Меню

Методы измерения активности нуклидов



Методы измерения активности нуклидов

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность*

________________
* Текст документа соответствует оригиналу. — Примечание изготовителя базы данных.

2.1.6. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ОБЪЕМНАЯ АКТИВНОСТЬ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОЗДУХЕ НА РАБОЧИХ МЕСТАХ. ТРЕБОВАНИЯ К ОПРЕДЕЛЕНИЮ ВЕЛИЧИНЫ СРЕДНЕГОДОВОЙ АКТИВНОСТИ

Дата введения — с момента утверждения

1. РАЗРАБОТАНЫ Федеральным медицинским биофизическим центром им.А.И.Бурназяна ФМБА России (к.т.н. А.А.Молоканов — руководитель разработки), к.б.н. Б.А.Кухта

2. РЕКОМЕНДОВАНЫ К УТВЕРЖДЕНИЮ Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 21 апреля 2016 г. N 03/2016).

3. УТВЕРЖДЕНЫ заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России В.В.Романовым 22 апреля 2016 г.

4. Дата введения в действие — с момента утверждения.

5. С введением в действие настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.44-2002. Методические указания «Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению величины среднегодовой активности».

УТВЕРЖДАЮ Заместитель руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главный государственный санитарный врач ФМБА России В.В.Романов 22 апреля 2015 г.

1. Область применения

1. Область применения

В методических указаниях «Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению среднегодовой объемной активности» (далее — Методические указания, МУ) рассматриваются технические вопросы определения среднегодовой объемной активности (ОА) радионуклидов в воздухе рабочих помещений для обеспечения дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения в организациях и на предприятиях, входящих в структуру Госкорпорации «Росатом».

В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями Норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009), Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010) и Методических указаний «Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования» (далее — МУ 2.6.1.065-14) устанавливаются общие требования к организации и методическому обеспечению определения среднегодовой объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений в контролируемых условиях техногенного облучения.

Требования к системе контроля среднегодовой объемной активности радона и его дочерних продуктов определяются в отдельных МУ.

Контроль объемной активности радиоактивных инертных газов (неон, аргон, криптон и ксенон) не рассматривается, поскольку согласно п.8.5 НРБ-99/2009 они рассматриваются только как источники внешнего облучения.

Методические указания предназначены для использования при разработке порядка дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала организаций и предприятий, входящих в структуру Госкорпорации «Росатом», для биофизических лабораторий Центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России, а также для органов, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

2. Нормативные ссылки

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

— СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы.

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

— ГОСТ 4.59-79. СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей.

— ГОСТ 8.417-2002. Межгосударственный стандарт. ГСИ. Единицы величин.

— ГОСТ Р 8.563-2009. ГСИ. Методики (методы) выполнения измерений.

— ГОСТ 8.638-2013. Метрологическое обеспечение радиационного контроля.

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

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

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

— МУК 4.4.19-08*. 4.4 Относительные измерения. Радиометрия. Требования к методикам выполнения измерений активности образцов проб биологических объектов, объектов внешней среды и пищевых продуктов (с оценкой погрешности и неопределенности измерений).

* Документ в информационных продуктах не содержится. За информацией о документе Вы можете обратиться в Службу поддержки пользователей. — Примечание изготовителя базы данных.

— РД 50-449-84. Оценка достоверности данных о физических константах и свойствах веществ и материалов. Основные положения. Методические указания.

— МУ 2.6.1.28-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. Методические указания. Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования, ФМБА России, 2016.

— МУ 2.6.1.065-14. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания. Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования, ФМБА России. Утверждены ФМБА России 06 ноября 2014 г.

В настоящих методических указаниях используются термины и определения, представленные в Приложении 1 Методических указаний «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования».

3. Общие положения

В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями НРБ-99/2009, ОСПОРБ-99/2010 и МУ 2.6.1.065-14 и для обеспечения систематизации и единства методов определения среднегодовой объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений в контролируемых условиях техногенного облучения устанавливаются:

— требования к организации контроля объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений;

— требования к организации и методам отбора проб воздуха;

— требования к средствам измерений проб, методикам измерений (МИ) и способам интерпретации результатов измерений;

— требования к метрологическому обеспечению контроля объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочих местах.

Целью контроля объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочих местах (далее — контроля ОА) является обеспечение дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников в контролируемых условиях (согласно НРБ-99/2009, п.3) в части определения уровня хронического ингаляционного поступления радионуклидов на рабочих местах и его регулирования в соответствии с принципами нормирования и оптимизации.

В соответствии с поставленной целью основными задачами контроля ОА являются:

— определение среднегодового значения объемной активности техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон с целью оценки уровня хронического облучения персонала за счет ингаляции;

— получение информации о динамике загрязнения радиоактивными нуклидами воздуха на рабочих местах для оперативного управления техногенным источником и регулирования времени пребывания персонала в рабочих помещениях;

— документирование результатов определения объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон в соответствии с требованиями федеральных законов и нормативных документов.

4. Требования к организации контроля объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений

4.1. Общие требования

Общие требования к объему контроля радиационной обстановки для предприятия устанавливаются на этапе проектирования.

В техническом проекте предусматривается раздел «Радиационный контроль», в котором должны быть даны характеристики объекта и характер источников ионизирующих излучений (включая загрязнение воздуха рабочих помещений радионуклидами и его характеристики: фазовый и радионуклидный состав, диапазоны, измеряемые параметры и т.д.).

В проекте также должны быть определены требования к техническим средствам контроля загрязнения воздуха рабочих помещений: перечень необходимых радиометрических и дозиметрических приборов, вспомогательного оборудования, размещение стационарных приборов автоматизированных систем и точек контроля, а также требования к работникам, осуществляющим радиационный контроль; совокупность видов контроля, методов и технических средств, методик пробоотбора, выполнения измерений, расчетов. Организация проведения контроля должна обеспечивать, в том числе, измерение объемной активности радионуклидов в пробах воздуха рабочих помещений (рабочих зон) и определение ее среднегодового значения.

Читайте также:  Измерение тока шунта операционным усилителем

На этапе разработки рабочей документации уточняется перечень технических средств контроля загрязнения воздуха рабочих помещений, которые приобретаются и устанавливаются в процессе строительства объекта.

Для действующих предприятий (объектов) указанные вопросы должны быть отражены в Порядке дозиметрического контроля (см. МУ 2.6.1.065-14, п.6) на стадии внедрения настоящих МУ. Для большинства конкретных объектов необходимо определять и устанавливать в указанном документе обоснованный объем контроля загрязненности воздуха рабочих мест, постоянно подтверждая и уточняя его с учетом изменяющейся радиационной обстановки.

4.2. Порядок организации и проведения контроля

Контроль загрязненности воздуха рабочих помещений радионуклидами с оформлением результатов измерений осуществляется службой радиационной безопасности или лицом, ответственным за радиационный контроль, прошедшим специальную подготовку. В отдельных случаях для проведения измерений могут быть привлечены и другие подразделения, имеющие соответствующее оборудование, специалистов требуемой квалификации и т.п.

Все вопросы, связанные с осуществлением такого контроля, а именно, подготовка графиков контроля, ответственных за выполнение графика и представление результатов, должны указываться в согласованном и утвержденном документе — Порядок дозиметрического контроля согласно МУ 2.6.1.065-14 (далее Порядок ДК). В этом документе, в частности, должны быть отражены следующие сведения:

— характеристики загрязнения воздуха рабочих помещений;

— контролируемые радионуклиды;

— виды контроля и контрольные уровни;

— периодичность отбора проб воздуха;

— перечень методик и средств измерений;

— перечень методик расчета;

— порядок записи и хранения результатов контроля.

4.3. Контролируемые радионуклиды и периодичность измерений

В Порядке ДК должен быть указан перечень контролируемых величин (либо суммарной объемной активности аэрозоля, либо объемной активности отдельного радионуклида) с указанием типа соединений при ингаляции радионуклидов (согласно НРБ-99/2009), а также используемые методики и средства измерений объемной активности, включая средства и методы пробоотбора.

Перечень контролируемых величин, точки отбора, периодичность и длительность отбора проб воздуха в рабочих помещениях (в рабочих зонах) определяют исходя из следующих требований:

— точки отбора проб воздуха располагают в максимальной близости к зоне дыхания работника при проведении им производственной операции;

— момент и длительность отбора проб воздуха подбирают максимально приближенными к моменту и длительности нахождения в рабочей зоне персонала (или к моменту и длительности проведения производственной операции) для определения среднего за год значения среднесменной или операционной объемной активности радионуклидов ;
_______________
Среднесменная (или операционная) объемная активности радионуклидов — объемная активность радионуклидов в точке отбора, усредненная за время, равное длительности рабочей смены (или за время проведения производственной операции в рабочей зоне).

— периодичность измерений в точках отбора рассчитывают исходя из заданной погрешности определения среднего значения объемной активности радионуклидов в рабочем помещении (рабочей зоне) с учетом предполагаемого или определенного заранее распределения среднесменной или операционной объемной активности аэрозолей в данной точке контроля в течение года (см. приложение 4).

4.4. Требования к отбору проб воздуха

Метод определения объемной активности радионуклидов в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны) в зависимости от состояния радионуклида в воздухе и задачи основан на отборе пробы загрязненного воздуха на аналитические аэрозольные фильтры или сорбционно-фильтрующие материалы с последующим радиометрическим, спектрометрическим или иным измерением активности контролируемого радионуклида непосредственно на фильтрах или другом пробоотборном устройстве. Измерение активности летучих форм радионуклидов (тритий, йод и др.) проводят с использованием других способов отбора проб воздуха по отдельным МИ.

Основное требование к пробоотбору — обеспечение корректной и обоснованной процедуры пересчета измеренной активности радионуклида в пробе к объемной активности в воздухе в месте пробоотбора с учетом всех значимых источников неопределенностей (запыленность воздуха, эффективность фильтров, условия отбора проб воздуха — температура, влажность, давление, характеристики концентрирования активности и т.п.). При этом необходимо обеспечить представительность пробы по следующим характеристикам:

— пространственной (оптимальное место отбора),

— временной (длительность отбора) и

— физико-химической.

Представительность пробы по пространственной характеристике достигается путем разделения всех производственных площадей на (рабочие) зоны, которые характеризуются однородными условиями облучения (содержат один источник образования аэрозолей), и установления в них одной или нескольких точек пробоотбора, расположенных в максимальной близости к зоне дыхания работников во время проведения ими производственных операций. Также необходимо учитывать направление потоков воздуха, которые влияют на пространственное распределение частиц радиоактивных аэрозолей в помещении.

Представительность пробы по временной характеристике достигается путем синхронизации времени отбора пробы воздуха и времени нахождения работников в рабочей зоне. То есть усреднение ОА радионуклидов в воздухе рабочей зоны должно проводиться за время нахождения работников в данной рабочей зоне. Практически это требование сводится к определению средней ОА радионуклидов за рабочую смену или производственную операцию.

Представительность физико-химических характеристик пробы достигается путем обеспечения следующих требований:

— спектр размеров радиоактивных аэрозольных частиц в пробе должен соответствовать спектру размеров аэрозолей на рабочих местах (выбор типа фильтрующего элемента, направления и скорости отбора пробы);

— количество контролируемого вещества в пробе должно быть достаточно большим для его надежного измерения в течение приемлемого срока;

— вклад любой отдельной аэрозольной частицы в общее количество радиоактивного вещества в пробе должен быть пренебрежимо мал, чтобы колебания в числе отдельных радиоактивных аэрозольных частиц не искажали результат измерения.

Определение этих характеристик производится по паспортным данным и на этапе метрологической аттестации системы контроля. Повторение этой процедуры должно производиться при существенном изменении условий пробоотбора.

При отсутствии значений физико-химических характеристик принимаются их стандартные значения, определенные в НРБ-99/2009, раздел 8 и Приложение 3.

4.5. Выполнение измерений

4.5.1. Методики измерений

Для каждого контролируемого радионуклида (или суммы радионуклидов, п.4.3) должна быть определена методика измерения объемной активности, аттестованная в соответствии с требованиями, установленными в национальных стандартах (например, ГОСТ 8.638-2013 — Метрологическое обеспечение радиационного контроля).

4.5.2. Средства измерений

Для измерения объемной активности радионуклидов в воздухе применяют различные средства измерений. Примером таких СИ служат радиометры, блоки и устройства детектирования (БД и УД), измерительные каналы (ИК) информационно-измерительных систем радиационного контроля, а также спектрометры.

Методики измерений и измерительные средства должны обеспечивать порог (чувствительности) измерения объемной активности радионуклидов в рабочих помещениях (в рабочих зонах), исходя из необходимого условия определения значения годовой ожидаемой эффективной дозы (ОЭД) в точке контроля на заданном уровне (в соответствии с требованием МУ 2.6.1.065-14).
_______________
Значение порога (чувствительности) измерения устанавливают для измеряемой в процессе контроля величины (либо суммарной объемной активности аэрозоля, либо объемной активности отдельного радионуклида); значение годовой ОЭД определяют от суммы радионуклидов с учетом их вклада в суммарную объемную активность (с учетом радионуклидного состава).

4.6. Методики расчета

В Порядке дозиметрического контроля загрязненности воздуха рабочих помещений (рабочих зон) должны быть приведены способы расчета или ссылки на методики расчета:

Читайте также:  Как измерить плотность костной ткани

— ОА радионуклида в воздухе в точке пробоотбора по результатам измерения активности этого радионуклида в пробе (Приложение 1);

— ОА радионуклида в рабочей зоне (в зоне дыхания) по результатам расчета ОА радионуклида в воздухе в точке пробоотбора (Приложение 2);

— среднегодовой ОА радионуклида в воздухе рабочих зон (Приложение 3).

Методики расчета являются неотъемлемой частью Порядка дозиметрического контроля и должны быть аттестованы в соответствии с требованиями, установленными в национальных стандартах (например, ГОСТ 8.638-2013 — Метрологическое обеспечение радиационного контроля).

4.7. Виды контроля и контрольные уровни

При определении среднегодовой объемной активности техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон используют два вида контроля — текущий и операционный:

— Текущий контроль осуществляется в тех рабочих помещениях и рабочих зонах, в которых персонал работает с радиоактивными веществами в открытом виде регулярно или с заданной периодичностью.

— Операционный контроль проводят для получения информации относительно отдельной производственной операции, совершаемой в ограниченный отрезок времени и при планируемом повышенном облучении.

Для целей контроля используют следующие формы контрольных уровней объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочих местах:

— уровни исследования;

— уровни действия.

Обнаруженное достоверное превышение контрольных уровней является основанием для принятия соответствующих решений:

— превышение уровня исследования требует изучения причин появления данного результата;

— превышение уровня действия требует уточнения полученного результата и, при его подтверждении, принятия мер по улучшению радиационной обстановки.

4.8. Запись и хранение результатов

Для каждого рабочего помещения (рабочей зоны) должна быть предусмотрена система записи результатов измерений объемной активности радионуклидов в воздухе в журналах или на магнитных носителях.

Поскольку расчет среднегодового значения объемной активности техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон и поступлений радионуклидов в организм производят на основе инструментальных измерений, необходимо иметь базу данных этих первичных измерений. В системе учета первичных результатов измерений должно быть отражено следующее:

— информация о характере работ, выполняемых в рабочем помещении;

— дата и результат измерения, неопределенность измерения;

— использованные методики и средства измерений;

Доступ к полной версии этого документа ограничен

Ознакомиться с документом вы можете, заказав бесплатную демонстрацию систем «Кодекс» и «Техэксперт».

Источник

Методы измерения активности нуклидов

Метод измерения активности радионуклидов в источниках бета-излучения с помощью торцевого счетчика в ограниченном телесном угле

Дата введения 1987-11-01

Приказом по Министерству от 27.04.1987 г. N 242 срок введения установлен с 01.11.1987 г.

ВЗАМЕН ОСТ 95 597-78, ОСТ 95 598-78

Рекомендовано Аналитической комиссией НТС Министерства, протокол АС-423 от 27.05.86 г.

Настоящий стандарт распространяется на радиоактивные вещества и устанавливает метод измерения активности нуклидов в источниках бета-излучения, приготавливаемых из радиоактивных веществ, с помощью торцевого счетчика в ограниченном телесном угле.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Общие требования к методу измерения активности нуклидов в источниках — по ОСТ 95 592-86.

1.2. Источники, приготовленные для измерения активности радионуклидов в радиоактивных веществах, должны представлять собой радиоактивные вещества, нанесенные на подложки из стекла толщиной от 1 до 2 мм при измерениях активности веществ с известным составом радионуклидов или на подложки из кальки бумажной натуральной по ГОСТ 892-70* при измерениях активности веществ с известным составом радионуклидов.
_______________
* На территории Российской Федерации документ не действует. Действует ГОСТ 892-89. — Примечание изготовителя базы данных.

1.3. Источники должны быть приготовлены методом нанесения и выпаривания раствора радиоактивного вещества с подложки. Слой радиоактивного препарата не должен быть сыпучим. Диаметр активного пятна должен быть (10±2) мм.

2. ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ

2.1. Сущность метода: метод измерения активности радионуклидов в источниках бета-излучения основан на регистрации бета-излучения, испускаемого в ограниченный телесный угол, с помощью торцевого счетчика Гейгера-Мюллера, например, типа Т-25БФЛ с диаметром входного окна счетчика 25 мм, СИ-ЗБ с диаметром входного окна счетчика 18 мм. Активность нуклидов в источниках с известным составом радионуклидов вычисляют с учетом поправок на поглощение бета-излучения в воздухе и слюдяном окне счетчика и обратное рассеяние бета-излучения от подложки источника, полученных расчетным путем. Активности нуклидов в источниках с неизвестным составом радионуклидов вычисляют с учетом поправки на поглощение бета-излучения, получаемой экспериментально методом экстраполяции.

2.2. Точность измерения активности радионуклидов в источниках характеризуют интервалом, в котором с вероятностью 0,95 находится относительная суммарная погрешность результата измерения. Точность зависит от состава радионуклидов в веществе, из которого приготовлены источники. Границы погрешности результатов могут изменяться в пределах от ±10 до ±23%.

Способы вычисления точности измерения активности радионуклидов в источниках бета-излучения приведены в разделе «ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ».

2.3. Активность радионуклида в источнике, приготовленном для измерений, должна быть в диапазоне от 5·10 до 3·10 Бк.

2.4. Для измерения активности бета-излучающих радионуклидов в радиоактивном веществе готовят не менее четырех источников с одинаковой ожидаемой в них активностью радионуклидов.

2.5. Длительность измерения активности радионуклида в отдельном источнике при минимальной активности радионуклидов в нем не превышает 30 мин.

3. АППАРАТУРА, МАТЕРИАЛЫ

3.1. Измерительная установка, удовлетворяющая следующим основным параметрам и качественным характеристикам.

3.1.1. Установка должна обеспечивать проведение измерений в строго фиксированной геометрии: расстояние от верхней плоскости диафрагмы до рабочей поверхности источника должно быть (23,5±0,2) мм, диаметр входного апертурного отверстия диафрагмы должен быть (16,50±0,05) мм при использовании счетчиков с диаметром входного окна 25 мм или (13,50±0,05) мм при использовании счетчиков с диаметром входного окна 18 мм, центр источника должен находиться против центра входного окна торцевого счетчика, отклонение не должно выходить за пределы ±2 мм, геометрия измерения приведена в рекомендуемом приложении 1.

3.1.2 В измерительной установке должна быть предусмотрена возможность размещения между источником и входным окном счетчика алюминиевых фильтров вплотную к диафрагме со стороны источника.

3.1.3 Время установления рабочего режима не должно быть более 1 ч.

3.1.4 Время непрерывной работы не должно быть менее 6-8 ч.

3.1.5. Нестабильность показаний во время проведения измерений одного и того же источника не должна быть более 2% за 6-8 ч непрерывной работы после установления рабочего режима установки.

3.1.6. Время разрешения не должно быть более 5·10 с.

3.2. В установку должны входить следующие основные элементы.

3.2.1. Блок детектирования, удовлетворяющий требованиям ГОСТ 24281-80*, включающий в себя торцевый газоразрядный счетчик Гейгера-Мюллера с поверхностной плотностью слюды входного окна от 1 до 5 мг/см , удовлетворяющий требованиям ГОСТ 16314-78** и ГОСТ 17416-72***, например, типов Т-25БФЛ, СИ-ЗБ.
_______________
* На территории Российской Федерации документ не действует. Действует ГОСТ 27451-87;
** ГОСТ 16314-78 отменен с 01.01.87 (ИУС 12-86);
*** На территории Российской Федерации документ не действует. Действует ГОСТ 26995-86, здесь и далее по тексту. — Примечание изготовителя базы данных.

Читайте также:  Радиация что это такое единицы измерения радиации

3.2.2. Высоковольтный стабилизированный источник питания с допустимым изменением выходного напряжения за 6-8 ч непрерывной работы после установления рабочего режима в пределах ±0,3%, например, типов ВС-22, БНВ-95 или других с аналогичными параметрами.

3.2.3. Счетный прибор с длительностью входных импульсов не более 10 мкс, с разрешением по двойным импульсам не более 10 мкс, например, типов ПСО2-2ем, ПСО2-4 или других с аналогичными параметрами.

3.2.4. Защитный домик с толщиной стенок не менее 5 мм.

3.2.5. Домик из оргстекла, предназначенный для установки диафрагм и держателя источника.

3.2.6. Медная диафрагма, ограничивающая телесный угол, под которым счетчик облучается источником излучения, с диаметром апертурного отверстия по п.3.1.1 и поверхностной плотностью примерно 1700 мг/см .

3.2.7. Держатель, в котором укрепляют источник.

3.2.8. Алюминиевый фильтр с поверхностной плотностью не менее 2000 мг/см , поглощающий бета-излучение, используемый при измерении гамма-фона.

3.2.9. Набор алюминиевых фильтров с поверхностной плотностью примерно (5,4±0,2), (10,8±0,4), (16,2±0,6), (21,6±0,8), (30±1), (190±1) мг/см .

3.3. Контрольные источники бета-излучения с активностью радионуклидов в источниках в пределах от 1·10 до 1·10 Бк.

Контрольные источники готовят нанесением на подложку и выпариванием раствора, например, раствора с радионуклидами стронций-90 + иттрий-90.

4. ПОДГОТОВКА К ИЗМЕРЕНИЯМ

4.1. Подготовку измерительной установки к измерениям проводят в соответствии с инструкциями по эксплуатации приборов, входящих в эту установку.

4.2. При вводе измерительной установки в эксплуатацию или после ремонта входящих в нее приборов выбирают рабочее напряжение не детекторе. Для этого снимают счетную характеристику счетчика — зависимость числа зарегистрированных за одно и то же время импульсов от значения напряжения, подаваемого на счетчик. Число импульсов, регистрируемых при отдельном измерении, не должно быть менее 10 . По результатам измерений определяют протяженность и наклон плато счетной характеристики.

Протяженность плато ( ) вычисляют по формуле

где , — напряжение конца и начала плато счетной характеристики, В.

Наклон плато счетной характеристики ( ) в процентах на вольт вычисляют по формуле

где , — числа импульсов, регистрируемые за одно и то же время при напряжениях, соответствующих концу и началу плато счетной характеристики, соответственно.

Протяженность и наклон плато должны соответствовать требованиям ГОСТ 17416-72.

4.3. Определяют время установления рабочего режима установки. Для этой цели при статистической загрузке блока детектирования, составляющей не менее 10 с , в течение 70 мин проводят не менее 20 наблюдений потока бета-излучения из одного и того же источника за равные промежутки времени, например, за 100 с. Время установления рабочего режима принимают равным разности между моментом наступления постоянства числа регистрируемых импульсов и моментом включения установки. Установившимися считают показания, удовлетворяющие условию

где — число импульсов, зарегистрированное при -ом наблюдении потока бета-частиц;

— среднее арифметическое значение числа импульсов, зарегистрированное при трех последних наблюдениях потока;

— относительное среднее квадратическое отклонение (СКО) результата наблюдения.

Значение вычисляют по формуле

где — соответствует обозначению в формуле (3);

— поправочный множитель, учитывающий для данной измерительной установки соотношение между относительным СКО результата наблюдения числа импульсов, вычисленным на основании 20 и более результатов наблюдений, и статистическим отклонением результата наблюдения.

Значение вычисляют по формуле

где — соответствует обозначению, принятому в формуле (3);

— среднее арифметическое значение числа импульсов из 20 или более наблюдений в присутствии одного и того же контрольного источника, полученных последовательно после установления рабочего режима установки.

Значение берут равным 1,0, если ;

— число наблюдений потока бета-частиц.

4.4. Проверяют соответствие установки требованиям по продолжительности и стабильности работы. Для этой цели сначала после установления рабочего режима при статистической загрузке блока детектирования, превышающей 10 с , не менее 5 раз за один и тот же промежуток времени T 100 с проводят наблюдения потока бета-частиц из контрольного источника. Из результатов наблюдений, проверенных на годность, вычисляют среднее арифметическое значение числа импульсов, зарегистрированных за выбранный интервал времени. Результаты проверяют на годность в соответствии с ОСТ 95 592-86, используя при проверке значение , вычисленное по формуле (4).

Затем такой же цикл измерения с тем же источником повторяют через 6-8 ч непрерывной работы установки. Повторяют те же вычисления.

Установку считают пригодной к работе, если выполняется условие

где , — средние арифметические значения числа импульсов, зарегистрированных при наблюдениях за один и тот же интервал времени после установления рабочего режима установки и через 6-8 ч ее непрерывной работы, соответственно.

Обозначения и соответствуют приведенным в формулах (4, 5).

— коэффициент Стьюдента для двусторонней доверительной вероятности 0,95 и числа наблюдений . Для .

4.5. Определяют время разрешения установки. Время разрешения вычисляют по формуле

где — скорость счета импульсов при измерении потока бета-частиц от первого источника вместе с фоном, с ;

— скорость счета импульсов при измерении потока бета-частиц от второго источника вместе с фоном, с ;

— скорость счета импульсов при измерении потока бета-частиц от двух источников вместе с фоном, с ;

— скорость счета импульсов фона, с .

Источники при измерениях устанавливают так, чтобы они не экранировали друг друга. Сначала измеряют поток бета-частиц от первого источника, затем от обоих источников, затем убирают первый источник, не смещая второго, и проводят измерение потока бета-частиц от второго источника. Входная статистическая загрузка блока детектирования при измерении потока бета-частиц от двух источников должна быть такой, чтобы скорость счета регистрируемых импульсов была на 3-10% меньше, чем сумма скоростей счета, регистрируемая от отдельных источников. Скорости счета от первого и от второго источников должны быть примерно одинаковыми. Число импульсов, регистрируемое от каждого источника и двух источников вместе, должно быть более 10 , а число наблюдений .

Абсолютное значение погрешности определения времени разрешения установки вычисляют по формуле

где обозначения , , , соответствуют обозначениям, принятым в формуле (7), а значения , , , вычисляют по формуле

где — коэффициент Стьюдента для наблюдений;

— скорость счета импульсов при -том наблюдении с -тым источником, с ;

— среднее арифметическое значение скорости счета импульсов при измерении с -тым источником, с ;

— число наблюдений при измерении.

Относительная погрешность определения времени разрешения не должна превышать 10% от значения разрешающего времени.

С учетом времени разрешения установки определяют по формуле (10) максимальную допустимую статистическую загрузку ( , с ) блока детектирования, а по формуле (11) значение статической загрузки ( , с ), при которой допускается не учитывать потери счета импульсов:

где — время разрешения установки, с.

4.6. Определяют значение относительного телесного угла ( ), в котором проводят измерения.

Значение вычисляют по формуле

где — расстояние от источника до верхней плоскости диафрагмы, мм; мм;

Источник