Приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля

Скачать 0.6 Mb.

Название	Приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля
страница	1/6
Тип	Учебное пособие

rykovodstvo.ru > Руководство эксплуатация > Учебное пособие

1 2 3 4 5 6

Санкт-Петербургский учебно-методический центр

по гражданской обороне, чрезвычайным ситуациям

и пожарной безопасности

ПРИБОРЫ

РАДИАЦИОННОЙ РАЗВЕДКИ

И ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО

КОНТРОЛЯ

Учебное пособие

Санкт-Петербург

2006

Авторы: Подвигин Геннадий Петрович – начальник курсов гражданской обороны Петроградского района СПб УМЦ ГОЧС и ПБ, член-корреспондент МАНЭБ;

Панфилов Евгений Васильевич – начальник цикла обучения слушателей СПб УМЦ ГОЧС и ПБ, кандидат военных наук;

Зиновьев Сергей Евгеньевич – генеральный директор ООО “ЗАЩИТА Северо-Запад.”

Под общей редакцией директора Санкт-Петербургского УМЦ ГОЧС и ПБ Якушкина Григория Владимировича

Рецензенты:
Варющенко Сергей Борисович, доктор технических наук, заслуженный деятель науки и техники РФ, профессор;

Тарасов Валерий Викторович, начальник отдела РХБЗ Главного управления МЧС России по Санкт-Петербургу;

Гревцев Иван Иванович, старший преподаватель Санкт- Петербургского УМЦ ГОЧС и ПБ.

Компьютерная верстка: Степанова Татьяна Юрьевна специалист курсов гражданской обороны Петроградского района

СПб УМЦ ГОЧС.

Санкт-Петербург

2006г.

Введение

Сегодня в Российской Федерации имеется 29 энергоблоков на 9 АЭС, 113 исследовательских ядерных установок, 13 промышленных предприятий ядерного топливного цикла, 8 научно-исследовательских организаций, выполняющих исследования с использованием ядерных материалов.

Насыщенность радиационно-опасных объектов на территории РФ, увеличивает вероятность возникновения аварий на потенциально-опасных объектах атомной промышленности, возникает угроза для здоровья и жизни людей, загрязнения окружающей среды.

Для определения оценки влияния радиоактивного заражения на работу объектов и жизнедеятельности населения необходимо знать приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля. Без знания технических характеристик приборов, умений проведения измерений, невозможно принять обоснованное решение на организацию защиты населения.

Учебное пособие предназначено для должностных лиц гражданской обороны (ГО) и специалистов единой государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций (ЧС), преподавателей УМЦ ГОЧС и ПБ, курсов ГО, преподавателей дисциплин ОБЖ и БЖД, а также студентов высших учебных заведений.
1. Характеристика ионизирующих излучений

Ионизирующими называют излучения, взаимодействие которых со средой приводит к образованию электрических зарядов различных знаков. Источники этих излучений широко используются в технике, химии, медицине, например, при изменении плотности почв, обнаружение течей в газопроводах, изменений толщины листов, труб и стержней, антистатической обработки тканей, радиационной терапии злокачественных опухолей. Однако, следует помнить, что источники ионизирующего излучения представляют существенную угрозу здоровью и жизни использующих их людей.

Существуют два вида ионизирующих излучений:

корпускулярное, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля (α- и β-излучение и нейтронное излучение);

электромагнитное (γ-излучение и рентгеновское) с очень малой длиной волны.

Рассмотрим основные характеристики указанных излучений.

α-излучение представляет собой поток ядер гелия, обладающих большой скоростью. Эти ядра имеют массу 4 и заряд +2. Они образуются при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях. В настоящее время известно более 120 искусственных и естественных α-радиоактивных ядер, которые, испуская α-частицу, теряют 2 протона и 2 нейтрона.

Энергия α-частиц не превышает нескольких МэВ. Излучаемые α-частицы движутся практически прямолинейно со скоростью примерно 20000 км/с.

Под длиной пробега частицы в воздухе или других средах принято называть наибольшее расстояние от источника излучения, при котором еще можно обнаружить частицу до её поглощения веществом. Длина пробега частицы зависит от заряда, массы, начальной энергии и среды, в которой происходит движение. С возрастанием начальной энергии частицы и уменьшением плотности среды длина пробега увеличивается. Если начальная энергия излучаемых частиц одинакова, то тяжелые частицы обладают меньшими скоростями, чем легкие. Если частицы движутся медленно, то их взаимодействие с атомами вещества среды более эффективно и частицы быстрее растрачивают имеющийся у них запас энергии.

Длина пробега α-частиц в воздухе обычно не менее 10 см. Так, например, α-частицы с энергией 4 МэВ обладают длиной пробега в воздухе примерно в 2,5 см. В воде или в мягких тканях человеческого тела, плотность которых более чем в 700 раз превышает плотность воздуха длина пробега α-частиц составляет несколько десятков микрометров. За счет своей большой массы при взаимодействии с веществом α-частицы быстро теряют свою энергию. Это объясняет их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию: при движении в воздушной сфере α-частица на 1 см своего пути образует несколько десятков тысяч пар заряженных частиц – ионов.

β-излучение представляет собой поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактивном распаде. В настоящее время известно около 900 β-радиоактивных изотопов.

Масса β-частиц в несколько десятков тысяч раз меньше массы α-частиц. В зависимости от природы источника β-излучений скорость этих частиц может лежать в пределах 0,3-0,99 скорости света. Энергия β-частиц не превышает нескольких МэВ, длина пробега в воздухе составляет приблизительно 2,0 см. Проникающая способность β-частиц выше, чем α-частиц (из-за меньших массы и заряда).

Нейтронное излучение представляет собой поток ядерных частиц, не имеющих электрического заряда. Масса нейтрона приблизительно в 4 раза меньше массы α-частиц. В зависимости от энергии различают медленные нейтроны (с энергией менее 1 КэВ), нейтроны промежуточных энергий (от 1 до 500 КэВ) и быстрые нейтроны (от 500 КэВ до 20 МэВ). Среди медленных нейтронов различают тепловые с энергией менее 0,2 эВ. Тепловые нейтроны находятся по существу в состоянии термодинамического равновесия с тепловым движением атомов среды. Наиболее вероятная скорость движения таких нейтронов при комнатной температуре составляют 2200 м/с. При неупругом взаимодействие нейтронов с ядрами атомов среды возникает вторичное излучение, состоящее из заряженных частиц и γ-квантов (γ-излучение). При упругих взаимодействиях нейтронов с ядрами может наблюдаться обычная ионизация вещества. Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии, но она существенно выше, чем у α- или β-частиц. Так, длина пробега нейтронов промежуточных энергий составляет около 15 м в воздушной среде и 3 см в биологической ткани, аналогичны показатели для быстрых нейтронов соответственно 120 м и 10 см. Таким образом, нейтронное излучение обладает высокой проникающей способностью и представляет для человека наибольшую опасность из всех видов корпускулярного излучения. Мощность нейтронного потока измеряется плотностью потока нейтронов (нейтр./см.с).

γ-излучение представляет собой электромагнитное излучение с высокой энергией и с малой длиной волны, но испускается при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Высокая энергия (0,01-3 МэВ) или малая длина волны обусловливает большую проникающую способность гамма-излучения. γ-лучи не отклоняются в электрических и магнитных полях. Это излучение обладает меньшей ионизирующей способностью, чем α- и β-излучение.

Рентгеновское излучение может быть получено в специальных рентгеновских трубах, в ускорителях электронов, в среде, окружающей источник β-излучения. Рентгеновские лучи представляют собой один из видов электромагнитного излучения. Энергия его обычно не превышает 1 МэВ.

Рентгеновское излучение, как и γ-излучение обладает малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения.

Биологическое воздействие рассмотренных излучений на организм человека различно.

α-частицы, проходя через вещество и сталкиваясь с атомами, ионизируют (заряжают) их, выбивая электроны. В редких случаях эти частицы поглощаются ядрами атомов, переводя их в состояние с большей энергией. Эта избыточная энергия способствует протеканию различных химических реакций, которые без облучения не идут или идут очень медленно. α-излучение производит сильное действие на органические вещества, из которых состоит человеческий организм (жиры, белки и углеводы). На слизистых оболочках это излучение вызывает ожоги и другие воспалительные процессы.

Под действием β-излучений происходит радиолиз (разложение) воды, содержащейся в биологических тканях, с образованием водорода, кислорода, пероксида водорода, заряженных частиц. Продукты разложения воды обладают окислительными свойствами и вызывают разрушения многих органических веществ, из которых состоят ткани человеческого организма.

Действие γ- и рентгеновского излучений на биологические ткани обусловлено в основном образующимися свободными электронами. Нейтроны, проходя через вещество, производят в нем наиболее сильные изменения по сравнению с другими ионизирующими излучениями.

Таким образом, биологическое действие ионизирующих излучений сводится к изменению структуры или разрушению различных органических веществ (молекул), из которых состоит организм человека. Это приводит к разрушению биохимических процессов, протекающих в клетках, или даже к их гибели, в результате чего происходит поражение организма в целом.

Различают внешнее и внутреннее облучение организма. Под внешним облучением понимают воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников. Внутреннее облучение осуществляется радиоактивными веществами, попавшими внутрь организма через дыхательные органы, желудочно-кишечный тракт или через кожные покровы. Источники внешнего излучения – космические лучи, естественные радиоактивные источники, находящиеся в атмосфере, воде, почве, продуктах питания; источники α-, β-, γ-, рентгеновского и нейтронного излучений, используемые в технике и медицине; ускорители заряженных частиц, ядерные реакторы (в том числе и аварии на ядерных реакторах) и ряд других.

Радиоактивные вещества, вызывающие внутреннее облучение организма, попадают в него при приёме пищи, курении, питье загрязнённой воды. Поступление радиоактивных веществ в человеческий организм через кожу происходит в редких случаях (если кожа имеет повреждение или открытые раны). Внутреннее облучение организма длится до тех пор, пока радиоактивное вещество не распадется или не будет выведено из организма в результате процессов физиологического обмена. Внутреннее облучение опасно тем, что вызывает длительно незаживающие язвы различных органов и злокачественной опухоли.
2.Основные дозиметрические единицы
Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) ядер некоторых химических элементов (урана, тория, радия и др. элементов с порядковым номером Z>82), приводящие к изменению их атомного номера и массового числа.

Радиоактивные вещества распадаются с о строго определённой скоростью, измеряемой периодом полураспада – Т_1/2, т.е. временем, в течение которого распадается половина атомов данного элемента. Следовательно, за каждый период полураспада распадающегося элемента становится в два раза меньше. Так за 5 периодов полураспада от исходного вещества останется (1/2)⁵= 1/32 часть.

Каждый радиоизотоп имеет свой период полураспада. Так для U²³⁸ - T_1/2 = 4,5 млрд.лет; Sr⁹⁰ - T_1/2 = 29 лет; Cs¹³⁷ – T_1/2 = 30 лет; J¹³¹ – Т_1/2 = 8,5 сут; К⁴⁰ – Т_1/2 = 1,3 ∙10⁹ лет.

Следовательно, если взять 1 г Cs¹³⁷, то в результате самопроизвольного распада через 30 лет его останется 0,5 г, а ещё через 30 лет – 0,25 г и т.д.

В системе СИ за единицу активности принято одно ядерное превращение (один распад) в секунду (расп/с). Эта единица получила название беккерель (Бк), т.е. 1 расп/с=1 Бк.

Вне системная единица измерения активности является кюри – Кu. 1 Кu = 3,7·10¹⁰ расп/с=3,7·10¹⁰Бк. Единица активности 1 Кu соответствует активности 1гRa

Рассмотрим основные показатели и единицы измерения, применяемые для характеристики ионизирующих излучений. Встречая на своём пути ту или иную преграду, они производят в её веществе различные изменения. Воздействие излучения на вещество будет тем больше, чем больше распадов происходит в единицу времени.

Для характеристики воздействия ионизирующего излучения на вещество введено понятие дозы излучения.

Дозой излучения называется часть энергии, переданное излучением веществу и поглощенное им. Количественной характеристикой взаимодействия ионизирующего излучения и вещества является поглощенная доза излучения. Поглощенная доза является основной дозиметрической величиной.

До недавнего времени за количественную характеристику только рентгеновского и гамма-излучения, основанную на их ионизирующем действии, принималась экспозиционная доза Д_э.

За единицу экспозиционной дозы в системе СИ принимается Кулон на килограмм (Кл/кг).

Кулон на килограмм – экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучения, при которой сопряжённая с этим излучением корпускулярная эмиссия на килограмм сухого атмосферного воздуха производит в воздухе ионы, несущие заряд в 1 Кл электричества каждого знака.

Внесистемной единицей экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучения является рентген (Р)

1 Р = 2,58∙10^-4 Кл/кг

1 Кл/кг = 3,876∙10³ Р

Поглощенная доза (Д_п) – количество энергии ионизирующего излучения, поглощенное единицей массы вещества. Данная характеристика определяет степень воздействия любых видов ионизирующих излучений на различные вещества, в том числе и на живые организмы.

В качестве единицы поглощенной дозы излучения в системе СИ предусмотрена специальная единица “грей” (Гр).

1Гр – этот такая единица поглощенной дозы, при которой 1кг облучаемого вещества поглощает энергию в 1 джоуль (Дж). Следовательно 1Гр=1Дж/кг. Используемая ранее внесистемная единица 1 рад=0,01Гр или 1Гр=100рад

Для решения различных практических задач требуется знать зависимость между единицами поглощенной и экспозиционной дозами. Для установления такой зависимости примем следующие допущения:

1).Погрешность дозиметрических приборов составляет (20÷30)%.

2) Коэффициент ослабления фотонного излучения для мягких тканей человека составляет 0,877.

Тогда, для фотонного излучения получим, что: Д_п ≈ Д_э и 1рад ≈ 1Р.

Поглощенная доза излучения является основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия.

Эквивалентная доза (Н_Т,R) – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

Н_Т,_R = Д_Т,_R ·W_R,

где Д_Т,_R – средняя поглощенная доза в органе или ткани Т;

W_R – взвешивающий коэффициент для данного

вида излучения R.

Значение коэффициента W_R для различных видов ионизирующих излучений с неизвестным спектральным составом принято для фотонного излучения – 1, для β-излучения – 1, для нейтронов с энергией (0,01÷0,1) МэВ – 10, для α-излучения с энергией менее 10 МэВ –20.

Из приведенных цифровых значений коэффициента W_R видно, что при одной и той же поглощенной дозе нейтронное и α-излучение вызывают соответственно в 10 и 20 раз больше поражающий эффект, чем воздействие β- или γ-излучения.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в “Зивертах” (3в). 13в = 1Гр/W_R. В качестве внесистемной единицы эквивалентной дозы используется “биологический эквивалент рада” – 1бэр.

1бэр – такая поглощенная доза любого излучения, которая вызывает тот же биологический эффект, что и 1 рад γ-излучения.

Для β-излучений и фотонного излучения, у которых W_R=1 получаем:

13в = 1Гр/W_R = 100 рад/W_R = 100бэр.

Для внешнего фотонного излучения на радиоактивной местности имеем:

13в = 1Гр = 100бэр =100рад≈100Р.

То есть, для внешнего фотонного излучения экспозиционная, поглощенная и эквивалентная дозы практически равны.

Однако эквивалентную дозу можно использовать только для целей радиационной безопасности до значений, не превышающих 0,253в (25бэр) при кратковременном воздействии. В то же время допускается суммирование эквивалентных доз для оценки общего уровня хронического облучения за длительный промежуток времени, если только кратковременное облучение в каждом случае не превышало 0,253в (25бэр).

Для рассмотренных выше доз излучений введено понятие мощность дозы.

Мощность дозы – приращение дозы излучения в единицу времени. Она определяет скорость накопления дозы и может увеличиваться или уменьшаться во времени.

Различают мощность экспозиционной дозы, мощность поглощенной дозы, мощность эквивалентной дозы. Их единицы измерения образуются путем деления единиц соответствующих доз излучения на единицу времени (секунду, минуту, час). Например: (Р/сек), (Р/час), (Зв/сек), (рад/час) и др.

Эффективная доза (Е) – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий (стохастических эффектов) облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.

О

на представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие коэффициенты:

где Н_Т – эквивалентная доза в органе или ткани Т;

W_Т – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

W_Т определяет взвешенный риск облучения данного органа по отношению к взвешенному риску облучения всего организма, то есть представляет отношение вероятности возникновения стохастических эффектов в результате облучения какого-либо органа или ткани к вероятности их возникновения при равномерном облучении всего тела. При этом

Физический смысл понятия эффективной дозы следующий. Значение Е соответствует такому уровню равномерного облучения всего тела, при котором суммарный риск будет таким же, как и риск при эквивалентной дозе на орган –Н_Т.

Единица эффективной дозы в системе СИ –“Зиверт” (3в).внесистемная единица эффективной дозы –бэр.

Эквивалентная доза Н_Т (τ) или эффективная Е (τ), ожидаемая при внутреннем облучении, - доза за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

г

де: t₀ – момент поступления радиоактивных веществ в организм;

Н_Т (τ) – мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т. Когда τ не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70- t0) – для детей.

Эффективная доза (эквивалентная) годовая – сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Е

диница годовой эффективной (эквивалентной) дозы – “Зиверт” (3в).
Эффективная доза коллективная – мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз.

Единица эффективной коллективной дозы – человеко-Зиверт (чел.-3в.).
3. Методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений
Детектор – это часть (элемент) приборов, применяющихся 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 определяется характером эффекта, вызванного взаимодействием излучения с веществом детектора, а детектирование связано с обнаружением и измерением этого эффекта.

Как известно, прохождение ионизирующих излучений через вещество сопровождается потерей их энергии в различных процессах взаимодействия с электронами и ядрами атомов. Детектор преобразует поглощенную в нем энергию в какой-либо другой вид энергии, удобный для регистрации. Обычно применяются такие детекторы, в которых энергия излучения преобразуется в электрический сигнал.

Действие большинства детекторов основано на обнаружении эффекта от ионизации или возбуждения атомов или молекул вещества ионизирующим излучением. К детекторам, основанным на обнаружении эффекта от ионизации в газе, относятся ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.

В ионизационной камере электроны и положительные ионы, образованные излучением, под действием сил электрического поля перемещаются к соответствующим электродам, что приводит к появлению тока во внешней цепи. Величина этого тока может служить мерой ионизационного эффекта. Этот метод положен в основу работы приборов ДКП-50А, ИД-0,2, ИМД-21.

В газоразрядном счетчике в отличие от ионизационных камер используется эффект газового усиления за счет вторичной ионизации, в результате которого число электронов и положительных ионов, достигающих соответствующих электродов, во много раз превышает число ионов, образованных при первичной ионизации. Газоразрядные счётчики используются в приборах ДП-5В (А,Б), ИМД-5 и др.

При прохождении ионизирующих излучений через некоторые вещества возникает флуоресценция (свечение) в результате перехода возбужденных атомов или молекул в основное состояние. Световые вспышки с помощью фотоэлектронного умножителя преобразуются в электрический сигнал. Детекторы, в которых используется эффект флуоресценции, называется сцинтилляционными счетчиками. такие детекторы используются в приборах СРП-68-01 (СРП-88Н), ИД-11 и др.

Поглощение энергии ионизирующих излучений в веществе может вызывать различные химические реакции, приводящие к необратимым изменениям в химическом составе вещества. Измеряя «выходы» химических реакций, то есть количество вновь образованных конечных продуктов реакций, можно определить поглощенную энергию. На этом принципе основаны химические детекторы ионизирующих излучений, которые реализуются в дозиметрах ДП-70М.

Ионизирующие излучения воздействуют на чувствительные фотоматериалы и подобно видимому свету вызывают их почернение. Поглощенная энергия излучения определяется по плотности почернения. На этом принципе основаны фотографические детекторы.
4. Классификация и назначение приборов радиационной

разведки и дозиметрического контроля
Нештатные аварийно-спасательные формирования оснащаются в соответствии с примерными нормами оснащения (табелизации) приборами радиационной разведки и дозиметрического контроля (приложение № 1).

Приборы радиационной разведки и дозиметрического контроля подразделяются на:

приборы радиационной разведки – измерители мощности дозы (рентгенометры) (ДП-5В (А, Б); ИМД-5; ИМД-7; СРП-68-01 и др.);

приборы контроля радиоактивного загрязнения (радиометры) (ДП-5В (А. Б); ИМД-5; ИМД-7; ДРБП-03 и др.);

приборы контроля внешнего облучения (дозиметры) (ДП-22В; ДП-24; ИД-0,2; ДКГ-05Д; ДКГ-03Д и др.);

бытовые дозиметрические приборы.

4.1. Измерители мощности дозы ДП-5А (Б) и ДП-5В
НАЗНАЧЕНИЕ
ДП-5А (Б) и ДП-5В предназначены для измерения мощности дозы на местности и степени радиоактивного заражения различных предметов по β- и γ-излучению.

Мощность γ-излучения определяется в миллирентгенах или рентгенах в час для той точки пространства, в которой помещен при измерениях соответствующий счетчик прибора.

Диапазон измерений по γ-излучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч в диапазоне энергией γ-квантов от 0,084 до 1,25 МэВ. Приборы ДП-5А, ДП-5В имеют шесть поддиапазонов измерений (табл. 1)

Таблица 1

Поддиапазоны	Положение ручки переключателя под-диапазона	Шкала	Единица	Пределы измерений	Время установления показателей, с
1	200	0-200	Р/ч	5-200	10
2	х1000	0-5	мР/ч	500-5000	16
3	х100	0-5	То же	50-500	30
4	х10	0-5	- «» -	5-50	45
5	х1	0-5	- «» -	0,5-5	45
6	х0,1	0-5	- «» -	0,05-0,5	45

Отсчет показаний приборов производится по нижней шкале микроамперметра в Р/ч, по верхней шкале – в мР/ч с последующим умножением на соответствующий коэффициент поддиапазона. Участки шкалы от нуля до первой значащей цифры являются нерабочими.

Приборы имеют звуковую индикацию на всех поддиапазонах, кроме первого. Звуковая сигнализация прослушивается с помощью головных телефонов.

Питание приборов осуществляется от трех сухих элементов типа КБ-1 (один из них для подсвета шкалы), которые обеспечивают непрерывность работы в нормальных условиях не менее 40 ч (ДП-5А) и 55 ч (ДП-5В). Приборы могут подключаться к внешним источникам постоянного тока напряжением 3,6 и 12 В (ДП-5А (Б)) и 12 или 24 В (ДП-5В), имея для этой цели колодку питания и делитель напряжения с кабелем длиной 10 м.
УСТРОЙСТВО ПРИБОРОВ ДП-5А (Б) и ДП-5В
В комплект прибора входят: футляр с ремнями; удлинительная штанга; колодка питания к ДП-5А (Б) и делитель напряжения к ДП-5В; комплект эксплуатационной документации и запасного имущества; телефон и укладочный ящик.

Прибор состоит из измерительного пульта; зонда в ДП-5А (Б) или блока детектирования в ДП-5В, соединенных с пультами гибкими кабелями; контрольного стронцево-иттриевого источника β-излучения для проверки работоспособности приборов (с внутренней стороны крышки футляра у ДП-5А (Б) и блоке детектирования у ДП-5В).

Измерительный пульт состоит из панели и кожуха. На панели измерительного пульта размещены: микроамперметр с двумя измерительными шкалами; переключатель поддиапазонов; ручка «РЕЖИМ» (потенциометр регулировки режима); кнопка сброса показаний («СБРОС»); тумблер подсвета шкалы; винт установки нуля; гнездо включения телефона. Панель крепится к кожуху двумя невыпадающими винтами. Элементы схемы прибора смонтированы на шасси, соединенном с панелью при помощи шарнира и винта. Внизу кожуха имеется отсек для размещения источников питания. При отсутствии элементов питания может быть подключен делитель напряжения от источников постоянного тока.

Воспринимающими устройствами приборов являются газоразрядные счетчики, установленные в приборе ДП-5А (Б): один (СИЗБГ) в измерительном пульте и два (СИЗБГ и СТС-5) в зонде; в приборе ДП-5В; два (СБМ-20 и СИЗБГ) в блоке детектирования.

Зонд и блок детектирования представляют собой стальной цилиндрический корпус с окном для индикации β-излучения, заклеенным этилцеллюлозной водостойкой пленкой, через которую проникают β-частицы. На корпус надет металлический поворотный экран, который фиксируется в двух положениях («Г» и «Б») на зонде и в трех положениях («Г», «Б» и «К») на блоке детектирования (ДП-5В). В положении «Г» окно корпуса закрывается экраном и в счетчик могут проникать только γ-лучи. При повороте экрана в положение «Б» окно корпуса открывается и в счетчик проникают не только γ-лучи, но и β-частицы. В положении «К» контрольный источник β-излучения, который укреплен в углублении на экране, устанавливается против окна, и в этом положении проверяется работоспособность прибора ДП-5В.

На корпусах зонда и блока детектирования имеются по два выступа, с помощью которых они устанавливаются на обследуемые поверхности при индикации β-зараженности. Внутри корпуса находится плата, на которой смонтированы газоразрядные счетчики, усилитель-нормализатор и электрическая схема.

Футляр прибора состоит: ДП-5А (Б) – из двух отсеков (для установки пульта и зонда); ДП-5В – из трех отсеков (для размещения пульта, блока детектирования и запасных элементов питания). В крышке футляра имеются окна для наблюдения за показаниями прибора. Для ношения прибора к футляру присоединяются два ремня.

Телефон состоит из двух малогабаритных телефонов типа ТГ-7М и оголовья из мягкого материала. Он подключается к измерительному пульту и фиксирует наличие радиоактивных излучений: чем

выше мощность излучения, тем чаще звуковые щелчки.

Из запасных частей в комплект прибора входят чехлы для зонда, колпачки, лампочки накаливания, отвертка, винты.
ПОДГОТОВКА К РАБОТЕ

КАРТА № 1

Радиометр-рентгенометр ДП-5А (Б, В)

Назначение: ДП-5А (Б, В) предназначен для измерения мощности дозы γ-излучения на местности, а также уровня загрязнения поверхности различных объектов по β-излучению.
ТЕХНИЧЕСКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА

Диапазон измерения мощности дозы излучения – от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч

Погрешность измерения – +30%

Питание– элемент А-336 (КБ-1) - (2х1,5В – для работы схемы;

1х1,5В – для подсветки шкалы прибора в ночное время)

– источник постоянного тока: u=3; 6; 12 В – для ДП-5А, Б

u= 12; 24В – для ДП-5В

Вес прибора: без укладочного ящика – 3,5 кг

с укладочным ящиком – 8,5 кг
КАРТА № 2 (А, Б)