ОСТ 41-06-268-86

ОСТ 41-06-268-86 Радиационный контроль при использовании источников ионизирующих излучений в геологии. Контролируемые параметры, объем и частота проведения контроля, перечень методов контроля

СССР  ОТРАСЛЕВОЙ СТАНДАРТ Система стандартов безопасности труда Радиационный контроль при использовании источников ионизирующих излучений в геологии. Контролируемые параметры объем и частота проведения контроля перечень методов контроля. ОСТ 41-06-268-86 Утвержден и введен в действие  приказом Министерства геологии СССР  от 20.08.1987 г. № 454 ИСПОЛНИТЕЛИ: Ю.В.Середин                                В.В.Никольский                                Н.В.Сизикова                                В.А.Гвоздкова СОГЛАСОВАНО: Заместитель Главного государственного                                 санитарного врача СССР А.И.Заиченко                                Начальник Управления охраны труда и техники                                безопасности Мингео СССР А.И.Кабанцев                                Секретарь ЦК профсоюза рабочих                                геологоразведочных работ                                В.В.Гаврилов                                Заместитель начальника Управления                               геофизических работ Н.В.Максимяк УТВЕРЖДЕНО: Заместитель Министра геологии СССР В.Ф.Рогов ОТРАСЛЕВОЙ СТАНДАРТ ОСТ 41-06-268-86  Система стандартов безопасности труда Радиационный контроль при использовании источников ионизирующих излучений в геологии. Контролируемые параметры объем и частота проведения контроля перечень методов контроля ОКСТУ 0012 Приказом распоряжением Министерства геологии СССР от 20.08.87 г. № 454 срок введения установлен с 01.01 1988 г. Несоблюдение стандарта преследуется по закону Настоящий стандарт распространяется на все геологические организации в которых используются радио-нуклидные альфа- бета- рентгеновские гамма- и нейтронные источники ионизирующих излучений в дальнейшем - источники поставляемые В/О "Изотоп" и не распространяется на горноразведочные работы. Стандарт устанавливает параметры и методы радиационного контроля его объем и частоту при использовании упомянутых источников. Стандарт разработан на основе "Норм радиационной безопасности НРБ-76" "Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80" и "Правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ" ПБТРВ-73 . 1. Общие положения 1.1. Во всех организациях где проводятся работы с источниками должен осуществляться радиационный контроль. 1.2. Целью радиационного контроля является получение информации о радиационной обстановке дозах облучения лиц категорий А и Б и соблюдение требований действующих санитарно-эаконодательных документов. 1.3. Система радиационного контроля должна разрабатываться на стадии проектирования объектов для работ с источниками и включаться в раздел "Требования радиационной безопасности" проекта. 1.4. Радиационный контроль должен осуществляться службой радиационной безопасности СРБ или специально выделенным лицом категории А в зависимости от объема и характера работ. 1.5. Права обязанности и принципы организации работы СРВ должны быть определены в "Положении о СРВ" организации которое должно быть разработано на основе типового "Положения о СРВ геологического учреждения" с учетом специфики работ с источниками согласовано с местными органами санитарно-эпидемиологической службы СЭС и утверждено администрацией организации. 1.6. Результаты радиационного контроля должны регистрироваться в специальном журнале журналах форма и порядок хранения которого определяется по согласованию с местными органами СЭС. 2. Радиационный контроль при работе с закрытыми источниками 2.1. Радиационный контроль при работе с закрытыми источниками должен осуществляться в том случае если мощность эквивалентной дозы в любой точке находящейся на расстоянии 0 1 м от поверхности закрытого источника превышает 0 1 мбэр/ч 1 мк3в/ч . 2.2. При работе с закрытыми источниками в лабораториях радиационный контроль должен включать: 2.2.1. Контроль мощности эквивалентной дозы на поверхности транспортного контейнера при доставке источника в хранилище иа организации-поставщика - при каж дой доставке. 2.2.2. Контроль мощности эквивалентной дозы в месте пребывания лиц категории А осуществляющих перекладывания источника из транспортного контейнера в хра-нилищный или переносной контейнер - при каждой доставке. 2.2.3. Контроль радиоактивного загрязнения наружной поверхности транспортного контейнера - при каждой доставке из организации-поставщика. 2.2.4. Контроль мощности эквивалентной дозы на поверхности защитных устройств при хранении источника -не реже одного раза в месяц. 2.2.5. Контроль мощности эквивалентной дозы на рабочих местах поверхностях защитных устройств и в смежных помещениях при использовании источника - не реже одного раза в месяц и при каждом изменении характера работ. 2.2.6. Контроль радиоактивного загрязнения внутренней поверхности хранилищного контейнера с источником - не реже одного раза в квартал. 2.2.7. Контроль герметичности источника - при доставке источника из организации-поставщика до начала и после окончания полевого сезона но не реже одного раза в год. 2.2.8. Контроль индивидуальных эквивалентных доз облучения лиц категории А - не реже одного раза в квартал за полевой сезон и суммарно за год для женщин до 40 лет - не реже одного раза в два месяца 2.2.9. Оценка средней индивидуальной эквивалентной дозы облучения лиц категории Б подвергающихся облучению от применяемых в организации источников по условиям расположения рабочих мест - не реже одного раза в год. 2.3. При работе с закрытыми источниками на скважинах радиационный контроль должен включать: 2.3.1. Контроль мощности эквивалентной дозы в месте пребывания лиц категории А осуществляющих перекла-дывание источника из хранилищного контейнера в транспортный контейнер - при каждом перекладывании. 2.3.2. Контроль мощности эквивалентной дозы на поверхности контейнера и на расстоянии 1 м от любой точки его наружной поверхности - перед каждой отправкой контейнера с источником на скважину. 2.3.3. Контроль мощности эквивалентной дозы в кабине водителя местах расположения лиц категории А и Б на наружной поверхности транспортного средства и на расстоянии 2м от него - перед каждым выездом с источником на скважину. 2.3.4. Контроль наличия на транспортном средстве аварийного комплекта поискового радиометра дистанционного инструмента полиэтиленовых пакетов пластикатовых мешков лопаты стоек веревок знаков радиационной опасности резиновых перчаток фартуков бахил - перед выездом с источником на скважину. 2.3.5. Контроль наличия пломбы на контейнере с источником и надежности крепления контейнера на транспортном средстве - через каждые два часа движения при транспортировании контейнера на скважин. 2.3.6. Контроль мощности эквивалентной дозы на наружных поверхностях мест временного хранения контейнера с источником или ограждения исключающего доступ лиц категории Б - после каждой доставки контейнера с источником на место временного хранения на скважине и не реже одного раза в неделю. 2.3.7. Контроль наличия знаков радиационной опасности на наружных поверхностях мест хранения ограждения - не реже одного раза в сутки. 2.3.8. Контроль мощности эквивалентной дозы в месте пребывания лиц категории А осуществляющих перекладывание источника из контейнера в скважинный прибор и обратно опусканий и подъем скважинного прибора - при каждом перекладывании опускании и подъеме. 2.3.9. Контроль параметров перечисленных в пп. 2.2.6 - 2.2.9 настоящего ОСТа. 2.4. В случае возникновения радиационной аварии при работе с закрытыми источниками оставление в скважине пропажа источника разгермитизация источника переоблучение радиационный контроль в период ликвидации последствий аварии должен включать: 2.4.1. Контроль мощности эквивалентной дозы в месте пребывания лиц категории А осуществляющих ликвидацию последствий аварии - постоянно до окончания работ по ликвидации последствий аварии. 2.4.2. Контроль местонахождения оставленного в скважине источника и мощности дозы внешнего излучения у устья скважины - после цементирования скважин. 2.4.3. Контроль герметичности обнаруженного после пропажи источника - после поставки его в хранилище или на место временного хранения. 2.4.4. Контроль мощности эквивалентной дозы на рабочих местах поверхностях оборудования и инструментов в помещениях проведения работ с разгерметизированным источником - немедленно после установления факта разгерметизации и постоянно до окончания работ по ликвидации последствий аварии. 2.4.5. Контроль радиоактивного загрязнения средств индивидуальной защиты и кожных покровов лиц категории А работавших с разгерметизированный источником рабочих мест оборудования инструментов и пола помещения - немедленно после установления факта разгерметизации и постоянно до окончания работ по ликвидации последствий аварии. 2.4.6. Контроль мощности эквивалентной дозы в месте пребывания лиц категории А осуществляющих сбор и сдачу на захоронение радиоактивных отходов по НРБ--76 - постоянно в процессе проведения этих работ. 2.4.7. Контроль мощности эквивалентной дозы на расстоянии 1 м от сборника радиоактивных отходов при их временном хранении - при поступлении радиоактивных отходов на временное хранение и не реже одного раза в месяц. 2.4.8. Контроль радиоактивного загрязнения герметизирующей упаковки сборника радиоактивных отходов при их временном хранении - при поступлении радиоактивных отходов на временное хранение и не реже одного раза в месяц. 2.4.9. Оценку эквивалентных доз внешнего облучения и или поступления радиоактивного вещества источника внутрь организма лиц категорий А и Б - после установления факта радиационной аварии. 2.4.10. Оценку эквивалентных доз внешнего облучения и или поступления радиоактивного вещества источника внутрь организма лиц категории А занятых на ликвидации последствий аварии - после окончания работ по ликвидации последствий аварии. 2.4.11. Контроль компенсации переоблучения лиц категории А при дозе внешнего облучения не более 2 и 5 годовых предельно допустимых доз - в течение соответственно 5 и 10 лет после переоблучения по-НРБ-76 . 2.4.12. Контроль за обязательным направлением на медицинское обследование лиц категории А подвергшихся однократному внешнему облучению в дозе свыше 5 годовых предельно допустимых доз а также лиц категории А внутрь организма которых поступил радионуклид источника в количестве превышающем годовое предельно допустимое поступление в 5 раз - после установления подобного факта расчетом или измерением. 3. Радиационный контроль при работе с открытыми источниками 3.1. Радиационный контроль при работе с открытыми источниками должен осуществляться в следующих случаях: - активность на рабочем месте больше минимально значимой активности по НРБ-76 а общая активность источников находящихся в организации превышает указанное значение более чем в 10 раз; - организация получает использует или хранит любые количества радиоактивных веществ в виде растворов с концентрацией превышающей значения допустимой концентрации для воды по НРБ-76 ; - организация получает использует или хранит любые количества радиоактивных веществ в твердом состоянии с удельной активностью более 2*10-6 Ки/кг 0 74* 10 Бк/кг для бета-активных веществ более 1*10-7г-экв. радия/кг для гамма-активных веществ более 2*10-7 Ки/кг 0 74*104 Бк/кг для альфа-активных веществ кроме радионуклидов трансурановых элементов концентрация которых должна превышать 1*10-8 Ки/кг 3 7*102 Бк/кг . 3.2. При работе с открытыми источниками в лабораториях радиационный контроль должен включать: 3.2.1. Контроль параметров перечисленных в п.п. 2.2.1.-2.2.6 2.2.8 и 2.2.9 настоящего ОСТа. 3.2.2. Контроль концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе хранилища эманирующих и летучих радиоактивных веществ в зоне дыхания работающих -не реже одного раза вквартал. 3.2.3. Контроль радиоактивного загрязнения внешней поверхности герметизирующей упаковки жидких и сыпучих радиоактивных веществ при хранении - не реже одного раза в месяц. 3.2.4. Контроль радиоактивного загрязнения рабочих мест оборудования инструмента средств индивидуальной защиты и кожных покровов лиц категории А -ежедневно по окончании работы. 3.2.5. Контроль радиоактивного загрязнения после дезактивации рабочих мест оборудования инструмента средств индивидуальной защиты и кожных покровов лиц категории А - при каждом превышении уровней допустимого загрязнения поверхностей по НРБ-76 . 3.2.6. Контроль концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений при использовании эманирующих и летучих радиоактивных веществ в зоне дыхания работающих - не реже одного раза в месяц и при каждом изменении характера работ. 3.2.7. Контроль параметров перечисленных в п.п. 2.4.6-2.4.8 настоящего ОСТа. 3.2.8. Контроль концентрации радиоактивных веществ в жидких радиоактивных отходах удаляемых в общую канализацию - перед каждым удалением. 3.2.9. Оценку поступления радиоактивных газов и аэрозолей внутрь организма лиц категории А при использовании эманирующих и летучих радиоактивных веществ -не реже одного раза в квартал. 3.3. При работе с открытыми источниками на скважинах радиационный контроль должен включать: 3.3.1. Контроль параметров перечисленных в п.п. 2.2.9 2.3.1.-2.3.7. настоящего ОСТа. 3.3.2. Контроль радиоактивного загрязнения герме-тирующей упаковки жидких и сыпучих радиоактивных веществ - перед началом и по окончании каждого транспортирования . 3.3.3. Контроль радиоактивного загрязнения герметизирующей упаковки жидких и сыпучих радиоактивных веществ при временном хранении на скважине - после каждой доставки источника на временное хранение и не реже одного раза в неделю. 3.3.4. Контроль наличия средств индивидуальной защиты шапочек щитков из оргстекла для защиты глаз фартуков нарукавников резиновых перчаток резиновых сапог или бахил и др. - перед каждым началом работы с источником на скважине. 3.3.5. Контроль мощности эквивалентной дозы при-перекладывании источника в глубинный инжектор или емкость для приготовления меченого раствора - при каждом перекладывании. 3.3.6. Контроль радиоактивного загрязнения оборудования и инструмента используемого при закачке меченого раствора в скважину и последующих скважинных ис- . следованиях - после каждой закачки и исследования. 3.3.7. Контроль концентрации радионуклида источника в водах используемых для дезактивации оборудования и инструмента - после каждой дезактивации. 3.3.8. Контроль радиоактивного загрязнения средств индивидуальной защиты и кожных покровов лиц категории А -после каждого окончания работы с источником на скважине. 3.3.9. Контроль радиоактивного загрязнения после дезактивации оборудования инструмента средств индивидуальной защиты и кожных покровов лиц категории А -при каждом превышении уровней допустимого загрязнения поверхностей по НРБ-76 . 3.3.10. Контроль мощности дозы внешнего излучения у устья скважины - перед каждым началом и после каждого окончания работы с источником на скважине. 3.3.11. Контроль концентрации закаченного в скважину радионуклида в используемой для бытовых нужд воде открытых водоемов расположенных в радиусе 500 м и менее от скважины - перед каждой закачкой радионуклида в скважину и еженедельно в течение одного месяца после закачки. 3.4. В случае возникновении радиационной аварии при работе с открытыми источниками пропажа источника разгерметизация упаковки источника переоблучение радиационный контроль в период ликвидации последствий аварии должен включать: 3.4.1. Контроль мощности эквивалентной дозы в месте пребывания лиц категории А осуществляющих ликвидацию последствий аварии - постоянно до окончания работ по ликвидации последствий аварии. 3.4.2. Контроль радиоактивного загрязнения герметизирующей упаковки жидких и сыпучих радиоактивных веществ обнаруженных после пропажи - после доставки их в хранилище или на место временного хранения. 3.4.3. Контроль радиоактивного загрязнения внутренней и внешней поверхности транспортного контейнера а также транспортного средства - после обнаружения радиоактивного загрязнения герметизирующей упаковки источника по окончании транспортирования. 3.4.4. Выявление объектов и установление границ радиоактивного загрязнения контроль за сбором радиоактивного вещества источника и дезактивацией объектов загрязнения - при разливании или рассыпании жидких и сыпучих радиоактивных веществ. 3.4.5. Контроль параметров перечисленных в п.п. 2.4.4-2.4.11 настоящего ОСТа. 3.4.6. Контроль за оповещанием местных органов СЭС о «возрастании мощности дозы внешнего излучения у устья скважины и или концентрации закаченного в скважину радионуклида в используемой для бытовых нужд воде открытых водоемов расположенных в радиусе 500 м и менее от скважины после каждого окончания работы с источником на скважине по сравнению с аналогичными величинами до каждого начала работ - немедленно после обнаружения подобного возрастания. 4. Перечень методов контроля 4.1. Контроль и оценка мощности эквивалентной дозы на рабочих местах различных поверхностях и т.д. п.п. 2.2.1 2.2.2 2.2.4 2.2.5 2.3.1-2.3.3 2.3.6 2.3.8 2.4.1 2.4.4 2.4.6 2.4.7 3.3.5 3.4.1 настоящего ОСТа должны осуществляться любыми из следующих методов: 4.1.1. Инструментальным методом - измерением мощности эквивалентной дозы с помощью серийно выпускаемой и поставляемой В/О "Изотоп" аппаратуры радиационного контроля сведения об аппаратуре приведены в Справочном приложении 1 настоящего ОСТа . 4.1.2. Инструментально-расчетным методом - измерением мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений или плотности потока частиц с помощью аппаратуры радиационного контроля и последующим расчетом- мощности эквивалентной дозы с использованием до-зовых характеристик излучений по НРБ-76 . 4.1.3. Расчетным методом - расчетом мощности эквивалентной дозы исходя из активности источника потока частиц дозовых характеристик квантов гамма-постоянной или частиц по НРБ-76 и расстояния от источника до места измерения. 4.2. Контроль мощности дозы внешнего излучения у устья скважины п.п. 2.4.2 и 3.3.10 настоящего ОСТа должен осуществляться инструментальным методом -измерением с помощью аппаратуры радиационного контроля. 4.3. Контроль радиоактивного загрязнения различных поверхностей средств индивидуальной защиты и т.д. п.п. 2.2.3 2.4.5 2.4.8 3.2.4 3.2.5 3.3.6 3.3.8 3.3.9 3.4.3 3.4.4 настоящего ОСТа должен осуществляться любыми из следующих методов: 4.3.1. Инструментальным методом - измерением с помощью аппаратуры радиационного контроля. 4.3.2. Инструментально-расчетным методом методом мазков - снятием радиоактивного вещества источника с определенной площади загрязненной поверхности ватным тампоном марлей или фильтровальной бумагой измерением активности мазка с помощью аппаратуры радиационного контроля и последующим расчетом уровня радиоактивного загрязнения. 4.4. Контроль герметичности закрытого источника и радиоактивного загрязнения герметизирующей упаковки открытого источника п.п. 2.2.6 2.2.7 2.4.3 3.2.3 3.3.2 3.3.3 3.4.2 настоящего ОСТа должен осуществляться инструментальным методом - снятием радиоактивного вещества с поверхности источника внутренней поверхности хранилищного контейнера и наружной поверхности герметизирующей упаковки мазком п. 4.3.2. настоящего ОСТа и установлением факта его активности путем ее измерения с помощью аппаратуры радиационного контроля. 4.5. Контроль концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе хранилища и рабочих помещений п.п. 3.2.2 и 3.2.6 настоящего ОСТа должен осуществляться инструментально-расчетным методом - измерением активности содержащейся в отобранном объеме воздуха с помощью аппаратуры радиационного контроля и последующим расчетом концентрации газов и аэрозолей. 4.6. Контроль концентрации радионуклида источника в жидкостях п.п. 3.2.8 3.3.7 3.3.11 настоящего ОСТа должен осуществляться любыми из следующих инструментально-расчетных методов: 4.6.1. Измерением мощности экспозиционной дозы на поверхности определенного объема жидкости с помощью аппаратуры радиационного контроля и последующим расчетом концентрации радионуклида в жидкости с учетом геометрических размеров объема жидкости гамма-постоянной радионуклида и линейного коэффициента ослабления излучения в жидкости для гамма-излучающих радионуклидов . 4.6.2. Измерением активности содержащейся в пробе приготовленной из определенного объема жидкости путем концентрирования радионуклида в ней с помощью аппаратуры радиационного контроля и последующим расчетом концентрации радионуклида в жидкости с учетом степени концентрирования для альфа- бета- и гамма-излучающих радионуклидов . 4.7. Контроль местонахождения оставленного в скважине источника п. 2.4.2 настоящего ОСТа должен осуществляться методами радиоактивного или электромагнитного каротажа. 4.8. Контроль и оценка индивидуальных эквивалентных доз облучения лиц категорий А и Б п.п. 2.2.8 и 2.2.9 настоящего ОСТа должны осуществляться любыми из следующих методов: 4.8.1. Инструментально-расчетным методом - измерением индивидуальной экспозиционной дозы облучения с помощью аппаратуры радиационного контроля и последующим расчетом эквивалентной дозы с использованием до-зовых характеристик излучений по НРБ-76 . 4.8.2. Инструментально-расчетным методом - измерением мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений плотности потока частиц и мощности эквивалентной дозы нейтронов на рабочих местах с помощью аппаратуры радиационного контроля и последующим расчетом индивидуальной эквивалентной дозы с учетом времени проведения всех работ с источниками и использованием дозовых- характеристик излучений по НРБ-76 . 4.8.3. Расчетным методом - расчетом индивидуальной эквивалентной дозы облучения исходя из активности источника потока частиц дозовых характеристик квантов гамма-постоянной или частиц по НРБ-76 расстояния от источника до лиц категорий А и Б и времени проведения всех работ с источниками. 4.9. Оценка эквивалентных доз внешнего облучения лиц категорий А и Б п.п. 2.2.9 2.4.9 и 2.4.10 настоящего ОСТа должна осуществляться инструментально-расчетным или расчетным методами - измерением или расчетом мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений и плотности потока частиц п.п. 4.1.2 и 4.1.3 настоящего ОСТа в местах пребывания лиц категорий А и Б вблизи обнаруженного источника и или объектов загрязнения и последующим расчетом доз внешнего облучения с учетом времени пребывания их в указанных местах и использованием дозовых характеристик излучений по НРБ-76 . 4.10. Оценка поспупления радиоактивного вещества источника внутрь организма лиц категории А п.п. 3.2.9 2.4.9 и 2.4.10 настоящего ОСТа должна осуществляться инструментально-расчетным методом - измерением концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений п. 4.5 настоящего ОСТа и последующим расчетом поступления радиоактивного вещества с учетом времени пребывания лиц катеригоо А в этих помещениях и объема воздуха вдыхаемого ими за время пребывания по НРБ-76 . 4.11. Контроль компенсации переоблучения лиц категории А п. 2.4.11 настоящего ОСТа должен осуществляться регистрацией накопленной дозы за время работы до и после переоблучения. 4.12. Контроль за обязательным направлением на медицинское обследование п. 2.4.12 настоящего ОСТа должен осуществляться проверкой наличия и выполнения приказа по организации об этом направлении. 4.13. Контроль наличия аварийного комплекта на транспортном средстве пломбы на контейнере знаков радиационной опастности на поверхности мест хранения средств индивидуальной защиты п.п. 2.3.4 2.3.5 2.3.7 и 3.3.4 настоящего ОСТа должен осуществляться визуальной проверкой. 4.14. Контроль за оповещением местных органов СЭС п. 3.4.6 настоящего ОСТа должен осуществляться проверкой наличия документа выданного этими органами и подтверждающего факт оповещения. Приложение 1 Справочное Перечень рекомендуемой аппаратуры радиационного контроля №№ п/п Наименование и назначение аппаратуры Тип Цена руб. Примечание* 1 2 3 4 5 Аппаратура выпускаемая промышленностью и реализуемая через В/О "Изотоп" 1. Комплект индивидуального до зиметрического фотоконтроля для измерения интегральной экспозиционной дозы гамма-излучения. Диапазоны измерения и энергий: 0 05 - 2Р 0 1-1 25 МэВ 1 1170 X 0 2. Кассета к ИФКУ-1   1-56 X 0 3. Носимый дозиметр для измерения средней мощности экспозиционной дозы импульсного и непрерывного рентгеновского и гамма-излучений. Диапазоны измерения и энергий: 0-100 мкр/с 0 015-1 25 МэВ ДРГЗ-01 1100  х 0 4. Носимый дозиметр для измерения мощности экспозиционной дозы  рентгеновского и гамма-излучений. Диапазоны измерения и энергий: 0-103мрк/с о 02-3МэВ ДРГЗ-03 1390  х 0  5. Носимый дозиметр для измерения средней мощности экспозиционной дозы непрерывного и импуль-сного рентгеновского и гаммалучений. Диапазон энергии: 0 03-3 МэВ ДРГЗ-04 3000 X 0 6. Дополнительный комплект питания дозиметров ДРГЗ включающий аккумулятор Д-0 26С зарядное и переходное устройство   100   7. Носимый дозиметр для измерения экспозиционной дозы и мощ-ности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излу-чений. Диапазоны измерения и энергий: 2х10-5-0 8х104Р; 1x10-7-11 6 Р/с 0 03-3 МэВ ДКС-05 6840 X 0 8. Индикатор ионизирующего излучения для обнаружения и оценки с помощью звуковой и световой сигнализаций плотности потока тепловых нейтронов рентгенов-ского гамма- и жесткого бета-излучений а также для опреде-ления уровня мощности экспози-ционной дозы рентгеновского и гамма-излучений в диапазоне энергии 0 05-3 МэВ ДРС-01 265 X 9. Дозиметр для обнаружения и оцен-ки с помощью звуковой и световой сигнализаций плотности потока тепловых нейтронов рентгеновско-го гамма- и жесткого бета-излу-чений а также для измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений Диапазоны измерения к энергий: 0 1-150 мР/ч; 1-1024 мР 0 05--3 МэВ ДКС-04 770 X 10. Геологоразведочный поисковый прибор СРП-68-01 850 х х0 11. Стационарная сигнальная установка для контроля бета-загрязненности рук обуви или любых поверхностей персонала РЗБ-05 9750 X 0 12. Радиометр для измерения объемной активности радиоактивных нуклидов газов в воздухе по их бета- или гамма-излучению РГБ-02  3100 X 0 13. Аппаратура для измерения объемной активности альфа-активных аэрозолей средне-сменных значений и сигнализации о превышении установленных уров-ней раз в смену ручная заме-на фильтров . Диапазон измерений: 1 85x10-1-1 85х10+3 Бк/м3 5x10-15 -5x10-10 Ки/л при времени отбора пробы 6 ч. БДАА-01П 1100 X 14. Аппаратура для автоматического измерения объемной активности долживущих аэрозолей по альфа-и бета-излучению. Диапазоны из-мерения: альфа-: 1 5xlO-2-1 5х х102 Бк/м3 4х10-16-4х10-12 Ки/л ; бета-: 4-4х104 Бк/м3 10-13-10-9 Ки/л при времени отбора пробы 6 ч.  БДАС-0ЗП 3808 X 15. Аппаратура для измерения мощности эквивалентной дозы нейтро-нов. Диапазон измерения и энергии: Зх10-3-3мк3в/с 3x10-4-3x10-1мбэр/с 0 025-10 МэВ УДБН-02Р 1670 X 16. Универсальный носимый радиометр-дозиметр для измерения степени загрязненности альфа-и бета-активности веществами измерения мощности эквивалент дозы рентгеновского гамма- и нейтронного излучений а также плотности потока быстрых промежуточных и тепловых нейтронов. Диапазоны измерения и энергии: альфа-загрязненность поверхностей: 1-5x104част/см2 мин 1-6 МэВ ; бета-загрязненность поверхнос-1-105 част/см2 мин 03 -З МэВ ; мощ-ность эквивалентной дозы рентгенов-ского и гамма-излучений: 10-4-102мк3/с 10-2-104 мкбэр/с 0 04-10 МэВ ;мощ-ность эквивалентной дозы нейтронного излучения: 1х10-3-30 мкЗв/с 0 1-3х х103 мкбэр/с 10-3 -14 МэВ ; эквивалентная доза рентгеновского гамм-и нейтронного излучения в указанных выше энергетических диапазонах этих видов излучений: 1х10-2-103 мЗв 1-105 мбэр плотность потока быстрых промежуточных и тепловых нейтронов: 1-105 нейтр/см2-с 2 5х10-8-14 МэВ 10000 X 0 Аппаратура снятая с производства но имеющаяся в геологических организациях 17. Комплект индивидуальных фотопленочных дозиметров для регистрации рентгеновского гамма-излучений и тепловых нейтронов. Диапазон измерения и энергии: рентгеновского гамма-излучений: 0 01-50 Р 0 02-3 МэВ ИФК-2 3 -  X 0 18. Носимый универсальный радиометр для измерения гамма- и нетронного излучений а также загрязненности поверхностей альфа- и бета- активными веществами. Диапазон измерения: мощность дозы гамма-излучения: 2-10000 мкр/с плотность потока быстрых и тепловых нейтронов: 2-105 нейтр/см2 *с при уровне гамма-фона до 500 мкр/с РУП-1   X 0 19. Переносной аэрозольно-газовый радиометр для измерения концент-рации альфа- бета- активных га-зов. Диапазоны измерения и энергии: альфа- до 3 7 Бк/м3 более 2 МэВ ; бета-: до 37 Бк/м3 0 2--2 2 МэВ . РВ-4   X Прибор может использоваться в лабораторных х и полевых о условиях.