Методики измерений, разработанные «НТЦ «ЭколоджиксЛаб»

Методика определяет процедуру измерения мощности амбиентного эквивалента дозы (МАЭД) рентгеновского излучения на рабочих местах персонала, в помещениях и на территориях, смежных с процедурной рентгеновского кабинета, а также расчёт мощности эффективной дозы.

Применяется для измерений при текущем и оперативном индивидуальном дозиметрическом контроле профессионального внешнего облучения работников предприятий, осуществляющих свою деятельность с использованием источников ионизирующих излучений

Устанавливает методику радиационного контроля и санитарно-эпидемиологическую оценку земельных участков, отводимых под строительство жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения в части обеспечения радиационной безопасности

Устанавливает методику радиационного контроля и санитарно-эпидемиологическую оценку жилых, общественных и производственных зданий и сооружений в части обеспечения радиационной безопасности

Документ устанавливает методику измерений удельной и объемной активности трития в объектах окружающей среды, объектах технологических и биологических сред с применением жидкосцинтилляционных спектрометрических радиометров

Радиационный контроль проводят с целью выявления в металлоломе (включая транспортное средство, загруженное металлоломом) локальных источников ионизирующего излучения

Документ устанавливает методику свинцового эквивалента в прямом пучке рентгеновского излучения передвижных и индивидуальных средств защиты оператора, врача и пациента при проведении рентгенологических исследований. Измерение свинцового эквивалента средств защиты выполняют в поле прямого пучка рентгеновского излучения методом сравнения с мерой, в качестве которой применяют эталонные пластины с определенным свинцовым эквивалентом.

Измерение поглощенной дозы фотонного и электронного излучений при установлении стерилизующей, максимальной допускаемой дозы и периодического контроля поглощенной дозы для продукции, подвергаемой радиационной стерилизации

Настоящий документ устанавливает методику проведения спектрометрических измерений удельной активности радионуклидов в дисперсной форме (более 0,45 мкм), включая реперные радионуклиды – продукты активации конструкционных материалов активной зоны и первого контура реакторной установки (54Mn, 56Mn, 59Fe, 58Co, 60Co, 51Cr, 95Zr, 95Nb) в теплоносителе 1-го контура и в воде пеналов СОДС с помощью гамма-спектрометрической установки с коаксиальным полупроводниковым детектором из особо чистого германия в диапазоне измерений в диапазоне от 3,7∙101 до 3,7∙108 Бк/кг с суммарной стандартной неопределенностью не более 15 %

Настоящий документ устанавливает методику проведения спектрометрических измерений удельной активности реперных радионуклидов 131I, 132I, 133I, 134I, 135I в теплоносителе первого контура и в воде стенда КГО с помощью гамма-спектрометрической установки с коаксиальным полупроводниковым детектором из особо чистого германия в диапазоне измерений от 3,7·101 до 3,7·108 Бк/кг с расширенной неопределенностью не более 15 %

Методика радиационного контроля устанавливает метод, средства и процедуры для определения характеристик образующихся высокоактивных радиоактивных веществ и удаляемых радиоактивных отходов в пеналах (упаковках), укомплектованных дистанционирующей проволокой тепловыделяющих элементов, а также фрагментами отработавших тепловыделяющих сборок и органов системы управления и защиты в составе головок, чехлов, хвостовиков реакторных сборок, т.е. облученными фрагментами реакторных сборок, в целях учётных измерений в СГУК РВ и РАО на Белоярской АЭС

Настоящий документ устанавливает методику радиационного контроля (МРК) транспортных средств (воздушных, железнодорожных, автомобильных, водных, а также упаковок продукции (тары), груженых материалами, минеральным сырьем или продукцией с повышенным содержанием природных радионуклидов с использованием носимых дозиметров и дозиметров-радиометров.

Методика предназначена для определения значений удельной активности (УА) радионуклидов в почве, грунтах, строительных конструкциях, сооружениях и их элементах, коммуникациях зданий и сооружений, поверхностных и грунтовых водах, снеге, золе, образующейся после сжигания загрязнённых радионуклидами материальных объектов, металлических изделиях и конструкциях, лакокрасочных покрытиях, в помещениях, на площадке, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения соответствующих объектов радиационного обследования.

Методика радиационного контроля мощности дозы нейтронного излучения на энергоблоках Ленинградской АЭС-2

Настоящий документ устанавливает МИ для определения концентрации аэрозольных частиц на входе и выходе транспортных линий систем контроля выбросов из действующих источников выбросов Нововоронежской АЭС в атмосферный воздух для дальнейшего расчета коэффициентов потерь концентрации аэрозольных частиц (далее – коэффициент потерь) в транспортных линиях.

Настоящий документ устанавливает методику измерений удельной активности радионуклидов (54Mn, 58Co, 60Co, 134Cs, 137Cs, 51Cr, 59Fe, 65Zn, 95Zr, 95Nb) в счетных образцах, приготовленных из проб жидких и твердых радиоактивных отходов Курской АЭС-2.

Методику измерений применяют при текущем индивидуальном дозиметрическом контроле профессионального внешнего облучения работников класса А и класса B AKKUYU NÜKLEER ANONİM ŞİRKETİ (АЭС «Аккую»), а также сотрудников сторонних организаций, выполняющих работы с источниками ионизирующих излучений или находящихся в зоне воздействия источников ионизирующих излучений на территории АЭС «Аккую».

Методика разработана для условий Курской АЭС-2 и предназначена для организации и выполнения измерений удельной активности ИРГ (41Ar, 85Kr, 85mKr, 87Kr, 88Kr, 133Xe, 135Xe, 131mXe, 133mXe, 135mXe, 138Xe и др.) в счетных образцах, подготовленных из теплоносителя первого контура, воды пеналов контуров системы обнаружения дефектных сборок энергоблоков ВВЭР ТОИ Курской АЭС-2.

Методика измерений суммарной объёмной активности альфа-излучающих изотопов урана в пробах мочи альфа-радиометрическим методом с применением радиометров РКС-АТ1329.

Методика измерений суммарной объёмной альфа-активности аэрозолей урана в воздухе на рабочих местах и выбросах в атмосферный воздух предназначена для определения суммарной объёмной активности альфа-излучающих изотопов урана в форме аэрозолей в воздухе на рабочих местах и выбросах в атмосферный воздух альфа-радиометрическим методом.

Методика измерений мощности амбиентного эквивалента дозы (МАЭД) фотонного излучения от тела человека и предназначен для определения индивидуальной поглощенной дозы нейтронного излучения в рамках организации и проведения дозиметрического контроля в условиях аварийного облучения на АО «СХК» при возникновении самоподдерживающей цепной реакции (СЦР) деления урана и/или плутония.

Методика контроля выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух стационарными источниками выброса Курской АЭС в режиме нормальной эксплуатации энергоблоков с целью надзора за соблюдением нормативов допустимых и предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух, а также обеспечения радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды.

Методика измерений активности радионуклидов (урана, америция и плутония), содержащихся в лёгких, лимфатических узлах (подмышечных и паховых) и местах повреждения кожных покровов человека с применением гамма-спектрометрической установки «Скрининговый СИЧ» с сцинтилляционными блоками детектирования OSPREY-LE в исполнении 127BAS2/5M-X с ПО Apex-InVivo.

Методика устанавливает порядок выполнения и обработку результатов измерений МАЭД нейтронного излучения для целей радиационного контроля на рабочих местах и территории, в том числе в соответствии с требованиями внутренних документов (например, программы производственного радиационного контроля или иного документа), регламентирующих проведение такого контроля. Методика предназначена для применения персоналом Объединенного института ядерных исследований.

Методика устанавливает порядок и метод измерений МАЭД, и МНЭД, для целей радиационного контроля на рабочих местах и территории, в том числе в соответствии с требованиями внутренних документов (например, программы производственного радиационного контроля или иного документа), регламентирующих проведение такого контроля. Методика предназначена для применения персоналом Объединенного института ядерных исследований.

В рамках радиационного контроля методика позволяет определить мощность амбиентного эквивалента дозы (МАЭД) гамма-излучения на земельных участках и территориях, в зданиях и сооружениях для последующей санитарно-эпидемиологической оценки

Методика устанавливает методы измерения удельной активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах, изготовленных из проб объектов окружающей среды (включая почву, наземную и водную растительность, продукты питания, гиробионты), объектов технологических сред и других объектов, для которых такие измерения возможны и целесообразны, с применением полупроводникового гамма-спектрометра

Методика измерений эксплуатационных параметров и характеристик устройства формирования и оценки качества полученного диагностического изображения медицинских рентгенодиагностических аппаратов (РДА).

Методика измерений мощности амбиентного эквивалента дозы (МАЭД) фотонного излучения от тела человека и предназначен для определения индивидуальной поглощенной дозы нейтронного излучения в рамках организации и проведения дозиметрического контроля в условиях аварийного облучения на АО «АЭХК» при возникновении самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) деления урана.

Методика радиационного контроля территории промплощадки Ростовской АЭС, которая предполагает выполнением измерений мощности амбиентного эквивалента дозы фотонного излучения и поверхностного загрязнения радиоактивными веществами территории промплощадки Ростовской АЭС

Методика радиационного контроля. Измерение индивидуального эквивалента дозы в смешанных полях гамма-, бета- и нейтронного излучения комплексом RADOS

Методика измерений объёмной активности альфа-излучающих радионуклидов U232, U234, U235, U236, U238 в пробах выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух с применением спектрометров энергий альфа-излучения полупроводниковых типа СЭА-13П (СЭА-13П1)

Методика измерений предназначена для персонала, осуществляющего радиационный контроль, задачей которого является повышение стабильности работы и обеспечение безопасности при эксплуатации объектов использования атомной энергии, в результате которой образуются радионуклиды 14С и 3Н

Методика измерений объёмной активности химически выделенных изотопов стронция в технологических средах ядерных энергетических установок и жидких радиоактивных отходах основана на их предварительном радиохимическом выделении на подложку с последующим измерением на альфа-бета радиометре, дальнейшем сравнении со скоростью счета от контрольного счетного образца с аттестованными значениями активности и расчете объемной активности по бета-излучению счетного образца

Методика измерений общей и удельной активности гамма-излучающих радионуклидов в упаковках с твердыми радиоактивными отходами с применением полупроводникового гамма-спектрометра CANBERRA с базовым программным обеспечением Genie 2000 и специализированным программным обеспечением ISOCS/LabSOCS

МРК устанавливает методику радиационного контроля активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах, изготовленных из проб объектов окружающей среды, с применением спектрометра энергии гамма-излучения полупроводникового Гамма-1П и программного обеспечения «SpectraLine»

МРК может применяться:
— для постоянного радиоэкологического мониторинга окружающей среды;
— для получения данных об уровнях доз излучения на местности, загрязненной в результате радиационных аварий;
— для измерения доз на местности вокруг тепловых электростанций и станций теплоснабжения, сжигающих органические топлива с повышенным содержанием природных радионуклидов;
— для измерения доз в окружающей среде вне привязки к каким-либо техногенным источникам радиации.

Методика измерений общей и удельной активности гамма-излучающих радионуклидов в упаковках с твердыми радиоактивными отходами с применением полупроводникового гамма-спектрометра CANBERRA с базовым программным обеспечением Genie 2000 и специализированным программным обеспечением ISOCS/LabSOCS

МРК устанавливает методику измерений суммарных удельных активностей альфа-излучающих и бета-излучающих радионуклидов в источниках питьевой воды и подземных водах с применением альфа-бета радиометра УМФ-2000

МРК позволяет определить удельную активность трития в пробах водных объектов, в том числе источниках питьевой воды, а также подземных водах, с применением радиометра жидкостного сцинтилляционного спектрометрического SL-300

МРК устанавливает методику радиационного контроля активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах, изготовленных из проб объектов окружающей среды, с применением спектрометра энергии гамма-излучения полупроводникового Гамма-1П и программного обеспечения «SpectraLine»

МРК может применяться:
— для постоянного радиоэкологического мониторинга окружающей среды;
— для получения данных об уровнях доз излучения на местности, загрязненной в результате радиационных аварий;
— для измерения доз на местности вокруг тепловых электростанций и станций теплоснабжения, сжигающих органические топлива с повышенным содержанием природных радионуклидов;
— для измерения доз в окружающей среде вне привязки к каким-либо техногенным источникам радиации

МРК описывает процедуру контроля активности нормируемых радиоактивных веществ, поступающих в окружающую среду с воздухом помещений ЗКД или воздухом технологических сдувок через высотные вентиляционные трубы энергоблоков № 1 и № 2 ВВЭР-1200 Ленинградской АЭС в случае неработоспособности оборудования непрерывного контроля выбросов

Методика радиационного контроля предназначена для обеспечения радиационного контроля объектов с целью получения информации о радиационной обстановке на предприятии, оценки возможного воздействия внешнего фотонного излучения на работников, разработки и осуществления мероприятий по снижению дозовых нагрузок на персонал

Методика измерений (контроля) устанавливает порядок и метод проведения контроля загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, трубопроводов, оборудования, транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов, кожных покровов, средств индивидуальной защиты персонала и других объектов, для которых такой контроль возможен и целесообразен

Методика предназначена для измерения активности, удельной активности, поверхностной активности и объемной активности гамма-излучающих радионуклидов с энергией гамма-квантов от 3 до 3000 кэВ в счетных образцах с плотностью до 8 г/см3, изготовленных из проб

Методика предназначена для измерения удельной активности и объемной активности трития в счетных образцах, изготовленных из проб:
— объектов окружающей среды;
— объектов технологических сред;
— биологических сред и объектов;
— продукции сельского хозяйства;
— продукции пищевой промышленности;
— продукции лесного хозяйства;
— и другие.

Методика предназначена для измерения удельной активности гамма-излучающих радионуклидов с энергией гамма-квантов от 200 до 3000 кэВ в твердых отходах, образующихся при переработке минерального и органического сырья с повышенным содержанием радионуклидов, с плотностью от 0,1 до 1,5 г/см3

Настоящий документ устанавливает МИ коэффициента потерь аэрозольных частиц в транспортных линиях (импульсных трубках) систем контроля выбросов различных объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) путём определения концентрации, массы или суммарной активности аэрозольных частиц на входе и выходе транспортных линий систем контроля выбросов из действующих источников выбросов ОИАЭ в атмосферный воздух для дальнейшего расчета соответствующих коэффициентов потерь аэрозольных частиц в транспортных линиях.

Методика предназначена для измерения удельной активности и объемной активности трития в счетных образцах, изготовленных из проб:
— объектов окружающей среды;
— объектов технологических сред;
— биологических сред и объектов;
— продукции сельского хозяйства;
— продукции пищевой промышленности;
— продукции лесного хозяйства.

Методику измерений применяют для измерений активности радионуклидов в пробах радиофармацевтических лекарственных препаратов

Измерение осмоляльности (осмотической концентрации) в пробе радиофармацевтического лекарственного препарата методом паровой осмометрии в диапазоне от 50 до 2000 ммоль/кг

Измерение показателя pH активности ионов водорода в пробах радиофармацевтического лекарственного препарата в диапазоне от 1,0 до 14,0 ед. pH потенциометрическим методом

Настоящий документ устанавливает методику измерений удельной активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах, изготовленных из проб объектов окружающей среды, объектов технологических сред и других объектов, с применением полупроводникового гамма-спектрометра

Методика предназначена для выполнения измерений мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения (МАЭД) в контрольных точках объектов Нововоронежской АЭС

Методика предназначена для применения на Нововоронежской АЭС при контроле радиационной обстановки уровня снимаемого (нефиксированного) радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей и оборудования в зоне контролируемого доступа и зоне свободного доступа

Методика измерений предназначена для обеспечения контроля загрязнения окружающего воздуха техногенными радионуклидами в аэрозольной форме в ареале Нововоронежской АЭС. Для определения степени загрязнения атмосферного воздуха радиоактивными аэрозолями используется аспирационный метод отбора проб воздуха из приземного слоя атмосферы с использованием различных стационарных фильтровентиляционных установок, установленных в жалюзийных домиках и расположенных вблизи постов постоянного наблюдения на территории санитарно защитной зоны и зоны наблюдения Нововоронежской АЭС и вне ее — удаленный пост для “фонового” контроля

Методика предназначена для выполнения радиационного контроля территории промплощадки при нормальной эксплуатации Нововоронежской АЭС

Документ распространяется на радиационный контроль водной среды, а именно измерения объемной активности трития в водных пробах

Методика измерений предназначена для применения в лаборатории нейтронной дозиметрии НИЦ «Курчатовский институт» при осуществлении деятельности в области использования атомной энергии и прочих видах деятельности

Методика измерений предназначена для организации и выполнения измерения активности продуктов коррозии конструкционных материалов и продуктов активации реагентов в теплоносителе первого контура и в воде контуров СОДС на Нововоронежской АЭС

Методика измерений предназначена для обеспечения измерений активности радионуклидов инертных радиоактивных газов (ИРГ) в счетных образцах, приготовленных из теплоносителя первого контура и воды пеналов контуров СОДС на Нововоронежской АЭС

Методика предназначена для обеспечения измерений активности реперных радионуклидов в счетных образцах, приготовленных из теплоносителя первого контура и воды пеналов контуров СОДС на Нововоронежской АЭС

Методика предназначена для обеспечения измерений мощности амбиентного эквивалента дозы гамма- и рентгеновского излучения (МАЭД) на поверхности металлических промышленных отходов (металлоотходы), контроля наличия поверхностного загрязнения альфа- и бета-активными радионуклидами для принятия решений о радиационном состоянии металлолома предприятия для вывоза его с площадки Ростовской АЭС

Методика предназначена для измерения суммарной активности бета-излучающих радионуклидов в пробах приземного слоя воздуха и атмосферных выпадений в районе расположения Ростовской АЭС

Методика предназначена для измерения суммарной активности бета-излучающих радионуклидов в пробах приземного слоя воздуха и атмосферных выпадений в районе расположения Ростовской АЭС

Документ устанавливает методику измерений объемной активности трития в приземной атмосфере и газообразных выбросах с использованием установки автоматизированной пробоотбора трития и углерода-14 УОТ-02 на Билибинской АЭС с применением жидкосцинтилляционных спектрометрических радиометров

Документ устанавливает методику измерений объемной активности углерода-14 в приземной атмосфере и газообразных выбросах с использованием установки автоматизированной пробоотбора трития и углерода-14 УОТ-02 на Билибинской АЭС с применением жидкосцинтилляционных спектрометрических радиометров

Документ позволяет определить объемную активность аэрозолей гамма-излучающих радионуклидов с использованием полупроводниковых гамма-спектрометров. Метод измерений объемной активности гамма-излучающих радионуклидов в приземном слое атмосферного воздуха с использованием расходомера-пробоотборника радиоактивных газоаэрозольных смесей «БРИЗ» основан на отборе проб атмосферного воздуха на фильтрующий материал пробоотборника

Документ позволяет определить общую (суммарную) объемную активность бета-излучающих радионуклидов в пробах атмосферного воздуха и/или воздуха рабочих помещений Билибинской АЭС, отобранных аспирационным методом с использованием аэрозольных фильтрующих материалов

Документ позволяет определить общую (суммарную) активность альфа- и/или бета-излучающих радионуклидов в пробах объектов внешней среды с применением радиометра низкофонового многофункционального RKS-18R.

Методика предназначена для измерения массовой концентрации водорастворимых форм железа — общего, трехвалентного и двухвалентного – в очищенной сточной воде, образующейся при забое животных и птиц, предназначенной для сброса в централизованную городскую канализацию

Методика предназначена для измерения выбросов ИРГ (инертные радиоактивные газы), выбросов аэрозолей, выбросов йода-131, выбросов трития и углерода-14 через вентрубы энергоблоков № 1 и № 2 ВВЭР-1200 Ленинградской АЭС-2

Методика предназначена для измерения активности альфа-излучающих радионуклидов в счетных образцах в лабораторной геометрии с помощью полупроводниковых альфа-спектрометров и ионизационных камер, с использованием программного обеспечения семейства SpectraLine

Методика предназначена для определения значений активности трития и углерода-14 в газоаэрозольных выбросах через вентиляционную трубу 2-го блока Ленинградской АЭС-2 за установленный период времени и сравнения полученных результатов измерений с контрольными уровнями (КУ), установленным нормативными документами, действующими на предприятии. Метод основан на отборе пробы воздуха посредством САПТУ, обеспечивающем поглощение трития в специальных флаконах (виалах) и углерода-14 в специальном картри-дже с регистрацией объёма пробы, последующим приготовлением счётных образцов с измерением их активности с помощью ЖС-спектрометра

Объектом радиационного контроля является металлолом, вывозимый из помещений зоны свободного доступа (ЗСД) и с территории промплощадки энергоблоков ВВЭР-1200 Ленинградской АЭС-2, образующийся на предприятии в процессе производственной деятельности

—

Методика измерений позволяет определить активности радионуклидов F-18, N-13, C-11, O-15, Tc-99m, Ra-223 и Ga-68 в пробе радиофармацевтического лекарственного препарата

Документ устанавливает методику измерений осмоляльности (осмотической концентрации) в пробе радиофармацевтического лекарственного препарата методом паровой осмометрии в диапазоне от 50 до 2000 ммоль/кг

Устанавливает методику измерений показателя pH активности ионов водорода в пробах радиофармацевтического лекарственного препарата в диапазоне от 1,0 до 14,0 ед. pH потенциометрическим методом

Методика измерений позволяет определить содержание трития в окисленной и неокисленной формах в атмосферном воздухе с помощью комплекса аппаратуры контроля содержания трития «Тритий-Ф-1», использующего адсорбирующую технологию

Документ устанавливает методику измерений эксплуатационных параметров и характеристик устройства формирования и оценки качества полученного диагностического изображения медицинских рентгенодиагностических аппаратов

Документ устанавливает методику измерений удельной активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах, изготовленных из проб объектов окружающей среды, объектов технологических сред и других объектов, с применением полупроводникового гамма-спектрометра

Данная методика измерений разработана для применения в лабораториях радиационного контроля предприятий Госкорпорации «Росатом». Объектами радиационного обследования являются: территории, здания, сооружения, технологическое оборудование, транспорт, др.

Документ устанавливает методику измерений удельной активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах, изготовленных из проб объектов окружающей среды, объектов технологических сред и других объектов, с применением полупроводникового гамма-спектрометра

Документ в работе

Документ в работе

Методика измерений активности гамма-излучающих радионуклидов в объектах окружающей среды, объектах технологических сред и других объектах с применением гамма-спектрометрического комплекса с программным обеспечением EcoGamma

Методика измерений предназначена для измерений удельной и объемной активности гамма-излучающих радионуклидов, а именно цезия-137, цезия-134, рутения-103, рутения-106 и йода-131, в счетных образцах с использованием сцинтилляционного гамма-спектрометра для следующих аттестованных геометрий измерения:

Методику измерений применяют для измерений мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения в контрольных точках объектов

Документ устанавливает методику радиационного контроля территорий.
Объектами дозиметрического контроля являются:

Документ устанавливает методику радиационного контроля производственных помещений ООО «Газпром добыча Астрахань». Объектами дозиметрического контроля являются производственные помещения и рабочие места персонала в условиях возможного профессионального облучения

Документ устанавливает методику измерений эффективной удельной активности радионуклидов и удельной активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах на сцинтилляционном гамма-спектрометре. Методика распространяется на строительные материалы, минеральное сырье, огнеупорную продукцию и другие твердые и сыпучие материалы, представленные к радиационному контролю

Методика дозиметрического контроля предназначена для обеспечения дозиметрического контроля объектов нефтегазового комплекса (НГК) с целью получения информации о радиационной обстановке на предприятии НГК, оценки возможного воздействия внешнего гамма-излучения на работников, разработки и осуществления мероприятий по снижению дозовых нагрузок на персонал

Методика измерений описывает методы подготовки и измерения счетных образцов (СО) и средства измерения (СИ) суммарной удельной активности альфа- и/или бета-излучающих радионуклидов и/или удельной активности трития в водных пробах различных объектов

Документ устанавливает методику измерений активности инертных радиоактивных газов (ИРГ) и альфа-, бета-излучающих аэрозолей в газоаэрозольных выбросах из вентиляционной мачты (ВМ) ПКДП за период контроля и предназначен для организации и проведения радиационного контроля активности выбросов ПКДП в атмосферный воздух. Метод измерений основан на отборе проб газоаэрозольной среды из ВМ ПКДП в регламентированных точках контроля, доставке контролируемый среды с использованием штатных воздухозаборных систем (пробоотборных линий), предусмотренных в проекте ПКДП, дальнейшем измерении объёмной активности ИРГ и радиоактивных альфа-, бета-излучающих аэрозолей, стационарными средствами контроля в составе системы радиационного контроля ПКДП. Значения активностей ИРГ и радиоактивных альфа-, бета-излучающих аэрозолей, Бк, в выбросе из ВМ ПКДП за контролируемый период времени оцениваются по измеренным значениям соответствующих объёмных активностей и расхода газоаэрозольной среды через ВМ ПКДП

Документ устанавливает методику выполнения расчета активности выбросов инертных радиоактивных газов в венттрубы блоков Белоярской АЭС, активности выбросов аэрозолей в венттрубы Белоярской АЭС, объемной активности аэрозолей в производственных помещениях и системах спец вентиляции, активности выбросов трития и углерода-14 в атмосферный воздух источниками Белоярской АЭС

Методика измерений позволяет проводить радиационный контроль технологических и природных водных сред объектов Белоярской АЭС с помощью альфа-бета-радиометра УМФ-2000

Методика измерений описывает методику отбора проб ГВС, подготовку и измерения счетных образцов (СО) и средства измерений (СИ) объемной активности трития и/или углерода-14 в пробах ГВС выбросов через вентиляционные трубы блоков Белоярской АЭС.

Методика радиационного контроля устанавливает порядок и метод проведения контроля технологических жидких сред на предмет количественного и качественного гамма-излучающего радионуклидного состава в водных средах промышленных контуров, баков душевых вод, переработанных технологических жидких средах системами водоочистки и других объектов, для которых такой контроль возможен и целесообразен.

Методика измерений устанавливает порядок и метод проведения измерений объёмной активности йода-131 в газоаэрозольных выбросах из вентиляционной трубы блока №3, трубы выхода воздуха воздушного теплообменника системы аварийного расхолаживания блока №3, вентиляционной трубы главного корпуса блока №4 филиала АО «Концерн Росэнергоатом» «Белоярская атомная станция» и предназначен для организации и проведения измерений объёмной активности йода-131 в газоаэрозольных выбросах блока №3 и блока №4 филиала АО «Концерн Росэнергоатом» «Белоярская атомная станция» в рамках контроля выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух

Методика измерений устанавливает порядок и метод проведения измерений объёмной активности инертных радиоактивных газов в производственных помещениях, системах спецвентиляции, в венттрубах блоков Белоярской АЭС с целью контроля за соблюдением нормативов допустимых и предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух, а также обеспечения радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды.

Методика измерений устанавливает порядок и метод проведения измерений объемной активности аэрозолей воздуха в производственных помещениях и системах спецвентиляции, для которых такой контроль возможен и целесообразен. Измерение объемной активности аэрозолей выполняют методом отбора пробы на фильтр и его измерением с использованием средств измерений. Расчет объемной активности аэрозолей производится с учетом объема прокачанной воздушной среды

Методику измерений применяют для измерений мощности амбиентного эквивалента дозы и плотности потока нейтронного излучения для целей радиационного контроля производственных территорий, помещений, оборудования, отходов, металлолома, транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов и др. Измерения МАЭД и измерения ПП нейтронного излучения выполняют методом непосредственной оценки с использованием носимых дозиметров-радиометров

Методика измерений устанавливает порядок и метод проведения контроля загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, изделий, транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов, контейнеров, кожных покровов, средств индивидуальной защиты персонала, металлолома, радионуклидных источников и других объектов, для которых такой контроль возможен и целесообразен. Выполнение измерений радиоактивного общего и снимаемого (нефиксированного) загрязнения поверхности альфа-излучающими радионуклидами и бета-излучающими радионуклидами происходит приборным методом, приборным разностным методом и методом мазков

Методика измерений устанавливает порядок и метод измерений на рабочих местах мощности амбиентного эквивалента дозы фотонного излучения и мощности направленного эквивалента дозы слабопроникающего излучения для целей радиационного контроля помещений и оборудования, техногенных источников ионизирующего излучения, радиоизотопных приборов, радиоактивных отходов, проб технологических сред, содержащих радиоактивные вещества, отработавших вентиляционных фильтров, объектов окружающей среды, производственных отходов и других объектов, для которых такой контроль необходим и целесообразен. Измерение МАЭД, МНЭД, МПД, средней мощности импульсного излучения выполняют с использованием переносных и стационарных дозиметров, дозиметров-радиометров, установок и устройств детектирования ионизирующего излучения, калиброванных в единицах мощности амбиентного эквивалента дозы рентгеновского и гамма-излучений и/или мощности направленного эквивалента дозы низкоэнергетического гамма-излучения или бета-излучения. Значения МАЭД, МНЭД, МПД получают, выполняя прямые, многократные измерения в непрерывном режиме. Значения средней мощности импульсного излучения получают, выполняя прямые, многократные измерения в импульсном режиме

Методику измерений применяют для измерений индивидуального эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения при текущем индивидуальном дозиметрическом контроле профессионального внешнего облучения работников предприятий, осуществляющих свою деятельность с использованием источников ионизирующих излучений. Метод измерения ИЭД фотонного излучения основан на постоянном накоплении энергии фотонного излучения детекторами ТЛ-дозиметра (экспонировании). Накопленная энергия излучения пропорциональна накопленной ИЭД. Метод измерения ИЭД нейтронного излучения с применением дозиметров типа ДВНГ-М основан на регистрации тепловых нейтронов, которые образуются при замедлении и последующем отражении нейтронов всех энергий, падающих на тело человека. Около тела человека (фантома), находящегося в поле нейтронов, формируется поле обратно рассеянного излучения (альбедо). Флюенс тепловых нейтронов в альбедном поле связан со значением накопленной ИЭД нейтронов, падающих на тело человека

Методика радиационного контроля позволяет определить дозы внешнего облучения персонала посредством постоянного дозиметрического контроля рабочих мест с учетом фактического пребывания персонала на рабочих местах с помощью дозиметрической термолюминесцентной системы, а также с помощью носимых средств периодического дозиметрического контроля. Процедура измерения доз внешнего облучения персонала с помощью комплекса ДОЗА-ТЛД заключается в экспонировании ТЛ-дозиметра, закрепленного на рабочем месте работника на протяжении определенного промежутка времени. Процедура измерения доз внешнего облучения персонала с помощью дозиметров-радиометров типа МКС-АТ1117М и типа ДКС-96, а также дозиметра типа ДКС-АТ1123, проводится посредством ДКРМ. При этом измеряют МАЭД фотонного и нейтронного излучения на рабочих местах персонала и рассчитывают значение эффективной дозы внешнего излучения в соответствии с МУ 2.6.5.026-2016

Методику измерений применяют для измерений мощности амбиентного эквивалента дозы нейтронного излучения для целей радиационного контроля в стационарных контрольных точках производственных территорий и помещений, а также оборудования, отходов, металлолома, кожных покровов, спецодежды, транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов. Измерения МАЭД нейтронного излучения выполняют методом непосредственной оценки с использованием стационарных устройств детектирования и дозиметров-радиометров

Методику измерений применяют для измерений мощности амбиентного эквивалента дозы фотонного излучения для целей радиационного контроля в стационарных контрольных точках производственных территорий и помещений, а также оборудования, отходов, металлолома, кожных покровов, спецодежды, транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов. Измерения МАЭД фотонного (гамма- и рентгеновского) излучения выполняют методом непосредственной оценки с использованием как стационарных, так и носимых дозиметров, и дозиметров-радиометров

Документ устанавливает методику измерений поглощенной дозы фотонного и электронного излучений при установлении стерилизующей и максимальной допускаемой дозы для продукции, подвергаемой радиационной стерилизации

Документ устанавливает методику измерений активности гамма-излучающих радионуклидов в лёгких, щитовидной железе и во всём теле человека на Нововоронежской АЭС с применением спектрометра излучения человека СЕГ-10П. Методика предназначена для прямого, т.е. без отбора проб, измерения активности радионуклидов с энергией гамма-квантов от 50 до 3000 кэВ

Методика измерений устанавливает порядок и метод контроля уровня снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности закрытых источников гамма-излучения на основе радионуклида кобальт-60. Уровень снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности закрытых источников гамма-излучения на основе радионуклида кобальт-60 определяется методом снятия сухого мазка

Документ устанавливает методику измерений свинцового эквивалента передвижных и индивидуальных средств защиты от рентгеновского излучения оператора, врача и пациента при проведении рентгенологических исследований. Определение свинцового эквивалента средств защиты выполняют в поле излучения Am-241 c энергией фотонного излучения 59,54 кэВ методом сравнения с мерой, в качестве которой применяют комплект эталонных ослабителей, изготовленных из свинцовых пластин определенной толщины.

Документ устанавливает методы и средства измерений контроля доз внешнего облучения в полях рентгеновского и гамма-излучения. Описывает методику измерений индивидуального эквивалента дозы фотонного излучения с использованием индивидуальных двухэлементных дозиметров типа 0110/8814 из состава системы термолюминесцентной дозиметрической автоматизированной Harshaw 6600 LITE и методику измерений мощности амбиентного эквивалента дозы рентгеновского и гамма-излучения с использованием дозиметров-радиометров МКС-АТ1117М. Определяет процедуры обработки результатов измерений (в том числе перевод из операционных величин в нормируемые величины доз облучения персонала группы Б в условиях нормальной эксплуатации источников облучения), представления результатов и контроля качества выполнения измерений.

Методика измерений устанавливает методы и средства измерений (в т.ч. вспомогательные устройства, материалы) активности, удельной активности, объемной активности и поверхностной активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах на полупроводниковом гамма-спектрометре CANBERRA с программным обеспечением GENIE-2000. Значение активности, удельной активности, объемной активности, поверхностной активности гамма-излучающих радионуклидов в счетном образце получают с использованием полупроводникового гамма-спектрометра CANBERRA, для которого на основании результатов градуировки известно значение эффективности регистрации гамма-квантов в заданной геометрии.

Документ устанавливает методику измерений объёмной активности альфа- (бета-) излучающих радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочей зоны (помещении) Акционерного общества «Сибирский химический комбинат» (АО «СХК») с целью организации и проведения дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения на АО «СХК». Метод измерения объёмной активности радиоактивных веществ в воздухе рабочей зоны (помещении) основан на отборе проб радиоактивных аэрозолей из воздуха рабочей зоны (помещений) на аналитические аэрозольные фильтры типа АФА путём прокачки воздушной среды через аналитические аэрозольные фильтры в стационарных пробоотборных системах или переносных (передвижных) пробоотборников (воздуходувок), измерении суммарной активности альфа-излучающих (или бета-излучающих) радионуклидов отобранной пробе на радиометрах, расчёте величины объёмной активности с использованием измеренного значения активности радиоактивных веществ в пробе и измеренного значения объёма воздуха, прошедшего через аналитический аэрозольный фильтр за время его экспонирования

Методика измерений устанавливает порядок и методы проведения контроля общего и снимаемого загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, изделий, транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов, контейнеров, кожных покровов, средств индивидуальной защиты персонала, металлолома, радионуклидных источников и других объектов, для которых такой контроль возможен и целесообразен. В методике реализован приборный метод, приборный разностный метод и метод мазков с помощью пробоотборного устройства и устройства для измерения мазков переносными радиометрами

Методика измерений свинцового эквивалента передвижных и индивидуальных средств защиты от рентгеновского излучения оператора, врача и пациента при проведении рентгенологических исследований. Определение свинцового эквивалента средств защиты выполняют в поле рентгеновского излучения методом сравнения с мерой, в качестве которой применяют комплект эталонных ослабителей, изготовленных из свинцовых пластин определенной толщины.

МИ устанавливает методы и средства измерений ИЭД в полях рентгеновского, гамма-, нейтронного и бета-излучения. Процедура измерения заключается в экспонировании дозиметра, закрепленного на рабочей одежде или теле работника, в полях ионизирующих излучений на протяжении определенного времени.

МИ предназначена для контроля рентгенозащитных свойств передвижных и индивидуальных средств защиты. Определение свинцового эквивалента средств защиты выполняют в поле рентгеновского излучения методом сравнения с мерой, в качестве которой применяют комплект эталонных ослабителей, изготовленных из свинцовых пластин определенной толщины.

МИ устанавливает методы и средства измерений (в т.ч. вспомогательные устройства, материалы) удельной активности, гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах на сцинтилляционном гамма-спектрометре. Значение активности, удельной активности, объемной активности гамма-излучающих радионуклидов в счетном образце получают с использованием сцинтилляционного гамма-спектрометра, для которого на основании результатов калибровки известно значение эффективности регистрации гамма-квантов в заданной геометрии.

Методику применяют для измерений МАЭД фотонного и нейтронного излучения для целей радиационного контроля производственных территорий, помещений, оборудования, отходов, металлолома, кожных покровов, спецодежды, транспортных средств, транспортных упаковочных комплексов. Измерения выполняют методом непосредственной оценки с использованием носимых дозиметров и дозиметров-радиометров.

Методика измерений устанавливает порядок и метод проведения контроля загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов, кожных покровов, средств индивидуальной защиты персонала и других объектов, для которых такой контроль возможен и целесообразен. Выполнение измерений радиоактивного общего и снимаемого (нефиксированного) загрязнения поверхности альфа-излучающими радионуклидами и бета-излучающими радионуклидами приборным методом и приборным разностным методом.

Методику измерений применяют для измерений плотности потока альфа-, бета-частиц и плотности потока нейтронного излучения для целей радиационного контроля производственных территорий, помещений, оборудования, отходов, металлолома, кожных покровов, спецодежды, транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов. Измерения ПП выполняют методом непосредственной оценки с использованием носимых дозиметров-радиометров и стационарных радиометрических установок.

Радиационный контроль проводят с целью оценки радиационной обстановки на производственных территориях АО «Балтийский завод». Радиационное обследование территорий проводится в два этапа: — на первом этапе проводится гамма-съемка территорий с целью выявления и локализации возможных радиационных аномалий, а также исключения мощных источников гамма-излучения, представляющих непосредственную угрозу жизни и здоровью населения и персонала. — на втором этапе проводится измерение МАЭД гамма-излучения в контрольных точках обследуемой территории

Радиационный контроль проводят с целью оценки радиационной обстановки в помещениях жилых, общественных и производственных зданий и сооружений. Измерения МАЭД выполняют методом непосредственной оценки с использованием носимых дозиметров и дозиметров-радиометров. Значения МАЭД получают, выполняя прямые многократные измерения. Измерения плотности потока альфа- и бета-частиц выполняют методом непосредственной оценки с использованием носимых дозиметров-радиометров. Значения плотности потока альфа- и бета- частиц получают, выполняя прямые многократные измерения.

Радиационный контроль проводят с целью выявления в металлоломе, черных и цветных металлах и промышленных отходах локальных источников ионизирующего из-лучения и/или радиоактивного загрязнения. Измерения МАЭД выполняют методом непосредственной оценки с использованием носимых дозиметров и дозиметров-радиометров. Значения МАЭД получают, выполняя прямые многократные измерения. Измерения плотности потока альфа- и бета-частиц выполняют методом непосредственной оценки с использованием носимых дозиметров-радиометров. Значения плотности потока альфа- и бета- частиц получают, выполняя прямые многократные измерения.

МИ применяют для измерений Нр (10) при текущем и оперативном индивидуальном дозиметрическом контроле профессионального внешнего облучения работников предприятий, осуществляющих свою деятельность с использованием источников ионизирующих излучений. Измерения выполняют с применением индивидуальных дозиметров типа ДТЛ-02 из состава комплекса дозиметрического термолюминесцентного типа «ДОЗА-ТЛД». При этом дозиметры, входящие в состав комплекса и выданные персоналу для индивидуального дозиметрического контроля, накапливают энергию излучения от внешних источников фотонного излучения.

МИ устанавливает методы и средства измерений (в т.ч. вспомогательные устройства, материалы) удельных общих (суммарных) альфа- и бета-активностей в пробах объектов окружающей и технологической среды. Значения общих (суммарных) альфа- и бета-активностей в счетных образцах получают с использованием низкофонового альфа-бета-радиометра, для которого на основании результатов калибровки известны значения чувствительности по отношению к альфа- и бета- излучению, коэффициенты самопоглощения альфа- и бета-излучений в СО, коэффициент, учитывающий вклад альфа излучения в скорость счета бета-частиц.

МИ устанавливает методы и средства измерений активности (удельной активности) гамма-излучающих радионуклидов с применением полупроводникового спектрометра гамма-излучения МКГБ-01 в составе гамма-спектрометрического измерительно-вычислительного комплекса с программным обеспечением серии «ASW» в материалах плотностью (100 – 6600) кг/м^3, упакованных в стальные контейнеры цилиндрической формы (бочки объемом до 300 дм^3) и формы параллелепипеда (объемом до 1200 дм^3)

МИ устанавливает методы и средства измерений удельной активности трития в диапазоне от 1,0∙10^2 до 1,0∙10^8 Бк/кг и объёмной активности трития в диапазоне от 1,0∙10^5 до 1,0∙10^11 Бк/м^3 в пробах различных типов вод и в жидких биологических пробах (моче)

МИ устанавливает методы и средства измерений удельной, объемной и поверхностной активности гамма-излучающих радионуклидов в пробах объектов окружающей и технологической среды и активности в подготовленных счетных образцах

МИ устанавливает методы и средства измерений объемной активности радионуклида йод-131 в воздухе помещений и в приземном слое воздуха

Методика предназначена для измерений удельной активности трития в пробах воды в диапазоне измерений от 3,75∙10^2 до 3,75∙10^6 Бк/кг с применением жидкосцинтилляционного радиометра портативного спектрометрического «TRIATHLER»

Методика измерений предназначена для измерений Нр (10) и Нр (0,07) при текущем и оперативном индивидуальном дозиметрическом контроле профессионального внешнего облучения работников предприятий, осуществляющих свою деятельность с использованием источников ионизирующих излучений.

Методика предназначена для применения на объектах использования атомной энергии, а также при контроле экологической обстановке

Методика измерений устанавливает порядок и метод проведения контроля загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов, кожных покровов, средств индивидуальной защиты персонала и других объектов, для которых такой контроль возможен и целесообразен

Документ устанавливает методику измерений суммарной удельной (объемной) активности бета-излучающих радионуклидов в водных средах с применением газоразрядного счетчика проточного типа. Измерение суммарной удельной (объемной) активности бета-излучающих радионуклидов, содержащихся в жидких радиоактивных средах, выполняют методом отбора пробы, с применением СИ с газоразрядным пропорциональным 4π-, 2π- счетчиком проточного типа

Документ устанавливает методику свинцового эквивалента в прямом пучке рентгеновского излучения передвижных и индивидуальных средств защиты оператора, врача и пациента при проведении рентгенологических исследований. Измерение свинцового эквивалента средств защиты выполняют в поле прямого пучка рентгеновского излучения методом сравнения с мерой, в качестве которой применяют эталонные пластины с определенным свинцовым эквивалентом.

Методика измерений предназначена для измерения радиоактивного снимаемого (нефиксированного) загрязнения поверхности альфа-излучающими нуклидами, бета- и гамма- излучающими нуклидами (в измеряемой величине – поверхностная активность источника)

Методика измерений предназначена для измерения радиоактивного снимаемого (нефиксированного) загрязнения поверхности альфа-излучающими нуклидами и бета-излучающими нуклидами (в измеряемой величине – плотности потока альфа-излучения и плотности потока бета-излучения).