ комплекта составляет не менее
5000 часов, срок службы —не менее 15 лет, технический ре-
сурс — не менее 10 000 ч.
Размеры комплекта в футляре, дозиметра и зарядного*
устройства не превышают следующих значений:
комплекта в футляре— 184X102X142 мм;
* 1 рад =1,05 рентгена = 0,01 Гр.
8*	115
дозиметра с держателем — 19X128,5 мм;
зарядного устройства— 105X37X122 мм.
Масса комплекта в футляре, дозиметра и зарядного уст-
ройства не превышает следующих значений:
комплекта в футляре — 1500 г;
дозиметра — 40 г;
зарядного устройства — 500 г.
Устройство и работа комплекта и его составных частей
(рис. 29).
Рис. 29. Измеритель дозы ИД-1
Для удобства пользования дозиметр конструктивно вы-
полнен в форме авторучки и состоит из микроскопа, иони-
зационной камеры, электроскопа, конденсатора, корпуса и
контактной группы.
Индивидуальные дозиметры позволяют с достаточной
точностью определить полученную человеком поглощенную
дозу у-нейтронного излучения.
Принцип работы дозиметра основан на следующем: при
воздействии ионизирующего излучения на заряженный до-
зиметр в объеме ионизационной камеры возникает иониза-
ционный ток, уменьшающий потенциал конденсатора и
ионизационной камеры.
116
Уменьшение потенциала пропорционально дозе облуче-
ния. Измеряя изменение потенциала, можно судить о по-
лученной дозе. Измерение потенциала производится с по-
мощью малогабаритного электроскопа, помещенного вну-
три ионизационной камеры. Отклонение подвижной систе-
мы электроскопа — платинированной нити — измеряется с
помощью отсчетного микроскопа со шкалой, отградуиро-
ванной в радах. Для обеспечения линейной шкалы дозиме-
тра зарядный потенциал ионизационной камеры выбран в
пределах от 180 до 250 В.
Принцип работы зарядного устройства основан на сле-
дующем: при вращении ручки по часовой стрелке рычаж-
ный механизм создает давление на пьезоэлементы, которые,
деформируясь, создают на торцах разность потенциалов,
приложенную таким образом, чтобы по центральному
стержню подавался плюс на центральный электрод иониза-
ционной камеры дозиметра, а по корпусу — минус на внеш-
ний электрод ионизационной камеры.
Для ограничения выходного напряжения зарядного
устройства параллельно пьезоэлементам подключен раз-
рядник.
При эксплуатации для предупреждения механических
повреждений комплекта необходимо:
оберегать комплект от толчков, ударов, падений;
при переноске (перевозке) приборы должны находиться
в футляре;
при транспортировании комплектов располагать их по
возможности в передней части кузова;
при работе защищать комплект от загрязнений и вред-
ных климатических воздействий (дождя, снега, прямых
солнечных лучей и т. п.).
После работы с комплектом необходимо его техническое
обслуживание.
Для приведения дозиметра в рабочее состояние его сле-
дует зарядить. Порядок зарядки дозиметра на зарядном
устройстве следующий:
поверните ручку зарядного устройства против часовой
стрелки до упора;
вставьте дозиметр в зарядно-контактное гнездо зарядно-
го устройства;
направьте зарядное устройство зеркалом на внешний
источник света;
добейтесь максимального освещения шкалы поворотом
зеркала;
117
нажмите на дозиметр и, наблюдая в окуляр, поворачи-
вайте ручку зарядного устройства по часовой стрелке до
тех пор, пока изображение нити на шкале дозиметра не
установится на 0, после этого выньте дозиметр из зарядно-
контактного гнезда;
проверьте положение нити на свет: при вертикальном
положении нити ее изображение должно быть на 0.
Дозиметр во время работы в поле действия ионизирую-
щего излучения носят в кармане одежды.
Периодически наблюдая в окуляр дозиметра, определя-
ют по положению изображения нити на шкале дозиметра
дозу у-нейтронного излучения, полученную во время ра-
боты.
Чтобы исключить влияние прогиба нити на показания
дозиметра, отсчет необходимо производить при вертикаль-
ном положении изображения нити. (Более подробные дан-
ные о комплекте ИД-1 изложены в техническом описании
в инструкции по эксплуатации, прилагаемой к комплекту.)
§ 11.	индивидуальный измеритель дозы ИД-11
И ИЗМЕРИТЕЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО (ИУ)
Комплект индивидуальных измерителей дозы ИД-11
предназначен для индивидуального контроля облучения
людей с целью первичной диагностики радиационных по-
ражений.
В комплект входят 500 индивидуальных измерителей
дозы ИД-11, расположенных в пяти укладочных ящиках,
измерительное устройство ИУ в укладочном ящике, два
кабеля питания (кабель с вилкой на конце для питания от
сети переменного тока и кабель со штепсельными вывода-
ми на конце для питания постоянным током от аккумуля-
торов), техническая документация, ЗИП, градуировочный
ГР и перегрузочный ПР детекторы. Масса комплекта 36 кг.
Индивидуальный измеритель дозы ИД-11 обеспечивает
измерение поглощенной дозы гамма- и смешанного гамма-
нейтронного излучения в диапазоне от 10 до 1500 рад.
Работоспособность ИД-11 обеспечивается в интервале
температур от —50 до +50 °C в условиях относительной
влажности до 98 %. Доза облучения суммируется при пери-
одическом облучении и сохраняется в дозиметре в течение
12 месяцев.
Облученный ИД-11 обеспечивает показания измеритель-
ного устройства с погрешностью ±15% через 6 ч после
облучения при хранении в нормальных условиях. При из-
118
мерении через 14 ч после облучения дополнительная по-
грешность измерения не превышает ±15 %. Индивидуаль-
ный измеритель дозы обеспечивает многократное измере-
ние одной и той же дозы. Масса ИД-11 равна 25 г.
Конструктивно ИД-И (рис. 30) состоит из корпуса и
держателя со стеклянной пластинкой (детектором). На
держателе указан порядковый номер комплекта и порядко-
Рис. 30. Индивидуальный измеритель дозы:
а — в сборе; б — держатель с детектором; в — корпус
вый номер индивидуального измерителя. На корпусе имеет-
ся шнур в форме петли для закрепления ИД-11 в кармане.
Для предотвращения бесконтрольного вскрытия детек-
тора на гайку надеваются специальная пломба из полиэти-
лена, которая перед измерением извлекается с помощью
специального приспособления. Для вскрытия и закрытия
ИД-11 на передней панели ИУ установлен ключ (запас-
ной ключ находится в ЗИПе).
Измерительное устройство ИУ (рис. 31) предназначено
для использования в стационарных и полевых условиях
при температуре от —30 до +50 °C и относительной влаж-
ности до 98 %. Устройство выполнено в унифицированном
корпусе настольного типа, обеспечивающем удобство эк-
сплуатации и переноски, и имеет цифровой отсчет показа-
ний. Время прогрева 30 мин, время непрерывной работы
20 ч, а время измерения поглощенной дозы не превышает
30 с.
Проверка работоспособности ИУ производится по встро-
енному в него контрольному детектору.
119
нием 12 В ±10 % или 24 В ±
Рис. 31. Измерительное уст-
ройство:
1 — тумблер «Вкл.»;	2 — индика-
торное цифровое табло; 3 — ручка
«Калибровка»;	4 — измерительное
гнездо для установки детекторов
индивидуальных измерителей доз;
5 — ключ для вскрытия детектора;
6 — ручка «Уст. нуля»; 7 — клем-
ма «Земля»
Питание измеритель-
ного устройства осущест-
вляется от сети перемен-
ного тока напряжением
220 В±Ю% с частотой
50 Гц±1°/о, а также от
аккумуляторов напряже-
но. Масса измерительного
устройства 18 кг, а в укладке 25 кг.
На передней панели ИУ (рис. 31) расположены инди-
каторное цифровое табло, ручки установки нуля и калибро-
вок, тумблер «Вкл.», световое табло установки нуля (—,
0, +), ключ для вскрытия ИД-11 — «Открыто», «Закрыто»,
измерительное гнездо для установки детектора индивиду-
ального измерителя дозы, клемма «Земля» и краткая ин-
струкция по подготовке и работе с ИУ.
На задней стенке ИУ расположены предохранители и
разъемы для подключения кабелей, соединяющих ИУ с ис-
точником питания.
Подготовка измерительного устройства к работе. Из-
влечь прибор из укладочного ящика, установить его на ра-
бочее место и произвести внешний осмотр.
Тумблер «Вкл.» установить в нижнее положение, ручки
«Уст. нуля» и «Калибровка» — в крайнее левое положение,
подключить соответствующий кабель питания к прибору,
затем к источнику напряжения. После этого тумблер «Вкл.»
установить в верхнее положение, при этом должны высве-
титься один из указателей: —, 0 или + и любые цифры на
табло. Через 30 мин (после прогрева) прибор готов к рабо-
те.
Проверка работоспособности измерительного устройства
ИУ. Вращением ручки «Уст. нуля» добиться устойчивого
высвечивания указателя 0, при этом указатели — и + не
должны высвечиваться. Нажать на боковые кнопки за-
глушки и извлечь заглушку из измерительного канала; про-
извести калибровку измерительного устройства, для чего
вращением ручки «Калибровка» установить на табло ка-
либровочное число, указанное на передней панели ИУ под
120
ручкой «Калибровка». Вставить заглушку в измеритель-
ный канал, после чего должен высветиться указатель 0 (в
противном случае повторяется установка нуля). Извлечь
заглушку из измерительного канала, после этого на табло
должны появиться калибровочное число и указатель — (в
противном случае повторяется калибровка). Операции
установки нуля и калибровки повторяют, добиваясь, чтобы
при вставленной заглушке в измерительное гнездо вы-
свечивался указатель 0, а без заглушки индицировалось
на табло калибровочное число, указанное на передней
панели.
Затем нужно вскрыть перегрузочный детектор «ПР» с
помощью специального ключа, установленного на передней
панели ИУ (установить детектор на ключ и повернуть кор-
пус детектора против часовой стрелки на 1,5—2,5 оборота).
Извлечь из корпуса ИД-11 держатель со стеклянной пла-
стинкой (запрещается трогать стеклянную пластинку рука-
ми, она должна быть чистой; допускается протирка ее
батистом в случае загрязнения). Вставить перегрузочный
детектор «ПР» в измерительное гнездо ИУ, а затем боль-
шим пальцем правой руки дослать его вместе с подвижным
стаканом до упора. Детектор вместе с подвижным стака-
ном должен оставаться утопленным в измерительном кана-
ле: на передней панели регистратора должен высветиться
указатель «Перегрузка», на табло могут появиться любые
цифры. Снова надавить пальцем на детектор до упора и от-
пустить: детектор с подвижным стаканом должен возвра-
титься в исходное положение. Извлечь его из измеритель-
ного гнезда, вставить в корпус и закрыть с помощью клю-
ча, опять при этом поворачивать корпус нужно по часовой
стрелке до щелчка. После извлечения ИД-11 из измеритель-
ного гнезда на табло должно высвечиваться калибровочное
число (в противном случае это число устанавливается
вращением ручки «Калибровка»).
Проверка градуировки ИУ по градуировочному детекто-
ру. Вскрыть градуировочный детектор «ГР» и вставить его
в измерительное гнездо измерительного устройства, где
выдержать не менее 5 мин. Затем большим пальцем пра-
вой руки дослать детектор вместе с подвижным стаканом
до упора и палец отпустить. Детектор вместе с подвижным
стаканом должен оставаться утопленным в измерительном
канале. На табло высвечиваются цифры. Определяется и
записывается среднее значение их показаний после трех
циклов.
После этого нужно извлечь детектор из измерительного
121
гнезда и определить погрешность измерения по формуле
где А — погрешность измерения, %; Drp — среднее значение
показаний регистратора, рад; Do — значение дозы, указан-
ное в формуляре для данного детектора, рад.
Погрешность измерения не должна превышать ±5 % я
в противном случае ПУ подлежит проверке в соответст-
вующих организациях. При допустимой погрешности при-
бор готов к работе.
Измерение доз. Перед измерением дозы индивидуаль-
ные измерители дозы ИД-11 выдерживаются не менее 1 ч
совместно с измерительным устройством ПУ в одинаковых
температурных условиях.
Для измерения дозы вскрыть ИД-11, детектор извлечь
из корпуса и вставить в измерительное гнездо ИУ. Боль-
шим пальцем правой руки дослать его вместе с подвижным
стаканом до упора и палец отпустить. Детектор с подвиж-
ным стаканом должен оставаться утопленным в измери-
тельном канале. Эту операцию нужно повторить 3—4 раза.
Записывается третье или четвертое показание, установив-
шееся на табло ИУ, первые два-три показания в счет не
принимаются. В связи с тем что детектор ИД-11 при каж-
дом последующем облучении накапливает (суммирует) зна-
чение поглощенной дозы, для определения измеряемой до-
зы нужно вычесть из показаний табло записанное значение
предыдущего измерения данного детектора.
Затем следует надавить на детектор до упора и отпус-
тить. Детектор с подвижным стаканом должен возвратить-
ся в исходное положение, после этого его извлекают из
измерительного гнезда, вставляют в корпус и закрывают
с помощью ключа на передней панели ИУ. На табло долж-
но индицироваться калибровочное число. В противном слу-
чае вращением ручки «Калибровка» следует установить на
табло необходимое калибровочное число и только после
этого производить измерение дозы следующего ИД-11.
§ 12. ХИМИЧЕСКИЕ ДОЗИМЕТРЫ ДП-70 И ДП-70М
Химические дозиметры ДП-70 и ДП-70М. предназначе-
ны для измерения доз излучения с целью медицинской
диагностики степени поражения личного состава лучевой
болезнью. Они выдаются в дополнение к имеющимся у лич-
ного состава невоенизированных формирований дозимет-
рам типа ДКП-50А.
122
Конструкция дозиметров ДП-70 и ДП-70М. одинакова.
Однако заполняются они разными жидкостями и поэтому
предназначаются для различных целей: дозиметр ДП-70
для регистрации дозы у-излучения, дозиметр ДП-70М для
регистрации дозы проникающей радиации. Диапазон изме-
рений дозиметров 50—800 Р, относительная погрешность
измерения ±25 %.
Дозиметры ДП-70 и ДП-70М. позволяют фиксировать
как однократные дозы излучения, так и дозы, накаплива-
емые за время до 30 сут.
Рис. 32. Химический дозиметр ДП-70 и полевой калориметр ПК-56
Температурный режим работы дозиметров ДП-70
от —20 до +50 °C, дозиметров ДП-7О2И от —40 до +50 °C.
Масса дозиметра 40 г. Время снятия показаний не ра-
нее 1 ч после облучения. Срок хранения ампул с жид-
костью 18 мес.
Устройство и принцип действия прибора
Химические дозиметры ДП-70 и ДП-70М используются
вместе с полевым калориметром ПК-56 (рис. 32).
123
Химический дозиметр представляет собой стеклянную
ампулу, заполненную бесцветной жидкостью (6 ампул).
Под действием ионизирующих излучений жидкость в ампу-
ле изменяет окраску от бледно-розовой до ярко-малиновой.
Плотность окраски пропорциональна дозе излучения.
Ампула помещена в металлический футляр с крышкой,
который предохраняет дозиметр от механических воздейст-
вий и солнечных лучей. На торце футляра выбит номер до-
зиметра. На внутренней стороне крышки расположен цвет-
ной индикатор, окраска которого соответствует дозе 100 Р.
Ампула фиксируется внутри футляра с помощью резинового
амортизатора и ватной прокладки. Крышка футляра опе-
чатывается хлорвиниловой оболочкой.
Дозы излучения измеряются с помощью полевого кало-
риметра ПК-56. Калориметр состоит из основания с крыш-
кой, на внешней поверхности которой расположены на-
правляющие диски для съемной камеры. Камера имеет два
гнезда, куда помещаются контрольная и обследуемая ам-
пулы, а также крышка с матовым стеклом. Внутри основа-
ния калориметра помещен вращающийся диск со свето-
фильтрами различной плотности, окраска которых соот-
ветствует дозам 0, 50, 75, 100, 150, 200, 250, 300, 450, 600 и
800 Р. На лицевой части основания расположен окуляр, в
котором видны два поля: окрашенное и бесцветное. Сбоку
корпуса калориметра расположены смотровое окно и ну-
мераторы доз излучения.
Работа с прибором
Измерять дозы излучения химическими дозиметрами
можно грубо и точно. В первом случае используется цвет-
ной индикатор. Если окраска жидкости в ампуле светлее
(темнее) окраски индикатора, то доза излучения меньше
(больше) 100 Р.
Более точно доза определяется с помощью полевого ка-
лориметра. Для этого в камеру со стороны крышки поме-
щаются две ампулы; контрольная из комплекта и облучен-
ная. Контрольную ампулу с бесцветной жидкостью поме-
щают в левое гнездо, совпадающее со светофильтрами, а
облученную — в правое гнездо. Оператор направляет окно
камеры к источнику света и, наблюдая в окуляр, вращает
диск со светофильтрами до совпадения окраски полей, счи-
тывает в окне нумератора цифру — дозу излучения в рент-
генах. После отсчета облученная ампула извлекается из
камеры и уничтожается.
124
Глава 2
ХРАНЕНИЕ И ОБСЛУЖИВАНИЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ
АППАРАТУРЫ
К дозиметрической аппаратуре относятся дозиметри-
ческие приборы, источники питания их, радиоактивные ис-
точники для градуировки и проверки работоспособности
приборов, гамма-установки для градуировки приборов и
ремонтные комплекты. Эта аппаратура может храниться
на центральных складах министерств, на складах объек-
тов и цехов.
§ 1.	ХРАНЕНИЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ ПРИБОРОВ
Дозиметрические приборы хранятся в соответствии с
требованиями, изложенными в «Руководстве по хранению
химического имущества ГО на объектах народного хозяй-
ства».
На кратковременное хранение ставятся приборы, экс-
плуатация которых планируется в ближайшие шесть ме-
сяцев. На длительное хранение ставятся приборы, экс-
плуатация которых не планируется в ближайшие шесть
месяцев. Хранению подлежат только технически исправ-
ные и полностью укомплектованные приборы.
На складах дозиметрические приборы содержатся в
специальных отапливаемых хранилищах, на стеллажах
или в опломбированных укладочных ящиках и герметиче-
ских чехлах из полиэтиленовой пленки.
Наиболее благоприятные условия для хранения дози-
метрических приборов: температура -|-20±10оС и отно
сительная влажность воздуха 45—70%, резкие колебания
температуры в течение суток недопустимы. В хранилище
должен быть термометр и психрометр. Лица, ответствен-
ные за хранение приборов, дважды в день должны изме-
рять температуру и влажность в складских помещениях;,
а результаты измерения заносить в графики.
Запрещается хранить дозиметрические приборы вместе
с агрессивными химическими веществами, а также ста-
вить укладочные ящики один на другой или на пол.
На центральных складах рентгенметры и радиометры
старых образцов содержатся без контрольных препара-
тов. Изъятые из комплекта контрольные гамма-препара-
ты размещаются отдельно в специальных хранилищах в
опечатанных свинцовых контейнерах.
При хранении большого количества приборов с конт-
рольными бета-препаратами мощность дозы ионизирую-
щих излучений в хранилищах на высоте 1 м от пола не
125
должна превышать 5 мР/ч. На объектах дозиметрические
приборы подразделяются на три группы: длительного
хранения, запасы объектов и учебные.
Дозиметрические приборы длительного хранения со-
держатся на складе объектов и учитываются отдельно от
приборов запаса объектов. Приборы запаса объектов
выдаются со склада объектов и цехов по распоряжению
начальника штаба гражданской обороны объекта.
Учебные приборы, а также макеты и стенды, использу-
емые в классах (лабораториях) в качестве пособия, за-
крепляются за лицами, ответственными за данные поме-
щения.
В цехах дозиметрические приборы хранятся в запи-
рающихся шкафах. Шкафы оборудуются полками и раз-
деляются на вертикальные отсеки. Нижняя полка должна
быть на высоте не менее 0,2 м от пола. На дверцах шка-
фа против каждой полки крепятся стеллажные ярлыки
с перечислением типов и номеров приборов и фамилий
лиц, за которыми они закреплены. Приборы с гамма-пре-
зтаратами в цехах можно содержать не более 10 шт. в
юдном помещении.
Средства радиационной разведки, смонтированные в
бронетранспортерах, автомашинах при перерывах в экс-
плуатации машин больше 1 мес снимаются и после кон-
сервации размещаются в оборудованных отапливаемых
хранилищах.
§ 2.	ХРАНЕНИЕ ИСТОЧНИКОВ ПИТАНИЯ
Элементы и батареи к приборам хранятся в сухих
^прохладных помещениях при относительной влажности
ие более 70% и температуре не ниже —10° и не выше
Н-25 °C.
Если приборы не эксплуатируются, источники питания
отключаются и изымаются из них.
На складах элементы учитываются по срокам изго-
товления и хранятся раздельно по типам: холодостойкие,
нехолодостойкие, универсальные. Элементы и батареи
хранятся в вертикальном положении как в упаковочных
ящиках, так и вне их.
§ 3.	ИСПОЛЬЗОВАНИЕ БЫТОВЫХ ИСТОЧНИКОВ ПИТАНИЯ
ТИПА «МАРС» И «САТУРН» В ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ ПРИБОРАХ
Для подключения элементов «Марс» или «Сатурн» к
прибору необходимо сделать специальные контакты. Ма-
териалом для их изготовления может служить обычная
жесть, а для монтажа контактов на элементе потребуют-
126
ся два болтика (3 мм), два резиновых колечка, два кус-
ка провода длиной 15—20 см каждый, изоляционная
лента, а также полиэтиленовая пленка или бумага.
Для одного элемента «Марс» или «Сатурн» необходи-
мо изготовить два контакта, которые на элементе скреп-
ляются между собой резиновыми кольцами, обеспечиваю-
щими стягивание и плотное прилегание их к полюсам
элемента.
Для того чтобы положительный контакт не соскочил с
положительного полюса элемента при тряске прибора,
его необходимо закрепить полоской изоляционной ленты.
Затем во избежание замыкания между контактами или
на массу прибора элементы вместе со смонтированными
контактами необходимо завернуть в полиэтиленовую
пленку или в другой изолирующий материал, а при их
отсутствии можно использовать плотную бумагу. Прово-
да должны быть выведены наружу. После завертывания
элементы можно подключать к прибору.
Для питания рентгенметра ДП-2 требуется один эле-
мент «Марс» или «Сатурн», для питания радиометра
ДП-12, комплектов измерения индивидуальных доз облу-
чения типа ДП-22В — два таких элемента.
К перечисленным приборам элементы готовятся каж-
дый в отдельности. Затем эти элементы вкладываются в
отсек питания приборов и подключаются к схеме точно»
так же, как и табельный элемент 145у.
Для питания прибора ра-
диометра-рентгенметра типа
ДП-5 необходимо тоже два
элемента «Марс» или «Са-
турн», но при этом они долж-
ны быть соединены между
собой последовательно, чтобы
напряжение составляло 3 В.
После монтажа элементы
должны быть обернуты изо-
лирующим материалом, для
чего можно использовать
Рис. 33. Контакты элементов быто-
вых источников питания тияа «Марс»
и «Сатурн»:
а — общий вид элемента; б — приспособ-
ления, изготавливаемые из жести; в, г —
элемент в собранном виде
127
один из полиэтиленовых мешочков, входящих в комплект
прибора.
Для подключения элементов к прибору ДП-5А ис-
пользуется колодка питания. Перед креплением ее к от-
секу питания необходимо колодку перемычки установить
в положение 3 В, после чего она крепится к отсеку пита-
ния прибора, а концы кабеля колодки питания подклю-
чаются к проводам смонтированных элементов и обматы-
ваются изоляционной лентой. Затем элементы вкладыва-
ются в футляре в отсек для зонда, а зонд вынимается и
закрепляется на футляре. Кабель колодки питания акку-
ратно сворачивается и привязывается к футляру.
Размеры контактов, принцип их изготовления и креп-
ления на элементе даны на рис. 33.
На складах элементы должны храниться не более по-
ловины гарантийного срока. В цехах и на объектах ис-
точники питания, непригодные для дальнейшего исполь-
зования, списываются как расходное имущество.
§ 4.	ВЕДЕНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ ДОКУМЕНТАЦИИ
В комплект каждого типа дозиметрического прибора
входит эксплуатационная документация; она состоит из
технического описания, инструкции по эксплуатации и
технического формуляра. Для большинства приборов тех-
ническое описание и инструкция по эксплуатации объ-
единены. Они предназначены для изучения устройства,
принципа работы из подготовки прибора к работе, а так-
Таблица 14
Ответственный за прибор______________________________	-
(фамилия и инициалы)
ЛИСТ
повседневного учета работы прибора
тип прибора------------№------------год изготовления
Дата	Время работы прибора, мин	Дата	Время работы п рибора, мин	Дата	Время работы прибора, мин	Дата	Время работы прибора, мин
							
Всего за кварта ! 19------г-------------минут
часов
128
же для знакомства с правилами технического обслужива-
ния и особенностями эксплуатации. Вносить в эти доку-
менты изменения, не предусмотренные руководством по
техническому обслуживанию или специальными бюлле-
тенями, не разрешается.
В техническом формуляре делаются записи о техни-
ческом состоянии, закреплении прибора, времени его ра-
боты за каждый квартал, проведении технических осмот-
ров и проверок, ремонта, о консервации и градуировке.
Заполняется формуляр строго по графам чернилами.
На каждый прибор в объектах заводится «лист пов-
седневного учета работы прибора» (табл. 14).
Лист заполняется ежедневно после работы лицом, за
которым прибор закреплен, и вкладывается в техниче-
ский формуляр.
В конце квартала по данным листа начальник штаба
ГО объекта заносит в формуляр суммарное время рабо-
ты прибора. После использованный лист заменяется но-
вым.
§ 5.	КОНТРОЛЬ ЗА ТЕХНИЧЕСКИМ СОСТОЯНИЕМ
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ ПРИБОРОВ И ИХ ОБСЛУЖИВАНИЕ
Контроль за соблюдением правил эксплуатации, техни-
ческим состоянием и содержанием (уходом и сбережени-
ем) приборов является важнейшим условием обеспечения
их постоянной исправности, готовности к использованию и
продления срока службы. Контроль осуществляется в ходе
повседневной эксплуатации начальниками всех степеней и
в первую очередь непосредственными начальниками тех
лиц, за которыми закреплены приборы.
При эксплуатации приборов начальник штаба ГО объ-
екта обязан проверять, знают ли лица, за которыми за-
креплены приборы, их устройство, умеют ли работать с
прибором и правильно его обслуживать.
§ 6.	ГРАДУИРОВКА ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ ПРИБОРОВ
Градуировкой дозиметрических приборов называется
приведение показаний приборов в соответствие с истинным,
точным значением измеряемой величины. Делается это в
связи с тем, что точность показаний дозиметрических при-
боров, находящихся в эксплуатации или содержащихся на
складах, с течением времени изменяется. Это объясняется
изменением сопротивления резисторов, характеристик элек-
9—5007	129
тронных ламп, загрязнением изоляторов, т. е. ухудшени-
ем параметров и номинальных величин некоторых деталей
вследствие длительной эксплуатации в условиях воздей-
ствия различных климатических факторов.
Кроме того, снижение точности измерений может на-
блюдаться после ремонта дозиметрических приборов, в
частности после смены газоразрядных счетчиков, электрон-
ных ламп и других элементов схемы. Причиной ухудшения
точности измерений является также несоблюдение правил
содержания, хранения и эксплуатации приборов.
Различают проверку градуировки и восстановление гра-
дуировки дозиметрических приборов. Проверка градуи-
ровки приборов производится при периодическом техниче-
ском обслуживании, восстановление градуировки — заклю-
чительная операция среднего и капитального ремонтов.
Раздел четвертый
РАДИОМЕТРИЧЕСКИЕ ИЗМЕРЕНИЯ
Глава 1
ИЗМЕРЕНИЕ ПРОБ, ЗАРАЖЕННЫХ
РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ
Работа по радиометрическому анализу, проводимому в
лаборатории, состоит из следующих этапов:
. взятие проб и доставка их в лабораторию;
приготовление препаратов из взятых проб;
измерение активности препаратов;
расчет удельной зараженности исследуемых проб.
§ 1. ОТБОР ПРОБ ДЛЯ РАДИОМЕТРИЧЕСКОГО АНАЛИЗА
Для радиометрических исследований отбирают пробы
зараженных сред (продовольствия, воды и т. д.), пробы
отбирают в местах наибольшего заражения, которые об-
наруживают с помощью приборов ДП-5А, ДП-5Б и
ДП-5В и др.
При отборе проб необходимо пронумеровать их, про-
ставив номер на банке или полиэтиленовом мешке; на про-
бе указывают вид пробы, место взятия пробы, дату, часы,
минуты заражения и взятия пробы, фамилию взявшего
пробу, т. е. заполняют следующую форму:
130
Форма 1
Xs п/п.	Гид п робы	Место отбора п робы	Время		Фамилия взявшего пробу-	Примечание
			Дата, часы и мин. заражен ия	Дата, часы н мин. взятия пробы		
1	Мясо	Прод. склад	15.V.1970 г. 15 ч 15 мин	16.V. 1970 г. 10 ч 30 мин	Иеэнов И.И.	С поверхнос- ти, с внут- ренней части
2			• • •	• • •	• •	• • •
Отбор проб воды из водоема или водоисточника про-
изводят водозаборником с поверхностного и донного сло-
ев вместе со взбаламученным донным грунтом (0,5 л).
Отбор проб снега производят на ровном участке на
всю глубину снежного покрова. Место отбора проб долж-
но быть с нетронутым снежным покровом.
Отобранная проба помещается в стеклянную банку с
плотно закрывающейся крышкой (0,5 л).
Отбор проб хлеба, свежих овощей и фруктов произво-
дят поштучно из верхнего ряда или с поверхностного слоя.
Проба помещается в полиэтиленовые мешки, которые
снабжаются этикетками (хлеб—1 буханка, батон; фрук-
ты и овощи — 0,3—0,5 кг).
Отбор проб сыпучих продуктов, находящихся в мяг-
кой (мешочной) таре, производят с помощью металличе-
ского щупа. Пробу отбирают с поверхностного слоя, на-
ходящегося непосредственно под мешковиной (0,2—0,3 кг).
Поскольку объем пробы, взятый за один прием, недо-
статочен для произведения анализа, то необходимо произ-
вести отбор продукта 3—4 раза в различных местах тары.
Пробы сыпучих продуктов из открытых буртов, мешков
или ящиков берут с поверхности слоя толщиной 10 мм.
Отбор проб мяса, рыбы, твердых жиров и т. п. произ-
водят путем срезания ножом поверхностного слоя толщи-
ной 10 мм. Срезанные слои складывают вместе заражен-
ной стороной друг к другу, помещают в стеклянную банку
или полиэтиленовый мешок и маркируют (0,3—0,5 кг).
Отбор жидких продуктов производят при помощи под-
собных средств (банки, ложки и т. п.). Перед отбором про-
бы содержимое тары перемешивают. Пробу помещают в
стеклянную банку и маркируют (0,5 кг).
Отбор проб сушеных овощей, фруктов, галет, печенья,
сухарей и т. п. производят с поверхностного слоя. С бри-
кетированных продуктов и фуража пробу срезают с по-
9*	131
верхностного слоя толщиной в 10 мм и помещают в стек-
лянную банку или полиэтиленовый мешок и маркируют.
Отбор проб густоконсистентных квашеных маркирован-
ных (соленья) продуктов производят из поверхностного
слоя без предварительного перемешивания в количествах,
соответствующих количествам отбираемых от жидких или
сухих продуктов.
Примечание. Количество отбираемых проб указано
в скобках.
Радиометрические лаборатории комплектуют декадно-
счетными установками ДП-100-М, ДП-100-АД-М, Б-2,
ПП-12, Б-3 и другими пересчетными установками, а также
спектрометрами типа АИ-128 и др.
§ 2. МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ РАДИОАКТИВНОГО ЗАРАЖЕНИЯ,
ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ ЛАБОРАТОРИИ
В зависимости от толщины слоя отобранного продук-
та, наносимого на подложку, различают препараты тол-
стослойные и тонкослойные. Толстослойным препаратом
называется препарат такой толщины, дальнейшее увеличе-
ние которой не приводит к увеличению выхода |3-частиц,
, поступающих из нижних слоев этого препарата. Экспери-
ментально установлено, что практически рост выхода £-
частиц прекращается при толщине слоя, равной утроенно-
му значению слоя половинного ослабления вещества пре-
парата. Для продовольствия и воды, зараженных продук-
тами ядерного взрыва, такой толщиной является толщина,
равная 10 мм.
Тонкослойный препарат должен иметь возможно мень-
шую толщину. Вне зависимости от вида используемого
препарата в основу измерения его активности а положена
пропорциональная зависимость между частотой следова-
ния импульсов напряжения N, снимаемых с выхода детек-
тора излучений, и активностью препарата а. Эти вещества
связаны между собой соотношением
N=x]a 1/с,	(26)
где г) — эффективность счета импульсов.
Выражение для удельной активности препарата А име-
ет вид
А — -у _ мкКи/г, '
132
где а — активность препарата, мкКи; G — масса препара-
та, г; S — площадь препарата, см2; d — толщина препара-
та, г/см2.
Подставляя значение а из формулы (26) в это выра-
жение, получаем
мкК*й/г- (27)
Из этого выражения следует, что для определения удель-
ной активности А, т. е. радиоактивного заражения того
или иного продукта питания, кроме измеренной скорости
счета импульсов N и размеров препарата S и d необходи-
мо знать эффективность счета т]. В зависимости от того, ка-
ким способом определяется эффективность счета т), разли-
чают абсолютный и относительные методы измерения
удельной активности препарата А. Оба метода имеют не-
которую специфику в зависимости от вида исследуемого
препарата. Поэтому в дальнейшем будут рассмотрены эти
методы сначала для толстослойного, а затем для тонко-
слойного препаратов.
а)	Абсолютный метод измерения удельной активности
толстослойных препаратов.
При абсолютном методе измерений эффективность сче-
та импульсов определяется как произведение целого ряда
поправочных коэффициентов:
ri=rkci{kcpknq&a,	(28)
где г — поправка на схему распада (коэффициент, учиты-
вающий соотношение между числом р-частиц и числом рас-
падов); Лсп — поправка на самопоглощение (коэффициент,
учитывающий поглощение собственного излучения в тол-
щине препарата); kCp — поправка на саморассеяние (коэф-
фициент, учитывающий рассеяние собственного излучения
в толще препарата); kn— поправка на поглощение (коэф-
фициент, учитывающий поглощение излучений в окне газо-
разрядного счетчика и слое воздуха между препаратом и
, счетчиком); q — поправка на обратное рассеяние (коэффи-
циент, учитывающий отражение излучений от подложки,
на которой расположен препарат); е — поправка на эф-
фективность (отношение числа частиц, вызвавших импуль-
сы, к общему числу частиц, попавших в счетчик в единицу
времени); со — поправка на телесный угол (коэффициент,
учитывающий долю излучений препарата, воздействующих
на счетчик).
Рассмотрим каждую из этих поправок.
Поправка на схему распада г при измерении удельной
133
Рис. 34. Поправка на самопоглощение
активности толстослойных препаратов
принимается равной единице. Объясняет-
ся это тем, что основное различие меж-
ду числом 0-частиц и числом распадов
определяется наличием конверсионных
электронов. Эти электроны, как правило,
имеют более низкую энергию, чем 0-ча-
стицы. Поэтому основным источником
конверсионных электронов в толстослой-
ном препарате является его поверхност-
ный слой. Относительный вклад конверсионных электро-
нов, вылетающих из поверхностного слоя препарата, в об-
щее число 0-частиц весьма мал, что позволяет пренебречь
поправкой на схему распада.
Поправка на самопоглощение kcn учитывает поглоще-
ние собственного излучения в толще препарата. Для опре-
деления kca выделим в толще препарата элементарный
слой dx на расстоянии х от передне^ плоскости препарата
(рис. 34) (х и d выражены в г/см2).*
Активность элементарного слоя с учетом ослабления
определяется выражением
da=педехр (—pmx) dx,
где aen=a/d — активность, отнесенная к единице толщины
препарата; а — активность препарата, мкКи; d — толщина
препарата, г/см2; — массовый коэффициент ослабле*-
ния вещества препарата, см2/г.
Полная активность препарата с учетом ослабления оп-
ределяется выражением
d
а' = [ -у ехр(— ftn*)dK==~T
J a	a	rm
0
Используя это соотношение, выражение для kcn можно на-
писать в виде
а _	[1 — ехр( —-p.md)]
a	pmd
Заменив pm=0,693/c?i/2, где di/2 — массовый слой половин-
ного ослабления вещества препарата, выражение для kCn
может быть записано в виде
kcn ~ 67693d f1 “ ехр (~ 0,693 “3^)]*
134
При dld\i<2Z>b можно пренебречь вторым членом, стоящим
в скобках, и выражение для /?Сп записать в виде
	(3°)
Величина d\/2, входящая в это выражение, может быть оп-
ределена в процессе измерения активности исследуемого
препарата. Необходимость измерения сЛ/2 для каждого
препарата обусловлена тем, что di/2 зависит от энергии
(3-частиц, а следовательно, и от «возраста» продуктов ра-
диоактивного заражения. Полагая эффективный атомный
номер алюминиевого фильтра (тонкой пластины) пример-
но равным эффективному атомному номеру вещества пре-
парата, величину d\/2 можно определить по данным двух
измерений, одно из которых произведено с фильтром, дру-
гое без фильтра.
Скорость счета от препарата с фильтром Мф и скорость
счета от препарата без фильтра N связаны между собой
соотношением
N^ = Nexp (— р.тфс?ф)	Nехр ( - 0,693	,
где ц™ф — массовый коэффициент ослабления фильтром,
см2/г; б/ф — толщина фильтра, г/см2.
Откуда
К	(л
----= ехр 0,
Л;Ф-\
Произведя логарифмирование этого выражения, получим
In — = 0,693—^—,
N/t,	dH2
откуда
0,693</ф
dl/2== In N/N^ ’
Используя это соотношение, выражение (30) запишем в
виде
kcn = d In
Поправку на обратное рассеяние q при измерении
удельной активности толстослойных препаратов принима-
ют также равной единице, так как рассеянное излучение,
имеющее более низкую энергию, чем основное, почти пол-
ностью поглощается в толще препарата.
135
693-^-
“1/2
Таблица 15
5,0	-	0,00500	О СО см о	
			ф о о о	см а о о
		оо а со	со	со
СЭ		оо со со оо о со	со	
		— Ю — ОО	|.о		СМ
со		см — — о о а	о	
		о о о о а а	о	о
				в.
		а со а о о о	О	о
		со а о	04	эо
о	см	О СО Ю СО Ф -ф со	оо	 ! J
	сп	а ю t— см ст> ю	тг	см
сч	о	ф см — — о о о	О	о
	о	а а о о о а о	о	о
	о	о о о о о о о	о	о
		00 см о	оо	о
	о	со -ф со о со го о	00	04
	см	N ОО СО О) N Ю		04
•—4	00	Ф см —, —• С о о	о	
	о	о о а о о с о	о	о
	о	о о о о о о о	о	о
		см ф со	см	
	со	О СО СП СО СП СО о	СП	04
о	СО -Ф см со СМ —• СО	ОО О0 30 СО СО t~- СО		04
•—1	Ю ОО со 30 СО -ф Ст>	ф см —• — о о о	о	
	со -Ф со сч см — а	а о а со о о о	о	О
	о о о о о о о •	о о о о о о со	о	о
		О о	1.0	см
		СО со Ю О Ь’ —<	СО	04
ю	-Ф О со сч СО — см	О СО СО СО О	со		04
о	00 О LO IO	со о	ио 04 — —< —-1 о о	о	О
	г- со -ф со см —• —	со о о со о о о	о	о
				
	О О о О о о о	о о о о о о со	о	о
		см см	со	см
		ф СО Ф СО —•	—	О')	04
	□о см со со со со —	СО СО СО СО о г— со		04
о	о см со Г'- со со о	ю см — —। —< о со	о	О
	О ЭО СО 'Ф со см —> —	о о а со о о о	о	о
	— о .о о о о о о	о о о со о о о	о	о
	о см Ф со оо о ш о	о о о о о о о	о	о
	ООООО—1 — см	СО ф 1Л СО	оо со	о	
			т— |	— ।
	136			
Поправка на эффективность е практически равна еди-
нице.
Поправка на телесный угол со определяет отношение
числа частиц, попадающих в рабочий объем счетчика к об-
щему числу их, испускаемых препаратом в угле, равном 4л.
Эта поправка зависит от формы и размеров препарата и счет-,
чика, а также от расстояния между ними. В качестве при-
мера в табл. 15 приведены значения со для наиболее рас-
пространенного на практике торцового счетчика с окном,
имеющим форму диска, и препарата такой же формы с ра-
диусами соответственно г и R для различных значений
7?/г и h/r, где h — расстояние от поверхности препарата до
окна счетчика.
Поправка на саморассеяние kcv учитывает угловое рас-
пределение р-частиц, вылетающих из препарата, и зависит
от толщины препарата и телесного угла, в котором реги-
стрируются р-частицы. При измерениях с помощью торцо-
вых счетчиков поправку &ср для препаратов толщиной свы-
ше (1,5—2) di/2 можно рассчитывать по формуле
kCp= 14-0,8cos а/2,	(33)
где а — апертура торцового счетчика (рис. 35). В табл. 16
приведены численные значения kcp в зависимости от отно-
шения hb/r, где Ло — расстояние от препарата до границы
чувствительного объема счетчика, а г—внутренний ради-
ус счетчика.
Таблица 16
Л0/г	0.2	0,4	0,8	0,9	1.0	1.5	2,0	3,0	4,0
^ср	1,16	1,30	1,40	1,50	1,57 		1,67	1,7.1	1,76	1,80
Таким образом, /гср является функцией телесного угла и
при заданной геометрии измерений имеет определенное
значение.
Поправка на поглощение kn учитывает поглощение 13-
частиц слоем воздуха и окном счетчика и определяется их
эффективной толщиной. Эффективная толщина поглотите-
ля определяется выражением
^эф= (б/сч+1,29- 10-3А)6м, г/см2,	(34)'
где б/сч — толщина окна счетчика, г/см2; h — расстояние от
препарата до окна счетчика, см; 1,29-10~3 — масса 1 см3
воздуха, г/см3; — поправка, учитывающая, что р-части-
137
цы проходят слой поглотителя под разными углами. Сле-
довательно, путь их в поглотителе больше его толщины.
Значение поправки определяется значением телесного
угла со.
В табл. 17 приведены значения бы для различных со.
Значение коэффициента поглощения kn при известной
б/Эф может быть определено по данным двух измерений,
произведенных с фильтром и без фильтра.
Таблица 17
СО	0.01	0,05	0,08	0,10	0,15	0,20	0,25	0,30	0,35
	1,01	1,05	1,09	1,12	1,19	1,27	1,37	1,50	1,65
Для получения выражения, связывающего kn с этими
данными, введем следующие обозначения: W— скорость
счета от препарата без фильтра (d=d3$)\ /Уф— скорость
счета от препарата с фильтром (с/=с/эф+^ф) ; No— ско-
рость счета от препарата с с/Эф = О, т. е. при отсутствии
слоя воздуха и слоя, закрывающего окно счетчика.
Величины N и No связаны между собой соотношением
N=NQexp(—fw/эф),	(35)
где Цщ — массовый коэффициент ослабления материала
окна счетчика.
Величины N$ и No связаны между собой соотношением
Л^ф = Л^оехр [ (ЦттгС/эф-фЦтпф^ф) ],	(3.6)
где Цтф — массовый коэффициент ослабления фильтра,
см2/г; б/ф — толщина фильтра, г/см2.
Выражение для поправки на поглощение имеет вид
kn=N/N0.	'	(37)
Используя (35), получаем
Лп=ехр(—iw/эф).	 (38)
Используя (35), выражение (36) можно переписать в виде
/Уф — /Уехр ( Цтфб/ф) •
Откуда
N/N$—exp (цтф^ф) •	(39)
138
Прологарифмировав выражения (38) и (39) и поделив
одно на другое, получим
1п
1П Л / Л/ф	Ь^пгф^ф
откуда
~^^эф
In kn = 1П ( —Утфаф
W /
или
_ %г^эф
k '=. (‘М’^Ф .
\ Кф)
При ртп=НтеФ это выражение принимает вид
(40)
В основу вывода данного выражения был положен экспо-
ненциальный закон ослабления излучений веществом. Для
тонких слоев вещества закон ослабления несколько отли-
чен от экспоненциального. Поэтому на практике целесооб-
разнее использовать эмпирическую формулу, имеющую
следующий вид:
^эф
—I
(41)
*Ф -0,565 >

Подставляя полученные значения kcn из (32) и kn из (41)’
в (35) и полагая в последнем, как было показано выше,
г=1, q—\ и е=1, получаем выражение для эффективно-
сти счета
(42)
Подставляя значение т] из этого выражения в (27), полу-
чаем выражение для удельной активности в следующем
виде
2,37V
А =-------
^эф
,/Уф J
5<ойСрб/ф
139
’—	7V
ф —0,565 1ПТ7-
Лф
(43)
1
Введем обозначение
^эф
2,3 f—V*—0,565 In —
ь—	__________ /Уф
5о’^Срб?ф
и запишем выражение (43) в виде
A=kN.
(44)
(45)
Из этого выражения следует важный вывод, заключаю-
щийся в том, что при измерениях радиоактивного зараже-
ния продовольствия методом толстого слоя частота сле-
дования импульсов N пропорциональна не активности пре-
Рис. 35. Поправка на са-
морассеяние
парата а, а непосредственно его
удельной активности А, что исклю-
чает необходимость взвешивания
этого препарата.
При использовании одного типа
счетчика и неизменности геометрии
измерений величина k является
функцией отношения /У/УУф, толщи-
ны окна счетчика d3$ и толщиной
фильтра б/ф. Таким образом, по дан-
ным двух измерений — без фильтра
N и с фильтром Мф — и при извест-
ных значениях с/эф, d$, S, со и ifccp
вычислим величину k и по формуле
(45) определяем удельную актив-
ность А.
Чтобы исключить сложные расчеты и облегчить тем са-
мым определение А, можно заранее построить семейство
графиков зависимости k от /У//Уф для различных значений
е/ф и t/эф и по данным двух измерений и известных и
б/Эф по этим графикам определять k. На рис. 36 приведено
семейство этих графиков для d$, равного 20, 25, 30, 35,
40 мг/см2, и б?эф, равного 3, 4, 5 мг/см2.
Поправки на разрешающее время и фон. Во всех при-
веденных выше формулах под /V и /Уф следует понимать
скорости счета от препарата без фильтра и с фильтром, ис-
правленные на разрешающее время и фон, т. е. в измерен-
ные значения /У и /Уф должны быть введены поправки на
разрешающее время и фон.
Разрешающим временем /р, как об этом было сказано
выше, называется минимальный интервал времени между
двумя частицами, попадающими в счетчик, при котором
140
Рис. 36. Зависимость k от N/N$ для
г/ф, равного 20, 25, 30, 35 мг/см2,
с/эф, равного 3, 4, 5 мг/см2
они регистрируются раздельно.
Допустим, что в течение 1 мин
счетчиком от исследуемого пре-
парата было зарегистрировано
Л/изм импульсов. Очевидно, за
это время счетчик был нечув-
ствительным в течение време-
ни, равного Niism tn- Соответ-
ственно время чувствительно-
сти счетчика было меньше
1 мин и равно 1—7V1I3M tp. Сле-
довательно, выражение для
числа частиц /V, попавших в
счетчик за 1 мин, можно написать
в виде
N =.	(46)
1 - ^изм^р
Соответственно выражение для поправки на разрешающее
время будет иметь вид
М13М 1 ^изл/р
Все эти рассуждения справедливы не только для газо-
разрядного счетчика, но и для всего счетного устройства,
используемого для регистрации импульсов. Поэтому под
разрешающим временем tp следует понимать разрешающее
время всей счетной установки. При использовании в уста-
новке пересчетного устройства с большой кратностью
(1:10; 1: 100) разрешающее время всей установки опреде-
ляется разрешающим временем газоразрядного счетчика, а
при малой кратности или при отсутствии пересчета это
время обусловливается электромеханическим счетчйком.
После введения поправки на разрешающее время, которая,
как правило, вводится при скоростях счета 12 000 имп./мин
и выше, из полученного значения скорости счета следует
вычесть скорость счета от фона N$OH, т. е. скорость счета,
измеренную в отсутствие исследуемого препарата. Наличие
фона обусловлено космическими лучами, радиоактивными
загрязнениями и самопроизвольными разрядами в счетчи-
ке. В результате скорость счета N после введения поправ-
141
ки р на разрешающее время и учета фона определяется
по формуле
Л^=Л^ИзмР Л^фон.	(48)
Для повышения точности измерений скорость счета, да-
ваемую фоном, необходимо по возможности уменьшить.
Для этого счетчик вместе с исследуемым препаратом сле-
дует помещать в свинцовое защитное устройство с толщи-
ной стенок не менее 5 см. Такое устройство ослабляет фон
от космических лучей примерно в 3 раза, а от радиоак-
тивных загрязнений, дающих у-излучение, в значительно
большее число раз.
б)	Относительный метод измерения удельной
активности толстослойных препаратов
Относительный метод измерения удельной активности
толстослойного препарата Дпр основан на сравнении ско-
рости счета от данного препарата 7Vnp со скоростью счета
от эталонного толстослойного препарата N3y, удельная ак-
тивность которого Лэт известна.
В соответствии с (27) выражения для Лпр и Аэт
том поправки на разрешающее время и фон можно
сать в виде
с уче-
напи-
д ____ N-прРпр Mjxrn
пр ~ ^pSnpd^p ;
* ^зтРэт ^фон
Эт ^эт^эт^эт
Поделив почленно (49) на (50), получим
^ЭТ^ЭтАэТ (^прРтзр М$юн) .
71 зт-
(49)
(50)
(51)
д ________________________________
Р "^яр^пр^пр (^этРэт ^фон)
Из этого выражения следует, что при относительном мето-
де измерений, так же как и при абсолютном, необходимо
знать эффективность счета г)Эт и т]пР, и, следовательно,
этот метод не вносит каких-либо упрощений в произведе-
ние измерений.
Однако если обеспечить полную тождественность усло-
вий измерений исследуемого и эталонного препаратов, а
именно изготовлять их из проб продовольствия, заражен-
ного одними и теми же продуктами ядерного взрыва, на-
носить их на одинаковые подложки слоем одинаковой тол-
щины и измерять в одинаковых геометрических условиях,
142
т. е. обеспечить равенства:
"Чпр "Чэт ’
<? — <? • .
°эт»
^пр ^ЭТ>
то выражение (51) упростится и примет вид
Я (MipAlp Л^фон) д
пр =	Лэт-
(52)
(53)
Из этого выражения следует, что для определения ЛПр по
известному Лэт необходимо произвести только три измере-
ния: TVnp, Л^эт и Л^фон. Последнее позволяет в значительной
степени повысить производительность радиометрических
измерений, так как после однократного измерения АЭт и
Л^Фон для определения активности серии исследуемых пре-
паратов необходимо произвести только по одному измере-
нию 7Vnp каждого препарата.
Для определения активности абсолютным методом на
каждый препарат требуется дополнительное измерение
скорости счета с фильтром. Следует, однако, отметить, что
сказанное будет справедливо лишь только в том случае,
если обеспечено условие (52).
- в) Абсолютный метод измерения активности
тонкослойных препаратов
При абсолютном методе измерения активности тонко-
слойных препаратов используются те же формулы (26) и
(28), что и при абсолютном измерении активности толсто-
слойных препаратов.
В отличие от методики толстослойных препаратов в
данной методике следует учитывать поправки на схему
распада и на обратное рассеяние.
Поправка на схему распада г должна учитываться по-
тому, что поглощение конверсионных электронов в толще
тонкослойного препарата незначительно и они регистриру-
ются счетчиком. Значение этой поправки для продуктов
ядерного взрыва берут из специальных справочников.
Поправки на самопоглощение kcn и саморассеяние Акр
для рассматриваемой методики другие, чем для методики
толстослойных препаратов, так как закон самоослабле-
ния при тонком слое (d<Zdi/z) отличен от экспоненциаль-
ного. Определить эти поправки можно экспериментально.
Для этого изготавливают несколько препаратов одинако-
вой активности, но разной толщины путем подмешивания
неактивного материала-носителя. По результатам измере-
143
ний строят график, по оси абсцисс откладывают значе-
ния толщины препарата d, а по оси ординат — соответст-
вующие им значения скорости счета N (рис. 37). Скорость
счета No, соответствующая d=0, определяется экстрапо-
ляцией полученной кривой к нулевой толщине препа-
рата.
Суммарная поправка на самопоглощение и саморассея-
ние определяется по формуле
Рис. 37. Зависимость d от 7^
^сп^ср — ~~,	(54)
где Nd — скорость счета от параметра данной толщины d.
Поправка на поглощение kn определяется, так же как
и для толстослойных препаратов, по формуле (41).
Поправка на обратное рас-
сеяние <7 определяется экспери-
ментально. Для этого изготав-
ливают препарат в виде гонко-
го слоя, нанесенного на пленку
толщиной не более (0,1—
0,2) di/2 из вещества с малым
атомным номером Z. Затем из-
меряют скорость счета от это-
го препарата Nb помещенного
так, чтобы под ним оставался
слой воздуха толщиной 3—5 см, и скорость счета N2 с под-
ложкой, расположенной вплотную под источником.
Величина q определяется из отношения
q=N2jN\.
(55)
Поправка на телесный угол со определяется так же, как
и для толстослойных препаратов.
Поправка на эффективность е^1.
В заключение следует отметить, что при изготовлении
препаратов с очень тонким слоем, нанесенным на очень
тонкую пленку с малым Z, и при измерении скорости сче-
та от этого препарата с помощью 4л счетчика значение
эффективности счета г] можно принять равным единице.
При этом, однако, следует иметь в виду, что пропорцио-
нально уменьшению толщины препарата уменьшается его
активность, а следовательно, и чувствительность. Удельная
активность препарата определяется по формуле
A==a/m==Nli\m,
(56)
где т — масса препарата, г.
144
г) Относительный метод измерения активности
тонкослойных препаратов
Относительный метод измерения активности тонкослой-
ного препарата апр, так же как и относительный метод из-
мерения толстослойного препарата, основан на сравнении
скорости счета от измеряемого препарата со скоростью
счета от эталонного тонкослойного препарата N3t, актив-
ность которого аЭт известна. Аналогично формуле (53)
выражение для определения активности тонкослойного
препарата при т]пр=т]эт имеет вид
яПп = -Т7----«у— аэг-	•	(57)
Р ^этРэт А^фон
Активность эталонного препарата определяют описанным
выше абсолютным методом.
Удельную активность определяют по формуле
А=ащ,/т.
д) Сравнительная оценка методом измерения
радиоактивного заражения продовольствия, фуража
и воды с использованием тонкослойного и толстослойного
препаратов
В заключение изложения методов измерения радиоак-
тивного заражения необходимо отметить следующее:
1.	Абсолютный и относительный методы измерения с
использованием тонкослойного препарата требуют:
тщательного приготовления исследуемой пробы, так как
наносимый на подложку слой исследуемого вещества дол-
жен иметь возможно меньшую толщину;
тщательного взвешивания наносимой на подложку на-
вески из приготовленной пробы, так как при этом ме-
тоде непосредственно измеряется не удельная активность
А, а активность всего препарата а, удельная же актив-
ность А определяется как частное от деления измеренной
активности а на его массу т;
использования для производства измерений высокочув-
ствительной аппаратуры, так как активность наносимого
на подложку слоя вещества весьма мала.
2.	Абсолютный и относительный методы измерения с
использованием толстослойного препарата не предъявляют
жестких требований к выполнению перечисленных выше
условий, так как толщина слоя вещества, наносимого на
подложку, как об этом было сказано выше, имеет значе-
ние, равное 10 мм, что не требует тщательного приготов-
10—5007	145
ления исследуемой пробы и обеспечивает достаточно высо-
кую активность исследуемого препарата. Кроме того, при
использовании толстослойного препарата определяется
непосредственно удельная активность А, что не требует
взвешивания препарата.
3.	Абсолютный метод измерения активности тонкослой-
ного препарата требует предварительного эксперименталь-
ного определения ряда поправочных коэффициентов для
вычисления по ним значения эффективности счета ц [(см.
формулу (28)]. Абсолютный метод измерения удельной
активности тонкослойного препарата позволяет определять
коэффициент k [см. формулу (45)], связывающий между
собой скорость счета импульсов N с удельной активностью
А, с помощью графиков по данным двух измерений: одно-
го без фильтра N, другого с фильтром N$ при известных
значениях толщины фильтра d& и эффективной толщины
поглотителя ЛЭф (окна счетчика и слоя воздуха, разделяю-
щего поверхность препарата от счетчика).
Следовательно, для объектовых лабораторий при изме-
рении активности проб наиболее приемлемыми являются
методы измерения радиоактивного заражения с использо-
ванием толстослойного препарата. Следует, однако, иметь
в виду, что эти методы обладают также и некоторыми не-
достатками:
1)	потребность в тщательном перемешивании пробы и
соответственно наличие неконтролируемых ошибок при не*
равномерном распределении активности по толщине пре-
парата;
2)	потребность в больших по массе пробах, что приво-
дит к наличию повышенных активностей в лаборатории.
Однако эти недостатки не являются столь существен-
ными по сравнению с преимуществами, которыми облада-
ют методы измерения с использованием толстослойного
препарата.
§ 3.	СЧЕТНАЯ УСТАНОВКА ДП-100-М
Счетная установка ДП-100-М предназначена для опре-
деления абсолютной активности исследуемого продукта.
С ее помощью измеряется скорость счета N в количестве
импульсов в минуту. Установка питается от сети перемен-
ного тока 90—250 В или от двух аккумуляторов 5-НКН-45
(рис. 38).
В комплект счетной установки входят измерительный
пульт (рис. 39), свинцовый домик (рис. 40), запасные ча-
сти и принадлежности.
146
На передней панели (рис. 39) пульта расположены?
вольтметр высокого напряжения с механическим корректо-
ром нуля; переключатель питания на три положения:
«Сеть» — используется для питания от сети переменного
тока, «Выкл.» — питание выключено, «Акк.» — использу-
ется при питании от аккумулятора; переключатель напря-
жений на три положения: «Стаб. 390», «Предел 500», «Пре-
।	Рис. 38. Счетная установка ДП-ЮО-М
дел 2000», с помощью которого на газоразрядные счетчики
подается стабилизированное напряжение 390 В или неста-
билизированное напряжение до 500 и 2000 В. Соответст-
венно переключатель рода работы на три положения:
«Контр.» (производится проверка работы счетного устрой-
ства от контрольного генератора), «Раб.» (производится
счет импульсов от счетчика), «Пров, лампы» (производит-
ся проверка электронных ламп). Механический счетчик
ММС с кнопкой сброса показаний.
Кроме того, на панели размещены восемь индикатор-
ных ламп, обозначенных цифрами 1, 2, 4, 8, 10, 20, 40 и 80,
часы-секундомер с двумя кнопками — «Завод часов» (крас-
ная) и «Пуск», регуляторы напряжения «Плато» и «Стаб.
390» стабильного напряжения, вольтметр питания, штеп-
сельные разъемы для подключения кабеля БГС, высоко-
вольтного кабеля «Выс. напр.» и для подключения установ-
ки к сети питания с надписью «Питание», контрольная не-
10*	147
Рис. 39. Передняя панель пульта;
1 — разъемное соединение Ш2; 2 — разъемное соединение Ш1; 3 — регулятор
напряжения 390 В; 4 — переключатель В2; 5 — счетчик МЭС; 6 — сброс показа-
ний счетчика; 7 — прибор ИП-1; 8 — линзы индикаторных неоновых ламп; 9 —
завод часов; 10 — часы-секундомер; 11 — пуск и сброс показаний часов; 12 —
переключатель ВЗ; 13 — регулятор напряжения 500 и 300 В; 14 — переключатель
В4; 15 — разъем Ш7; 16— прибор ИП-2; 17 — лампа Л17; 18 — предохранитель
П1; 19 — гнездо для подключения внешнего счетчика МЭС
оновая лампа, предохранитель, гнезда для включения
выносного механического счетчика, заземления.
Измерительный пульт через кабели БГС и высокого на-
пряжения связан с домиком ДС-000 (рис. 40).
Стенки домика ДС-000 изготовлены из свинца, их внут-
ренняя поверхность облицована алюминием. Внутри доми-
ка на «ласточкином гнезде» укреплена этажерка из орга-
нического стекла и имеются электроды для подключения
к выводам счетчика. В верхней части этажерки располо-
жен газоразрядный счетчик МСТ-17, этажерка имеет ряд
пазов, в которые вдвигаются полочки и ванночки с иссле-
дуемыми препаратами. Верхний паз предназначен для ос-
148
Рис. 40. Домик свинцовый:
1 — приспособление для крепления торцового счетчика МСТ-17, кассет с препа-
ратами и фильтров поглощения; 2 — кассета; 3 — счетчик МСТ-17; 4 — корпус
с дверцей; 5—основание; 6 — крышка; 7— разъем для крепления блока счетчика
лабляющей диафрагмы, помещаемой между счетчиком и
препаратом.
Электропитание подводится к установке с помощью
разъема и кабеля, оканчивающегося разветвлением. На
одном из проводов имеется вилка для подключения к сети
переменного тока, на другом—два металлических контак-
та (4- и —) для присоединения к клеммам аккумулятор-
ной батареи.	ч
§ 4.	ПОДГОТОВКА УСТАНОВКИ К РАБОТЕ
Для подготовки установки к работе необходим.©:
переключатель высокого напряжения установить в по-
ложение «Предел 2000», ручку регулятора высокого на-
пряжения повернуть против часовой стрелки до отказа;
соединить разъем кабеля питания с разъемом на перед-
149
ней панели пульта, подключить блок счетчика к домику
(свинцовому);
сигнальный кабель блока счетчика подключить к пуль-
ту, соединив разъем кабеля с разъемом на передней пане-
ли пульта и закрепить накидной гайкой;
при работе установки с торцовым счетчиком Л1СТ-17,
соединив высоковольтный кабель БС с пультом во избежа-
ние поражения обслуживающего персонала остаточным за-
рядом высокого напряжения, кабель необходимо сначала
присоединить к БС. Подключить источник питания, для
чего при помощи штепсельной вилки, имеющейся на ка-
беле питания, включить установку в сеть переменного тока
с напряжением от 90 до 250 В.
Питание прибора может производиться от аккумулято-
ра (5-КН-45к), допускающего при работе ток разряда до
2 А.
При питании от сети установку рекомендуется зазем-
лить подключением к клемме «3».
§ 5.	КОНТРОЛЬ ЗА РАБОТОЙ И НАСТРОЙКА УСТАНОВКИ
Контроль за работой и настройку установки произво-
дить в следующем порядке (рис. 39). Перевести переклю-
чатель 14 из положения «Выкл.» в положение, соответст-
вующее используемому источнику питания: «Акк.» при пи-
тании аккумулятора и «Сеть» при питании от сети. В том
и другом случае должен загораться индикатор включения
(лампочка), расположенный под прибором ИП-2 16. Све-
чение индикатора показывает, что установка включена.
Проверить по прибору ИП-2 режим питания установки. -
При нормальном режиме питания от аккумулятора стрел-
ка будет находиться в выделенном поле на шкале прибо-
ра (в пределах 5,5—6,5 В). Для проверки нормального
режима питания от сети переменного тока необходимо пе-
реключатель установить в положение «Раб.». При нор-
мальной работе стабилизатора стрелка прибора ИП-2 16
должна находиться на шкале в пределах 4,75—7 В. При
несоответствии напряжения и частоты питающей сети
стрелка прибора не будет находиться в пределах 4,75—7 В,
что является свидетельством ненормального режима рабо-
ты установки.
Нормальный рабочий режим устанавливается после
трехминутного прогрева.
Проверить правильность работы счетной схемы:
а)	переключатель 4 перевести в положение «Контр».
В этом положении начнут поступать импульсы от конт-
150
рольного генератора с частотой от 60 до 40 ими. мин. Если
при переводе переключателя загораются отдельные инди-
каторные лампочки, следует двукратным нажатием на
кнопку «Пуск» погасить их;
б)	сбросить показание счетчика МЭС 5, нажав на
кнопку сброса «Сброс» 6, расположенную в верхней части
фланца счетчика.
Большая и малая стрелки должны устанавливаться на
нулевые деления;
в)	нажатием кнопки «Пуск» секундомера запустить
счетную схему и секундомер. Установка запускается на
счет не более 200 имп. После повторного нажатия на кноп-
ку секундомер остановится и счетная схема выключится,
затем следует сравнить показание стрелки по большой
шкале счетчика с горящими индикаторами-лампочками.
Индикаторные лампочки фиксируют 99 имп., поэтому при
счете более 100 имп. надо учитывать показание стрелки
малой шкалы счетчика. ’
Разница в показаниях между счетчиком и лампочками
не должна превышать +1 большой шкалы.
Переключатель 4 перевести в положение «Раб.» и сбро-
сить показание счетчика, индикаторных ламп и секундо-
мера.
Регулятором «Плато» установить необходимое напря-
жение на счетчике. Контроль за напряжением вести по
шкале прибора ИП-1 7, соответствующей положению пе-
реключателя 12.
§ 6.	СЧЕТНАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ГАЗОРАЗРЯДНОГО СЧЕТЧИКА
Счетной характеристикой называют зависимость ско-
рости счета частиц N от напряжения на электродах счет-
чика при постоянном потоке ионизирующих частиц, воз-
действующих на счетчик. Под скоростью счета понимают
среднее количество импульсов", регистрируемых в единицу
времени. Типичная счетная характеристика счетчика пред-
ставлена на рис. 41. Такие характеристики снимаются экс-
периментально.
Любая измерительная схема, регистрирующая импуль-
сы счетчика, имеет некоторый порог чувствительности. Это
значит, что схема будет способна регистрировать только
те импульсы напряжения, амплитуда которых превышает
пороговую величину. По этой причине счет импульсов на-
чинается не с нуля, а с некоторого напряжения Uo, назы-
ваемого напряжением начала счета. Для аргоноспиртовых
151
счетчиков это напряжение имеет величину 500—1000 В, а
для галогенных счетчиков — 300—340 В, начиная с Uo уве-
личение напряжения приводит к быстрому росту скорости
счета. Однако амплитуды импульсов счетчика еще срав-
нительно малы и к тому же имеют значительный разброс
вследствие флуктуаций в развитии газового разряда. Зна-
чительная часть импульсов ниже порога срабатывания ре-
гистрирующей схемы, а потому и не сосчитывается. По ме-
ре увеличения напряжения амплитуды импульсов возра-
стают, уменьшается их разброс.
Все “большее число импульсов имеет амплитуду, пре-
вышающую порог, поэтому скорость счета быстро растет.
Рис. 41. Счетная характери-
стика газоразрядного счетчика
жения практически остается
И наконец, при некотором
напряжении UH все .импуль-
сы сосчитываются регистри-
рующим устройством. Ско-
рость счета соответствует
числу частиц, попавших в
рабочий объем счетчика и
вызвавших разряд. На уча-
стке от £7Н до UK количество
импульсов с ростом . напря-
постоянным. Некоторое уве-
личение скорости счета с ростом напряжения на этом участке
обусловлено увеличением числа сопровождающих импуль-
сов. При напряжениях, превышающих UK, резко возрастает
количество импульсов, поэтому резко увеличивается и ско-
рость счета. В образовании ложных импульсов не участ-
вует внешнее ионизирующее излучение. Причиной ложных
импульсов являются электроны, испускаемые с острых кра-
ев анода, где градиент напряженности электрического поля
очень велик. Кроме того, эти импульсы могут быть обу-
словлены загрязнением материала, неоднородностями по-
верхностей катодов.
Область напряжения от £7Н до UK, в которой скорость
счета практически постоянна, носит название «плато» счет-
ной характеристики. «Плато» является рабочей областью
счетчика, так как скорость счета не зависит от напряже-
ния, а зависит только от величины измеряемого потока
частиц или квантов, воздействующих на счетчик.
Счетная характеристика позволяет оценить качество
счетчика и выбрать величину рабочего напряжения, при
которой счетчик работает стабильно. Чем больше ширина
и меньше наклон плато, тем выше качество счетчика. При
большом наклоне плато и небольших изменениях напря-
152
жения источника питания при постоянной величине иони-
зирующего облучения существенно увеличится скорость
счета, что приведет к ошибке измерения. Наклон плато
принято оценивать увеличением скорости счета, выражен-
ным в процентах от скорости счета, соответствующей сред-
ней точке плато, и отнесенным к 1 В изменения напря-
жения:
-----2(УУК-ЛГН)-- 1000 ,	(58)
(^к + ^нИ^к-^н)
где (NK—NH) — разность скоростей счета в точках, соот-
ветствующих концу и началу плато; (Wk+Nh)/2— скорость
счета в средней точке плато; (UK——ширина плато.
Хорошим считается счетчик, у которого ширина плато
не менее 100 В при его наклоне не более 0,02—0,1% на
1 В. Рабочее напряжение счетчика обычно выбирают в се-
редине плато счетной характеристики. При таком' напря-
жении обеспечивается наименьшее изменение скорости
счета вследствие колебаний напряжения источника пита-
ния. При высокой стабильности источника питания рабо-
чее напряжение для увеличения срока службы счетчика
может быть выбрано ближе к началу плато счетной ха-
рактеристики.
В самогасящихся счетчиках по мере распада молекул
гасящей примеси счетная характеристика постепенно ухуд-
шается: уменьшается ширина плато и увеличивается ее
наклон. Поэтому необходимо счетную характеристику пе-
риодически проверять. Изменения окружающей темпера-
туры приводят к изменению давления гасящего газа, вслед-
ствие чего изменяются ширина и наклон плато.
§ 7.	ОПРЕДЕЛЕНИЕ И УСТАНОВКА РАБОЧЕГО НАПРЯЖЕНИЯ
СЧЕТЧИКА МСТ-17 «ПЛАТО»
Рабочее напряжение, подаваемое на электроды газо-
разрядного счетчика, не бывшего в употреблении, опреде-
ляется из паспорта, прилагаемого к счетчику. При отсут-
ствии паспорта, а также периодически в процессе эксплуа-
тации рабочее напряжение определяется из счетной харак-
теристики счетчика, т. е. из зависимости числа импульсов
в 1 мин от величины напряжения электродов счетчика при
постоянстве источника ионизирующих излучений. Для сня-
тия счетной характеристики переключатель рода работы
устанавливается в положение «Раб.», переключатель пи-
тания— в положение «Предел 2000». В свинцовый домик
153
под счетчик помещается радиоактивный препарат неболь-
шой активности, напряжение, которое подается газораз-
рядным счетчиком, изменяется регулятором «Плато», ко-
торый вначале выводится против часовой стрелки до упо-
ра. Установка запускается нажатием на кнопку «Пуск».
Ручка регулятора «Плато» медленно поворачивается пр
часовой стрелке до срабатывания установки. В этот мо-
мент установку выключают и фиксируют напряжение на-
чала счета Nh.
Определяется скорость счета Nn, соответствующая на-
пряжению U. Затем напряжение увеличивается на 50 В,
для каждого нового значения напряжения определяется
скорость счета. Показания снимаются с механического
счетчика и с окон горящих неоновых ламп.
Одно деление шкалы счетчика равно 100 имп. Количе-
ство малых делений умножается на 100 и к полученному
значению прибавляется сумма цифр горящих индикатор-
ных ламп. Составляется таблица в таком виде (табл. 18):
Таблица 18
и, в	t/i	щ+го	1/, + ЮО	Щ+150	1/, +200	Ut+n
N, имп./мин	Л'1		*8			
По данным таблицы строят графическую зависимость—
вольт-амперную характеристику (см. рис. 41), из которой
определяют область плато и рабочее напряжение данного
счетчика — величину, отсчитанную от нуля до первой тре-
ти— области плато. Рабочее напряжение определяется
следующими выражениями:
Д£/=£72—'	(59)
U раб — С714-1/ЗДС7,	(60)
где £7Раб — рабочий устанавливается ручкой «Плато» по
верхней шкале ИП-1, после чего установка ДП-100-М гото-
ва для определения зараженности проб, зараженных р-ак-
тивными веществами.
§ 8.	ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ СЧЕТА
Скорость счета от‘препарата значительно меньше его
истинной активности. Это связано со следующими обстоя-
тельствами.
154
1.	Не все частицы, вылетевшие из препарата, попадают
в чувствительный объем счетчика. Излучение от препара-
та распространяется равномерно во все стороны, а в счет-
чик попадает только часть излучения, поэтому при вычис-
лении истинной активности должна быть внесена поправ-
ка на геометрию счета.
Для уменьшения этой поправки площадь препарата
должна быть меньше площади рабочей поверхности счет-
чика, а расстояние между ними минимальным.
2.	Не все частицы, образованные в препарате, вылетят
из него — часть из них будет поглощена в самом препара-
те (поправка на самопоглощение в препарате). Для умень-
шения погрешностей счета необходимо брать препараты
малой толщины (несколько миллиграмм на квадратный
сантиметр).
3.	Не все частицы, достигшие счетчика, проникнут в его
чувствительный объем, часть из них будет поглощена стен-
ками счетчика (поправка на поглощение в стенках счет-
чика).
Для уменьшения этой поправки при счете излучений с
малой длиной пробега (мягкое излучение) применяют тор-
цовые счетчики с тонким слюдяным окном или сцинтил-
ляционные счетчики.
4.	Кроме того, уменьшение скорости счета зависит от
мертвого времени счетчика (при большой скорости счета
не все части будут просчитаны), от схемы распада (число
вылетающих частиц может не совпадать с числом распа-
дов), от рассеивания и поглощения излучения в воздухе.
Поэтому для определения истинной активности препарата
по скорости счета данного счетчика приходится вводить
поправку на эффективность счета Кэ$. Эта поправка мо-
жет быть установлена:
1) определением каждой поправки в отдельности (аб-
солютный метод);
2) по скорости счета от препарата известной активнсь
сти эталона (относительный метод). В практике чаще все-
го пользуются вторым методом — методом эталонных
препаратов. По этому методу определяют скорость счета
от препарата известной активности и /<Эф вычисляют по
формуле
скорость счета от эталона (имп./мин)
ЭФ активность эталона (расп./мин)
Исследуемые препараты считают в тех
что и эталон.
100»/,.	(61)
же условиях,
155
Активность исследуемых препаратов рассчитывают по
формуле
= скорость счета от препарата	(62)
А"эф
Во избежание погрешностей эталонный источник дол-
жен удовлетворять следующим требованиям:
1.	Вид и энергия его излучения должны быть близки
к излучению препарата.
2.	Его объем, плотность, материал подложки должны
быть те же, что и у измеряемых препаратов.
3.	Скорость счета от эталона должна быть близка к из-
меряемой от препарата.
В радиометрической практике эталонные источники ча-
ще всего готовят из препаратов урана или калия (содер-
жащего естественный радионуклид 40К) и др.
§ 9. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЗАРАЖЕННОСТИ ВОДЫ,
ПРОДОВОЛЬСТВИЯ И ДРУГИХ МАТЕРИАЛОВ,
ЗАРАЖЕННЫХ ^-АКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ
а) В лаборатории от доставленной пробы отбирается
так называемая средняя лабораторная проба — такое ко-
личество вещества, которое необходимо для проведения
радиометрического анализа.
Средняя лабораторная проба должна как можно пол-
нее отражать среднюю зараженность всего образца (про-
бы), доставленного в лабораторию.
Все операции' по отбору средней пробы и приготовле-
нию препаратов производятся в вытяжном шкафу.
Приготовление препаратов включает в себя следующие
операции: отбор средней лабораторной пробы и доведение
ее до порошкообразного состояния, перенесение определен-
ной части измельченной пробы на подложку и закрепление
ее на подложке специальными растворами.
Способы отбора средней лабораторной пробы и доведе-
ния ее до порошкообразного состояния описаны в пара-
графах, относящихся к анализу соответствующих материа-
лов.
Для проведения анализа изготовляют препараты двух
видов: тонкослойные (с нанесением материала пробы на
ванночку с плотностью не более 20 мг/см2) и толстослой-
ные (только на круглых ванночках).
Выбор способов приготовления препаратов зависит от
наличия в лаборатории аппаратуры и оборудования.
156
Для приготовления тонкослойного препарата от из-
мельченной пробы берется навеска. Взвешивание произ-
водится на торзионных или технико-химических весах
(Т-200).
Перед взятием навески измельченная часть пробы тща-
тельно перемешивается в чашке Петри и разравнивается,
из различных мест слоя пробы берется по 20—25 мг веще-
ства (на всю глубину слоя).
Навеска переносится в ванночку, смачивается этило-
вым спиртом, и слои ее при помощи стеклянной Г-образной
палочки разравнивается по дну ванночки. Закрепление
пробы в ванночке производится 10 каплями 2—3%-ного
раствора целлулоида или шеллака в этиловом спирте. Рас-
творы наносятся с помощью капельницы или пипетки.
Ввиду возможного загрязнения закрепителя и этилово-
го спирта радиоактивными веществами их следует регу-
лярно (после приготовления 20—25 препаратов) проверять
на чистоту. Проверка производится выпариванием 1—2 мл
указанных растворов в ванночках и последующего изме-
рения их на пересчетной установке.
Толстослойные препараты приготавливают двумя спо-
собами:
1. Заполнение ванночки * частью средней лаборатор-
ной пробы после ее измельчения.
2. Заполнение ванночки золой, полученной сжиганием
определенного количества анализируемой пробы (предва-
рительная обработка пробы производится так же, как и
при приготовлении тонкослойных препаратов).
В случае применения второго способа в переходную
карточку заносится значение коэффициента концентрации
пробы В.
Коэффициент концентрации определяют по формуле
В=П/С,	(63)
где В — коэффициент концентрации; П — навеска пробы
до сжигания, г; С —навеска пробы (зола) после сжига-
ния, г.
Первый способ приготовления толстослойных препара-
тов рекомендуется использовать для определения зара-
женности грунта и ориентировочного определения зара-
женности продовольствия, когда нет возможности произ-
водить их озоление.
* Толщина слоя пробы в ванночке должна быть не менее 3—
5 мм. Если анализируемого вещества меньше, то приготавливают тон-
кослойный препарат.
157
к
Перед тем как передавать препараты на измерение, а
при приготовлении тонкослойных препаратов — перед за-
креплением навески пробы на подложках производится
предварительная оценка степени зараженности проб. Для
этого препарат подносят к датчику пересчетного прибо-
ра. При скорости счета больше 50 000 имп./мин уменьша-
ется навеска пробы или проба разбавляется путем добав-
ления однородного неактивного вещества (наполнителя)
в количестве, соответствующем необходимой степени раз-
бавления. После добавления неактивного вещества проба
тщательно перемешивается и готовится новый препарат
указанным выше способом.
При наличии в комплексе радиометрического прибора
латунных диафрагм пробы не разбавляются.
При использовании диафрагмы определяется ее коэф-
фициент Кц — число, показывающее, во сколько раз диа-
фрагма, помещенная между препаратом и счетчиком,
уменьшает число попадающих в счетчик бета-частиц. Зна-
чения коэффициента Кл зависят от возраста радиоактив-
ных осколков.
Для определения измеряется скорость счета от пре-
парата без диафрагмы, затем с диафрагмой, после чего
коэффициент вычисляется по формуле
=	(64)
где N — скорость счета от препарата (без фона), имп./мин;
Nn— скорость счета от препарата с диафрагмой (без фо-
на), имп./мин.
Рассчитывая удельную активность проб, измеренных с
диафрагмой, полученный результат умножают на значе-
ние Хд-
При передаче приготовленного препарата на измерение
заполняется переходная карточка, в которой указываются
лабораторный номер пробы, номер и вид подложки, коли-
чество вещества пробы, нанесенного на подложку (в грам-
мах), когда и кто готовил препарат. Если требуется опре-
делить плотность заражения в распадах в минуту на квад-
ратный сантиметр или кюри на квадратный метр, допол-
нительно указываются площадь S (см2), с которой взята
проба, и ее общая масса М (г).
Из фильтр-картона, на который отобраны пробы из воз-
духа, препараты не готовятся.
Данные, характеризующие пробу, заносят в переходную
карточку, после чего фильтр-картон в пакетике передает-
ся на измерение.
158
. При подготовке радиоактивных препаратов из проб,
одновременно зараженных ОВ и РВ, подложка после на-
несения на нее навески смачивается не этиловым спиртом,
а раствором дегазирующего вещества: при заражении ОВ
типа иприта — 8%-ным раствором гексахлормеламина или
10%-ным раствором дихлорамина в дихлорэтане, при
заражении ОВ типа зарина —10—12%-ным водным рас-
твором аммиака.
После обработки препарата дегазирующим раствором
навеска, нанесенная на подложку, подсушивается и фикси-
руется раствором закрепителя.
Если в процессе приготовления препаратов проба, за-
раженная одновременно ОВ и РВ, подвергалась озолению,
то препараты не дегазируются.
Приготовление препарата из грунта. Если требуется
определить поверхностное заражение грунта, то вначале
устанавливается масса доставленной пробы, после чего от
нее отбирается средняя лабораторная проба массой 10—
15 г методом вычерпывания. При определении удельной
активности грунта общую массу доставленной пробы уста-
навливать необязательно.
Для получения единой характеристики заражения грун-
та все данные по удельной зараженности рассчитываются
на воздушно-сухую пробу.
Для отбора средней лабораторной пробы методом вы-
черпывания грунт осторожно (чтобы не пылить) высыпа-
ют на лист кальки, разравнивают слоем толщиной 0,5 см
и делят на ряд равных квадратиков (3X3 см). Из центра
каждого квадратика шпателем или ложкой берется не-
большое количество образца так, чтобы захватить всю
толщину слоя до дна.
Если общее количество отобранной таким образом ла-
бораторной пробы окажется недостаточным для анализа
(менее 10 г), образец снова перемешивается, разравнива-
ется тонким слоем и операция отбора средней пробы по-
вторяется.
Отобранную лабораторную пробу взвешивают и затем
сушат при температуре 105—110°С до воздушно-сухого со-
стояния, после чего повторно взвешивают и находят про-
цент влаги по формуле
^(Я-Д).1ОО	(65
А
где х — количество влаги, %; Д — масса навески до вы-
сушивания, г; Б — масса навески после высушивания, г.
159
Высушенная средняя лабораторная проба растирает-
ся в фарфоровой ступке, переносится в чашку Петри, и
из пробы готовится препарат по обычной методике.
Приготовление препаратов из пробы воды. Из проб
воды препараты приготовляют выпариванием определен-
ного количества ее из ванночки. Перед внесением в ван-
ночку вода тщательно перемешивается.
При выпаривании 1 мл воды можно определить ее за-
раженность от 2-10~7 Ки/л и.более; при выпаривании 10,
100 или 500 мл можно определить радиоактивную зара-
женность соответственно от 2-Ю8, 2-10~9 и 5-10~10 Ки/л
и более..
Выпаривание производится при горизонтальном поло-
жении ванночки, нагреваемой до температуры 85—90 °.
Замороженную воду перед приготовлением препаратов
полностью оттаивают п тщательно перемешивают.
Выпаривание пробы воды до 10 мл производится непо-
средственно в ванночке. В случае приготовления препа-
рата из большего количества воды допускается предвари-
тельное выпаривание ее до 10 мл в химическом стакане.
Для предотвращения потерь активности пробы в виде на-
кипи на стенках стакана вода подкисляется азотной кис-
лотой, что контролируется изменением окраски метил-
оранжа. Дальнейшее выпаривание воды производится не-
посредственно в ванночке.
Стакан обмывают несколькими миллилитрами 0,5 N
HNO3, смыв выпаривают в той же ванночке, на которой
готовили препарат.
При наличии большого осадка (больше 500 мг/л) во-
да должна быть профильтрована. В данном случае для
определения общей активности готовят отдельно препараты
из фильтрата и осадка. Осадок на фильтре переносят в
тигель и сжигают. Полученную золу вносят в ванночку
обычным способом.
Для получения окончательного результата анализа во-
ды активность фильтрата и осадка складывают.
Приготовление препаратов из проб крупы, муки и
других сыпучих веществ. Отбор средней лабораторной
пробы сыпучих веществ производят так же, как и средней
лабораторной пробы грунта.
. От средней пробы берут навеску 20—25 г и переносят
в низкий фарфоровый тигель, который закрывают крыш-
кой и сжигают на плитке или газовой горелке в течение
30 мин. После сжигания тигель с пробой прокаливают при
температуре 600—700 °C в течение 30 мин (при этой тем-
160
пературе керамика муфельной печи обычно имеет темно-
красный цвет). Образовавшуюся золу взвешивают, расти-
рают в тигле стеклянной палочкой или пестиком, из него
берут навеску, вносят в ванночку и закрепляют.
Затем рассчитывают, скольким граммам вещества со-
ответствует навеска в ванночке.
Расчет ведут по формуле
ПН
т =----
(66)
где т — расчетное количество вещества пробы, внесен-
ное в ванночку; П — навеска пробы до сжигания, г; С —
навеска пробы (зола) после сжигания, г. »
Приготовление препаратов из проб хлеба. Для опреде-
ления поверхностного заражения с буханки срезают по-
верхностный слой (корку) массой 25—30 г. Для последу-
ющего расчета измеряют площадь снятого слоя.
Приготовление препаратов из проб мяса, рыбы и жиров.
Пробы мяса, рыбы и жиров, доставленные для определе-
ния поверхностной зараженности, взвешивают. Затем про-
изводят отбор средней лабораторной пробы.
От проб мяса и рыбы отделяют кости, затем мякоть
измельчают с помощью ножа. Полученный фарш переме-
шивают и от него берут навеску 25—30 г.
Для отбора средней лабораторной пробы жира стек-
лянную банку, в которую помещена проба, подогревают
на водяной бане или в сушильном шкафу до размягчения
жира, и содержимое тщательно перемешивают. После это-
го берут навеску 25—30 г..
Для определения внутреннего заражения мяса, рыбы
или масла среднюю пробу отбирают без предварительного
взвешивания всей пробы.
Отобранную среднюю лабораторную пробу мяса (рыбы,
жиров) помещают ц тигель и нагревают на плитке или
газовой горелке до растапливания жиров. В расплавлен-
ный жир погружают колпачок из обеззоленного фильтра
(широкой частью вниз). Пропитавшийся жиром колпачок
поджигают. После сгорания жира тигель с пробой прока-
ливают в муфеле в течение 30 мин. Полученную золу взве-
шивают и приготавливают препарат так же, как из проб
зерна, муки и других сыпучих материалов.
Из костей животных препараты готовят отдельно от
препаратов из мяса. От костей отпиливают или отрубают
отдельные кусочки массой до 30 г, которые затем сжи-
гают и озоляют.
Ц—5007	Iql.
После этого препараты готовят так же, как из проб
мяса.
Приготовление препаратов из проб молока. Для при-
готовления препарата берут 500 мл молока. Перед отбо-
ром средней лабораторной пробы молоко тщательно пере-
мешивают. Замороженное молоко полностью оттаивают.
Затем молоко переливают в фарфоровый или стеклянный
стакан емкостью 1 л и осторожно выпаривают. Получен-
ный остаток переносят в_ тигель и прокаливают. Обра-
зовавшуюся золу вносят в ванночку так же, как при при-
готовлении препаратов из проб сыпучих материалов.
Приготовление препаратов из проб готовых блюд (обе-
дов). При исследовании жидкой пищи (первых блюд'
и т. п.) пробу взвешивают, переливают , в фарфоровый
стакан (чашку), и содержимое выпаривают до получения
вязкой консистенции. При выпаривании необходимо часто
перемешивать пробу, чтобы избежать ее подгорания.
После выпаривания всю пробу взвешивают и растира-
ют в ступке до однородного состояния. Затем отбирают
среднюю лабораторную пробу массой 20—30 г.
При исследовании вторых, блюд несъедобные части уда-
ляют, пробу растирают в ступке (или измельчают ножом).
После перемешивания отбирают среднюю лабораторную
пробу массой 20—30 г. Дальнейшее приготовление препа-
рата производится так же, как из проб сыпучих матери-
алов.
Приготовление препаратов из проб овощей, фруктов и
ягод. Для приготовления препаратов в целях определения
поверхностного заражения овощей и фруктов с них сре-
зают поверхностный слой (кожицу). Для последующего
расчета слой взвешивают, его площадь измеряют.
* Затем этот слой измельчают ножом и перемешивают.
Если среднюю лабораторную пробу необходимо умень-
шить, то производят квартование.
Для определения активности овощей, фруктов и ягод
для получения средней лабораторной пробы берут только
определенную часть каждого экземпляра, но так, чтобы в
нее входили в соответствующей пропорции все слои иссле-
дуемых экземпляров.
В качестве средней лабораторной пробы берут навеску
100 г и высушивают в сушильном шкафу при температуре
105—110 °C.
После сушки пробу сжигают и озоляют. Дальнейшая
последовательность приготовления препарата такая же, как
из проб зерна, муки и других сыпучих материалов.
162
Приготовление препаратов из проб трав и кормовых
культур. Пробу измельчают ножом и хорошо перемеши-
вают. Затем методом квартования (см. отбор проб) от-
бирают навеску 10—20 г, помещают ее в фарфоровые
чашки или стаканы диаметром 8—10 см и высушивают
при температуре 105—ПО °C.
После высушивания навеску сжигают и озоляют. Даль-
нейшее приготовление препарата производится так же, как
приготовление препаратов из проб зерна, муки и других
сыпучих материалов.
б) Измерение ^-активности препаратов и расчет актив-
ности радионуклида. Измерение p-активности всех при-
готовленных препаратов производится на установке
ДП-100-М с торцовым счетчиком МСТ-17 или СИ-ЗВ.
Измерение препаратов с объемным заражением произ-
водится в следующем порядке.
На полочку для препарата установить ванночку с чи-
стой водой, полочку вдвинуть в паз столика для торцовых
счетчиком МСТ-17 (расстояние от поверхности препарата
до окна счетчика МСТ-17 должно быть равно 21 мм, оно
отмечено на измерительном столике красной чертой), изме-
рить скорость счета фона Мф.
Таблица 19
Вид пробы	Дм
Вода и другие жидкости, мелкозернистые вещества, хлеб, мясо, рыба, свежие овощи и другие пробы в виде целых кусков, а также сено, трава и т. п. Пшено, гречневая, ячменная, перловая крупы, рис, овес, сахарный песок, соль крупного помола и другие пробы, подобные по зернистости Горох и другие пробы, подобные по зернистости Фасоль, сушеные овощи, макаронные изделия и дру- гие крупнозернистые пробы	60 40 25 15
Фон. определяют через каждые два часа работы, а в
некоторых случаях и чаще. Необходимо заменить ванноч-
ку с чистой водой ванночкой с препаратом, определить ско-
рость счета от препарата No:
/V0=/Vnp (имп./ мин) —Мф (имп./мин).	(67)
Расчет приближенного значения объемной зараженно-
сти проб производят по формуле
Доб=/С1?/0[расп./мин-г)] [расп./(мин-мл)], (68)
где Ki берут из табл. 19.
11*	163
Измерение и определение скорости счета от препарата
с поверхностным заражением Л\тов (хлеб, мясо, рыба, ово-
щи свежие и т. п.) производятся так, как описано выше.
Расчет значения удельной зараженности поверхностно-
го слоя продукта толщиной 10 мм производится по фор-
муле
Япов=/<2 (Мюв—No) +Лоб, расп./ (мин • г),	(69)
где /<2=5 для хлеба; /<2=2 для других продуктов.
Пример. На радиометрический анализ поступила про-
ба мяса. Приготавливают два препарата: № 1 — из внут-
ренней части пробы, № 2 — из поверхностного слоя. Препа-
.раты измеряют на установке ДП-100-М с торцовым счет-
чиком МСТ-17.
При измерении препарата № 1 в течение 1 мин было
набрано 530 импульсов при фоне 20 имп./мин, тогда по
формуле рассчитываем Nq:
jVo = 53O—20=510 имп./мин.
По таблице определяем для мяса значение /<1=60,
тогда ЛОб рассчитываем по формуле
Лоб=/<1М) = 60-510=30600 расп./ (мин-г).
При измерении препарата № 2 оказалось, что скорость
счета равна:
_/VnOB=40 020—20=40 000 имп./мин.
Значение активности поверхностного слоя мяса толщи-
ной 10 мм рассчитываем по формуле
Лпов=/<2 (Мюв-/Уо) -Моб—2 (40 000-500) +30 600=
=109 580 расп./(мин-г).
♦ Следовательно, качественный анализ показал, что мя-
со заражено по всему объему с удельной р-активностью,
равной 30 600 расп./мин и, кроме того, заражено на по-
верхности так, что внешний слой куска толщиной 10 мм
имеет удельную р-активность 109 580 расп./мин.
Единицей концентрации радиоактивных веществ в жид-
костях и газах является кюри на литр или на килограмм:
1 Ки/л = 2,2-1012 расп./(мин-л).
Результаты определения активности препаратов часто
требуется выразить в единицах кюри. Для этого пользу-
ются следующей формулой:
л (A^p-AUlOO.	/70ч
Лэф-2,2-1012 ’	1 >
164
-°'.IOu t	(71)
^ф-2,2-10^’	’
где А — активность препарата, Ки; Л'пр — число импульсов
от препарата в минуту, в имп./мин; /СЭф — коэффициент
эффективности, %; 2,2-1012— коэффициент пересчета ак-
тивности, Ки.
Для расчета удельной активности газов и жидкостей
ее выражают в кюри на литр, удельную активность твер-
дых тел — в кюри на килограмм.
По окончании работы в лаборатории убирают рабо-
чие места и дезактивируют приборы, посуду и инструменты
до йредельно допустимых значений.
Все работы до дезактивации имущества производят в
резиновых перчатках.
Использованные в процессе работы деревянные шпате-
ли, бумажную тару, подстилочную бумагу, полиэтиленовые
мешки, сильно зараженные и не поддающиеся дезактива-
ции алюминиевые ванночки, а также дезактивирующие ра-
створы и промывные воды собирают вместе как радио-
активные отходы и по окончании работы захороняют.
По окончании дезактивации необходимо вымыть пер-
чатки и, не снимая их, тщательно вытрясти вне помеще-
ния халат, после чего вновь вымыть перчатки водой с мы-
лом и снять их с рук.
§ 10. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ВОЗРАСТА РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ
ЯДЕРНОГО ВЗРЫВА
Допустимая зараженность продовольствия, фуража и
воды продуктами ядерного взрыва сильно зависит от «воз-
раста» этих продуктов, т. е. от времени, прошедшего после
взрыва. Допустимая зараженность «молодыми» продук-
тами в несколько раз превосходит допустимую заражен-
ность «старыми» продуктами. Объясняется это тем, что
в первые дни после взрыва в этих продуктах содержится
большое количество короткоживущих, низкоэнергетиче-
ских изотопов (в основном актиниды 238U и 237Np), явля-
ющихся малотоксичными. По мере увеличения «возраста»
удельный вклад малотоксичных изотопов в общую актив-
ность продуктов взрыва уменьшается и соответственно об-
щая их токсичность увеличивается.
Таким образом, для определения биологической опас-
ности радиоактивного заражения кроме удельной актив-
ности необходимо знание еще и «возраста» продуктов.
1G5
Наиболее распространенными способами определения
«возраста» продуктов взрыва являются:
способ, основанный на использовании закона радиоак-
тивного распада продуктов взрыва;
способ, основанный на использовании изменения во вре-
мени коэффициента поглощения p-излучений алюминие-
вым фильтром.
Перейдем к рассмотрению этих способов.
а. Способ определения «возраста» продуктов взрыва
по спаду их активности
Спад активности продуктов ядерного взрыва, начиная
с первого часа после взрыва, характеризуется следующим
соотношением:
a2/«i= (Л/72)”,	(72)
где ti и /2 — моменты времени после взрыва с интервалом
&t=t2—1\\ а\ и. а2 — активности, соответствующие момен-
там времени 6 и t2 после взрыва; п — показатель степени,
равный 1,2 для атомного взрыва и 1,3—1,5 для термоядер-
ного взрыва.
Подставляя в формулу (72) значение t\=t2—bd, по-
лучаем
п2 //2— А/ \«
,	а1 \	^2	/
или
/ аг Н/п /2—- А/
X а1 /	^2
откуда
Из этой формулы следует, что для определения «возра-
ста» продуктов взрыва необходимо произвести два изме-
рения активности ал и а2 препарата, изготовленного из
исследуемой пробы, через интервал времени АЛ
Необходимый интервал времени А/ между двумя из-
мерениями активности А£ невелик только для свежих про-
дуктов взрыва. Чем старее эти продукты, тем через боль-
ший отрезок времени будут заметны изменения активности.
Поэтому в зависимости от «возраста» продуктов взрыва
второе измерение активности а2 может быть произведено
лишь через несколько часов, а иногда через несколько
суток.
166
Большая продолжительность радиометрических измере-
ний является серьезным недостатком рассматриваемой ме-
тодики. Другим недостатком этой методики является нали-
чие ошибок в определении «возраста», вносимых непосто-
янством показателя степени п в приведенных выше фор-
мулах.
б. Способ определения «возраста» продуктов взрыва
по поглощению |3-излучения алюминиевым фильтром
Поглощение p-излучения алюминиевым фильтром опре-
деляется энергетическим спектром р-частиц, который изме-
няется со временем. Следовательно, со временем изменя-
ется и степень поглощения р-частиц фильтром. Используя
зависимость степени поглощения р-частиц от времени,
можно определить «возраст» продуктов ядерного взрыва.
Ранее было показано, что скорости счета импульсов от
препарата с фильтром и без фильтра связаны между собой
соотношением
А/ф=А/ехр(—р^фб/ф)',	'	(74)
где Мф— скорость счета от препарата с фильтром; N —
скорость счета от препарата без фильтра; ц^ф — массовый
коэффициент поглощения материала фильтра, см2/г; d$>—
толщина фильтра, г/см2.
Используя (74), выражение для отношения &=*=М/Мф
можно написать в виде
k = ~ = ехр (н„фб/л).	(75)
Кф
Величина ртф, входящая в это выражение, является
функцией энергии р-частиц, а следовательно, и «возраста»
продуктов ядерного взрыва. В табл. 20 приведены расчет-
ные значения k для различных значений «возраста» про-
дуктов ядерного взрыва, полученные для алюминиевого
фильтра толщиной 260 мг/см2 при измерениях скоростей
счета N и Д/ф от тонкослойного препарата счетчиком МТС-17
с толщиной слюдяного окна 5 мг/см2 и при расстоянии
между препаратом и окном счетчика 3 см.
Для определения «возраста» продуктов ядерного взры-
ва необходимо произвести два измерения скорости счета
от. препарата, изготовленного из этих продуктов, — одно
А^ф с фильтром и другое без фильтра. Вычислить соот-
ношение k=N/N%, значение которого по табл. 20 определит
«возраст». Отметим, что значение k согласно данным
табл. 20 имеет максимум при f—6 сут. Последнее при-
водит к неоднозначности .измерений, так как одному и то-
167
му же значению k соответствуют два различных значе-
ния t. Поэтому для исключения неоднозначности необ-
ходимо произвести повторное измерение k через некото-
рый промежуток времени. Увеличение k при повторном
измерении будет свидетельствовать о том, что «возраст»
продуктов взрыва меньше 6 сут, уменьшение k будет сви-
детельствовать о том, что измеряемый возраст больше
6 сут.
Таблица 20
.Возраст*, сут	2	3	6	8	10	13.5	18,5	23,5	29,5	45	60
k	10,6	11,6	27,1	20,8	21,4	15,0	13,3	12,5	И,1	10,0	6,5
§ 11. МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ РАДИОАКТИВНОГО ЗАРАЖЕНИЯ
РАЗЛИЧНЫХ ПОВЕРХНОСТЕЙ В ПОЛЕВЫХ УСЛОВИЯХ
Измерение радиоактивного заражения того пли иного
объекта осуществляется с помощью зонда прибора, кото-
рый подносят к поверхности этого объекта. Зараженная
поверхность является как р-излучателем, так и у-излуча-
телем. Поэтому измерение радиоактивного заражения мо-
жет быть произведено как по p-излучению или суммарно-
му р-у-излучению, так и по у-излучению. В первом случае
в зонде должно быть предусмотрено окно, во втором слу-
чае окно не предусматривается и p-излучение, испускае-
* мое зараженной поверхностью, полностью поглощается
стенками зонда.
Принцип измерения радиоактивного заражения раз-
личных поверхностей по p-излучению аналогичен описан
ному выше принципу относительных измерений тонко-
слойных препаратов. Отличие состоит в том, что на газо-
разрядный счетчик воздействует p-излучение не со строго
ограниченной небольшой площади, равной площади пре-
парата, а с некоторой площади зараженной поверхности,
по величине определяемой пробегом р-частиц в воздухе и
геометрией измерений. Для упрощения измерений шкала
регистрирующего прибора градуируется непосредственно
в единицах измерения удельной активности, т. е. активно-
сти, отнесенной к единице поверхности и выражаемой ко-
личеством распадов в минуту с 1 см2. В качестве эталон-
ных препаратов при градуировке прибора используются
стронциево-иттриевые препараты площадью 150 см2,
168
К недостаткам метода измерения радиоактивного за-
ражения поверхностей по 0-излучению относятся следую-
щие:
наличие погрешностей в измерениях, вызванных несо-
ответствием энергии 0-излучений продуктов ядерного
взрыва и энергии 0-излучения эталонных препаратов
(90Sr—90Y), используемых для градуировки радиометров,
наличие погрешностей в измерениях, вызванных изме-
нением энергии 0-излучений продуктов взрыва с течением
времени, т. е. с изменением их «возраста». При увеличении
«возраста» биологическая эффективность продуктов взры-
ва увеличивается, что при данном методе измерения не
учитывается;
наличие двойственности в единицах измерения
[расп./.(мин-см2) при измерениях радиоактивного зараже-
ния и Р/ч при измерениях мощности дозы], приводящей
к усложнению дозиметрической аппаратуры и производ-
ства измерений.
Принцип измерения зараженности различных поверх-
ностей по -у-излучению основан на измерении мощности
дозы у-излучений, испускаемых этими поверхностями.
Мощность дозы -у-излучения, создаваемая в точке, нахо-
дящейся на некотором расстоянии от зараженного пред
мета, определяется выражением
Р=ВКуА,	(76)
где В — геометрический фактор, определяемый формой и
размерами зараженного предмета, а также расстоянием
от этого предмета до точки измерения; Ку — ионизацион-
ная постоянная; А — удельная активность.
Из этого выражения видно, что при неизменных зна-
чениях В и Ку мощность дозы Р линейно зависит от А.
Следовательно, измерение радиоактивного заражения А
может быть сведено к измерению мощности дозы у-излу-
чений Р. Для определения допустимости заражения не-
обходимо допустимые нормы заражения, выраженные в
расп./(мин-см2), пересчитать в нормы заражения, выра-
женные в мР/ч. Поэтому необходимо для поверхности
определенной формы и размеров определить гео-
метрический фактор Ви по формуле (76) при
известных А и Ку определить Р. Допустимые значения Р
для различных видов поверхностей (тело человека, об-
мундирование, боевая техника и т. п.) приведены в соот-
ветствующих документах.
Преимущества измерения радиоактивного заражения
различных поверхностей по у-излучению следующие:
169
1. Значительно меньшие погрешности в измерениях по
сравнению с методом измерения заражения по (3-излуче-
нию, связанные с несоответствием энергии излучений про-
дуктов ядерного взрыва и энергии излучений эталонных
препаратов, которые используются для градуировки ра-
диометров. Объясняется это тем, что для градуировки ра-
диометров, предназначенных для измерения радиоактив-
ного заражения различных поверхностей по сопутствую-
щему у-излучению, могут быть использованы у-излучате-
ли любой энергии, в том числе и радиоактивный кобальт,
используемый для градуировки рентгенметров, так как
радиометр может быть выполнен с малым «ходом с жест-
костью», т. е. с малой зависимостью его показаний от
энергии у-фотонов. Кроме того, для этих радиометров
вследствие значительной проникающей способности у-из-
лучений необязательно соблюдение одинаковой геометрии
измерений и градуировки.
2. Возможность отказаться от двойственности в едини-
цах измерения и перейти к единым энергетическим едини-
цам измерения как радиоактивной зараженности поверх-
ностей (мР/ч), так и уровней излучения на местности
(Р/ч), что позволяет упростить аппаратуру и измерения.
К недостаткам метода измерения радиоактивного зара-
жения поверхностей по сопутствующему у-излучению сле-
дует отнести:
1.	Невозможность локального определения места зара-
жения на обследуемой поверхности, так как на датчик
радиометра воздействует у-излучение со всей поверхно-
сти.
2.	Невозможность определения заражения поверхно-
стей непосредственно на зараженной местности, т. е. при
наличии внешнего фона у-излучения.
3.	Наличие погрешностей в измерениях, вносимых воз-
действием на датчик радиометра у-излучения, испускае-
мых посторонними зараженными объектами, находящими-
ся вблизи от обследуемого.
§ 12. ПОГРЕШНОСТИ ПРИ РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ ИЗМЕРЕНИЯХ
В задачу радиометрических измерений входит не толь-
ко нахождение величины, но также и оценка точности по-
лученного результата. Следует помнить, что никакое из-
мерение не может быть выполнено абсолютно точно. Его
результат всегда содержит некоторую погрешность. Точ-
ность измерения зависит от характера измеряемой вели-
чины, совершенства измерительного прибора и искусства
170
экспериментатора. На точность измерения существенное
влияние могут оказывать также внешние условия, в кото-
рых это измерение производится. Во многих случаях на
точность измерения влияет такое большое число факто-
ров, что учесть их суммарное влияние трудно.
При определении погрешности измерения необходимо
учитывать вклад всех наиболее существенных факторов.
Лишь при этом условии найденное ’значение погрешности
будет правильно характеризовать точность измерения.
Влияющие на точность измерения факторы можно раз-
делить на две группы.
К первой группе относятся факторы, которые вносят в
измерения случайные по знаку и величине погрешности,
вследствие чего результат измерения может оказаться
больше или меньше измеряемого значения. Эти факторы
обусловливают так называемую случайную погрешность
измерения.
< Ко второй группе относятся факторы, которые систе-
матически смещают, результаты измерений в сторону уве-
личения или уменьшения, вследствие чего вносится систе-
матическая погрешность.
При радиометрических анализах результаты изме-
рений отличаются от истинных значений вследствие по-
грешностей, которые можно разделить на систематиче-
ские, случайные и грубые (промахи).
Систематические погрешности связаны с несовершенст-
вом методики измерения, неточностью измерительной ап-
паратуры, влиянием посторонних факторов и т. п. Эти
погрешности одинаковы во всех измерениях, проводящих-
ся одним и тем же методом*, с помощью одних и тех же
измерительных приборов. Устранить эти погрешности
можно, лишь исключив вызывающие их причины.
Случайные погрешности возникают из-за невоспроиз-
водимостн во всех деталях условий измерения, из-за ва-
риации восприятия органов чувств наблюдателя, а также
из-за флуктуаций измеряемой величины.
Случайные погрешности различны даже для измере-
ний, выполненных одинаковым образом, они обязательны
своим происхождением ряду причин, действие которых
неодинаково в каждом опыте и не может быть учтено.
Среди различного рода случайных погрешностей наи-
более распространены так называемые статистические по-
грешности, т. е. погрешности, определяемые вероятност-
ным характером самой измеряемой величины. К таким ве-
личинам относятся число распадающихся атомов в еди-
171
ницу времени, число частиц или* фотонов, взаимодейст-
вующих в единицу времени с веществом, число частиц,
попавших в счетчик за некоторый промежуток времени,
и т. п.
Источником грубых погрешностей, или промахов, яв-
ляется недостаток внимания экспериментатора. Под про-
махом понимается погрешность, появившаяся вследствие
неверной записи показаний прибора, неправильно прочи-
танного отсчета и т. п. Для устранения промахов нужно
соблюдать аккуратность при записи результатов и быть
внимательным при работе. Иногда можно выявить про-
мах, повторив измерение в несколько отличных условиях,
например перейдя на другой диапазон измерения или па
другой участок шкалы прибора.
Можно также для выявления промаха повторить изме-
рения спустя такое время, когда экспериментатор уже за-
был полученные им данные. Разумеется, повторение изме-
рения другим экспериментатором, который не знает' ре-
зультатов, полученных первым, почти всегда поможет
найти промах.
При всяком опыте промахи должны быть исключены
и основной способ их устранения — аккуратность и вни-
мание во время работы.
Одной из основных задач при радиометрических изме-
рениях является задача исключения систематических по-
грешностей, которые в ряде случаев могут быть так вели-
ки, что совершенно исказят результаты измерений.
Систематические погрешности можно разделить на че-
тыре группы.
К первой группе относятся погрешности, природа ко-
торых нам известна и значение их может быть достаточ-
но точно определено. Такие погрешности называются по-
правками. При определении, например, активности радио-
нуклида методом фиксированного телесного угла учиты-
вается поглощение излучений слоем среды, отделяющей
измеряемый радиоактивный препарат от счетчика. С из-
менением условий измерения (влажности, температуры
окружающей среды и т. п.) будут вноситься ошибки, вы-
званные изменением плотности воздуха, отделяющего
препарат от счетчика. Источники таких погрешностей не-
обходимо тщательно анализировать, значение поправок
определять и учитывать в окончательном результате.
Ко второй группе систематических погрешностей отно-
сятся погрешности известного происхождения, но неизве-
стного значения. Это погрешность измерительных прибо-
172
ров, которая определяется иногда классом точности при-
бора. Если на интенсиметре для измерения скорости счета
импульсов указан класс точности 0,5, то это означает, что
показания прибора правильны с точностью до 0,5% всей
действующей шкалы прибора.
На хороших измерительных приборах цена деления
шкалы согласованы с классом точности данного прибора.
В таком случае нецелесообразно пытаться «на глаз» оце-
нивать - малые доли деления, если они не отмечены на
шкале. Однако это правило при изготовлении приборов
не всегда выполняется, и иногда есть смысл оценивать по
шкале 1/4 или даже 0,1 деления, но не следует особенно
полагаться на такую оценку, тем более что при оценке на
глаз 0,1 деления разные наблюдатели делают различную
систематическую ошибку, доходящую до 0,2 деления.
Систематические погрешности такого типа не могут
быть исключены, но их наибольшее значение, как прави-
ло, известно,
г
Третий тип систематических погрешностей — это по-
грешности, о существовании которых мы не подозреваем,
хотя величина их может быть очень значительна. Они ча-
ще всего проявляются при сложных радиометрических
измерениях, и иногда бывает, что величина, которая счи-
тается определенной с точностью, например, до 2—3%, в
действительности оказывается в несколько раз больше из-
меренного значения.
Так, например, если мы поставим задачу определить
активность радионуклида 90Sr, то совершим грубую ошиб-
ку, если измеряемый препарат содержал радионуклид 90Y,
накопившийся в нем в результате распада радионуклида
стронция.
Здесь приведен простейший пример, и в данном слу-
чае источник погрешности и ее значение определить не
так уж трудно, хотя при очень точных измерениях актив-
ности описанное обстоятельство может играть немаловаж-
ную роль. При более сложных измерениях нужно всегда
очень тщательно продумывать их методику, чтобы избе-
жать значительных погрешностей такого рода, и чем
сложнее эксперимент, тем больше оснований думать, что
какой-то источник систематических погрешностей остался
неучтенным и вносит недопустимо большой вклад в по-
грешность измерений.
Один из наиболее надежных способов убедиться в от
сутствии таких погрешностей — провести измерения инте-
ресующей нас величины совсем другим методом и в дру-
173
тих условиях. Совпадение полученных результатов слу-
жит почти гарантией их правильности. Бывает, что и при
измерении разными методами полученные результаты
подвержены одной и той же ускользнувшей от наблюда-
теля систематической погрешности, и оба совпавшие друг
с другом результаты окажутся одинаково неверными.
Наконец, следует указать еще на один источник си-
стематических погрешностей, который хотя и не связан
непосредственно с измерительными операциями, но может
существенным образом искажать результаты измерений.
Это погрешности, обусловленные свойствами измеряе-
мого объекта.
Поясним это на примере измерения удельной активно-
сти грунта, загрязненного радиоактивными веществами.
Если для такого измерения неправильно отбирается про-
ба, имеющая в каждом отдельном случае различное рас-
пределение активности по объему, то она будет неверно
характеризовать загрязненность грунта. Происходящая
из-за этого погрешность будет систематической.
Систематическая погрешность в ряде случаев может
быть переведена ’ в случайную. В последнем примере си-
стематическая погрешность, связанная со свойствами из-
меряемого объекта, также может быть переведена в слу-
чайную. Для этого необходимо измерить удельную актив-
ность нескольких отобранных проб загрязненного сыпучего
продукта и взять среднее значение.
Такой перевод систематических погрешностей в слу-
чайные часто оказывается полезным, так как позволяет
улучшать точность получаемых результатов.
Допустим, что все систематические погрешности учте-
ны, т. е. поправки, которые следовало определить, вычис-
лены, класс точности измерительного прибора известен и
есть уверенность, что отсутствуют какие-либо существен-
ные и неизвестные нам источники систематических по-
грешностей.
В этом случае результат измерений все же не свобо-
ден от случайных погрешностей. Если случайная погрет
но'сть окажется меньше систематической, то очевидно, что
нет смысла пытаться дальше уменьшать величину случай-
ной погрешности — все равно результаты измерений не
станут от этого заметно точнее, и, желая получить точ-
ность, нужно искать пути к уменьшению систематической
погрешности. Наоборот, если случайная погрешность
больше систематической, то именно случайную погреш-
ность нужно уменьшать в первую очередь. Для ее умень-
174
Шений следует Провести Не одно/а ряд измерении, при-
чем, как мы увидим дальше, тем больше, чем меньшее
значение случайной погрешности мы хотим получить. Од-
нако очевидно, что нет смысла производить измерений
больше, чем это необходимо, чтобы систематическая по-
грешность существенно превышала случайную.
Отсюда вытекают следующие, правила:
1. Если систематическая погрешность является опреде-
ляющей, т. е. она существенно больше случайной погреш-
ности, присущей данному методу, то достаточно выпол-
нить измерение 1 раз.
2. Если случайная погрешность является определяю-
щей, то измерение следует производить несколько раз.
Число измерений целесообразно выбирать таким, чтобы
случайная погрешность среднего арифметического была
меньше систематической погрешности, с тем чтобы по-
следняя опять определяла окончательную погрешность
результата.
Однако следует иметь в виду, что мы можем ограни-
читься одним измерением лишь в тех случаях, когда из
каких-то других источников нам известно, что случайная
погрешность меньше, чем систематическая.
Это имеет место обычно тогда, когда измерения произ-
водятся известным методом, погрешности которого в ка-
кой-то степени изучены.
Таким образом, необходимое число измерений опреде-
ляется в конечном итоге соотношением значений системати-
ческой и случайной погрешностей.
Глава 2
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ ПРИБОРОВ
§ 1. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ ПРИБОРОВ,
ВЫПУСКАЕМЫХ ДЛЯ НАРОДНОГО ХОЗЯЙСТВА, В СИСТЕМЕ ГО
В системе гражданской обороны применяется целый
ряд табельных дозиметрических приборов.
В связи с широким использованием радионуклидов в
народном хозяйстве отечественная промышленность вы-
пускает большое число дозиметрических приборов различ-
ного назначения (радиометры, рентгенметрд.!, дозиметры,
дозиметрические сигнализаторы, интенсиметры меченых
атомов, спектрометры и др.). Часть из них при необходи-
мости с большим успехом может быть использована для
целей гражданской и местной обороны.
175
Таб
Тип блока детек- тирования	Тип детектора	Тип бленкера	Диапазон измерения мощности экспозиционной дозы, А/кг(Р/ч)	
БДМГ-41 БДМГ-41-01 БДМГ-41-02 БДМГ-41-03	CBM-2J СБМ-21 СИ-38Г СИ-ЗБГ	Т-17’ Т-17 Т1 Т20	Ог 7,17-10—12 до 7,17-10-» (от 10—4 до Ю-1) От 7,17-10—11 до 7,17-10-8 (от IO—3 до 10°) От 7,17-10-8 ;о 7,17-10-6 (от 10° ло 103) От 10—9 до 4-10—6 (от 1,4 10—а до 50)	
В настоящей главе рассмотрены возможности и при-
ведены рекомендации по использованию дозиметрических
приборов, выпускаемых для народного хозяйства, в си-
стеме гражданской обороны. К числу таких приборов от-
носятся переносный медицинский рентгенметр типов
ПМР-1, ПМР-1М, переносный медицинский микрорентген-
метр типов МРЛ1-1, МРМ-2, переносный рентгенметр
РП-1, гамма-рентгенметр «Карагач-2», стационарный мик-
рорентгенметр типа «Кактус», стационарный радиометр-
« сигнализатор типа СД-1М, носимый универсальный ра-
диометр типа РУП-1 ЭРУСИ-7, носимый аэрозольный ра-
диометр типа РВ-4, носимый бета-гамма-радиометр
Г'БР-3, стационарные радиометры типов ДП-100, Б-3, пе-
ресчетный прибор типа ПС-5М, декадный пересчетный
прибор типов ПП-16, ПП-9-2М, переносный универсаль-
ный радиометр типа ТИП, комплекты индивидуального
дозиметрического контроля типов КИД-4, КИД-6 и др.
Некоторые из перечисленных приборов без каких-либо
конструктивных изменений можно применять для измере-
ния мощности дозы ионизирующих излучений при веде-
нии радиационной разведки, измерении дозы облучения
людей, а также при сигнализации о выпадении радиоак-
тивных осадков.
Некоторые приборы после незначительной переделки
можно использовать для определения мощности дозы и
степени радиоактивного заражения различных сред. К ра-
боте приборы подготавливают в соответствии с заводски-
ми инструкциями. Для использования в системе граждан-
ской обороны они должны приспосабливаться на местах
заблаговременно. Индикаторы радиоактивности ДП-63-А,
ДП-64 можно заменить приборами СД-1М и «Кактус», ко-
176
лица 21
	Чувствительность, не менее		Предельно допустимое облучение в течение 1 мин, А/кг (Р/ч)	Уровень собст- венного фона, не более, имп./с
	имп-кг с»А	ИМП -ч С-Р		
	1,67-ЮН	12 000	7,17-10—б( 1000)	2
	1,67-Ю10	1200	7,17-10-6(10С0)	2
	0,56-108	4	6,45-10-6(3600)	0,02
	1,4-10»	100	6,45-10-6(900)	1,5
торые имеют световую п звуковую сигнализации при пре-
вышении мощности дозы излучения.
Рассмотрим назначение и использование некоторых из
этих приборов.
§ 2. СИГНАЛИЗАТОР ПРЕВЫШЕНИЯ
ПОРОГОВОЙ МОЩНОСТИ ДОЗЫ
Сигнализатор превышения пороговой скорости счета
СПСС-02 в комплекте с блоками детектирования • типов
БДМГ-41, БДМГ-41-01,	БДМГ-41-02 и БДМГ-41-03
предназначен для контроля и сигнализации о превышении
и снижении мощности экспозиционной дозы у-излучения
относительно установленных пороговых значений.
Областью применения сигнализатора являются атом-
ные электростанции, радиохимические лаборатории и сан-
пропускники, а в системе ГО он может быть также уста-
новлен в химико-радиометрической лаборатории (ХРЛ),
убежищах, противорадиационных укрытиях (ПРУ), под-
валах и т. д. и в полевых условиях вместо ДП-64.
Пульт сигнализатора устойчиво работает при измене-
нии температуры окружающей среды от +5 до 35 °C, а
блоки детектирования — от —30 до +50 °C и в условиях
относительной влажности до 95%.
Блоки детектирования выполнены в герметичном испол-
нении и могут быть удалены от пульта сигнализатора до
500 м. Это позволяет установить пульт прибора в убежи-
ще, а блок детектирования — на контролируемой местно-
сти.
Диапазон плавной установки порогов включения сиг
нализации для указанных выше блоков детектирования
приведен в табл. 21. Как видно из табл. 21, в зависимо-
12—5007	177
стн от типа блока детектирования сигнализатор позволя-
ет вести контроль мощности дозы от 10-4 до 103 Р/ч, что
позволяет зафиксировать выпадение радиоактивных осад-
ков в широком диапазоне. Нижний предел чувствительно-
сти сигнализатора почти в 1000 раз выше, чем ДП-64.
Сигнализатор обеспечивает возможность подключения
и коммутацию цепей внешней сигнализации. При повы-
шении мощности дозы до порога превышения включается
красное световое табло и звуковая сигнализация, а при
снижении мощности дозы до порога снижения — зеленое
табло.
Таблица 22
Тип блока	Размеры, мм	Масса, кг, не более
БДМГ-41	300+2,5; 065	0,80
БДМГ-41-01	195+2,5; 065	0,60
БДМГ-41-02	250+2,5; 065	0,70
БДМГ-41-03	250+2,5; 065	0,70
Пульт сигнализатора	360X155X230	9,0
Конструкция сигнализатора брызгозащищенная и обес-
печивает настольный и настенный монтаж. Прибор питает-
ся от сети переменного тока. В блок детектирования
вмонтирован контрольный бета-источник, предназначен-
ный для проверки работоспособности сигнализатора.
Размеры и масса пульта сигнализатора и блоков де-
тектирования приведены в табл. 22.
§ 3. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ДРУГИХ РЕНТГЕНМЕТРОВ В СИСТЕМЕ ГО
Переносный микрорентгенметр ПМР-1
Переносный микрорентгенметр . ПМР-1 применяется
учреждениями здравоохранения для измерения мощности
дозы у-излучения в диапазоне от 0 до 5000 мкР/с (0—
18 Р/ч).
Поддиапазоны измерений:
I — от 0 до 5 мкР/с (0—0,018 Р/ч);
II—от 0 до 50 мкР/с (0—0,18 Р/ч);
III — от 0 до 500 мкР/с (0—1,8 Р/ч);
IV — от 0 до 5000 мкР/с (0—18 Р/ч).
В системе Гражданской обороны микрорентгенметр
можно использовать для ведения радиационной разведки
до уровней не более 18 Р/ч. Для отсчета показаний необ-
ходимо заранее подготовить таблицу перевода мкР/с в Р/ч.
178
Мощность дозы у-излучения измеряется на высоте
0,7—1 м от поверхности. При измерениях уровня радиа-
ции с автомобиля (бронетранспортера) следует опреде-
лить коэффициент ослабления, для этого можно исполь-
зовать имеющиеся таблицы коэффициентов ослабления
или произвести два измерения: первое — находясь в ав-
томобиле, второе — выйдя из него, но в той же самой точ-
ке местности, где производилось первое измерение, при
э~ом автомобиль отводится на 3—5 м от своего местона-
хождения. Отношение результата второго измерения к
первому даст величину поправочного коэффициента, на
который необходимо умножить показания прибора, полу-
чаемые внутри автомобиля.
Основная погрешность измерений ±10%. Нормальные
условия работы прибора: температура окружающей сре-
ды от —20 до 4-35 °C и относительная влажность до 96%.
Питание прибора осуществляется от одного элемента
типа 1,6 ПМЦ-8 (145У) и батареи типа 22,5 ПМЦГ-0,15
(ГБ-22,5) — 4 шт.
Один комплект источников питания обеспечивает не-
прерывную работу в течение 60 ч.
Прибор «Карагач-2»
Прибор «1<арагач-2» предназначен для измерения
мощности дозы у-излучения в диапазоне от 0 до
100 000 мкР/с в лабораторных и производственных усло-
виях.	,
Поддиапазоны измерений:
I — от 0 до 500 мкР/с (от 0 до 1,8 Р/ч);
II — от 0 до 5000 мкР/с (от 0 до 18 Р/ч);
III — от 0 до 50 000 мкР/с (от 0 до Г80 Р/ч);
IV — от 0 до 100 000 мкР/с (от 0 до 360 Р/ч).
Основная погрешность измерений ±15%. Нормальные
условия работы: температура от —20 до -|-50 °C и отно-
сительная влажность воздуха до 98%.
Питание от элемента типа 1,6 ПМЦ-У-8 (145-V), а
также от батареи типа БАС-7-13 № 1-— 1 шт. и батареи
типа 105-ПМЦГ (ГБ-100 № 3) — 1 шт.
Время работы с одним комплектом источников пита-
ния — 60 ч.
В системе Гражданской обороны рентгенметр «Кара-
гач-2» можно успешно использовать для ведения радиа-
ционной разведки в широком интервале (от 0 до 360 Р/ч)
мощности дозы у-излучения.
12*	179 *
Для отсчета показаний в Р/ч заранее составляется таб-
лица перевода мкР/с в Р/ч на основании следующих дан-
НЬХ.
Поддиапазон	Диапазон измерения мощ- ности Дозы l-излучения, Р/ч	Цена деления, Р/ч
КХ1)	0—1,8	0,036
И(ХЮ)	0—18	0,36
П1(Х100)	0—180	3,6
IV(X200)	0—360	7,2
При измерениях с автомобиля и других транспортных
средств датчик прибора выносится наружу на высоту
0,7—1 м от поверхности земли; это дает возможность не
применять поправочных коэффициентов. «Карагач-2» мож-
но использовать вместо приборов ДП-5, ДП-5А, ДП-5Б,
ДП-5В, ДП-3 (ЗБ) и ДП-2.
Приборы МРМ-1, МРМ-2 и ПМР-1М
Эти приборы используются для измерения уровней ра-
диации в диапазоне от 0 до 1000 мкР/с (МРМ-1), от 0,01
до 30 мкР/с (МРМ-2) и от 0 до 10 000 мР/ч (ПМР-1М).
Приборы МРМ-1 и МРМ-2 питаются от сети перемен-
ного тока частотой 50 Гц при напряжении 127 или 220 В.
Микрорентгенметр медицинский МРМ-2 также питается
от аккумуляторов или батарей емкостью не менее 1 ч
при напряжении 18 В. ПМР-1М питается от батареи типа
1 КСУ-3 («Сатурн», «Марс»). Основная погрешность из-
мерений приборов ±10%. Нормальные условия работы:
температура -ф-20±5°С, относительная влажность
65 ±15%, атмосферное давление 750±30 мм рт. ст., масса
приборов не превышает 5 кг.
Для отсчета показаний в Р/ч необходимо заранее под-
готовить таблицу на основании следующих данных для
МРМ-1:
Поддиапазон	Диапазон измерения мощ- ности дозы 7-излучения, Р/ч
1(Х0,2) П(ХО Ш(ХЮ) IV(X100)	0—0,0072 0—0,036 0—0,36 0—3,6
180
Табличные данные для прибора ПМР-1М
Поддиапазон	Диапазон измерения мощности дозы f-излучеиия, Р/ч
I(XI)	0—0,11
П(Х1)	0—0,1
Ш(ХЮ0)	0—1
IV(XIOOO)	0—10
Для измерения мощности дозы -у-излучения с по-
мощью приборов МРМ-1 и МРМ-2 в местах, удаленных
от сети переменного тока, целесообразно шпур питания
прибора нарастить до 50—100 м. Измерения производят-
ся в данном случае обычным порядком.
РП-1 (переносный рентгенметр)
Предназначен для измерения мощности дозы рентге-
новского и -у-излучений в клинических условиях, а также
для проверки дозиметрической аппаратуры.
В комплект прибора РП-1 входят измерительный
пульт, ионизационные камеры объемом 2000 и 20 см3,
шесть насадочных колпачков и др.
Диапазон измерений прибора от 0,1 до 10 000 мкР/с (от
0 до 36 Р/ч). Рентгенметр РП-1 в комплекте с ионизаци
онной камерой объемом 2000 см3 имеет следующие под-
диапазоны измерений, мкР/с:
I —0,1 —1 (0—0,0036 Р/ч);
II — 1—3 (0,0036 Р/ч — 0,0108 Р/ч);
III	—3—10 (0,0108 Р/ч—0,036 Р/ч);
IV	— 10—30 (0,036—0,108 Р/ч);
V	—30—100 (0,108 Р/ч —0,36 Р/ч).
С камерой 20 см3 поддиапазоны загрубляются в 100 раз.
Условия эксплуатации: диапазон температур окружа-
ющей среды от 5 до 35 °C при относительной влажности
воздуха 65±15%. Питание прибора осуществляется от
сети переменного тока частотой 50 Гц и напряжением
110, 127 и 220 В.
Прибор допускает вынос датчика от пульта на рас-
стояние 10 м. Прибор можно использовать в системе ГО
в качестве рентгенметра для ведения радиационной раз-
ведки до мощности дозы -у-излучения не более 36 Р/ч.
Более новые приборы, которые разработаны в настоя-
щее время, поступают в промышленность, НИИ и в ме-
181 *
дицинские лаборатории — это сцинтилляционные дозимет-
ры ДРГЗ-02 и ДРГЗ-ОЗ («Аргунь»). Дозиметры ДРГЗ-02
и ДРГЗ-ОЗ предназначены для измерения мощности дозы
рентгеновского и у-излучений. Эти дозиметры имеют сле-
дующие преимущества по сравнению с существующими:
1)	малое время измерения;
2)	большой срок работы с одним комплектом батарей:
3)	малые габариты блока детектирования (24 см3).
Диапазон измерения мощности у-излучения ДРГЗ-02
от 0,01 до 100 мкР/с (от 0 до 0,36 Р/ч), ДРГЗ-ОЗ от 0,1
до 1000 мкР/с (от 0 до 3,6 Р/ч).
Прибор «Кактус»
Стационарный микрорентгенметр «Кактус» применяет-
ся в учреждениях здравоохранения для измерения мощ-
ности дозы у-излучения в диапазоне от 0 до 20 000 мкР/с
(0—72 Р/ч).
Поддиапазоны измерений:
I —от 0 до 2 мкР/с (0—0,0072 Р/ч);
II — от 0 до 20 мкР/с (0—0,072 Р/ч);
. III — от 0 до 200 мкР/с (0—0,72 Р/ч);
IV — от 0 до 2000 мкР/с (0—7,2 Р/ч);
V —от 0 до 20 000 мкР/с (0—72 Р/ч).
Нормальные условия работы: температура от 5 до
35 °C и относительная влажность воздуха 75%•
Питание прибора осуществляется от сети переменного
тока с частотой 50 Гц при напряжении 110, 127 и 220 В.
Датчик прибора может быть установлен от пульта на
расстоянии до 100 м с помощью соединительного двенад-
цатижильного кабеля РПШЭ. Благодаря этому прибор
удобен для определения мощности дозы у-излучения, на-
чала выпадения радиоактивных осадков.
При определении начала заражения по следу движе
ния радиоактивного облака датчик прибора выносят из
помещения и устанавливают на открытом участке терри-
тории объекта, а сигнальное устройство прибора настраи-
вают на минимальное значение первого поддиапазона.
Б случае появления сигнала фиксируется начало радио-
активного заражения, а затем продолжается наблюдение
за мощностью дозы у-излучения.
Кроме того, микрорентгенметр «Кактус» в системе ГО
можно использовать для ведения радиационной разведки
на территории объекта. С прибором должны работать два
человека: один переносит датчик по территории объекта,
а другой следит за показаниями прибора.
182
Дозиметр ДРГ2-01
Предназначен для измерения экспозиционной дозы
рентгеновского и -у-излучений' в диапазоне энергий фото-
нов от 30 до 1250 кэВ (4,8—200 фДж) и при соответст-
вующей аттестации в органах государственной и ведомст-
венной метрологической службы может применяться в
качестве образцового прибора.
В комплект дозиметра входят измерительный пульт и
две ионизационные камеры объемом 1000 и 10 м3.
Диапазон измерения дозиметра:
при измерении экспозиционной дозы от 0,3 мР до
300 Р (от 7,74-10-8 до 7,74-10~2 Ки/кг);
при измерении мощности экспозиционной дозы от
1 мкР/с (0,0036 Р/ч) до 1-Ю4 Р/ч (от 2,58-1010 до
7,74-10-4 А/кг).
Диапазон измерения разделен на следующие поддиа-
пазоны:
а)	для камеры объемом 1000 см3:
при измерении экспозиционной дозы 0,3; 1; 3; 10; 30;
100; 300; 1000; 3000 мР;
при измерении мощности экспозиционной дозы 1, 3, 10,
30, 100, 300 мкР/с, 1, 3, 10 мР/с;
б)	для камеры объемом 10 см3:
при измерении экспозиционной дозы 0,1; 0,3; 1, 3, 10,
30, 100, 300 Р;
при измерении мощности экспозиционной дозы 0,3; 1,
3, 10, 30, 100, 300, 1000, 3000 мР/с.
Основная погрешность измерения дозиметра при гра-
дуировке по образцовым 1-го разряда источникам у-излу-
чения 60Со не более ±5% на всех поддиапазонах, кроме
1 и 10 мкР/с, 0,3 мР (для камеры 1000 см3) и 1 мР/с
(для камеры 10 см3). На поддиапазонах 1 и 10 мкР/с
(для камеры 1000 см3) и 1 мР/c (для камеры 10 см3) ос
новная погрешность не превышает ±10%. На поддиапа-
зоне 0,3 мР (для камеры 1000 см3) основная погрешность
не превышает ±7%.
Питание дозиметра осуществляется от сети перемен-
ного тока напряжением 220 В ±10%, частотой 50 Гц
±1%.
Радиационная стойкость дозиметра не менее 107 рад,
т. е. если поглощенная доза не превышает 107 рад, то до-
зиметр не изменяет своих характеристик.
Дозиметр устойчиво работает при воздействии фоново-
го нейтронного излучения с плотностью потока нейтронов
до 5 нейтр./(см2-с), при этом дополнительная погреш-
183
йость дозиметра не более +5% на поддиапазоне 1 мкР/с.
Ионизационные камеры могут быть удалены от изме-
рительного пульта на расстояние до 20 м.
Масса и габариты не превышают значений, указанных
в табл. 23.
Таблица 23
Наименование	Масса, кг	Габариты, мм
Пульт дозиметра Камера ионизационная БДМГ-48 объемом 10 см3 Камера ионизационная БДМГ-49 объемом 1000 см3	15 0,35 0,6	396X380X185 Диаметр 42, длина 253 Диаметр 125, длина 341
§ 4. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ НАРОДНОХОЗЯЙСТВЕННЫХ РАДИОМЕТРОВ
В СИСТЕМЕ ГО
Прибор типа РУП-1
Носимый универсальный радиометр типа РУП-1 пред-
назначен для обнаружения и измерения степени загрязнен-
ности а— p-активными веществами поверхностей и для
определения мощности дозы у-излучения в широких диа-
пазонах, плотности потока тепловых и быстрых нейтронов.
В состав радиометра входят измерительный пульт, гам-
ма-датчики I и II, альфа- и бета-датчики быстрых и теп-
ловых нейтронов, телескопическая штанга.
Диапазон измерения по a-излучению от 0,5 до
20 000 част./(мин-см2), по p-излучению от 5 до
50 000 част./(мин-см2), по у-йзлучению для датчика I от
0,2 до 1000 мкР/с, для датчика II от 2 до 10 000 мкР/с,
для плотности потоков тепловых нейтронов от 20 до
105 т. нейтр./(с-см2), для плотности потоков быстрых ней-
тронов от 20 до 105 б. нейтр./(с-см2).
Погрешности прибора не превышают 4-20%. Допусти-
мый внешний у-фон при измерении a-излучений до
500 мкР/с. При измерении p-излучения на поддиапазонах,
мкР/с: I до 0,02; II до 0,2; III до 1,5; IV до 2.
Прибор работоспособен при диапазоне температур
окружающей среды от —25 до 4~50°С, в среде с относи-
тельной влажностью до 98%, при температуре 20 °C.
Питание прибора осуществляется от сети переменного
тока напряжением 220 В, частотой 50 Гц или от источни-
ков постоянного тока, четырех аккумуляторов типа
СЦС-1,5 или гальванической батареи 11,5-ПМЦГ-У-1,3.
184
ео
			2				
			О		со	м<	ю
			Ф о S'—'	(N О	о	о »*—-4	о г—4
			си'о	•—1			
			Н Си				
			о н		ез	СО	
			S *2	о	о	о	О
			хо Ф га	»—«	4—1	1—"1	V—4
	Л к		ю				
	о						
	си						
	«						
	ф		сС				
	д		2				
			ф о л	еО1	со О ^“1	о »—4	1О О Г" 4
			га • о сх				|
			‘ч н 2« ф ? f-i га	о »=ч	(М О 1 <	СО О •—"Н	** О г-^
			ь				
				S'			О
				со	СО		о
				л	о	со о *	О о со	о
			1—4	о о	о о	о -	о <о
			м					 СО	4—4 СО
	(X «—•»		га а*	1 со —4 со	1 СО О со	о <о	о о
ft*	CJ		cd	о	о	О С’Х	о *
s X ш	мкР/		ч	о	о		о со 4=4
Си							W
ш S м	ф						
	К ф						
X	5“						
3				СО			о
S	СО		>—4	со		О <о	о ”-
©				V— О	о <о	О со	о <о
	а		tsC	1 °	4—< СО	т—«	•-	т—4	«К
	2		га			1 °	1 °?
Е X X	S cd и		гг ь cd ч	0,1 0—0	1 о ~ 1 о	г । — о	о 1 ° 2-
							
вс							
О							
Е							
			—ч.				о
		ф S	2			о	о о
		к	CJ		о	о	
		ф		о	о	о	о
		tr	га га	ю	LQ	1Л	ю
			2				1
		а)		ю	о	о	о
					ю	о	о
		IU Н Ф	F-* о cd			ю	о LQ
		m	V				
		ф	—»	-			о
		к ф	S о		о	о о	о о
			га	С")	о	о	о
			я	см см	см	см	сч
		со	2		1		1
		к			1		
				о см		о	о
		•S ио <	част,		см	о сч	о о см
			га				
			о	сх			
			га	о			
			cd г:	G3		»==<	>
			cd	X «		►—4	
			Я «• Г!	- S з 5 »			
			О	К			
185
Масса прибора с датчиком не превышает 4,3 кг.
Для регистрации 0-излучения применен газоразрядный
счетчик типа СБТ-10, для у-излучения— счетчик типов
СИ-13Г (датчик I) и СИ-ЗБГ (датчик II).
При помощи специальных ремней пульт прибора мож-
но переносить на боку, груди, в руке.
Бета- и гамма-датчики соединены с пультом прибора
гибким кабелем длиной 1,5—6 м, что позволяет применять
приборы в системе ГО для ведения разведки как пешим
порядком, так и на различных транспортных средствах
без применения коэффициента ослабления. Кроме того,
прибор можно устанавливать в убежище, а его датчик
выносить наружу. Преимущество прибора 'РУП-1 перед
другими приборами заключается в возможности примене-
ния трех видов питания, при этом прибор становится авто-
номным. Наличие в приборе ручки потенциометра компен-
сации у-фона позволяет применять прибор для измерения
загрязненности 0-частицами при повышенном у-фоне.
Благодаря этому прибор можно использовать в системе
ГО в лабораториях для определения загрязненности раз-
личных продуктов питания и фуража.
Прибор РУП-1 в системе ГО можно использовать для
ведения радиационной разведки мощности дозы у-излуче-
ния до 36 Р/ч, а также для определения начала заражения
по следу движения радиоактивного облака. Для отсчета
показаний прибора (в Р/ч) необходимо заранее подгото-
вить таблицу перевода мкР/с на Р/ч.
При определении начала заражения по следу движения
радиоактивного облака бета-, гамма-датчик прибора вы-
носят из помещения и устанавливают на открытом участ-
ке территории объекта, а пульт прибора настраивают на
минимальное значение первого поддиапазона. По световой
и звуковой сигнализации фиксируется начало радиоактив-
ного заражения, а затем продолжается наблюдение за
увеличением мощности дозы у-излучения.
Носимый бета-гамма-радиометр типа ГБР-3
ГБР-3 предназначен для измерения загрязненности 0-
частицами поверхностей, а также для измерения мощности
дозы у-излучения. В приборе предусмотрена возможность
автоматической компенсации у-фоиа при измерении 0-ча-
стиц, что создает определенные удобства при работе в пе-
ременных у-полях. Прибор состоит из измерительного
пульта, бета-гамма-датчика дополнительного гамма-датчи-
ка и зарядного устройства для аккумуляторов.
186
Диапазон измерения р-Частиц от 100 до 106 расп./
(мин-см2), у-излучения от 0,2 до 2-103 мР/ч и имеет четы-
ре поддиапазона.
Допустимый внешний у-фон при измерении р-излучения
< для I поддиапазона 1 мР/ч, для II поддиапазона 10,
III поддиапазона 100 мР/ч и IV поддиапазона 200 мР/ч.
Под- диапа- зон	Излучение, расп./(минХ Хсма)	Излучение, мР/ч	
		основное	Допол нител ьное
I	102—103	0,2—2(0,00002—0,0002 Р ч)	10—102(0,01—0,1 Р ч)
II	1G3—104	2—20(0,0002--0,002 Р/ч)	102—103(0,1—1 Р/ч)
III	104—106	20—200(0,02—0,2 Р ч)	103—104(1 —10 Р/ч)
IV	106—Ю6	200—2000(0,2-2 Р/ч)	104—10Б(10 —100 Р/ч)
Наличие автоматической компенсации у-фона до
200 мР/ч (0,2 Р/ч) позволяет измерять загрязненность
личного состава формирований, техники непосредственно
вблизи зоны заражения.
Прибор ГБР-3 работоспособен в диапазоне температур
от —40 до -|-50оС при относительной влажности до 98%.
Питание прибора осуществляется от двух гальваниче-
ских батарей КБ-1 или 1,5 СНМЦ-0,6, обеспечивает не ме-
нее 30 ч работы. Аккумулятор типа СЦС-5 обеспечивает не
менее 100 ч работы, от четырех аккумуляторов типа Д-02
обеспечивает не менее 20 ч непрерывной работы.
Габариты прибора (мм): пульт 150X95X170, гамма-
бета-датчик 65X70X90, гамма-датчик 28X160, длина раз-
движной штанги от 455 до 780 мм. Масса прибора’ не пре-
вышает 2,2 кг.
В датчике применены два счетчика типа СБТ-11 с ок-
ном площадью 4,5 см2 СИ-13Г. Наличие двух счетчиков,
один из которых регистрирует р- и у-излучения, а второй—
только у-излучения, позволяет раздельно измерять р- и
у-излучения и автоматически компенсировать у-фон при
измерении р-активности.
При измерении p-излучения в условиях повышенного
у-фона включены оба счетчика. Измерительный прибор
фиксирует разность токов, соответствующую только р-из-
лучению и не зависящую от у-фона.
При измерении у-излучения включается счетчик, защи-
щенный от действия p-излучения. Показания прибора в
187
этом случае соответствуют мощности дозы у-йзлуйбййя.
Датчик соединяется с измерительным пультом кабелем
длиной 1,5 м.
В системе ГО прибор ГБР-3 можно использовать для
ведения радиационной разведки в широком интервале мощ-
ности дозы у-излучения до 100 Р/ч.
Мощность дозы у-излучения измеряют пешими дозора-
ми и наблюдателями в обычном порядке.
При измерении мощности дозы у-излучений с автомо-
биля, вертолета, самолета и другого транспорта датчик
прибора закрепляется снаружи, а пульт монтируется в ка-
бине, при этом коэффициент ослабления от корпуса транс-
портных средств не учитывается, а учитывается высота
датчика от поверхности земли (для самолета, вертолета).
Преимущество ГБР-3 перед приборами, применяющи-
мися в системе ГО, заключается в использовании для пи-
тания прибора четырех видов источников питания. В обра-
щении прибор очень прост и удобен.
Приборы РУП-1 и ГБР-3 могут заменить ДП-5, ДП-5А,
ДП-5Б, ДП-5В, ДП-3 и ДП-ЗБ без каких-нибудь изме-
нений.
Кроме перечисленных переносных приборов можно ис-
пользовать в системе ГО еще ряд приборов, таких, как но-
симый универсальный бета-гамма-радиометр типа «Звез-
да», носимый радиометр-сигнализатор типа «Сигнал», уни-
версальный бета-гамма-радиометр типа «Луч-А», носимый
радиометр типа РПП-1, носимый поисковый радиометр
типа СРП-2.
Сигнализатор радиометрический носимый РМГЗ-01
Сигнализатор РМГЗ 01 предназначен для сигнализации
о превышении радиоактивной загрязненности сыпучих ма-
териалов (на автомашинах, транспортерах) по у-излуче-
нию.
Диапазон определяемых уровней по у-излучению со:
ставляет от 0,005 до 0,4 Р/ч. Сигнализатор имеет семь фик-*
сированных уровней срабатывания и в зависимости от ус-
ловий измерений [на транспортере — ТР—Р, на автомаши-
не при погружении блока детектирования в измеряемую
среду — А/м(н), на автомашине без погружения блока де-
тектирования— А/м(в)] имеет значения, приведенные
в табл. 24.
Прибор имеет звуковую индикацию на всех фиксиро-
ванных уровнях срабатывания.
Основная погрешность градуировки прибора в нор-
188
мальйых климатических условиях не превышает ±30% из-
меряемого значения при облучении радиоактивным источ-
ником 137Cs.
Прибор работоспособен в интервале температур от —10
до Н-40°С, в условиях относительной влажности 95±3°/о-
Время установления рабочего режима 1 мин.
Таблица 24
Положение ручки переключателя	Фиксированный уровень, Р/ч	Степень загрязненности, мкКи/кг		
		ТР—Р	А/м(н)	А/м(в)
7	0,005	10	10	20
6	0,01	20	20	40
5	0,02	40	40	80
4	0,04	80	80	160
3	0,1	200	200	400
2	0,4	800	800	1600
1	0,5	1000	1000	2000
Примечание. На фиксированных уровнях срабатывания 1 и 2 на блок
детектирования сигнализатора устанавливается специальная защита, входящая в
комплект поставки.
Питание прибора осуществляется - от шести элементов
типа 343. Комплект питания обеспечивает непрерывную
работу в течение не менее 12 ч. Прибор имеет переходное
приспособление, позволяющее питать прибор от посторон-
них источников питания постоянного тока напряжением
7,3—12 В.
Габариты основных блоков питания не превышают:
пульт 191X70X142 мм; блок детектирования 0 25Х
Х418 мм; укладочный ящик 526X118X320 мм. Масса при-
бора с элементами питания (без футляра и вспомогатель-
ного имущества) не более 2,6 кг. Масса полного комплекта
прибора в укладочном ящике не превышает 8,1 кг.
В состав прибора входят:
а)	прибор (пульт и блок детектирования) с ремнями;
б)	удлинительная штанТа;
в)	кабель питания для подключения прибора к внеш-
нему источнику постоянного тока напряжением 7,3—12 В;
г)	комплект эксплуатационной документации;
д)	комплект запасного имущества;
е)	укладочный ящик.
Прибор рассчитан на обслуживание одним оператором
и имеет пульт, который оператор надевает с помощью рем-
ней, и выносной блок детектирования, который связан с
пультом кабелем длиной 3 м.
189
§ 5.	ЧЕМ ЗАМЕНИТЬ ДП-IOfl
В настоящее время в системе Гражданской обороны
СССР находится в эксплуатации большое количество де-
кадно-счетных установок типов ДП-100-АД-М и ДП-100-М.
За все время эксплуатации, с момента принятия ее на
снабжение, она показала свою высокую надежность. Вме-
сто установки ДП-100 можно с успехом использовать
практически любую из пересчетных установок серии ПП.
Установка ПП-9
Эта установка универсального типа, т. е. она не пред-
назначена для какого-то определенного вида счета. В на-
шем случае мы использовали ее для радиометрических из-
мерений.
Однако для того чтобы собрать полноценную схему, к
ней необходимо еще иметь свинцовый домик, высоковольт-
ный блок питания, счетчик и кабель.
Если приобретение высоковольтного источника питания
не представляет трудностей, так как их выпускает наша
промышленность (это же относится и к свинцовому доми-
ку), то согласующее устройство и источник питания к не-
му не выпускаются. Для того чтобы установки типа ПП
можно было с успехом использовать в системе граждан-
ской обороны, предлагается несколько вариантов использо-
вания установок ПП вместо ДП-100. Сравнительные ха-
рактеристики обеих установок приведены в табл. 25.
Как видно из таблицы, ПП-9 практически по всем по-
казателям превосходит ДП-100, за исключением одного:
установка ПП-9 не рассчитана на применение ее в полевых
условиях, что является серьезным недостатком. Следует
также отметить, что установка ПП-9 выполнена на совре-
менной элементной базе (транзисторах), что дает преиму-
щество в надежности по сравнению с ДП-100.
Рассмотрим два варианта использования установки
ПП-9.
Первый вариант установки ПП-9 (рис. 42). В комплект
входят:
1.	Установка ПП-9.
2.	Промышленный высоковольтный блок питания
(в данном случае используется блок типа ПВ-2-2).
3.	Свинцовый домик от установки ДП-100 со счетчиком
СБТ-7.
4.	Вольтметр.
5.	Согласующее устройство, самостоятельно собранное
в лаборатории и помещенное в коробку от согласующего
190
Таблица 25
Технические характеристики	ДП-100	ПП-9
Объем регистрации, имп.	10»	10е
Диапазон длительности вход- ного импульса, мкс	20—1000	10 нс—10 мкс
Максимальная частота счета им- пульсов, имп./с	15-Ю3	5 - 10е
Чувствительность установки го входу, В	2—100	0,1—10
Диапазон рабочих температур, °C	-104-1-50	4-104-+35 •
Мощность, потребляемая от се- ти, Вт Выгод информации	—	60
	Неоновые индика-	Знаковые люмипес-
Наличие автоматической экспо- зиции по времени	тор-лампы	центные индика- торы с арабскими цифрами
	Нет	Есть
Наличие автоматической экспо- зиции по набору импульсов	Нет	Есть
Техническое исполнение	Стационарный и полевой	Стационарный
Масса установки в комплекте,	150	100
Рис. 42. Использование установки ПП-9 (I вариант)
191
устройства ДП-100, при этом питание снимается с уста
новки ПП, где имеется гнездо контроля напряжения —8 В
Второй вариант установки ПП-9 (рис. 43):
1.	Установка ПП-9.
2.	Высоковольтный блок (преобразователь напряже-
ния), согласующее устройство и их общий блок питания,
собранные в едином малогабаритном корпусе, имеющем
Рис, 43. Использование установки ПП-9 (II вариант)
размеры примерно 185X105X130 мм. Конструктивно блок
собран таким образом, что он с помощью стандартных
разъемов свободно надевается на свинцовый домик.
3.	Свинцовый домик от ДП-100.
В первом и во втором вариантах при радиометрических
измерениях используется та же методика измерений, что
и при измерении на ДП-100.
Эта методика рассчитана на применение счетчика
МСТ-17, снятого с производства, поэтому вводится поправ-
ка, учитывающая разницу в чувствительности счетчика
МСТ-17 и применяемого счетчика СБТ-7, причем для счет-
чиков другого типа поправочный коэффициент должен
быть рассчитан отдельно (см. § 8, гл. 2).
Первый вариант использования ПП-9 мы предлагаем
там, где по каким-либо причинам невозможно получить
192
дефицитные детали и собирать достаточно сложные радио-
электронные устройства. Недостаток этого варианта — его
громоздкость, преимущества — простота изготовления со-
гласующего устройства и отсутствие дефицитных деталей.
Еще один существенный недостаток первого варианта —
отсутствие у некоторых промышленных высоковольтных
блоков контрольного стрелочного вольтметра, что затруд-
няет снятие счетной характеристики газоразрядного счет-
чика и оперативный контроль высоковольтного напряже-
ния. Это заставляет добавлять в схему измерений еще и
контрольный вольтметр, что еще больше увеличивает раз-
меры всей установки. Полностью лишен этих недостатков
второй вариант, который при прочих равных условиях име-
ет габариты и массу, даже несколько меньшие, чем у
ДП-100.
Прибор счетный одноканальный ПСО2-4
В объектовых лабораториях для радиометрических из-
мерений используется прибор счетный одноканальный
ПСО2-4, который по сравнению с установкой ПП-9 являет-
ся более универсальным и простым в эксплуатации.
Сравнительные характеристики обеих установок при-
ведены в табл. 26.
Общий недостаток установок состоит в том, что они не
рассчитаны на применение в полевых условиях. Преиму-
щество установок в том, что они выполнены на совре-
менной элементной базе (микросхемах и транзисторах),
что значительно повышает их надежность в эксплуатации.
Чтобы обеспечить на основе ПСО2-4 полноценную схе-
му сборки установки для проведения радиометрических
измерений, к ней необходимы еще свинцовый домик, вы-
соковольтный блок питания, счетчик и кабель, выпускае-
мые промышленностью, или согласующее устройство и ис-
точник питания к нему*.
В комплект, собранный на базе прибора ПСО2-4 счет-
ной одноканальной установки для проведения радиомет-
рического анализа (рис. 44), входят прибор ПСО2-4, свин-
цовый домик со счетчиком СБТ-7, высоковольтный блок
питания, выполненный в малогабаритном корпусе с исполь-
зованием стандартных разъемов от дозиметрических при-
боров. В данном блоке объединены преобразователь на-
пряжения, согласующее устройство и их общий блок пи-
тания.
* «Военные знания», 1982, № 3.
13—5007	193
Таблица 26
Технические характеристики	ПП-9	ПСО2-4
Объем регистрации, имп.	10е	10е
Диапазон длительности вход- ного импульса	10 нс—10 мкс	40 нс—1 мс
Максимальная частота счета им- пульсов, имп./с	5-Ю8	5-10е
Чувствительность установки по входу, В Диапазон рабочих температур, °C	0,1—10	1,2—12
	+ 104-4-35	+ 104-+35
Мощность, потребляемая от се- ти, Вт	60	30
Индикация набранной информа-	Знаковые люминесцентные индикаторы	
ции	с арабскими цифрами в десятичном коде	
Наличие автоматической экспо- зиции по времени	Есть	Есть
Наличие автоматической экспо- зиции по набору импульсов	Есть	Есть
Техническое исполнение	Стационарный	
Вывод информации на ЦПУ	Есть	Есть
Масса прибора в комплекте, кг	20	6,5
Время непрерывной работы при- бора, ч, не менее	8	8
Время установления рабочего режима, мин, не более Питание прибора от сети	30	1
	220 В+Юо/о	220 В+10,15 %
Наработка па отказ, ч	—	1500
Габариты, мм	550X200X375 мм	340Х350ХП0 мм
Принцип использования прибора ПСО2-4 совместно с
предлагаемым высоковольтным блоком осуществляется в
соответствии со структурной схемой (рис. 45).
Питание осуществляется от сети переменного тока
220 В+10%, частотой 50 Гц.
При радиометрических измерениях в лаборатории ис-
пользуется методика измерений, применяемая при прове-
дении измерений на декадно-счетной установке типа
ДП-100. Эта методика рассчитана на применение счетчи-
ка МСТ-17, снятого с производства. При замене счетчика
данного типа на другой следует учитывать разницу в их
чувствительности, вводя поправочный коэффициент, кото-
рый должен быть рассчитан для каждого типа счетчика
отдельно.
В настоящее время вместо счетчика типа МСТ-17 ис-
пользуют торцовой счетчик СБТ-7. В формулу расчета
194
Рис. 44. Прибор счетный ПСО2-4
удельной зараженности измеряемой пробы необходимо
ввести коэффициент С, учитывающий чувствительность
счетчика. Для торцового счетчика СБТ-7 коэффициент С=
= 1,35. Методика определения коэффициента чувствитель-
ности С состоит в следующем.
На радиометрической установке со счетчиком МСТ-17
определяется скорость счета (Мь имп./мин) от эталонного
Рис. 45. Структурная схема:
1 — блок питания; 2 — высоковольтный
блок (преобразователь напряжения);
3 — блок измерительного устройства;
4 — блок счетчика с согласующим уст-
ройством; 5 — свинцовый домик; 6 —
прибор счетный одноканальный
Г1СО2-4
p-источника или от любого р-излучателя. Затем, не изме-
няя положения счетчика, т. е. при тех же геометрических
условиях, заменяют счетчик МСТ-17 интересующим нас
типом счетчика и снова определяют скорость счета (М2,
имп./мин) от того же эталонного p-источника. Коэффици-
ент С определяется по формуле C=Mi:M2.
Применение счетных приборов радиометрическими ла-
бораториями ГО и лабораториями объектов народного хо-
зяйства будет способствовать успешному решению задач,
стоящих перед ними.
13*	195
Бета-радиометр РКБ4-1еМ
Бета-радиометр РКБ4-1еМ предназначен для экспрес-
сных измерений удельной объемной и массовой активности
Р-частиц проб объектов внешней среды (твердых, жидких
и газообразных) и применяется для комплексного контро-
ля объектов внешней среды в полевых условиях в диапа-
Таблица 27
Блок детек- тирования	Эффективность регистрации твердого источника »oSr-|-®o Y, %	Диапазон измерения, Бк/л;			
		Вода	Вода, 14С	Сыпучие пробы	
БДЖБ-02	80+3	1,9—3,7-103	3,710s—3,7-10»	1,9-10*—3,7-10s	
БДЖБ-07	30±3	3,7.10s—1,9 Ю7	—	3,7-Ю3—1,9-10’	
зоне активности р-частиц 1,9—1,9-107 Бк/кг (5-10-11—
5-10~4 Ки/л, Ки/кг). Чувствительность радиометра
РКБ4-1еМ в несколько тысяч раз выше, чем у радиометри-
ческой установки ДП-100.
Радиометр измеряет удельную объемную и массовую
активность р-частиц 90Sr-|-90Y, 137Cs, 144Се+144Рг, 106Ru+
+106Rh, 60Со в водной среде, почве, донных отложениях, в
сыпучих продуктах, растительности, изотопа 14С в водной
среде, а также газов 41Аг, 85Кг, 133Хе.
В качестве детекторов в радиометре используются два
типа блоков детектирования:
Б ДЖБ-02 — блок детектирования с развитой поверхно-
стью на основе поверхностно-активированных полистироль-
ных пластин;
БДЖБ-07 — блок детектирования на основе одной по-
верхностно-активированной полиметилметакрилатной пла-
стины.
Диапазон измерения, эффективность регистрации и соб-
ственный фон радиометра приведены в табл. 27.
Основная погрешность измерения активности не более
±90% для жидких и сыпучих проб и ±50% для проб га-
зов на нижней границе диапазона измерения и не более
±35%! в середине диапазона.
Время измерения удельной объемной и массовой ак-
тивности р-частиц не превышает 35 мин.
Питание радиометра осуществляется от сети перемен-
ного тока частотой 50± 1 Гц, напряжением 220 ВДи? %
196
и от автономного источника постоянного тока напряжени-
ем 7,5 В. Мощность, потребляемая радиометром от сети,
не более 15 В-А, от автономного источника 2 В-А.
Максимально допустимое значение мощности дозы -у-из-
лучения (радиационная помехоустойчивость) во время оп-
ределения активности р-частиц — не более значений, ука-
занных в табл. 28.
Бк/кг		Собственный фон, не более, С‘*		
	Газ			
	l,9—3,7-10s	При измерении воды 4 (в защите)	При измерении воды 4 (в защите)	При измерении воды 4,5 (в защите)
	—		2	
Таблица 28
Блок детектирования	Значение мощности дозы, А/кг (Р/ч)
БДЖБ-02 БДЖБ-07	2,58-10-12(3,3-10—е) 4,6-10-8(0,6)
Рабочий температурный диапазон от +5 до 40 °C.
Габариты и массы блоков радиометра приведены
в табл. 29.
Таблица 29
Наименование блока	Габариты, мм	Масса, кг
Пульт бета-радиометра	275X220X120	5,2
Блок детектирования БДЖБ-05	560Х185ХЮ5	4,9
Блок детектирования БДЖБ-07	255Х153ХП0	2,2
Пробоотборник индивидуальный ВБ2-02	57X88X127	0,6
Таблица 30
Блок детектирования	Объем пробы, см*	
	Жидкость	Сыпучие пробы
БДЖБ-02 БДЖБ-07	800 5	300 5
197
Радиометр имеет выход на цифропечатающее устройст-
во типа БЗ-15 или БЗ-15М и на самописец для работы в
режиме индикатора.
Объем измеряемой пробы приведен в табл. 30.
§ 6.	ПРАВИЛА ВЗЯТИЯ ПРОБ С ОБЪЕКТОВ ВЕТЕРИНАРНОГО
НАДЗОРА ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ НАЛИЧИЯ РВ
1.	Материал на исследование должен быть взят и от-
правлен в лабораторию как можно быстрее после зараже-
ния. Взятие проб на зараженной местности разрешается
только в средствах индивидуальной защиты.
Пробы направляются в лаборатории с нарочным.
Взятие проб для радиометрии
2.	Почву берут целым куском размером ЮХЮ см на
глубину 5 см. Пробы должны быть взяты с 5—6 равных
участков открытой местности на расстоянии не менее 50—
100 м от ближайших строений, дорог и лесных массивов,
со склонов и вершин возвышенностей, нагорных пастбищ,
а также из других мест, где пасут животных (в лесу, на
выгонах, около скотных дворов, на берегах рек и озер
и т. д.).
Предварительно с места взятия пробы удаляют травя-
ной покров.
3.	Траву отбирают с тех же мест, что и почву. Траву
(в количестве 500 г) срезают ножницами как можно бли-
же к поверхности земли. Когда требуется определить об-
щую радиоактивность почвы и растительного покрова, тра-
ву от почвы не отделяют.
Если материал отправляют на далекие расстояния, то
траву и почву нужно высушить. В сопроводительных до-
кументах необходимо указать массу пробы до высушива-
ния и после высушивания.
В местах отбора проб почвы и травы замеряют и запи-
сывают мощность дозы -у-излучения, измеренной на высо-
те 1 м от почвы.
4.	Зернофураж (овес, ячмень, отруби, комбикорм
и т. д.) отбирают из верхних участков бурта или других
мест хранения. Масса пробы 200—300 г.
5.	Сено и солому (50—100 г) отбирают из стогов, скирд,
копен и других мест хранения в бумажные пакеты. Све-
жий навоз берут непосредственно на скотных дворах в
стеклянные или металлические банки.
198
6.	Овощи (в количестве 300—500 г) отбирают так же,
как и пробы зернофуража. Пробы берут из трех — пяти
мест различных участков.
7.	В качестве проб мяса для радиометрического иссле-
дования от туш животных, зараженных или подозревае-
мых в заражении радиоактивными веществами, берут
мышцы у зареза массой до 100 г, ребро или шейный по-
звонок целиком, внутренние органы: печень, почки, лег-
кие— куски массой 100 г каждый.
8.	Молоко перед взятием пробы из бидонов или другой
небольшой тары тщательно перемешивают и берут в ко-
личестве 250—500 мл; из крупной тары берут несколько
проб в тех же количествах с поверхности, из глубины. Мо-
локо берут и от отдельных коров (выборочно) непосредст-
венно в чистые бутылки.
9.	Рыбу (свежую и соленую) отбирают массой 250—
300 г. Берут голову или часть ее с жабрами, часть тулови-
ща с позвоночником, печень и другие внутренние органы.
Можно направлять для исследования и целые экземпляры
рыб (массой 0,5 кг).
10.	В случае поверхностного заражения фуража и про-
дуктов животного происхождения радиоактивными вещест-
вами отбору проб должна предшествовать дозиметрическая
проверка степени зараженности этого фуража, продуктов,
а также поверхности тары и складского помещения. Про-
бы для анализа отбирают в местах с наибольшей заражен-
ностью.
11.	Воду из рек, прудов и озер берут в местах водопоя
животных у берегов. Как правило, берут две пробы: с по-
верхности и со дна. Воду с поверхности берут любой чи-
стой посудой (банками, кружками). Для взятия воды из
глубины водоема приспосабливают стеклянную бутылку,
ко дну которой привязывают груз, а к горлу и к пробке —
две бечевки достаточной длины. Бутылку погружают в во-
доем и, когда она достигнет дна, пробку выдергивают при
помощи привязанной бечевки; наполненную водой бутыл-
ку извлекают. Перед взятием пробы воду необходимо
взболтать.
В тех случаях, когда основным источником воды для
животных является снег, на анализ посылают снеговую
воду.
Воду берут в количестве 0,5—1,0 л в тщательно вымы-
тые бутылки (предварительно их ополаскивают исследуе-
мой водой).
5
199
Для понижения адсорбции РВ поверхностью стекла во-
ду подкисляют, добавляя 1 мл 2 н. азотной кислоты.
12.	Атмосферные осадки и оседающую пыль собирают
в кюветы и банки. Для этого на пастбищных участках на
высоте не менее 3 м от земли или на крышах зданий ферм
устраивают горизонтальную площадку, на которую уста-
навливают кювету с плоским дном и бортами высотой
10 см. Наиболее удобны эмалированные кюветы размером
50X50 см. Можно использовать также кюветы из нержа-
веющей стали или дюралюминия таких же размеров.
Для сбора атмосферных осадков и пыли за сутки дно
кюветы смазывают 3—5 мл глицерина. Для сбора атмо-
сферных осадков и оседающей пыли за месяц лучше поль-
зоваться стеклянными банками высотой 20 см, диаметром
15 см. Банки помещают в деревянные ящики соответству-
ющих размеров, которые устанавливают на площадке на
один месяц.
13.	Каждую пробу, отобранную для отправки в лабо-
раторию, помещают в чистую сухую тару (стеклянную
банку), бутылку, мешок, целлофан, восковую бумагу, бу-
мажные пакеты и т. п., упаковывают в ящик, который опе-
чатывают. В ящик вкладывают ведомость, где указывают
название материала, место, дату и час взятия, вес сырой
пробы, площадь и глубину, с которых взят материал. Од-
новременно отмечают степень поверхностной загрязнен-
ности РВ по данным полевого радиометра. К ящику при-
крепляют этикетку.
§ 1. ПРИГОТОВЛЕНИЕ ЭТАЛОНОВ
1. Калиевый эталон готовят из химически чистого калия
хлористого (ГОСТ 4324-48). Калий хлористый прокалива-
ют при температуре 120—130 °C в течение 2 ч, затем рас-
тирают в фарфоровой ступке, отвешивают необходимое ко-
личество на аналитических весах с точностью до 0,5 мг,
помещают на стандартную подложку и равномерно распре-
деляют на ней, слегка уплотняя через гладкую бумагу.
Отвешивают в зависимости от площади стандартной под-
ложки 300, 100 или 50 мг.
Бета-активность хлористого калия обусловлена содер-
жанием в природном калии радиоактивного изотопа 40К.
В природной смеси изотопов калия радиоактивного 40К
содержится 0,0119%.
Удельная активность химически чистого калия хлори-
стого за счет распада 40К составляет 3,87-10—7 Ки/кг, или
3,87-10-10 Ки/г (859 000 р-расп./мин).
200
В 300 мг хлористого калия будет содержаться 1,16Х
ХЮ-10 Ки (258 p-расп./мин), в 100 мг — 3,87-10-» Ки
(86 расп./мин), в 50 мг — 1,935-10~и Ки (43 расп./ми-
нуту).
2. Стронциевый эталон готовится из радиоактивного
стронция-90. Для этого микропипеткой берут 0,1 мл рав-
новесного раствора хлористого стронция-90 с активностью
5 мКи в 1 мл (2,5 мКи 90Sr и 2,5 мКи 90Y) и тщательно
смешивают с 99,9 мл дистиллированной воды (разбавляют
в 1000 раз). В 1 мл полученного раствора содержится
5 мкКи. Из этого раствора берут 0,1 мл и снова добавля-
ют 99,9 мл дистиллированной воды, тщательно смешивают,
после чего отбирают из него пипеткой 0,2 мл и наносят на
стандартную подложку. Сюда же наносят 1—2 капли клея
БФ-2, все равномерно распределяют путем покачивания
по поверхности подложки и высушивают на воздухе в вы-
тяжном шкафу при комнатной температуре.
Суммарная p-активность полученного препарата равна
1,0-10-9 Ки, или 1 мКи (2220 расп./мин).
§ 8. ГРАДУИРОВКА РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ АППАРАТУРЫ
Торцовые счетчики
С помощью счетчиков Гейгера — Мюллера измеряют
скорость счета проб, пропорциональную, но не равную их
активности. Переход от скорости счета к активности осу-
ществляется с помощью пересчетных эталонных источни-
ков, выпускаемых В/О «Изотоп» или изготовляемых на ме-
сте из хлористого калия.
Однако при определении коэффициентов пересчета для
радиохимических исследований наиболее целесообразно
использовать жидкие эталонные растворы активностью
10~8—10~9 Ки/л, с которыми проделывают те же радиохи-
мические исследования, что и с пробами.
При отсутствии жидкого радиоактивного раствора гра-
дуировку аппаратуры осуществляют следующим образом.
Берут эталонный источник 90Sr+90Y, выпускаемый
В/О «Изотоп», с площадью активного пятна, равной пло-
щади измеряемой пробы, помещают под торцовый счетчик,
закрывают алюминиевым фильтром толщиной 150 мг/см2
(такая толщина ослабляет излучение от 90Sr в 128 раз, а
от 90Y — в 2 раза) и определяют скорость счета от иттрия,
а затем находят коэффициент пересчета.
Например, имеется эталон 90Sr+90Y активностью
2000 расп./мин, т. е. 1000 распадов, обусловленных радио-
излучением 90Sr, и 1000 расп./мин от 90Y.
201
Определяют скорость счета от этого эталона, закрыто-
го алюминиевым фильтром толщиной 150 мг/см2 и полу-
чают 145 имп./мин. Фон установки со счетчиком Т-25-БФЛ
равен 20 имп./мин. За вычетом фона скорость счета эта-
лона будет 145—20=125 имп./мин.
Коэффициент эффективности в этом случае равен:
1000-0,5 _40
125	’ ’
где 1000 — число распадов от 90Y в эталоне (по паспорту);
0,5 — коэффициент ослабления p-излучения от 90У фильт-
ром толщиной 150 мг/см2; 125 — скорость счета от этало-
на без фона.
Влиянием на скорость счета р-частиц от 90Sr в данном
случае пренебрегают (она составляет менее 1%).
При отсутствии эталона 90Sr-j-90Y коэффициент пере-
счета для 90Y можно определить по эталону из хлористо-
го калия.
Например, определить коэффициент пересчета для 90Y,
имея навеску в 200 мг хлористого калия, нанесенную на
стандартную подложку площадью 2,5 см2. Проба помеще-
на на расстоянии 10 мм от счетчика МСТ-17. На установке
ДП-100 со счетчиком МСТ-17 (толщина слюды входного
окна счетчика равна 4 мг/см2) определяют скорость сче-
та от данной навески. Скорость счета без фона равна
25 имп./мин. Далее находят значение /(Р (поправка на са-
мопоглощение р-частиц 40К в зависимости от массы навес-
ки с учетом постоянных для перевода p-распадов в мину-
ту в кюри на 1 кг массы золы).
Зная Кфор, переходят к коэффициенту пересчета для
тонкослойного источника:
_____ 3,87-10—г
^ТОИ_	дл	»
^эт'Агор
где 3,87-10-7 — удельная р-активность 1 кг хлористого ка-
лия; пЭц — скорость счета от навески хлористого калия без
фона.
Имея коэффициент пересчета по 40К для тонкого слоя,
легко определить и пересчетный коэффициент для 90Y.
В этом случае необходимо учесть различный эффект по-
глощения р-частиц 90Y и 40К в слое воздуха и окошке счет-
чика. Значение этой поправки вычисляют по формуле
f= 1-0,693^5-.
202
где /Эф — толщина окошка счетчика и воздуха, мг/см2;
Ai/2 — слой половинного ослабления р-частиц в алюминии.
Для 40К слой половинного ослабления равен 81 мг/см2,
а для 90Y — 150 мг/см2.
В нашем примере /эф = 4+0,129 мг/см3Х1 см =
= 4,129 мг/см2, где 4 — толщина слюды входного окна
счетчика МСТ-17, мг/см2; 0,129 — плотность воздуха,
мг/см3; 1 см — расстояние от окошка счетчика (точнее, от
собирающего электрода) до поверхности исследуемой
пробы.
Тогда
для 40К = 1 — 0,693	= 0,955;
8J
для 90У= 1—0,693^ = 0,976.
150
Далее вводят поправочный коэффициент
f40K
рвоу ’
K90Y=KTOH С—3,2-0,98=3,1.
Следовательно, коэффициент пересчета для 90Y ра-
вен 3,1.
Аналогичные действия проводят и при отсутствии эта-
лонного раствора цезия-137, изготовленного В/О «Изотоп».
Ввиду полиэнергетического спектра p-излучения це-
зия-137 поправки на самопоглощение рассчитывают для
каждого С для 137Cs и 1311 при следующей геометрии сче-
та: подложка стандартная (площадь 2,5 см3), расстояние
от входного окна счетчика 5 мм.
Например, требуется установить пересчетный коэффи-
циент для пробы массой 55 мг. Для радиометрии использу-
ют счетчик МСТ-17, расстояние от пробы до собирающего
электрода 5 мм.
Определяют скорость счета от навески хлористого ка-
лия массой 55 мг. Скорость счета от этой навески без фо-
на равна 10 имп./мин.
Тогда
„	3,87-10-7	. о
<\тон —-----------— 4,3.
тон	10-9-10-9
Пересчегный коэффициент для 137Cs равен:
^ = 4,3-1,14 = 4,9.
203
Цилиндрические счетчики
При работе на цилиндрических счетчиках типов СТС-5,
СТС-6 необходимо знать коэффициент пересчета для изо-
топов с различной энергией. В этом случае, если имеется
соль хлористого калия, поступают следующим образом.
Кювету заполняют хлористым калием и определяют
скорость счета (вместе с фоном). Далее между кюветой и
счетчиком помещают цилиндрический экран, изготовленный
из рентгеновской плении толщиной! 55 мг/см3 (эмульсия с
пленки предварительно снимается), и снова определяют
скорость счета от хлористого калия (Мжр).
Затем между счетчиком и пробой помещают экран из
алюминия толщиной 540 мг/см2 и опять подсчитывают
число импульсов в минуту от KCI (/Vv + фон). Получив
данные, рассчитывают скорость счета от p-излучения хло-
ристого калия по формуле
A^Kci=Af—Мр+ф;
/VrCI = /Vэкр -/Vy f-ф.
Далее рассчитывают количество импульсов, которое
можно было бы получить, если бы не было ослабляющего
влияния стенок счетчика СТС-6. Так как толщина стенки
счетчика СТС-6 равна 55 мг/см2, то
N2
N = . 1С| .
хКС1 ^экрКСГ
При определении удельной ,р-активности исследуемых
материалов необходимо заполнить кювету пробой и найти
скорость счета от нее (с фоном). Затем делать аналогич-
но тому, как было указано выше, т. е. поместить между
счетчиком и пробой экран толщиной 55 мг/см2 и опреде-
лить скорость счета от пробы с этим экраном (пэкр). Далее
подсчитывают количество импульсов от фона и у-излуче-
ния пробы, поместив между счетчиком и пробой алюминие-
вый экран толщиной 540 мг/см2 («уы>)-
Определяют количество импульсов в минуту от р-излу-
чения пробы без экрана
— И ^у+ф
и с экраном
^Оэкр^^ /2экр—^у+ф-
Затем по формуле пох («о2Моэкр) находят количество
импульсов в минуту с учетом оставления р-излучения
стенками счетчика. Далее находят слон половинного ослаб-
204
ления р-частиц по формуле
Ао	0,3-55
Д1/2 = ------------------
1g ,7ох- 1g ,г0ЭКр
где 0,3 — значение логарифма 2; 55 — толщина экрана,
мг/см2; Пох— количество импульсов от пробы с учетом
влияния ослабления p-излучения стенками счетчика.
Если искомый слой половинного ослабления приблизи-
тельно равен слою половинного ослабления 40К, то актив-
ность исследуемой пробы определяют относительным ме-
тодом без введения каких-либо поправок. Если же слой
половинного ослабления будет более 80 мг/см2, то приме-
няют более толстые экраны и находят такую толщину
экрана, которая ослабляла бы интенсивность излучения
в 2 раза. В этом случае расчет удельной активности
р-частиц исследуемой пробы осуществляют по формуле
д  ^КСГпох  А]/240К
КС1 Д1/2
где А — удельная активность р-частиц исследуемого ма-
териала, Ки/кг; ЛКс1 — удельная активность р-частиц хло-
ристого калия (3,87-10-7 Ки/кг); пОх — скорость счета
пробы (имп./мин) без ослабляющего влияния стенок
счетчика; Ai/240K— слой половинного ослабления 40К, рав-
ный 81 мг/см2; Nx КС1 — истинная скорость счета от эта-
лона из хлористого калия; Д?/2 —слой половинного ослаб-
ления исследуемой пробы.
Пример. Скорость счета пробы с фоном п=80 имп./мин,
при помещении между пробой и счетчиком экрана толщиной
150 мг/см2 нЭкр==55 имп./мин. Определяем число импульсов
от фона и у-излучения пробы, помещая экран из алюминия
толщиной 540 мг/см2: /zv+fl)==20 имп./мин.
Находим скорость счета пробы без фона:
п0=п—/гт+ф = 80—20=60 имп./мин
и скорость счета экранированной пробы
П-Ожр1—' ^экр ^v+ф—55 20—35 имп./мин.
Скорость счета пробы с учетом влияния стенок
чика равна:
счет-
60 — 103 имп./мин;
77О2
п = ——
ох п “"35
поэкр
А0	0,3-AjKp
Л1/2= IgHo-Ig^Kp
205
где Дэкр — толщина экрана, равная 150 мг/см2; в нашем
случае
45
д° _	°.3-150
1/2 ~~ 1g 60 — 1g 35 “ 1,78—1,54
187 мг/см2.
Удельная p-активность пробы равна:
__ ^Kcr^ox'Ai/g40^
^xKCl 'А?/2
3,87-10“?-103-81
480-187	’
= 3,6-10-8.
Здесь A^xKci — скорость счета эталона хлористого калия
с учетом влияния стенок счетчика, определяется 1 раз
в месяц (в нашем случае Azxkci=480 имп/мин).
§ 9. ПРИГОТОВЛЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ИСТОЧНИКОВ
Приготовление источника является важным этапом при
измерении активности проб по а-, р-, у-излучению. От
правильного выбора источника во многом зависят трудо-
емкость и точность измерения активности.
На измерение поступают пробы в твердом, жидком и
газообразном состоянии. Из поступивших на измерение
проб могут быть приготовлены тонкие или толстые источ-
ники, а также источники промежуточных толщин (газооб-
разные пробы измеряются обычно в виде объемных источ-
ников).
При выборе типа источника учитываются, с одной
стороны, методика измерения и, с другой, характеристика
источника, т. е. величина активности, энергия изотопа, со-
держание балластных солей и т. д. Тонкими источниками
считаются такие источники, для которых можно пренебречь
самопоглощеиием и саморассеянием. Тонкие источники
для а- и В-излучсния готовятся из растворов с малым со-
лесодержанпем. В ряде случаев высокое солесодержание
раствора и малая удельная активность пробы не позволя-
ют приготовить тонкий источник. Тогда готовятся толстые
источники или источники промежуточных толщин.
Толстым источником называется источник, дальнейшее
увеличение толщины которого не приводит к увеличению
скорости счета. Толстые источники применяются, как пра-
вило, при измерении удельной активности. Преимуще-
ством измерения активности толстых источников является
его быстрота, так как исключается взвешивание: важно
лишь, чтобы толщина источника превосходила максималь-
ный пробег а- или р-частиц. Иногда радиоактивного ве-
206
щества недостаточно для приготовления толстого источни-
ка, и готовятся источники промежуточных толщин.
Промежуточным источником считается источник толщи-
ной, вызывающей заметное самопоглощение. При работе
с промежуточными источниками необходимо учитывать
поправку на самопоглощение. Поправка на самопоглоще-
ние вводится в том случае, если толщина источника равна
или больше 0,1 d\/2. При работе с промежуточными бета-
источниками толщина источника d выбирается в следую-
щих пределах:
d=(0,7-?3) dm для 10<Z<30;
d= (1,74-3) d\/2 Для 30<Z<70
(Z—атомный номер, d\/2 — слой половинного ослабления),
так как коэффициент поглощения достоверно изучен
в этой области.
Приготовление промежуточных источников — трудоем-
кая операция: необходимо их взвешивать и придавать им
стандартную форму.
В некоторых случаях измерения целесообразно прово-
дить по у-излучению. Измерение активности по у-излуче-
нию позволяет увеличить чувствительность измерения,
так как явление насыщения по у-излучению практически
не наступает и проба может быть увеличена до 1—2 кг (л)
и более. Кроме того, малая трудоемкость и быстрота при-
готовления гамма-источников позволяют производить из-
мерения активности короткоживущих изотопов.
Приготовление бета-источников
Для измерения p-активности источники готовятся трех
видов: тонкие, толстые и источники промежуточных
толщин.
Тонкие источники. Тонкими бета-источниками считаются
источники толщиной не более 0,1 мг/см2 (для изотопов
с энергией р-частиц £р^0,4 МэВ). Тонкие источники обыч-
но готовятся из растворов, физико-химические характери-
стики которых исключают потери радиоэлементов за счет
адсорбции, осаждения и улетучивания. Приготовление та-
ких растворов достигается введением в них необходимого
количества носителя и созданием нужной среды (pH дол-
жен быть обычно ниже 1). Последнее условие достигается
введением в раствор концентрированной соляной или
азотной кислоты.
Для предотвращения улетучивания радиоэлементов
употребляются связывающие вещества. Например, при из-
готовлении источников иода на радиоактивную каплю на-
207
-----------------------------------------/
носится капля азотно-кислого серебра или децинормальной
щелочи Высушивание источников иода должно произво-
дился при температуре не более 60 °C.
При приготовлении тонких бета-источников радиоак-
тивное вещество наносится на подложку весовым или
объемным способом.
Приготовленные бета-источники, так же как и альфа-
источники, высушиваются под инфракрасной лампой или
в сушильном шкафу. Подложку можно покрывать неболь-
шими количествами инсулина или этиленгликоля перед
нанесением радиоактивной капли — это улучшает равно-
мерное распределение радиоактивного вещества в источни-
ке и предотвращает стягивание подложки (пленки) при
высыхании.
При изготовлении тонкого источника большое значение
имеют выбор подложки нее толщина. Подложка считается
тонкой, если ее толщина меньше 1 мг/см2, при этом обрат-
ным рассеянием от подложки можно пренебречь. В каче-
стве подложки при изготовлении тонких источников мо-
гут использоваться пленки из лака ПХВ-70, полиуретано-
вого лака, органического стекла, цапонлака, коллодия,
лака для ногтей № 3 и др. наиболее часто применяются
пленки из лака ПХВ-70.
Пленки перед нанесением на них радиоактивного ве-
щества приклеиваются к держателю. Держателем при из-
мерениях на установке абсолютного счета (АС) служит
алюминиевый диск диаметром 44 мм и толщиной
0,1—0,5 мм. Диск имеет три отверстия: центральное диа-
метром 8 мм, которое заклеивается пленкой, и два перифе-
рийных диаметром 4—5 мм.
Для определения толщины пленки ее взвешивают.
Сначала взвешивают держатель пленки, затем тот же дер-
жатель с приклеенной пленкой и находят массу пленки,
приготовленной из лака ПХВ-70, может быть произведена
по ее цвету, возникающему в результате интерференции.
Приведем примерную толщину пленки в зависимости от
цвета:
неокрашенная пленка (темная) —1 > 100 мкг/см2;
многоцветная пленка (радужная) —1 ^404-60 мкг/см2;
желтая пленка —1« 104-20 мкг/см2;
неокрашенная пленка (черная) —1<10мкг/см2.
При массовом изготовлении источников используются
подложки, приготовленные из лака ПХВ-70. Толщина плен-
ки подбирается путем разведения лака стандартным раст-
ворителем Р-4. Пленки из лака ПХВ-70 обладают высокой
208
устойчивость^) к агрессивным жидкостям и большой лип-
костью. Недостатком этих пленок является небольшая тер-
мостойкость (/=60-4-70 °C), что затрудняет быстрое высу-
шивание источников.
Способ крепления пленки на держателе очень прост.
Одну каплю лака ПХВ-70 наносят на поверхность дистилли-
рованной воды, налитой в кристаллизатор диаметром 30—
40 мм. После испарения растворителя (через 2—3 мин) на
поверхность воды образуется тонкая пленка. На эту пленку
осторожно накладывают три—шесть алюминиевых дисков-
держателей. Затем диски с приклеенной к ним пленкой
извлекают из кристаллизатора, их края очищают от излиш-
ков пленки и сушат при комнатной температуре.
Для источников, приготовленных из радиоактивных изо-
топов Zr, Nb и др. или их смесей, растворенных в хлоро-
форме, четыреххлористом углероде, эфире, дихлорэтане, ис-
пользуются подложки из полиуретанового лака. В полиуре-
тановый лак марки 976—1 добавляется отвердитель 102-Т
в соотношении: на 100 массовых частей лака вводится 30
массовых частей отвердителя. Толщина пленки регулиру-
ется растворителем — циклогексаноном. Для получения
пленки лак выливается на стекло, обезжиренное спиртом, и
сушится в течение 1 сут в термостате при температуре 70—
80 °C. Затем стекло помещается в воду на 4—5 ч. После
этого стекло вынимается из воды и с него снимается плен-
ка, которая укрепляется на держателе.
Недостатки этого способа — большая трудоемкость и
длительность изготовления пленки. Кроме того, липкость
пленки недостаточна, и необходимо клеящее вещество для
укрепления пленки на держателе.
Промежуточные источники. При изготовлении промежу-
точных источников целесообразно пользоваться тонкими
подложками (/^1 мг/см2) или подложками толщиной,
обеспечивающей насыщение коэффициента обратного рас-
сеяния (Z= 150—е—200 мг/см2). При нанесении радиоактивно-
го вещества на подложку часть 0-частиц рассеивается в
подложке и попадает в счетчик, вызывая дополнительные
импульсы. Для рассеянных 0-частиц растет с увеличением
атомного номера подложки и с ростом энергии 0-частиц.
Поэтому подложка должна быть приготовлена из матери-
ала с малым атомным номером, например из алюминия,
его сплавов или органических соединений.
Радиевым институтом предложен метод прессования
источников из солей. Источники по этому методу готовятся
следующим образом.
14—5007	209
Рис. 46. Пробирка со съем-
ным дном:
1 — пробирка; 2 — подложка;
3 — резиновая прокладка
изотопа или их смеси
От сухого остатка берется навеска 40 мг. Из навески,
помещенной в пресс-форму, прессуются таблетки диамет-
ром 8 мм, массой 40 мг и толщиной около 2 мм.
Приготовленные таким образом таблетки устанавлива-
ются на подложки и идут на измерение активности.
Источники могут прессоваться также из фильтра Пет-
рякова. Их целесообразно готовить при определении за-
грязненности воздуха радиоактивными аэрозолями. Фильтр
из ткани Петрянова, поступивший на измерение, просуши-
вается, и из него вырезается пря-
моугольник 30X40 см2.
Освобожденный от марлевой
основы фильтр помещается в
пресс-форму и прессуется под
давлением 100—140 кг/см2. По-
лученная таблетка идет на изме-
рение активности.
Источники, приготовленные
методом осаждения. Источники с
одинаковой толщиной по всей по-
верхности подложки можно при-
готовить методом осаждения из
суспензий выделенного химиче-
ского соединения радиоактивного
помощью разборной пробирки.
Для этого используются центрифужные пробирки со
съемным дном. Общий вид пробирки показан на рис. 46.
Съемным дном служат подложки из алюминия или плек-
сигласа, которые одновременно являются и подложк, й для
образца. Осаждение проводится в самих пробирках. В них
наливается раствор, содержащий исследуемый изотоп и
добавляется осадитель (масса осадка приблизительно
50 мг/см2). Раствор в пробирке центрифугируется, затем
центифугат осторожно сливают.
Пробирка разбирается и подложка с нанесенным на
нее осадком высушивается при температуре 80—90 °C. По
разности массы подложки с осадком и без осадка опреде-
ляется масса подлежащего измерению радиоактивного изо-
топа.
Приготовленные описанными выше способами промежу-
точные источники могут быть замерены на установках q
торцовым счетчиком.
Толстые источники. Толстыми бета-источниками счита-
ются источники, толщина которых больше трех слоев поло-
винного ослабления. Источники толщиной 700—1000 мг/см2
210
практически являются толстыми даже для радиоизотопов,
испускающих жесткое ^-излучение. Толстые источники го-
товятся для измерения активности твердых и жидких проб.
Основным видом толстых бета-источников являются на-
сыпные. Для приготовления насыпных источников могут
быть использованы кюветы и ванночки различной формы
глубиной не менее 6—8 мм. Подлежащая измерению проба
засыпается в кювету равномерным слоем. В случае присут-
ствия летучих радиоизотопов кювета закрывается сверху
слоем пленки, приготовленной из лака ПХВ-70.
Приготовление гамма-источников
Гамма-источники в основном приготавливают двух ти-
пов: жидкие или насыпные.
В зависимости от объема пробы, активность которой
необходимо измерить, ее помещают в емкости различного
объема и различной формы.
Жидкие источники. При измерении активности жидких
источников на сцинтилляционной установке с датчиком
УСД-1 (и других подобных приборах) пробы помещают в
полистироловые стаканчики (набор которых прилагается к
датчику) объемом 200 мл с делениями по 20 мл. При изме-
рении, стаканчики надеваются на кристалл Nal(Tl) разме-
ром 40X40 мм.
При использовании кристалла колодезного типа можно
готовить источники малых объемов, помещая пробу в поли-
стироловые пробирки объемом 5 мл. Пробирка помещается
внутрь кристалла, благодаря чему при измерении достига-
ется геометрия, близкая к 4л.
При измерении активности источников на сцинтилляци-
онной установке с датчиком специального изготовления
пробы помещаются в стеклянные конические колбы или в
пробирки (при применении кристалла колодезного типа).
Для предотвращения адсорбции на стенках колб или про-
бирок в раствор добавляется концентрированная соляная
или азотная кислота.
Насыпные источники. Насыпные источники готовятся
при измерении активности солевых остатков, пищевых про-
дуктов, почвы, ила, золы (после сжигания образцов) и т. д.
В качестве кювет для насыпных источников при измере-
нии активности проб небольшого объема на сцинтилляци-
онной установке может использоваться набор полистироло-
вых стаканчиков датчика УСД-1. При измерении актив-
ности проб объемом до 1 л используется металлическая
кювета цилиндрической формы с внутренним углублением
14*	211
по размеру кристалла. При измерении активных проб с по-
мощью газоразрядных счетчиков используют кюветы раз-
личных формы и объема.
§ 10. РАЗМЕЩЕНИЕ ОБОРУДОВАНИЯ И ОСНАЩЕНИЕ
ХИМИКО-РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ ЛАБОРАТОРИИ
Размещение радиометрического отделения лаборатории
Помещения радиометрической лаборатории должны на-
ходиться близко к обслуживаемым объектам, желательно
на первом этаже и вдали от жилых зданий.
В лаборатории в зависимости от объема работ преду-
сматриваются все необходимые помещения (в том числе
и вспомогательные), обеспечивающие условия для нор-
мальной работы с радиоактивными веществами.
Большое значение для правильной организации работ
в лаборатории имеет планировка помещений. При плани-
ровке должно быть предусмотрено целесообразное распо-
ложение рабочих мест и удобное размещение оборудова-
ния. Для исключения возможности распространения радио-
активных загрязнений необходимо отделить «грязную»
зону, где производится работа с наиболее активными ма-
териалами (больше 10-8 Ки), от «чистой», где нахо-
дится измерительная комната, и помещения для работы
с малоактивными (меньше 10 8 Ки) и неактивными ве-
ществами размещаются по ходу возрастания активности
анализируемых проб.
В состав лаборатории входят химическое отделение, где
непосредственно проводятся работы с радиоактивными ве-
ществами, и измерительные комнаты для счета активных
препаратов. Кроме того, в лабораториях предусматривают-
ся помещения для мойки посуды, душевая комната, место
для хранения спецодежды и гардероб. Душевую и разде-
валки устраивают таким образом, чтобы вход и выход из
«грязной» зоны осуществлялись только через санпропуск-
ник.
Химическое отделение лаборатории включает:
а)	разделочную комнату — для подготовки и расфа-
совки проб; комната оборудуется «горячими» камерами и
сейфом для хранения препаратов большой активности
(больше 1—3 мКи);
б)	аналитическую комнату — для проведения радиохи-
мических анализов; работа в этой комнате ведется с про-
бами, активность которых не превышает 1 мКи; комната
оборудуется вытяжными шкафами, специальной канализа-
цией и при необходимости сухими камерами;
212
в)	физико-химическую комнату — для проведения физи-
ко-химических анализов; комната оборудуется герметичны-
ми вытяжными шкафами, хорошими защитными устройст-
вами и специальной канализацией;
г)	весовую комнату — для взвешивания препаратов;
комната оборудуется специальным столом (площадками)
для аналитических весов.
Основные требования к лабораторным помещениям
1.	Аналитическая комната должна располагаться между
разделочной и помещением для мойки посуды. Для удоб-
ства передачи анализируемых образцов и загрязненной по-
суды все эти помещения сообщаются между собой.
2.	Полы, поверхности рабочих столов и вытяжных шка-
фов должны быть покрыты гладким непористым матери-
алом, легко поддающимся дезактивации.
3.	Стены, потолки и двери должны быть гладкими, хо-
рошо покрашенными кислотоупорной масляной краской,
что позволяет смывать с поверхности радиоактивные за-
грязнения.
4.	Все углы помещений закругляются, в помещениях не
должно быть выступов на стенах, карнизов и лепных укра-
шений.
5.	Коммуникации (электрические, газовые, водопровод-
ные и др.) делаются скрытыми, причем канализационные
стоки должны быть легкодоступны для чистки и замены, а
также не должны иметь излишних поворотов.
6.	Система общей приточно-вытяжной вентиляции долж-
на обеспечивать не менее пятикратного воздухообмена в
час.
7.	Уровни освещенности должны превосходить мини-
мально установленные для лабораторий. Лаборатория
должна быть оборудована устройством аварийного освеще-
ния.
8.	Запасное или ненужное для непосредственного про-
ведения работ оборудование и инвентарь не должны нахо-
диться в лаборатории даже временно.
Спецоборудование лаборатории
Успешное проведение радиометрической работы и дру-
гих связанных с ними операций (расфасовка, подготовка
проб и др.) возможно только при наличии необходимых
средств радиационной защиты, специального защитного
оборудования и приспособлений.
К специальному оборудованию лаборатории относятся
213
вытяжные шкафы и камеры, защитные экраны, контейне-
ры, приспособления для работы с радиоактивными вещест-
вами, лабораторная мебель.
При работе с радиоактивными веществами применяются
шкафы типа 1Ш, 2Ш, ЗШ из нержавеющей стали. При от-
сутствии шкафов этого типа можно для работы с радиоак-
тивными веществами применять вытяжной шкаф обычного
типа, но он должен быть хорошо герметизирован, легко
дезактивироваться и иметь индивидуальную вытяжку, соз-
дающую достаточную скорость отсоса воздуха (1—1,5 м/с).
В местах соединения шкафа с вентиляционным каналом
устанавливаются активные аэрозоли из отсасываемого воз-
духа.
Кроме вытяжных шкафов для работы с радиоактивны-
ми веществами используются камеры. Они в отличие от
шкафов лучше герметизированы, имеют хороший вакуум
(примерно 20 МПа). При работе в камерах полностью
устраняется возможность загрязнения воздуха помещений.
Одной из наиболее удобных камер является камера типа
КА-НЖ, которая позволяет производить работу при повы-
шенных температурах и влажности с применением хими-
чески агрессивных веществ. Работа в камере проводится в
резиновых перчатках, раструбы которых герметически за-
крепляются в обоймах стенки камеры.
Для обеспечения безопасности при работе с радиоактив-
ными веществами используются различные защитные экра-
ны, изготовленные из свинца, чугуна, бетона, стекла и дру-
гих материалов. Экраны имеют разнообразную конструк-
цию и в зависимости от их применения могут быть стаци-
онарными, передвижными, разборными.
Для защиты от a-активных препаратов и коротковолно-
вых р-излучателей пользуются экранами из металлическо-
го листа или стекла (органического или силикатного тол-
щиной 6—8 мм), закрепленными в сойках (настольный эк-
ран типа 3-ЭН). При работе с длинноволновыми p-излуча-
телями и особенное гамма активными препаратами экраны
изготавливаются из материалов с большой плотностью и
большим атомным номером. Такими материалами являют-
ся свинец, вольфрам, железо и др.
Экраны могут представлять собой чугунные плиты (эк-
ран типа 3-ЭН, блоки из свинца или чугуна типа БЧ или
БС), свинцовые стекла различной толщины.
Контейнеры предназначены для транспортировки и хра-
нения радиоактивных веществ и отходов, находящихся в
различных агрегатных состояниях. Они представляют со-
214
бой железные или свинцовые емкости со стенками разной
толщины. Толщина стенок контейнера должна обеспечи-
вать необходимую защиту от излучения.
Контейнеры типа КП используются при транспортиров-
ке и хранении радиоактивных препаратов и в зависимости
от их активности имеют различные размеры, толщину сте-
нок и вес.
Для сбора и удаления радиоактивных отходов применя-
ют контейнеры-сборники, которые представляют собой
сварной цилиндрический корпус, изготовленный из листо-
вой углеродистой стали. Внутри цилиндра помещается
пластиковый мешок или сменный стальной стакан. В зави-
симости от агрегатного состояния отходов применяются
контейнеры типа IO-KTO или 2-Т (для твердых отходов)
и типа 10-КЖО (для жидких отходов).
Чтобы устранить -непосредственный контакт с радиоак-
тивными веществами, при работе применяют различного
типа захваты [инструментарий дистанционный (ИД) и ма-
нипуляторы], изготовленные из нержавеющей стали. Для
надежного захватывания стеклянной посуды рабочие кон-
цы обматывают пластмассовой лентой или другими матери-
алами.
Для отбора жидких радиоактивных препаратов служит
дистанционная пипетка. Пипетка состоит из подставок,
поворотного механизма с рукояткой, стеклянной пипетки,
соединенной резиновой трубкой со шприцем или микрона-
сосом.
К лабораторной мебели относятся лабораторный стол,
шкаф для хранения аппаратуры и лабораторной посуды,
шкаф для хранения спецодежды и спецобуви, стулья.
Лабораторный стол изготавливают из металла или де-
рева и окрашивают химически стойкой, легко поддающейся
очистке краской. Рабочую поверхность стола накрывают
хорошо дезактивирующими материалами, стойкими к ще-
лочам и кислотам. Стол должен быть рассчитан на повы-
шенную нагрузку, допускающую установку защитных экра-
нов, должен быть снабжен всеми необходимыми подводка-
ми (водопровод, газопровод и др.) и иметь шкафчики для
хранения посуды и мелкого оборудования.
Шкафы изготавливаются из углеродистой стали свар-
ным способом, покрываются легкодезактивируемыми крас-
ками и имеют секции.
Для мытья посуды, инструментов и другого оборудова-
ния, загрязненных радиоактивными веществами, применя-
ется моечный шкаф типа ШМ.
215
Техника безопасности при работе
с радиоактивными веществами
Обеспечение безопасности при работе имеет особо важ-
ное значение в радиометрической лаборатории. Это обу-
словлено тем, что ионизирующее излучение не может быть
обнаружено ни одним из наших органов чувств, в резуль-
тате чего может происходить неконтролируемое облучение.
Для точной и безопасной для здоровья работы лабора-
тория должна быть чистой. Не допускается запыление по-
мещений, так как пыль поглощает радиоактивные вещест-
ва и является опасным переносчиком активности. Активное
вещество, попадая вместе с пылью внутрь человеческого
тела через дыхательный и пищеварительный тракты, при-
водит к постепенному отравлению организма.
Во избежание загрязнения помещений необходимо:
соблюдать чистоту рабочих мест;
ежедневно производить влажную уборку помещений;
один раз в месяц мыть полы, стены и оборудование го-
рячей водой и дезактивирующими растворами;
контролировать загрязненность рабочих поверхностей
пола, сдолов, вытяжных шкафов и др.
При работе с радиоактивными веществами следует со-
блюдать следующие правила:
вся посуда и приборы, содержащие радиоактивные ве-
щества и предназначенные для работы, помещаются в кю-
веты, дно которых должно быть выстлано фильтровальной
бумагой;
для устранения возможности внешнего облучения необ«
ходимо пользоваться защитными экранами;
во время работы обязательно надевать резиновые пер-
чатки и находиться в спецодежде и спецобуви;
при выполнении различных операций с радиоактивными
препаратами (размельчение, нагревание и т. д.) следует
принимать меры предосторожности против распыления ве-
щества или разбрызгивания раствора, все работы, при ко-
торых возможно загрязнение воздуха помещений, произво-
дить в вытяжных шкафах или камерах;
для отбора жидкости пипетками следует применять ре-
зиновую грушу, шприц или микронасос;
радиоактивные препараты в пределах лаборатории пе-
реносить в специальных емкостях или контейнерах; ем-
кости могут представлять собой металлические стаканы
или коробки из небьющегося материала со слоем ваты; они
применяются для переноса колбочек, пробирок и других
216
емкостей, содержащих растворы небольшой активности
(меньше 1 мКи);
радиоактивные отходы, образующиеся в процессе рабо-
ты, собираются в специальные контейнеры-сборники, кото-
рые должны быть хорошо защищены и расположены в
легкодоступных местах;
использованная посуда после работы должна быть сра-
зу же продезактивирована; скопление в лаборатории
грязной посуды не допускается.
Радиоактивные вещества в открытом или закрытом ви-
де, не находящиеся в работе, должны храниться, как пра-
вило, в специально отведенных для этих целей и соответ-
ственно оборудованных хранилищах (сейф, помещение).
Во избежание загрязнения воздуха все растворы в лабора-
тории и хранилищах должны находиться в закрытой таре.
Хранение препаратов, приготовленных для измерения, про-
изводится в закрытых коробках с этажерками. Посуда, в
которой проводятся работы с радиоактивными вещест-
вами, хранится в специальном шкафу и не должна
использоваться для других целей.
В целях обеспечения безопасности в лаборатории дол-
жен осуществляться постоянный дозиметрический контроль
с целью:
проверки степени загрязнения оборудования, поверхно-
сти столов, вытяжных шкафов и пр.;
контроля дозы облучения, получаемой каждым работа-
ющим в радиометрической лаборатории в течение всего
рабочего дня;
определения уровня излучения в помещениях и у мест,
содержащих радиоактивные вещества.
<50 a s		p Л <u ш 3 я S to я d CO CD	
		Я г? я	
	s	S 2	
g	3	4 RJ s ЕГ	rt я Й g ья i s? s	
t:	о	s я s	О о o Р.И ° К Л	
sS 1			
O)	к		
X	s		
3 о X	4 к s co	0) 3 g e я	
co	e	tt	
co		g "	
c		co S	
s		w CO О K CX	
о		К	
tO			
vn			
о		CD .	
s		ени- или ДК)	
о й	X 5		2 Hp е » о	
О	x g		яЗ*	
go < ® ®		со 03 К СП^К	
			
*E	5J о			
C, &	p а й - «8		язнен- >объек- кКи/кг	
l*r- X _. 5 x 7^ *a	® s (jj	" sf X	rt rt		£-н s га <J - Пян	
S- н. ч x s			
2> О	M 5 о н ® * ©.	►Q	^3£“в-	
4 < & x A	О	tj л ° о -— со	о СХ	
•2 (X > s s <	О	ip:	e	S О	И	~	£	<й ‘-Ч	о t- r-.	5S	°-	- Ч	Ч	S3	О К a о s	дозы 7-и чения на соте I I поверхн земли,	
f- w			
•X	= X Л	a> a		—	—
*i	so			
1** p- D-	о >.	к	3	
О	s	CJ	
S	wo “	s E S О	к о u <D 2	со	
	co		
О	S		
EC			
c ex	S CD	СО	
c ©	Ca £0		
co			
			
rt			
		• Л к ь о о	
иЪ		<2 со	
co		со г;	
о		СХЮ	
о.		о	
s			
			
s			
c		• (D I	
rt		£ кг я	
CO		О й) а go Eg	
		5с=«»	
		и <и о	
		£ <®	
Ж у р н а л № 2 записи результатов определения загрязненности продовольствия, воды, фуража по уровням гамма-радиации внутри больших объектов	Фамилия и инициалы	производив- шего расчеты и давшего заключение	
		производив- шего измере- ние	
	Заключе- ние (выше или ниже ПДК)		
	Загрязнен- ность объекта, мкКи/кг		
	Мощность дозы гамма- излучения, Р/ч	Внутри объекта	
		На открытой местности на высоте 1 м	
	Дата из- мерения 1		
	Место, где проведено измерение		
	№ пробы 1		
	Характери- стика изме- ряемого объекта		
218
Приложение ‘2
Регистрационная карточка №
1.	Проба №...............................
2.	Вид пробы.................................
3.	Зарегистрировано в журнале за №	.	.
4.	По объему, по поверхности (ненужное за-
черкнуть) ...................................
Данные обработки
5.	Взято для сжигания........................
6.	Масса золы................................
7.	Препарат №................................
8.	Объем жидкости, нанесенный на ванночку . мл
Результаты анализа
9-	Фон........................................ имп./мин
10.	Время измерения фона.....................мин
11.	Препарат (без фильтра)...................
а)	число сосчитанных импульсов за время . мин
	имп.
б)	скорость счета препарата с фоном .	. имп./мин
в)	скорость счета от препарата с фоном, ис-
правленная на разрешающее время уста-
новки ....................................имп./мин
г)	скорость счета от препарата без фона (№)
..........................................имп./мин
12.	Препарат с фильтром толщиной .	. мг см2
а)	число сосчитанных импульсов за время
мин .	.	. имп.
б)	скорость счета от препарата с фоном
имп./мин..................................
в)	скорость счета от препарата с фоном,
исправленная на разрешающее время уста-
новки ....................................
имп./мин...............................
г)	скорость счета от препарата без фона (№)
имп./мин..................................
д)	№ 0
фт
е)	Л=.	.	,	,	К2=. . .
13)	Зараженность пробы:
а)	объемная И об).........................расп./[мин-г (л)]
б)	поверхностная..........................расп./(мин-г) (Ки кг)
14.	Возраст радиоактивных осколков .	.	. сут
Служебные отметки
15.	Результат зарегистрирован в журнале анализов за №------------
16.	Отметка о повторных анализах.................................
Измерения проводил (подпись)
19------г. (время)--------------час
219
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1.	Алтунин А. Т. Формирования гражданской обороны в борьбе
со стихийными бедствиями. М.: Стропиздат, 1978.
2.	Белозеров Я. Е., Несытое Ю. К. Внимание! Радиоактивное за-
ражение! М.: Воениздат, 1982.
3.	Вяземский В. и др. Сцинтилляционный метод в радиометрии.
М.: Госатомиздат, 1961.
4.	Гайдамак В. А. Ликвидация последствий радиоактивного за-
ражения. М.: Атомиздат, 1980.
5.	Голиков В. Я- и др. Радиационная гигиена, М.: Медицина, 1968.
6.	Голубев Б. П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излуче-
ний. 4-е изд. Энергоатомиздат, 1986.
7.	Гусев Н. Г. О предельно допустимых уровнях ионизирующих
излучений. М.: Медгиз, 1961.
Защита от гамма-излучения продуктов деления. М.: Атомиздат,
1968.
8.	Дементьев В. А. Измерение малых активностей радиоактивных
препаратов. М.: Атомиздат, 1967.
9.	Калашникова В. И., Козодаев М. С. Детекторы элементарных
частиц. М.: Изд-во «Наука», 1966.
10.	Левин В. Е., Хамьянов Л. П. Регистрация ионизирующих из-
лучений. М.: Атомиздат, 1973.
11.	Матвеев В. В., Хазанов Б. И.. Приборы для измерения ионизи-
рующих излучений. М.: Атомиздат, 1967.
12.	Маргулис У. Я. Радиация и защита. 2-е изд. М.: Атомиздат,
1984.
13.	Несмеянов А. Н. Радиохимия. М.: Химия, 1972.
14.	Оджагов Г. О., Нагорный А. А. Чем заменить ДП-100. — Воен-
ные знания, 1982, № 3.
15.	Оджагов Г. О. Дозиметрические приборы. — Военные знания,
1977, № 12.
16.	Оджагов Г. О. Ремонт аппаратуры радиационного контроля.—
Техника и вооружение, 1971, № 7.
17.	Оджагов Г. О. Сцинтилляционные счетчики. — Техника и во-
оружение, 1971, № 11.
220
18.	Рыкунов Б. М., Максимов М. Т., Титов С. Н. Учебное пособие
по радиационной и химической разведке. М.: Изд-во ДОСААФ СССР,
1984.
19.	Скотников В. И., Лаптев В. В. Дозиметры. М.: Атомиздат,
1973.
20.	Эйзенбад М. Радиоактивность внешней среды. М.: Атомиздат,
1967.
21.	Аппаратура для регистрации и исследования ионизирующих
излучений (справочник). М.: Атомиздат, 1965.
22.	Справочник по дозиметрическим, радиометрическим и элек-
тронно-физическим приборам, счетчикам, сцинтилляторам и фотоумно-
жителям. М.: Атомиздат, 1959.
23.	Декадно-счетная установка ДП-ЮО-АД — М (техническое опи-
сание и инструкция по эксплуатации),
ОГЛАВЛЕНИЕ
Введение ..................................................
Раздел первый
Ионизирующие излучения
Глава 1. Физическая природа ионизирующих излучений и их
взаимодействие с веществом................................ 3
§ 1.	Радиоактивность...................................
§ 2.	Ионизация............................................ ”
§ 3.	Радиоактивность вещества, единицы ее измерения .	.	1
§ 4.	Доза излучения.....................................   8
§ 5.	Взаимодействие	а-частиц с веществом..................*2
§ 6.	Взаимодействие	Р-частиц с веществом..................13
§ 7.	Взаимодействие	у-излучения с веществом ....	14
§ 8.	Взаимодействие	нейтронов с веществом.................14
Глава 2. Биологическое действие ионизирующих излучений 16
§ 1.	Особенности ионизирующего излучения при действии
на живой организм.........................................16
§ 2.	Механизм биологического действия ионизирующего из-
лучения' .................................................23
Глава 3. Методы обнаружения и измерения радиоактивных
излучений.................................................24
§ 1.	Детекторы ионизирующих излучений....................24
§ 2.	Ионизационные камеры................................26
§ 3.	Конструкция ионизационных камер.....................29
§ 4.	Газоразрядные счетчики и принцип их работы ...	31
§ 5.	Химические и фотографические детекторы ....	37
§ 6.	Калориметрические детекторы.........................47
§ 7.	Принцип действия сцинтилляционного счетчика .	.	49
§ 8.	Характеристики сцинтилляторов.......................51
§ 9.	Неорганичрские сцинтилляторы и их свойства ...	53
§ 10.	Органические сцинтилляторы	и их свойства ...	54
§ 11.	Регистрация нейтронов..............................56
§ 12.	Особенности конструкции сцинтилляционных счетчиков 58
Раздел второй
Ядерное оружие и основы защиты от него
§ 1.	Источники радиоактивного загрязнения (заражения)
внешней среды........................................... 59
§ 2.	Характеристика возможной радиационной обстановки
после ядерных взрывов................................... 66
222
§ 3.	Зонирование радиоактивного следа
§ 4.	Роль внутреннего облучения люден ил пррк юрки, 1.1
грязненной продуктами взрыва .
§ 5.	Сравнительная оценка роли вне....ею и ituyi псниею
облучения в зоне радиоактивною i.ip.iження (i.npMi
нения) ................................ •
§ 6.	Оценка радиоактивного загрязнения рл(личных поверх
ностей, воды и местного продоволычнпм
§ 7.	Некоторые меры защиты от внешнею i лмм i и (лучения
в зоне радиоактивного заражения (i.n ря (исиня)
§ 8.	Соблюдение допустимых доз облучения
§ 9.	Мероприятия по сокращению поступления рлдиоактнп
ных веществ в организм человека .
§ 10.	Предотвращение радиационных поражений кожных
покровов ..............................................
69
70
75
78
80
83
86
88
Раздел третий
Дозиметрические приборы гражданской оборо...
Глава 1. Назначение и классификация дозиметрических прибо-
ров гражданской обороны.....................................89
§ 1.	Задачи дозиметрии в гражданской обороне ....	89
§ 2.	Классификация и общие принципы устройства дозимет-
рических приборов..........................................90
§ 3.	Индикатор радиоактивности ДП-63А.......................92
§ 4.	Индикатор-сигнализатор ДП-64...........................95
§ 5.	Устройство радиометра-рентгенметра ДП-5А ...	96
§ 6.	Сокращение методических ошибок при пользовании из-
мерителями мощности дозы типа ДП-5 .	.	.	106
§ 7.	Рентгенметр ДП-3 (ДП-ЗБ)..............................109
§ 8.	Комплект дозиметров ДП-22В .	.	.... ИЗ
§ 9.	Комплект дозиметров ДК-0,2............................114
§ 10.	Комплект измерителя дозы ИД-1........................115
§ 11.	Индивидуальный измеритель дозы ИД-11 и измери- 118
тельное устройство (И У)................................
§ 12.	Химические дозиметры ДП-70 и ДП-70М .	.	.	.	122
Глава 2. Хранение и обслуживание дозиметрической аппара-
туры ......................................................125
§ 1.	Хранение дозиметрических приборов....................125
§ 2.	Хранение источников питания ........................ 126
§ 3.	Использование бытовых источников питания типа
«Марс» и «Сатурн» в дозиметрических	приборах	.	.	126
§ 4.	Ведение эксплуатационной документации	.	.	.	.	128
§ 5.	Контроль за техническим состоянием дозиметрических
приборов и их обслуживание.............................129
§ 6	Градуировка дозиметрических приборов...............129
Раздел четвертый
Радиометрические измерения
Глава 1. Измерение проб, зараженных радиоактивными ве-
ществами ................................................. 1^0
§ 1.	Отбор проб для радиометрического анализа .	.	.	.	130
§ 2.	Методы измерения радиоактивного заражения, исполь-
зуемые в радиометрической лаборатории .	132
§ 3	Счетная установка ДП-100-М..........................
§ 4.	Подготовка установки к работе .....................
§ 5.	Контроль за работой и настройка установки
§ 6.	Счетная характеристика газоразрядного счетчика .
§ 7.	Определение и установка рабочего напряжения счет-
чика МСТ-17 «Плато»
§ 8.	Определение эффективности счета....................
§ 9.	Определение зараженности воды, продовольствия и
других материалов, зараженных P-активными вещест-
вами .............................................
§ 10.	Определение возраста радиоактивных продуктов ядер-
ного взрыва.............................................
§ 11.	Методы измерения радиоактивного заражения различ-
ных поверхностей в полевых условиях .	.	. .
§ 12.	Погрешности при радиометрических измерениях .
Глава 2. Использование дозиметрических приборов . .	. .
§ 1.	Использование дозиметрических приборов, выпускае-
мых для народного хозяйства, в системе ГО .
§ 2.	Сигнализатор превышения пороговой мощности дозы
§ 3.	Использование других рентгенметров в системе ГО
§ 4.	Использование народнохозяйственных радиометров в
системе ГО...............................................
§ 5.	Чем заменить ДП-100................................
§ 6.	Правила взятия проб с объектов ветеринарного надзо-
ра для определения наличия РВ ...........................
§ 7.	Приготовление эталонов ............................
§ 8.	Градуировка радиометрической аппаратуры
§ 9	Приготовление радиоактивных источников .	.	.	.
§ 10.	Размещение оборудования и оснащение химико-радио-
метрической лаборатории ................................
Приложения.......................................
Список литературы ..........................................
146
149
150
151
153
154
156
165
168
170
175
175
177
178
184
190
198
200
201
206
212
218
220