Dose

Le porte-filtre FD-05D est conçu pour y installer des filtres à aérosol et à iode, en quantités allant jusqu'à 8. Les filtres sont disposés séquentiellement. Utilisé dans les systèmes d'échantillonnage des milieux aérozolaires gazeux dans les installations de production de rayonnements et d'autres installations de production.

Les filtres d'analyse de sorption AFA-SI sont utilisés pour la capture et la détermination simultanées d'échantillons d'aérosols et de vapeurs d'iode radioactif, suivis de la mesure des sédiments retardés par des instruments radiométriques.

Destination mesure de la puissance de l'équivalent ambient de la dose H*(10) du rayonnement gamma; mesure de l'équivalent ambient de la dose H*(10) du rayonnement gamma; évaluation de la contamination superficielle par les radionucléides.

Les installations sont conçues pour la surveillance continue de la situation radiologique à des points donnés des objets radiologiques avec la transmission de données via un VHF canal radio-fréquence et/ou un réseau GSM/GPRS. Destination: contrôle radiologique des sites industriels des centrales nucléaires et autres installations radiologiques; contrôle radiologique de l'environnement des zones de protection sanitaire et des zones d'observation (réacteurs de dérivation à compensation sèche); création d'un système automatisé de surveillance de la situation radiologique (ASKRO) des territoires, des zones de protection sanitaire et des zones d'observation des objets radiologiques dangereux; création de centres de situation et de crise d'entreprises et de régions.

L'installation permet de déterminer les activités volumétriques des radionucléides émettant des rayons gamma dans divers milieux de traitement (par exemple, liquides, pâtes et vapeurs dans les tuyaux) et de transmettre des informations spectrométriques via un réseau local. Destination: mesure de l'activité volumétrique des radionucléides émettant des rayons gamma dans les milieux de traitement; identification des générateurs de vapeur qui fuient et contrôle de l'activité volumétrique des radionucléides émettant des rayons gamma dans la paire aiguë du deuxième circuit des centrales nucléaires (VVR-440, 1000) selon la méthode de contrôle développée par L'Institut Panrusse de Recherche sur l'Exploitation des Centrales Nucléaires.

Vérification des performances des cardiographes, des moniteurs cardiaques et des cardioblocs des moniteurs de réanimation; vérification de la fonctionnalité générale et de l'imitation du patient (lors de la vérification des systèmes de stress, un signal cardioïde est formé); contrôle de l'amplitude du signal d'enregistrement (un signal en forme de U est formé).

Destination: mesure de la puissance de l'équivalent ambient de la dose H*(10) du rayonnement gamma; mesure de l'équivalent ambient de la dose H*(10) du rayonnement gamma (la dose de l'opérateur).

Installation de vérification et d'étalonnage de dosimètres bêta individuels. Propriétés l'installation transmet les unités de dose absorbée et de dose absorbée du rayonnement bêta dans le tissu de la substance équivalente à une profondeur correspondant à une densité de surface de 7 mg*cm-2; le passage aux unités d'équivalent individuel de la dose Hp (0,07) en sieverts à partir des unités de rayonnement bêta absorbé dans les tissus en gris est effectué en utilisant les facteurs de conversion recommandés par la norme internationale ISO 6980-3:2006; l'installation peut être utilisée dans les organes de métrologie pour vérifier les dosimètres individuels de type bêta DMC 2000 XB, EPD Mk2 et autres.

Destination: pompage continu de l'air atmosphérique à débit constant à travers l'élément filtrant à base de tissu de Petryanov. mesure des paramètres de rayonnement ionisant au point contrôlé en fonction des capacités de l'unité utilisée.

Destination: mesure continue de l'activité volumique des aérosols radioactifs résultant des nucléides alpha-rayonnants d'origine humaine; alarme sonore/lumineuse lorsque l'activité volumique mesurée dépasse les seuils fixés. Spécificité: emplacement fixe dans les zones de contrôle des paramètres d'air de la zone de travail; raccordement à une unité de pompage de type BN-01 ou à un autre dispositif de prélèvement externe; interface de service USB pour le diagnostic, la configuration, la vérification.

Destination: traitement des informations provenant des unités de détection (transducteurs primaires); transmission des données au réseau d'information; transfert de données vers un ordinateur portable (télécommande PN-PC); stockage des valeurs de seuil et des paramètres des unités de détection (transducteurs primaires); alimentation et diagnostic des unités de détection (transducteurs primaires); émission de signaux de dépassement de seuil sur les avertisseurs sonores et LED intégrés et sur les unités d'alarme distantes (BAS/BAS-1C); émission de signaux discrets (contacts secs); archivage des données dans la mémoire non volatile.

L'installation fournit une mesure continue, une indication sur l'indicateur intégré et une transmission sur le réseau d'information de la valeur de l'activité volumique des gaz radioactifs, y compris le tritium et le carbone 14. Les unités de détection de l'installation peuvent être à la fois intégrées et distantes. L'installation est disponible en trois versions: UDGB-01T, UDGB-1T1, UDGB-01T2, différées par des caractéristiques métrologiques et des caractéristiques de conception. Destination: mesure de l'activité volumétrique des gaz inertes émettant de la bêta (argon, krypton, xénon), ainsi que des gaz contenant du tritium et du carbone 14 dans l'air des locaux de travail et des systèmes de ventilation.