Источники и особенности радиационного загрязнения окружающей среды

p align="left">Таким образом, представленные материалы позволяют констатиро-вать, что опасность, которую представляет собой ионизирующее излуче-ние, обуславливает необходимость осуществления не просто контроля, а непрерывного наблюдения (мониторинга), как за источниками ионизи-рующих излучений, так и за их распространением в окружающей среде.

2, ВОЗДЕЙСТВИЕ РАДИАЦИИ НА ЧЕЛОВЕКА.

БИОЛОГИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ РАДИАЦИОННОЙ

БЕЗОПАСНОСТИ

Жизнь на Земле возникла и развивалась на фоне ионизирующей ра-диации. Поэтому биологическое действие ее не является каким-то новым раздражителем в пределах естественного радиационного фона. Считают, .что, часть наследственных изменений и мутаций у животных и растений связана с радиационным фоном [13].

В основе повреждающего действия ионизирующих излучений лежит комплекс взаимосвязанных процессов. Ионизация и возбуждение атомов и молекул дают начало образованию высокоактивных радикалов, вступаю-щих в последующем в реакции с различными биологическими структура-ми клеток. В повреждающем действии радиации важное значение имеют возможный разрыв связей в молекулах за счет непосредственного действия радиации, а также внутри- и межмолекулярной передачи энергии возбуж-дения. В последующем развитие лучевого поражения проявляется в нару-шении обмена веществ с изменением соответствующих функций.

Реакция человеческого организма на ионизирующее облучение зави-сит от дозы и времени облучения, размера поверхности тела, подвергшего-ся облучению, типа излучения и мощности дозы. Степень чувствительно-сти человеческих тканей к облучению различна. Чувствительность их в порядке уменьшения следующая: кроветворные органы, половые органы, ткань кожного покрова внутренних и наружных органов, ткань мозга и мышечная ткань, костные и хрящевые клетки, клетки нервной ткани. Чем моложе человек, тем выше его чувствительность к облучению. Человек в возрасте 30-50 лет наиболее устойчив к облучению.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса норма-
тивов: '

основные пределы доз (ПД), приведенные в табл.1;

допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного ра-дионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), яв-ляющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (Я/77), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздей-ствие будет ниже допустимого [14].

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

персонал (группы ,4 и Б);

все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Таблица 1

Нормируемые	Пределыдоз
величины*	Персонал (группа А)**	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем	1 мЗв в год в среднем
	за любые последовательные	за любые последователь-
	5 лет, но не более 50мЗв	ные 5 лет, но не более
	в год	5мЗввтод
Эквивалентная доза за год:
в хрусталике глаза***	150мЗв	15мЗв

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы Л.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

**** Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое ко-жи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого / см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспе-чивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

Контроль за облучением при всех нормальных условиях необходимо осуществлять путем контгюля за источником, а не за окружающей средой [15].

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от при-родного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиацион-ных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные огра-ничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2060 года.

При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл.1.

,. Особую опасность представляют радиоактивные вещества, попав-шие внутрь организма в виде пара, газа, брызг и пыли вместе с воздухом, пищей и водой, а также через раны, кожные дефекты и даже через здоро-вую кожу (рис.4). Вредное воздействие радиоактивных веществ, попавших в организм, сильно зависит от степени их радиоактивности, скорости их распада и выведения из организма. Если радионуклиды, попавшие в орга-низм, однотипны элементам, которые потребляет человек с пищей (натрий, хлор, калий, вода и т.п.), то они не задерживаются длительное время в ор-ганизме и удаляются вместе с продуктами выделения.

Радиоактивные вещества распределяются в организме более или менее равномерно, но отдельные из них концентрируются во внутрен-них органах избирательно. Например, в костных тканях откладываются радий, уран, плутоний (альфа-источники), щитовидной железе - йод, селе-зенке и печени - полоний, легких - радон. Все радиоактивные элементы с большим атомным номером долгое время задерживаются в организме. Так, период полувыведения радия из организма достигает 45 лет и в течение всего времени пребывания в костной ткани он интенсивно поражает кост ный мозг. Легче всего из организма удаляются газообразные радиоактив-ные вещества.

Чрезмерное местное внутреннее облучение обычно вызывает злока-чественные новообразования (рак, саркому) через разные сроки (10-20 лет при введении небольших количеств).

Основные особенности действия излучений:

отсутствие первичных ощущений у человека при облучении;

видимые поражения проявляются спустя некоторое время;

большие однократные дозы вызывают смерть или серьезные забо-левания, малые дозы, получаемые ежедневно, переносятся в течение дли-тельного времени.

Так, пороговая величина, которая вызывает помутнение роговицы и ухудшение зрения при остром облучении рентгеновскими и гамма-лучами, составляет 200-1000 рад/год, при хронической многолетней экспозиции -15 рад/год.

Большие дозы облучения приводят к комплексу болезненных явле-ний в органах и системах человеческого организма -- лучевой болезни:

- менее 50 рад - явного лучевого поражения не происходит;

50-200 рад -- рвота у 50% облученных через 24 ч после облучения, снижение работоспособности, смертность - до 5% вследствие различных осложнений. Это - признаки лучевой болезни первой степени, она излечи-ма с восстановлением работоспособности;

200-400 рад - лучевая болезнь средней тяжести, смертность - до 50%, потеря работоспособности;

400-600 рад - тяжелая лучевая болезнь, смертность - от 50% до 95% к концу второй недели болезни;

свыше 1000 рад - молниеносная форма болезни, смертность, как правило, 100% в течение нескольких часов или дней.

Соматические последствия облучения проявляются через много ме-сяцев или лет после облучения. К ним относятся: лейкемия (рак крови), со-кращение продолжительности жизни, катаракты, стерильность, рак раз-личных органов. Кратковременное местное облучение кожи в дозе свыше 1000 рад может вызвать рак кожи. Как показывают эксперименты на жи-вотных, каждый рентген (0,96 рад) общего лучевого воздействия укорачи-вает среднюю продолжительность жизни на 1-10 дней.

В промышленно развитых странах, продолжительность жизни в ко-торых составляет, в среднем, 70 лет, около 20% смертных случаев прихо-дится на рак. Рак - наиболее серьезное из всех последствий облучения че-18 ловека при малых дозах. Обширные обследования, охватившие около 100000 человек, переживших атомные бомбардировки Хиросимы и Нага-саки в 1945 г., показали, что пока рак является единственной причиной по-вышенной смертности в этой группе населения.

Самые распространенные виды рака, вызываемые действием радиа-ции, - рак молочной железы и рак щитовидной железы . По оценкам, примерно у 10 человек из 1000 облученных отмечается рак щитовидной железы, л у 10 женщин из 1000 - рак молочной железы (в расчете на каж-дый грэй (Гр) индивидуальной поглощенной дозы).

Радиация может воздействовать на разные химические и биологиче-ские агенты, что может приводить в каких-то случаях к дополнительному увеличению частоты заболевания раком. Серьезные доказательства были получены только для одного агента - табачного дыма. Оказалось, что шах-теры урановых рудников из числа курящих заболевают раком гораздо раньше. В остальных случаях данных явно недостаточно и необходимы дальнейшие исследования.

Наконец, и это, пожалуй, самое трагичное, генетические изменения, полученные в результате радиоактивного облучения, могут передаваться от поколения к поколению, потенциально поражая потомство всего живу-щего на Земле .

Например, в Саратовской области, в том числе в Балаково, мирный атом принес увеличение раковых заболеваний и болезней крови. За период работы БАЭС количество раковых заболеваний на 100 тысяч человек воз-росло со 189 до 258 случаев. Число заболеваний щитовидной железы у де-тей дошкольного возраста за этот период увеличилось на 19%, лейкопени-ей - на 36%, моноцитопенией - на 59% .

Во всем мире понимают опасность, которую представляет ионизи-рующее излучение, и поэтому уделяют должное внимание радиационной безопасности людей, обеспечению их жизнедеятельности.

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоро-вья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующе-го излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиацион-ной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

Основу системы радиационной безопасности составляют современ-ные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высо-кого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение основных международ-ных норм безопасности надежно гарантирует безопасность работающих с источниками излучения и всего населения.

Радиационная безопасность достигается путем ограничения воздей-ствия от всех основных видов облучения (природных источников излуче-ния, медицинского облучения, в результате радиационных аварий и в ус-ловиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения). Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с примене-нием разных методологических подходов и технических способов.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следую-щими основными принципами:

непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облу-чения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

запрещение всех видов деятельности по использованию источни-ков излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным об-лучением (принцип обоснования).

Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эф-фективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента по-тери 1 чел.-года жизни населения устанавливается методическими указа-ниями федерального органа Госсанэпиднадзора в размере не менее 1 годо-вого душевого национального дохода.

Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл.1). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступ-ления радионуклидов в организм за текущий год.

Облучение населения техногенными источниками излучения огра-ничивается путем обеспечения сохранности источников излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радио-нуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на ста-дии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источ-ников излучения.

Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается.-Снижение облучения населения достигается путем установ-ления системы ограничений на облучение населения от отдельных при-родных источников излучения.

Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в ме-дицине основаны на получении необходимой и полезной диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз, но исполь-зуются принципы обоснования назначения радиологических медицинских процедур и оптимизации мер защиты пациентов. Имеет место много ава-рий в лечебных учреждениях и еще большее число случаев, когда такие источники использовались небрежно или не по назначению. Одним из примеров является лечение онкологических заболеваний, когда предпи-санная доза радиации должна быть исключительна точной, с тем чтобы оказывать необходимое терапевтическое воздействие, с одной стороны, и в то же время не причинять ненужного вреда.

При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загряз-нения ограничение облучения осуществляется защитными мероприятия-ми, применимыми, как правило, к окружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия могут приводить к нарушению нормальной жизнедея-тельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории, т.е. являются вмешательством, влекущим за собой не только экономический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровье на-селения, психологическое воздействие на население и неблагоприятное изменение состояния экосистем. Поэтому при принятии решений о харак-тере вмешательства (защитных мероприятий) следует руководствоваться следующими принципами:

предлагаемое вмешательство должно принести обществу и, преж-де всего, облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оп-равдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную стои-мость (принцип обоснования вмешательства);

форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оп-тимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения дозы, т.е. польза от снижения радиационного ущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).

Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) дос-тигает уровней, при превышении которых возможны клинически опреде-ляемые детерминированные эффекты (табл. 2), необходимо срочное вме-шательство (меры защиты). При этом вред здоровью от мер защиты не должен превышать пользы здоровью пострадавших от облучения.

I Таблица 2

Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимо срочное

Орган или ткань	Поглощенная доза в органе или ткани за 2 суток, Гр
Все тело	1
Лекгие	6
Кожа	3
Щитовидная железа	5
Хрусталик глаза	2
Гонады	3
Плод	0,1

При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприя-тия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превы-шают значения, приведенные в табл.2. Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.Так, при радиационной аварии на Южном Урале, в качестве мер ра-диационной защиты населения были предприняты: эвакуация (отселение) населения, дезактивация части сельскохозяйственной территории, кон-троль за уровнем радиоактивного загрязнения сельскохозяйственной про-дукции продовольствия, введение режима ограничения сельского и лес-ного хозяйства с созданием специализированных совхозов и лесхозов, ра-ботающих по специальным рекомендациям. Непосредственно вскоре после аварии (в течение 7-10 дней) было выселено из близлежащих населенных пунктов 1150 человек, в после-дующие 1,5 года - около 9000 человек. Всего было отселено 10730 чело-век.аким образом, сложившаяся сегодня в стране радиационная обста-новка определяется следующими основными факторами.

увеличение глобального радиационного фона, связанное с добы-чей и переработкой радиоактивных ископаемых,

последствия Чернобыльской аварии,

последствия ядерных испытаний, работа предприятий ядерно-энергетического комплекса и хранилищ

радиоактивных отходов,

- деятельность предприятий, использующих в своих технологиях радиоактивные материалы.

Все это указывает на необходимость создания новых или дальней-шего развития существующих систем радиационного мониторинга по фактору радиационной безопасности.

3. СРЕДСТВА ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ РАДИАЦИОННОГО

МОНИТОРИНГА

Опыт работ по ликвидации последствий крупнейших аварий и ката-строф техногенного характера (например, катастрофа на Чернобыльской АЭС, аварии на химических предприятиях в Бхопале, Индия, Севезо, Ита-лия, и др.) свидетельствует о том, что проведение *их в полном объеме тре-бует огромных финансовых затрат, привлечения большого числа специа-листов, техники, материальных ресурсов [26]. С учетом указанных обстоя-, тельств в общем комплексе чрезвычайных мер по обеспечению экологиче-ской безопасности окружающей среды, а также защиты населения приле-гающих районов при экстремальных ситуациях сейчас за рубежом особое значение придается решению задачи быстрого и точного контроля склады-вающейся реальной обстановки на зараженных территориях. С этой целью на практике используются авиационные средства, передвижные лаборатории, полевые измерения.

Аэро-гамма-спектрометры, установленные на борту самолетов или вертолетов, приспособленных к полетам на малых высотах (25-100 м) со скоростью 100-300 км/ч, использовались для проведения оперативной съемки радиоактивного загрязнения поверхности земли и акваторий. Этот метод изначально разрабатывался для использования в геологии, но впо-следствии стал чаще применяться для измерения радиоактивного загрязне-ния. Съемка на изучаемой территории проводится обычно путем проложе-ния параллельных маршрутов, находящихся на расстоянии 0,1-10 км друг от друга, в зависимости от необходимого вида деятельности исследования и наличия летных ресурсов. Вдоль маршрута фиксируются спектры гамма-излучения и информация о пространственном положении летательного ап-парата, получаемая с помощью навигационных систем (таких как радио-маяки или системы GPS - всемирная система расположений), а также дан-ных измерений высоты с помощью радара. При надлежащей обработке данных этот метод позволяет дать оценку уровня мощности дозы и загряз-нения местности радионуклидами с точностью, превышающей точность наземных методов, при этом охват территории при одном измерении с уче-том дальности обзора бортовых спектрометров может превосходить охват при наземном пробоотборе на 6-7 порядков. В современных авиационных спектрометрах используются сцинтилляционные детекторы большого объ-ема (обычно 1-50 л) и полупроводниковые детекторы, обладающие более высокой разрешающей способностью, но меньшей чувствительностью.

Данные системы могут работать в автоматическом и полуавтоматическом режиме и дают надежные результаты измерений даже при низких уровнях загрязнения (время одного измерения при этом составляет несколько секунд для сцинтилляционных и минуты для полупроводниковых детекторов).

Однако крупномасштабные съемки радиоактивного загрязнения для целей мониторинга могут выполняться без отбора почвенных проб средст-вами наземной гамма- спектрометрии.При использовании этого метода гамма-спектрометры устанавливаются в фиксированном положении отно-сительно земной поверхности. Этот метод может быть стационарным (гамма-спектрометрия in-situ) иГ мобильным (гамма-спектрометрическая аппаратура устанавливается на автомобиле). Мобильная гамма-спектро-метрия применялась, например, в Финляндии, где для построения карты загрязнения цезием-757 на территории около 19000 кв. км использовалась комбинация гамма-спектрометрических и GM-tube измерений с использо-ванием автомобильной техники. Современные оперативные действия по-добных подвижных сил и средств радиационно-химической разведки (РХ-разведки) обеспечивают быстрый сбор, обобщение и выдачу непосредст-венно на пункты управления необходимой информации из пострадавших районов [27]. Это является особенно важным с учетом большой вероятно-сти выхода из строя (полностью или частично) при крупных авариях и ка-тастрофах стационарных систем связи, контроля и управления.

В зарубежной печати приводится описание рекогносцировочного ав-томобиля пожарной службы типа AC-E4k.Kw ]. Он демонстрировался в ФРГ на 26 общегерманском съезде пожарных как один из перспективных образцов вспомогательной разведывательной техники. Эта разведыватель-ная машина является полноприводной модификацией автомобиля "UW-комби" и предназначается для быстрого выявления в очагах поражения складывающейся обстановки, в том числе и установления наличия РХ-заражения (например, для измерения радиоактивного заражения местности при падении искусственных спутников Земли). На машине имеется соот-ветствующая специальная измерительная РХ-аппаратура; экипаж - 2 чел. При действиях в системе защиты от катастроф машина может использо-ваться самостоятельно в составе специальных подразделений химической защиты для решения узко ограниченных РХ-задач.

Ряд зарубежных публикаций касается различных аспектов проблемы оснащения разведывательных подразделений современными мобильными средствами РХ-разведки. В частности отмечается, что поступление в ФРГ новых многофункциональных РХ-машин типа "Фукс" на базе трехосного военного бронетранспортера, обеспечивающих быстрое и надежное выяв-ление зон РХ-заражения на больших территориях, является крупным ша-гом в этом направлении. По отзывам многих специалистов, машины типа "Фукс" являются эффективнейшим подвижным средством наземной РХ-разведки, с помощью которого можно квалифицированно решать все воз-ложенные на нее разведывательные задачи, в том числе: проводить радиа-ционную разведку окружающей территории, обнаруживать химическое за-ражение на местности и в атмосфере, устанавливать знаки ограждения за-раженных участков, отбирать пробы грунта, воды и других предметов в разных средах, заражение которых наиболее вероятно [29-31]. В связи с этим машины типа "Фукс", выпускаемые фирмой "Тиссен-Хеншель" [32], можно считать наиболее эффективными мобильными средствами для ком-плексного выявления фактической РХ-обстановки, в том числе при катаст-рофах на АЭС, предприятиях химической промышленности, складах, базах и арсеналах, рассчитанных на хранение опасных химических материалов.

Различные методы РЛГ-измерений имеют свои плюсы и минусы, по-этому при хорошо продуманной стратегии мониторинга, является целесо-образной их комбинация. Лабораторные анализы проб почвы (рис. 7) наи-более полно характеризуют загрязнение в точке пробоотбора, но подвер-жены влиянию изменчивости полей загрязнения в локальном масштабе. Наземные методы измерения in-situ обладают высокой чувствительностью, но требуют исследования распределения радионуклидов по глубине. Аэро-гамма-спектральная съемка дает возможность провести быстрые и пред-ставительные измерения на больших территориях, но также зависит от распределения активности в окружающей среде. Поэтому производится отбор ограниченного числа проб для исследования вертикального распре-деления радионуклидов в почве как при проведении спектрометрических измерений in-situ, так и при аэро-гамма-спектральной съемке, что дает возможность наиболее точно определить уровни радиоактивного загрязне-ния местности. Таким образом, комбинация аэро-гамма-спектральной съемки и наземных измерений - является наиболее эффективным методом измерений.

В результате радиационной разведки территории выявляются анома-лии по радиоактивному загрязнению местности. Проводится приготовле-ние препаратов из проб внешней среды (для каждого вида свои препара-ты). Эти препараты поступают на анализы:

- физико-химический (дисперсный анализ, радиография), который базируется на переходе радиоактивности в раствор;

-радиохимический, основанный на химическом разделении отдель-ных радионуклидов;

радиометрический, при котором используются методы, позво-ляющие при оптимальных затратах времени и средств с помощью доступ-ной аппаратуры получить достоверные результаты с приемлемой для ра-диационной безопасности погрешностью измерения. При определении ак-тивности бета-излучателей широко используются сцинтилляционные и га-зоразрядные 4/7-счетчики [33], активность гамма-излучателей, как прави-ло, измеряют с помощью сцинтилляционных детекторов, активность нук-лидов в ряде случаев определяется с использованием метода совпадений;

спектрометрический, необходимый для определения радиацион-ной обстановки на местности по результатам спектрометрических иссле-дований при оценке фоновых доз внешнего облучения от 40К, 226Ra, 232Th, содержащихся в почве.В настоящее время наиболее широкое применение нашли следую-щие приборы (табл.3):

Таблица 3

№ п	Наименование установки	Назначение, пределы измерения	Геометрия измерения
1	, 2	3	4
1.	Гамма-спектрометрическая установка на основе БД БДКГ-ОЗП, -v АЦП совместимый с PC/AT. Калибровочный * источник Csl37+K40	Измерение активно-сти Cs-137, Nh-232, Ra-226, К-40 в счетных об-разцах. Пределы измерений: Cs-137 3-10000 Бк Ra-232 8-10000 Бк Th-226 5-10000 Бк	Сосуд Мари- Маринелли емкостью 1 л; чашка Петри емкостью 75 мл
2.	Бета-Спектрометрическая установка на основе РБМК-227Н, АЦП совместимый с PC/AT. Калибровочный источник Sr-90	К-40, 40-10000 Бк Погрешность:./5-50% Измерение активно-сти Sr-90 в счетных образцах. Пределы измерений: 0,7-10000 Бк Погрешность: 15-50%	Специализи-рованная кю-вета емкостью 20 мл
3.	Гамма-спектрометрическая ;.. установка на основе БД БДЭГ-3-2, АЦП совместимый с PC/A Т комплект для мониторинга радона. Калибровочный источник Csl37+K40	Измерение активно-сти Cs-137, Th-232, Ra-226, К-40 в счетных образцах. Пределы измерений: Cs-137 3-10000 Бк Ra-232 8-10000 Бк Th-226 5-10000 Бк К-40 40-10000 Бк Погрешность: 10-60%	Сосуд Мари-нелли г емкостью 1л чашка Петри ИК-63
г.4.	Бета-спектрометрйческая установка на основе БД 234-98, АЦП совместимый с PC/AT. Калибровочный источник «, Sr-90	Измерение активно-сти Sr(Y)-90 в счет-ных образцах. Пределы измерений: 0,7-10000 Бк	Штатная кю-вета
5.	Альфа-спектрометрическая установка на основе БДАП, АЦП совместимый с PC/AT. Калибровочный Источник (238,239,242)	Измерение активно-' сти альфа-излучаю- щих радионуклидов в счетных образцах. Пределы измерений: 180-1000000 Бк Погрешность: 10-60%	"Толстый" слой под штатной пленкой и без пленки
6.	Гамма-спектрометрическая установка наоснове БД БДЭГ-3-4 №305-7, АЦП совместимый^ PC/AT. Калибровочный источник Na-22 - -	Измерение активно-сти Cs-137, Th-232, Ra-226, К-40 в счет-ных образцах. Пре-делы измерений: Cs-137 3-10000 Бк Ra-232 8-10000 Бк Th-226 5-10000 Бк К-40 40-10000 Бк Погрешность:./0-60%	Сосуд Мари-нелли 0,5л, 4Pi, штатная кювета
7.	Спектрометр излучения че-ловека "Прогресс СИЧ'	Определяет содержа-ние гамма-излуча-ющих радионуклидов в теле человека. Пределы измерений, Бк: Cs-137 во всем теле -800; 1-131 в щитовидной железе - 50; Со-60, Cs-137, Мп- 51-200. Погрешность: не бо-лее 20%

Страницы: 1, 2