Область непрерывного разряда. 4 страница

где: Σ — резонансный интеграл, который определяет активацию под действием нейтронов во
всем интервале энергии промежуточных нейтронов.

Для веществ, в сечении захвата которых имеется резонансный пик, Σ практически
полностью определяется этим пиком.

Активационный дозиметр должен состоять из трех детекторов, каждый из которых
регистрирует нейтроны в одной из областей энергии. Например аварийный дозиметр АИДА
имеет три активационных детектора Cu⁶³ и P³¹ в кадмиевом фильтре и Cu⁶³ без фильтра.
Кадмий практически полностью поглощает тепловые нейтроны. Таким образом, медный
детектор в кадмии регистрирует только промежуточные нейтроны, без кадмия — тепловые
и промежуточные, а фосфорный — быстрые.

Под действием облучения детекторы активируются по реакциям

Cu⁶³ + n -> Cu⁶⁴ + γ

(7.58)
P³¹ + n -> S³¹ + p

β-активность облученных детекторов измеряют на счетной установке. Доза от смешанного
нейтронного потока будет равна сумме трех составляющих:

(7.59)

где a₁, а₂, а₃ — коэффициенты, численно равные эквивалентной дозе на один нейтрон в
данном диапазоне энергий,

A_т+п — активность детектора, наведенная тепловым и промежуточным нейтронами,

A_п — активность детектора, наведенная промежуточными нейтронами,

A_б — активность детектора, наведенная быстрыми нейронами;

λ — постоянная распада образующихся радиоактивных атомов,

σ_т— сечение активации тепловыми нейтронами;

σ_б— сечение активации быстрыми нейтронами,

n — количество исходных атомов в детекторах,

Σ — резонансный интеграл

Величины A_т+п, A_п и A_б получают в результате измерения наведенной активности
детекторов, остальные вычисляют по таблицам как физические характеристики активационных
детекторов.

ТЕПЛОВОЙ МЕТОД

Тепловой метод является единственным прямым абсолютным методом дозиметрии, так
как он основан на непосредственном измерении поглощенной энергии в отличие от других
методов, в которых измеряется косвенный эффект (ионизация, химическое разложение и т. п.)

Суть теплового метода состоит в том, что при взаимодействии ионизирующих излучений
с веществом вся поглощенная в веществе энергия в конечном счете преобразуется в тепло
(при отсутствии необратимых химических реакций) и вызовет нагрев вещества, который
пропорционален дозе излучения.

Если теплоизолированному телу передать некоторое количество теплоты, то его
температура повысится

ΔQ = cm ΔT (7.60)

где ΔQ — количество теплоты переданной телу,

с — удельная теплоемкость тела,

m—масса тела,

ΔΤ —изменение температуры тела

Пусть теплоизолированный поглотитель цилиндрической формы облучается пучком
γ-квантов, направленным перпендикулярно торцу. Энергия, поглощенная в поглотителе за
единицу времени

(7.61)

где μ_κ_z— линейный коэффициент передачи энергии,

μ_z— линейный коэффициент ослабления излучения для вещества поглотителя,
I — интенсивность излучения
S — площадь торца цилиндра,
h — высота цилиндра
Мощность поглощенной дозы

Рγ =μ_к_m_в І (762)

где μ_к_m_в — массовый коэффициент передачи энергии для воздуха

Учитывая энергетический эквивалент рентгена, равный 8,8 ^. 10^-6 Дж на 1 грамм воздуха
получим энергию поглощенную за время t

(763)

Как уже было сказано поглощенная в веществе энергия, в конечном счете, переходит в
тепло. Поскольку масса цилиндра может быть представлена в виде

m = p S h (764)

предыдущую формулу можно переписать как

(7.65)

или ΔΤ = k D (7.66)

где ΔΤ — изменение температуры поглотителя.

k—константа, зависящая от вещества и размеров поглотителя.

D — поглощенная доза.

Оценим чувствительность теплового метода регистрации ионизирующих излучений для
тканеэквивалентного поглотителя при μ_z h «1
В этом случае μ_к_mz/μ_к_m_в = 1, с = 4,2 и следовательно ΔΤ = 2 ^. 10 D
те доза в 500 P повысит температуру попотителя всего на одну тысячную градуса

Рассмотрим устройство калориметрической системы

Рис 7 26 Принципиальное устройство калориметра

Поглотитель на подвесках помещен в термостат. Излучение, проходя через диафрагму,
поглощается в поглотителе и нагревает его Разность температур обычно измеряется между
поглотителем и оболочкой

При использовании калориметрической системы необходимо обеспечить минимальную
передачу тепла от поглотителя в окружающую среду. Передача тепла осуществляется тремя
процессами излучением, конвекцией и теплолроводностью. Уменьшение процесса излучения
достигается серебрением поверхности и установкой тонких экранов между поглотителем и
оболочкой. Потери тепла конвекцией устраняются созданием достаточного вакуума в камере
термостата. С целью уменьшения теплопроводности крепления (подвески) поглотителя
изготавливают из материалов с малой теплопроводностью (например, из нейлоновых нитей),
количество соединительных проводов с электрическими измерителями температуры
(термопары, термостаты), вмонтированными в поглотитель, сводят к минимуму.

Помимо измерения разности температур количество тепла, поглощенного в поглотителе,
можно определить по изменению его объема.

ΔV=βVΔΤ (767)

где β —температурный коэффициент расширения.

В некоторых типах калориметров в качестве поглотителя используют жидкий азот.
Количество выделенного газа служит мерой поглощенной энергии.

Необходимость измерять чрезвычайно малые изменения температуры, а также другие
эксплуатационные трудности, ограничивают применение теплового метода регистрации
ионизирующих излучений. Он используется в основном в лабораторных условиях для
исследовательских целей. Тепловым методом измеряются и уточняются основные константы
других методов дозиметрии, например средняя энергия ионообразования, радиационно-
химический выход и т. п.

Другая область применения теплового метода — прямое измерение плотности потока
энергии излучения. Однако в этом случае при неполном поглощении излучения (например
для γ-излучения) необходимо вносить поправку на ту часть энергии излучения которая
унесена за предеты поглотителя.

ГЛABA 8

ПРИБОРЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
И ТЕХНИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ
РАДИАЦИОННЫХ ВЕЛИЧИН

КЛАССИФИКАЦИЯ ПРИБОРОВ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Под приборами радиационного контроля следует понимать технические средства для
измерения и регистрации количественных значений физических величин, характеризующих
ионизирующее излучение. Приборы, как средства измерения, должны быть метрологически
нормированными (метрология приборов радиационного контроля рассмотрена ниже).
Технические средства измерения, метрологические характеристики которых не нормированы,
называются индикаторами.

Классификация приборов радиационного контроля зависит от многих признаков,
основные из которых следующие:

• вид радиационного контроля;

• функциональное назначение прибора;

• тип измеряемой физической величины;

• вид ионизирующего излучения;

• тип конструктивного исполнения.

По виду радиационного контроля приборы разделяются на два основных класса приборы
дозиметрического контроля и приборы радиационного технологического контроля. Приборы
дозиметрического контроля обеспечивают получение необходимой информации о состоянии
радиационной обстановки на АЭС, в окружающей среде, а также о дозе облучения персонала
и населения. Приборы радиационного технологического контроля обеспечивают измерение
радиационных параметров технологических сред и состояния защитных барьеров на пути
распространения радиоактивных загрязнений.

Классификацию приборов радиационного контроля в зависимости от функционального
назначения, типа измеряемой физической величины и вида ионизирующего излучения
определяет государственный стандарт, который нормирует общие технические требования
и порядок присвоения обозначений средствам радиационного контроля. В соответствии со
стандартом, буквенное обозначение средств измерений должно включать три элемента.
Первый элемент обозначает функциональное назначение прибора.

Д — дозиметры (дозиметрические установки),

P — радиометры (радиометрические установки),

С — спектрометры (спектрометрические установки),

БД — блок детектирования,

УД — устройство детектирования.

Второй элемент буквенного обозначения прибора обозначает физическую величину
измеряемую средством измерений:

Д — поглощенная доза облучения,

M— мощность поглощенной дозы,

Э — экспозиционная доза фотонного излучения,

P — мощность экспозиционной дозы фотонного излучения,

В— эквивалентная доза излучения,

Б — мощность эквивалентной дозы излучения,

Φ — поток энергии ионизирующего излучения,

H — плотность потока энергии ионизирующего излучения,

T — перенос энергии ионизирующего излучения,

И — активность радионуклида в источнике,

У— удельная активность радионуклида,

Г — объемная активность радионуклида в газе,

Ж — объемная активность радионуклида в жидкости,

А — объемная активность радиоактивного аэрозоля,

3 — поверхностная активность радионуклида
Л — поток ионизирующих частиц,

Π — плотность потока ионизирующих частиц,

E — энергетическое распределение ионизирующего излучения,

С — перенос ионизирующих частиц,

Ч — временное распределение ионизирующего излучения,
К — две и более физических величин

Третий элемент буквенного обозначения прибора обозначает вид ионизирующего
излучения

А— альфа-излучение,

Б — бета-излучение,

Г — гамма-излучение,

H — нейтронное излучение,

Π— протонное излучение,

T — тяжелые заряжненные частицы,

С — смешанное излучение,

X — прочие излучения

Примеры буквенных обозначений средств измерений

ДДБ — дозиметр (дозиметрическая установка) погтощенной дозы бета-излучений,

РЗА — радиометр (радиометрическая установка) поверхностной активности альфа-
активного радионуклида (радиометр загрязнения поверхностей),

СЕГ — спектрометр (спектрометрическая установка) энергетического распределения
гамма-излучения,

УДДГ — устройство детектирования поглощенной дозы гамма-излучения,

БДТГ — блок детектирования переноса энергии гамма-излучения

Дозиметры (Д) предназначены для измерения и регистрации дозы ионизирующего
излучения (экспозиционной, поглощенной, эквивалентной) и мощности дозы

Радиометры (P) предназначены для измерения и регистрации плотности потока
ионизирующего излучения и активности радионуклидов

Спектрометры (С) предназначены для измерения распределения ионизирующих
излучений по энергии частиц или фотонов или по каким-либо другим параметрам В
зависимости от вида ионизирующего излучения бывают альфа-, бета-, гамма-спектрометры

Блок детектирования и устройство детектирования (БД и УД) предназначены для
преобразования измеряемой величины в другую величину или сигнал измерительной
информации удобный для последующей обработки Как правило БД и УД входят в состав
других измерительных средств

Необходимо отметить, что промышленностью выпускаются также универсальные
(многофункциональные) приборы, совмещающие функции разных типов приборов
Примером такого прибора может быть многофункциональный дозиметр-радиометр
IMKC-OlPl, в состав которого входят блоки детектирования дозы и мощности дозы гамма-
рдпучения—Б ДКГ и нейтронного излучения—Б ДКН, а также плотности потока и флюенса
ψ,- и β-частиц (Б ДКА, БДКБ)

Приборы радиационного контроля в зависимости от типа конструктивного исполнения
!разделяются на следующие группы

• стационарные системы (комплексы) радиационного контроля

• стационарные приборы (установки) радиационного контроля,

• переносные приборы радиационного контроля,

• приборы индивидуального дозиметрического контроля

Из всей совокупности приборов радиационного контроля АЭС необходимо также
выделить группу приборов лабораторного радиационного контроля, которыми оснащены
радиометрические и спектрометрические лаборатории АЭС Ниже будут рассмотрены
Характеристики приборов радиационного контроля применяемые на АЭС Украины

СТАЦИОНАРНЫЕ СИСТЕМЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Система радиационного контроля (CPK) предназначена для непрерывного обеспечения
служб АЭС информацией о радиационной обстановке на АЭС и в окружающей среде, дозах
облучения персонала и населения, радиационных параметрах технологических сред, а также
о состоянии защитных барьеров на пути распространения радиоактивных загрязнений
,В общей структуре CPK должны быть предусмотрены подсистемы, обеспечивающие
измерение параметров радиационной обстановки по основным видам радиационного
Контроля

• подсистема радиационного дозиметрического контроля (ПРДК),

• подсистема радиационного технологического контроля (ПРТК),

• подсистема радиационного контроля защитных барьеров (ПРКЗБ),

• подсистема радиационного контроля окружающей среды (ПРКОС),

• подсистема радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений
(ПРКНРЗ)

Все подсистемы должны быть объединены в CPK составляющую часть единой
информационно-обеспечивающей системы АЭС

CPK включает в себя организационно-методическую и техническую части Техническая

часть CPK—это стационарная система радиационного контроля, которая объединяет в единый

' комплекс аппаратуру радиационного контроля (приборы) и другие технические средства

для сбора и представления информации радиационного контроля АЭС Стационарную CPK

, называют также комплексом аппаратуры радиационной безопасности (АКРБ) Из таких

I комплексов в настоящее время наибольшее распространение на АЭС Украины получили

f "Сейвал" (АКРБ-03) "Горбач" (АКРБ-06), разработанные специально для АЭС с реакторами

ВВЭР и РБМК соответственно До их внедрения в качестве АКРБ широко использовалась

многоканальная установка "Система"

Перечень основных блоков и устройств детектирования стационарных комплексов
АКРБ приведен в таблице 8 1

Таблица 8.1. Перечень основных блоков и устройств детектирования стационарных комплексов АКРБ
Обозначение прибора (блока, устройства)	Измеряемая величина	Диапазон измерения	Тип АКРБ	Применение в CPK
УДЖГ-04Р	Объемная активность теплоносит.	3,7^.10⁴— 3,7^.10⁷Бк/м³	АКРБ-03	Контроль герметичности ПГ Контроль CBO.
УЦЖГ-05Р	Тоже	3,7^.10⁵ — 3,7^.10⁸Бк/м³	АКРБ-03	тоже
УДЖГ-0бР	Тоже	3,7^.1 0⁵ — 3,7^.1 0⁸ Бк/м³	АКРБ-03 АКРБ-06	тоже
УДЖГ-07Р	Объемная активность ⁸⁷Kr в теплоносителе	3,7^.10⁸ — 3,7^.10¹¹Бк/м³	АКРБ-03	1 контур. Контроль состоян оболочек ТВЭЛов
ХЦЖГ-08Р	Объемная активность ¹³²1и ¹³⁴I в теплоносителе	3,7^.10⁸ — 3,7^.10¹¹ Бк/м³	АКРБ-03	тоже
УДЖГ-14Р1	Объемная активн. жидкости	1,9^.10³ — 1,9-10⁴Бк/м³	АКРБ-03 АКРБ-06	Контроль сбросов в окружающую среду
УДЖГ-14Р1-01	Тоже	1,9^.10³— 1,9^.10⁶Бк/м³	АКРБ-03	тоже
УДЖГ-20Р	Объемная активн. теплоносителя	10⁴— 3^.10⁸Бк/м³	АКРБ-08	Контроль герметичн. ПГ kohtdo ль CBO
УЦЖГ-22Р	Объемная активн. жидкости	1,9^.10³— 3,7^.10⁶Бк/м³	АКРБ-08	Контроль норм сбросов в окружающ. среду
УДГБ-02Р	Объемная активность инертных радиоактивных газов (ИРГ)	2,5^.10⁴ — 8^.10⁹Бк/м³	АКРБ-08	Контроль радиационной обстановки АЭС
УДГБ-02Р1	То же	5^.10⁷— 10¹³Бк/м³	АКРБ-08	Контроль СГО
УЦГБ-05-01	То же	3,7^.1 0⁸— 3,7^.10¹² Бк/м³	АКРБ-03 АКРБ-06	тоже
УДГБ-08Р	То же	7,4^.10⁴— 5,2^.10⁹Бк/м³	АКРБ-03 АКРБ-06	Контроль радиационной обстановки АЭС
УДГБ-10Р	Тоже	7,4^.10⁴ — 5,3^.10⁹Бк/м³	АКРБ-08	тоже
БДАБ-05	Объемная активн. аэрозолей	3,7— 3,7^.1 0⁴ Бк/м³	АКРБ-03 АКРБ-06	тоже
БДАБ-0б	Объемная активность паров йода	3,7^.1 0²— 3,7^.10⁷ Бк/м³	АКРБ-03 АКРБ-06	тоже
БДАС-0ЗП	Объемная активн. аэрозолей	1,9 — 1,9^.10⁵Бк/м³	АКРБ-08	тоже
УДАС-02П	Объемная активность паров ¹³¹I	8 — 8^.10⁶Бк/м³	АКРБ-08	тоже
УДАБ-0ЗП	Объемная активн. аэрозолей: -джн -КЖН	5^. 10'²— 10⁷ Бк/м³10- 10⁷Бк/м³	АКРБ-08	Контроль выбросов в окружающую среду
УДБН-02Р	Мощность эквивалентной дозы нейтронов	3^.10^-9— З-10^-6Зв/с	АКРБ-03	Контроль радиационной обстановки АЭС
БДМГ-02Р	МЭД γ-излучения	7,2^.10^-13— 7,2^.10^-10А/Kг	АКРБ-03 АКРБ-06	то же

Обозначение прибора (блока, устройства)	Измеряемая величина	Диапазон измерения	Тип АКРБ	Применение в CPK
БДМГ-41	МЭД γ-излучения	7.2^.10^-12— 7,2^.10^-9А/кг	АКРБ-03, АКРБ-0б	то же
БДМГ-41-01	МЭД γ-излучения	7,2· 10^-11— 7,2^.10^-8А/кг	АКРБ-03, АКРБ-0б	то же
БДМГ-41-02	МЭД γ-из лучения	7,2^.10^-8 — 7,2^.10^-5 А/кг	АКРБ-03	то же
БДМГ-08Р-01	МЭД γ-излучения	3,6^.10^-11 — 7,2^.10^-8А/кг	АКРБ-08	то же
БДМГ-08Р-02	МЭД γ-излучения	3,6^.10^-8— 7,2^. 10^-5 А/кг	АКРБ-08	тоже
ХЦИН-02Р	Плотность потока запаздывающих нейтронов	10⁴— 10⁷1/с^.м²	АКРБ-03	Контроль состояния оболочек ТВЭЛов
УДИН-06Р	то же	10⁴— 10⁷1/с^.м²	АКРБ-08	тоже
хцпг-озр	Объемная активность острого пара	3,7^.1 0⁴— 3,7^.1 0⁷ Бк/м³	АКРБ-03	Контроль состояния оболочек ТВЭЛов, (1 контур, КМПЦ) герметичности ПГ (2 контур)
УДПГ-04Р	тоже	3,7^.10⁴ — 3,7^.10⁷Бк/м³	АКРБ-08	1 контур. Контроль состояния оболочек ТВЭЛов

Кроме того, в состав АКРБ входят агрегатированные комплекты устройств сбора и
обработки информации. К данным устройствам относятся: устройства накопления и
обработки информации УНО 100М-01, УНО-06Р, УНО-17Р, устройства обмена информацией
УИ-28, устройства передачи УВА-09 и т.д.. В соответствии с современными требованиями
обработка информации в CPK должна осуществляться на базе локальных вычислительных
сетей (ЛВС), автоматизированных рабочих мест (АРМ) и персональных компьютеров типа
IBM. Примером построения современных систем радиационного контроля является
автоматизированная система контроля радиационной обстановки окружающей среды
(ACKPO) Запорожской АЭС. Следует отметить, что первой ACKPO АЭС на Украине была
ACKPO 30-км Зоны отчуждения Чернобыльской АЭС, созданная в экстремальных условиях
ликвидации последствий аварии на базе комплекса технических средств "Тунец" в 1986 году.

В настоящее время на Чернобыльской АЭС ведутся работы по разработке новой CPK
ЧАЭС, которая должна обеспечить контроль параметров радиационной обстановки, ее прогноз
и возможность контроля радиационных параметров во всех режимах эксплуатации ЧАЭС, в
том числе в режимах аварии, ликвидации последствий аварии, а также в режиме
преобразования объекта "Укрытие" в экологически безопасную систему.

Стационарные приборы (установки) — это функционально и конструктивно объединенный
комплекс измерительных и вспомогательных устройств, расположенных в одном месте и
выполняющих измерение одной или нескольких величин, а также первичную обработку
результатов измерения и выдачу информации потребителю. Данные приборы (установки)
в зависимости от количества измеряемых параметров могут быть одно- или многоканальными.
В таблице 8.2 приведен перечень основных стационарных приборов и установок
радиационного контроля, применяемых на АЭС Украины.

Таблица 8.2. Перечень основных стационарных установок радиационного контроля АЭС
Наименование прибора (установки)	Функциональное назначение и измеряемая величина	Диапазон измерения
Установки: РКС2-02, РКС2-03, "Калина"	Измерение объемной активности аэрозолей: джн Паров ¹³¹I ИРГ	1 — 10⁴Бк/м^?10 — 10⁴Бк/м³3,7^.1 0⁶ — 3,7^.10¹⁰Бк/м
Установка РКС 3-01	Измерение объемной активности аэрозолей: ДЖН КЖН Паров ¹³¹I ИРГ	1 — 10⁴Бк/м³ 5^.10² — 5^.10^бБк/м³10— 10⁴Бк/м³3^.10⁶ — 3^.10⁹Бк/м³
Установка РЗБ-04-04	Контроль и сигнализация о загрязненности одежды и участков тела человека β-активными веществами	1 0 — 2000 β-част/мин^.см²
Установка РЗБ-05-01	Контроль и сигнализация о загрязненности рук β-активными веществами	10 — 2000 β-част/мин^.см²
Установка РЗГ-04-01	Контроль γ-излучения персонала на проходной	0,5 — 5,0 мкЗв/ч
Установка РЗГ-05	Контроль γ-излучения транспорта на проходной	0,5 — 5,0 мк3в/ч
Сигнализаторы- радиометры СЗБ-03 и СЗБ-04	Контроль установленного порога загрязнения поверхности рук β-активными веществами и сигнализация о его превышении	30 — 600 β-част/мин^.см²
Установка РУСИ-1	Контроль и автоматическая сигнализация о наличии поверхностного загрязнения β-активными веществами кожных покровов и одежды персонала	20—2000 β-част/мин^.см²
Прибор РЖГ2-02 "Берест 1"	Контроль активности ¹³²I в теплоносителе первого контура	3,7^.10⁵— 3,7^.10⁸B к/кг
Прибор РЖГ2-03 "Берест 2"	Контроль суммарной γ-активности воды второго контура	3,7^.10¹-3,7^.10⁴ Бк/кг
Прибор РГБ-б	Автоматическое измерение объемной активности β-излучающих газов в воздухе рабочих помещений и выбросах предприятий атомной промышленности	Динамический диапазон одного варианта исполнения — 10⁵

ПЕРЕНОСНЫЕ ПРИБОРЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Переносные приборы радиационного контроля предназначены для измерения
различных параметров радиационной обстановки непосредственно на рабочих местах при
проведении радиационно-опасных работ, при исследованиях и т.п.

Перечень переносных приборов радиационного контроля приведен в таблице 8.3.

Таблица 8.3.
Переносные приборы радиационного контроля.

Наименование прибора	Измеряемая величина	Диапазон	Погрешность	Ход с жесткостью
Дозиметр ДРГ 3-01	Измерение мощности поглощенной дозы непрерывного и импульсивногс фотонного излучения	0 — 1 мкГр/с	± 12%	±20%
Дозиметр ДРГ 3-02	Измерение мощности поглощенной дозы фотонного излучения	0 — 1 мкГр/с	±10-15%	±20%
Дозиметр ДРГ 3-03	Измерение мощности поглощенной дозы фотонного излучения	0 — 10 мкГр/с	±10-15%	±10-15%
Дозиметр ДРГ 3-04	Измерение мощности поглощенной дозы (или ее средней мощности) непрерывн. или импульсивного фотонного излучения максимальной поглощенной дозы (или ее средней мощности) в ткани	0,1 — 30 мкГр/с 0,1 — 30 мкЗв	± 15%	±15%
Дозиметр ДРГ-05 ДРГ-05М	Измерение в жестких условиях эксплуатации мощности дозы фотонного излучения и качественной оценки наличия β-излучения в диапазоне энергий 0,2-3 МэВ	10^-3— 10^-2мкГр/с 10^-2— 10²мГр	±20%	±20%
Дозиметр ДРГ-01T	Измерение мощности поглощенной дозы фотонного излучения	28 нГр/с - 280 мГр/с	В режиме поиска: ±(30- 1D) В режиме измерения: ±(15+0,5/D)	±25%
Радиометр KPA-1	Контроль степени загрязненности поверхностей α-активными веществами	1—10⁴ Расп./ (мин^.см²)	±20%	—
Радиометр КРБ-1	Измерение β-загрязненности поверхностей.	10— 1^.10⁷Расп./ (мин^.см²)	±20%	—

Наименование прибора	Измеряемая величина	Диапазон	Погрешность	Ход с жесткостью
Универсальный дозиметр-радиометр MKC-OlP	Измерение: — плотности потока α-частиц; — флюенса α-частиц — плотность потока β-частиц — флюенса β-частиц; — МЭД фотонного излучения; — эквивалентной дозы фотонного излучения; — плотности потока нейтронов; — флюенса потока нейтронов; — МЭД нейтронного излучения; — эквивалентной дозы нейтронного излучения	1— 3^.10⁴ част/ (мин^.см²) 1 — 10⁵ (част^.см²) ₂1 — 10 част/(мин^.см) 10 — 10⁵ част/см²10^-2— 10⁴мкЗв/ч 0,1 — 10⁵мкЗв 1 — 3· 10⁴ част/(^.-м²) 10²— 10⁵ част/см²1 — 10⁵мкЗв/ч 1— 10⁵МкЗв	±20% ±20% ±20% ±20% ±20% ±20% ±20% ±20% ±20% ±20%	—
Поисковый радиометр РГБ-03-01 "Ломонос"	Измерение объемной активности радиоактивных газов.	3,7^.1 0⁵— 3,7^.1 0¹¹ 'Бк/м³	±30%	—
Дозиметры ДБГ-01Н; ДБГ-06Т	Измерение МЭД и дозы фотонного излучения.	0,01 — 9,999 мР/ч Поиск: 0,1 — 99,99мР/ч	±20% ±30%	—
Дозиметр ДКС-04	Измерение МЭД и ЭД фотонного и жесткого β-излучения	0,1— 999,9мР/ч 1 — 4096 мР	±20%	—