CC BY
6
акций у одетых испытуемых является неодинаковое восприятие тепла одетым и обнаженным человеком, разная топография температуры кожи и др. Эта проблема требует специальных дополнительных исследований с целью уточнения параметров коэффициента Foa.
В табл. 2 представлены qcy* и соответствующие им изменения теплосодержания, средневзвешенной температуры кожи и теплоощущений человека в покое, в положении сидя.
Величины qcyx при тепловом состоянии человека, близком к комфорту, колеблются от —27 до +37 ккал/(м2-ч). При этом теплоощущення не выходят за границы оценок от «слегка прохладно» до «слегка тепло». Тсп. к от 32,14 до 33,42 °С, а изменение теплосодержания за 1 ч входит в диапазон от —18,2 до 17,5 кал. Указанные показатели теплового состояния организма соответствуют параметрам, известным в литературе как комфортные для человека в состоянии покоя (Н. К. Витте; В. И. Кричагин; Р. Ф. Афанасьева).
Выводы. 1. Метод оценки микроклимата с помощью интегратора климатических данных, основанный на измерении и анализе показателей микроклимата помещения, данных об уровне фи-
зической активности и степени теплоизоляции одежды человека, позволяет выразить в едином показателе (Чсух) влияние микроклимата на тепловое состояние организма человека.
2. Установлена прямая связь qcyx с общепринятыми в гигиене микроклимата реакциями теплового состояния организма (средневзвешенной температурой кожи, теплоощущениями, изменением теплосодержания).
3. Состояние теплового комфорта организма человека в покое наблюдается при qCyI от —27 до +37 ккал/(м2-ч).
4. Интегратор климатических данных может быть использован для оценки микроклимата помещений, в которых люди находятся в состоянии относительного физического покоя.
Литература. Афанасьева Р. Ф. Гигиенические основы проектирования одежды для защиты от холода. М.,
1977.
Витте Н. К. Тепловой обмен человека и его гигиеническое
значение. Киев, 1956. Кричагин В. И. — Гиг. и сан., 1966, № 4, с. 65—69. Рамзаев П. в.— Там же, 1960. № 7, с. 64—67. *
Рублак К.. Медведева Е. Ф., Ноак Г. и др. — В кн.: Актуальные вопросы промышленного микроклимата. М..
1978, с. 120—125.
Поступила 27.12.82
УДК 613.648
Т. В. Уверская, О. Н. Перевозчиков, И. Э. Бронштейн, В В. Оробей
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ УСТАНОВОК С РАДИОИЗОТОПНЫМИ ПРИБОРАМИ, СОДЕРЖАЩИМИ ГАММА-ИСТОЧНИК
Ленинградская областная санэпидстанция; Львовская областная санэпидстанция; Ленинградский НИИ радиационной гигиены Минздрава РСФСР
В настоящее время в различных отраслях промышленности широко используются радиоизотопные приборы (РИП) различных типов с источниками гамма-, бета-, альфа- и нейтронного излучения.
Неотъемлемой частью системы радиационной безопасности (РБ) РИП является радиационный контроль (РК), обеспечивающий получение необходимой информации об уровнях радиационного воздействия на персонал, занятый техническим обслуживанием РИП, и лиц, работающих в зоне установки РИП, а также о радиационной обстановке на предприятиях в целом.
Необходимый контроль уровней излучения РИП проводится персоналом монтажно-наладоч-ных организаций, выполняющих монтаж и наладку РИП сразу после проведения указанных работ. Впоследствии дозиметрический контроль осуществляется либо по договору специализированными организациями, либо специально выделенным лицом из числа сотрудников предприятия. Полученные данные используются службой РБ учреждений или органами государствен-
ного санитарного надзора для ограничения облучения персонала и других работающих, прогнозирования радиационной обстановки и раз^ работки мероприятий по защите.
До сих пор отсутствуют рекомендации в отношении методов и приборов дозиметрического контроля РИП на предприятиях. В действующих «Санитарных правилах устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов» (№ 1946—78) говорится, что радиационный контроль за мощностью дозы гамма-излучении должен проводиться на рабочих местах в 1 м от поверхности блоков источников (БИ) излучения и вплотную к ним. Однако в данных правилах не указаны условия, при которых следует проводить измерения— с открытым или перекрытым пучком излучения, что может привести к занижению уровней облучения работающих. На предприятиях для измерения мощности доз РИП используются различные типы дозиметрических приборов: ДРГЗ-01, ДРГЗ-02, СРП-68-01, СРП-68-О4 РК-1М, РК-2М, «Спутник», ДП-5А, ДП-5Б и др. независимо от их энергетической чувствительности.
Вместе с тем даже отдельно взятие от РИП коллнмированные источники, например 60Со, дают рассеянное излучение, интенсивность которого зависит от размеров источника и в диапазоне энергии от 50 до 550 кэВ составляет до 20 % интенсивности фотопика (Э. А. Ярковой). ф Исследования пространственно-спектрального распределения отраженного гамма-излучения источников "^Со, |37Сз и др. (Д. Б. Позднеев; А. А. Гусев; В. А. Арцыбашев и Г. А. Иванюкович) показали, что спектры рассеянного излучения имеют четко выраженные максимумы в диапазоне энергии от 50 до 200 кэВ, положение которых зависит главным образом от атомного номера рассеивающей среды и угла отражения, смещаясь с их увеличением в более жесткую область спектра. Для случая барьерной геометрии вклад рассеянного излучения возрастает пропорционально толщине поглощающего экрана. Кроме того, выраженность максимумов рассеянного излучения в энергетическом распределении тем сильнее, чем ближе проводятся измерения отражающей поверхности.
Для проверки указанного положения мы определяли эффективность энергии излучения РИП с БИ серий Э-М и БГИ гамма-реле и гамма-плотномеров с помошыо прибора ДРГЗ-02, у которого в соответствии с паспортными данными зависимость чувствительности от энергии излучения не превышает 25 % в диапазоне энергии от 20 до 3000 КэВ по отношению к чувствительности к гамма-излучению 60Со. Цилиндрический сцинтнлляционный датчик прибора при этом был закрыт свинцовым кожухом толщиной 30 мм со стороны боковой поверхности и 60 мм — со стороны торцевой части. В торцевой части кожуха имелся канал диаметром 10 мм па входе и 25 мм на выходе со стороны детектора, чем обеспечивалась геометрия измерения в условиях ^узкого пучка». Отверстие коллиматора закрывали медными фильтрами разной толщины и определяли мощность дозы по отношению к мощности дозы, измеренной без фильтров, что позволило построить кривые ослабления излучения в меди. По кривым ослабления определяли слой половинного ослабления (х) и по соотношению
1п 2
«"Р = 1р-
устанавливали массовый коэффициент ослабления ц/р (р — плотность меди) (см. таблицу).
Измерения выполнены на расстоянии 0,2— 0,5 м от БИ—РИП. Изменение углов падения и отражения не сказывалось существенно на получаемых результатах. Из полученных данных следует, что эффективная энергия излучения, прошедшего через свинец защиты — БИ, составляет от 0,63 до 0,8 энергии гамма-излучения '"Сб, а эффективная энергия отраженного излучения — 0,33—0,47 от нее.
В соответствии с данными литературы можно
Величины эффективной энергии излучения Е0фф (по данным Э. Стром и X Исраэль)
Тип ПИ Иэыерис-мос излучение Материал защиты, проевечи-насмый или отражающий материал Еафф- к.В
Э-1М Прошед- Сьинец 10,6 см, железо 2 см 420 ±20
шее
Э-2М > » 8,5 см. > 2 см 480 ±20
Э-ЗМ > » 7,0 см. » 2 см 530 ±25
БГИ-75 > 1 7,5 см, » 2 см 500 ±20
Э-1, 2, Отражен- Сталь 3,0 мм 310±15
зм ное
» 1,5 мм 250 ±5
» Сталь 1,5 мм+вода 800 мм 300-ио
* Кирпич 300 мм 220ч-10
полагать, что эффективная энергия излучения, прошедшего через емкости с просвечиваемым материалом либо выходящего иод углом 90° к основному пучку, будет ниже приведенных.
Возможность применения для дозиметрического контроля РИП с гамма-источниками разных типов дозиметров и радиометров мы изучали на двух предприятиях Ленинградской области, где установлено в общей сложности 109 РИП, из них 19 уровнемеров, в качестве которых служили гамма-реле с БИ типа Э-2М, содержащими источники ,37Сз активностью от 100 до 122 ГБк, и 90 плотномеров ПР-1024В с аналогичными блоками источников и источниками 137Сз активностью от 22 до 67 ГБк.
Дозиметрический контроль на предприятиях осуществляется параллельно группой монтажно-наладочного участка, обеспечивающей техническое обслуживание РИП, и лицом, ответственным за дозиметрический контроль из числа сотрудников предприятия и 1—2 раза в год — радиологической группой Ленинградской областной санэпидстанции. При этом используются приборы типа ДРГЗ-02, СРП-28-01 и РК-02М, имеющие, согласно паспортным данным, достаточно высокую чувствительность, чтобы обеспечить измерение мощности дозы гамма-излучения 7,2 пА/кг ('/з величины 0,3 мР/ч на расстоянии 1 м от РИП, регламентируемой ОСП-72-80 с погрешностью не выше 30%).
Как показали исследования, различия между показаниями ДРГЗ-02 и РК-01 не превышали 1,2—1,5, что практически укладывается в величину погрешности этих приборов, в то время как прибор СРП-68-02 показывал мощность дозы в 1,5—4 раза выше, чем ДРГЗ-02. При этом наибольшие различия (до 4 раз) получены при измерении излучения, рассеянного под углом 90° к основному пучку. До настоящего времени подобные сравнения в поле излучения РИП не проводились. Однако в работе 3. П. Балон и Б. И. Карпова, в которой сравнивалась чувствительность СРП-2 и МРМ-2 к '"Се, к рентгеновскому излучению 100—200 кэВ и гамма-излу-
чению °°Со, установлено, что ошибка прибора СРП-2 достигает 300 %. Аналогичные данные получили Э. М. Крисюк и соавт. при измерении терригенных источников излучения.
Таким образом, анализ собственных и литературных данных показал, что определение мощности доз излучения РИП может корректно проводиться только приборами, не имеющими энергетической зависимости в широком диапазоне энергии излучения.
Из выпускаемых дозиметрических приборов указанным требованиям отвечают ДРГЗ-02 и ДРГЗ-01, однако первому следует отдать предпочтение благодаря его более высокой чувствительности. Приборы, не удовлетворяющие указанным требованиям, могут использоваться только как индикаторные для контроля наличия источника в РИП.
Требование отсутствия энергетической зависимости должно, по нашему мнению, распространяться и на приборы, применяемые для контроля мощности дозы тормозного излучения РИП с бета-источниками, так как именно тор-
мозное излучение представляет основную радиа- | ционную опасность данных типов РИП. Это в . полной мере должно относиться также к измерению индивидуальных доз лиц профессиональной категории, занятых техническим обслуживанием РИП, для которых оптимальным является измерение индивидуальных доз с помощью тер^ молюминесцентных дозиметров, практически не имеющих энергетической зависимости чувствительности.
Литература. Арцыбашев В. А.. Иванюкович Г. Л. Сцинтнллнционныс спектры рассеянного гамма-излучения точечных источников. М., 1969.
На.юн 3. П., Карпов Б. Н. — Мед. радиол., 1969. № 2, с. 58-60.
1'чсев А. ,4. — Атом, энергия, 1976. т. 41, № 1, с. 35—36.
Позднеев Д. Б. — Мед. радиол., 1974. № 12, с. 61—66.
Ирковой Э. А. Санитарно-дозиметрическая характеристика условий труда с радиоизотоиными приборами технологического контроля. Автореф. дис. канд. М., 1971.
Сторм Э.. Исраяль X. Сечения взаимодействия гамма-излучений. Справочник. М„ 1973, с. 86—87.
Поступила 01.11
0
УДК ®И.72:546.191-074:54$.-12.062
И. А. Мазур, В. М. Пазынич, Б. Е. Мандриченко. В И. Чинчевич
СПЕКТРОФОТОМЕТРИЧЕСКОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ АРСИНА В АТМОСФЕРНОМ ВОЗДУХЕ
Запорожский медицинский институт
В литературе описаны фотометрические методы определения соединений мышьяка (М. Е. Бы-ховская и соавт.; 3. Марченко), однако применение их для контроля за содержанием арсина в атмосферном воздухе затруднено ввиду их недостаточной чувствительности и сложности.
Разработанный нами способ измерения содержания арсина в атмосферном воздухе основан на спектрофотометрическом определении окрашенной в синий цвет мышьяково-молнбденовой синей, полученной с молибденовым реагентом и продуктом окисления арсина.
Воздух со скоростью 1 л/мни протягивается через два последовательно соединенных прибора с пористой пластиной, содержащих по 10 мл окислительной смеси (равные объемы 0,05 н. раствора КМп04 и 0,1 н. раствора НгБО^. Перед поглотительными приборами устанавливается пылевой фильтр для улавливания твердых частиц. При определении разовой концентрации для анализа необходимо отобрать 20 л воздуха.
Жидкость из поглотительных приборов выливают в фарфоровую чашку и упаривают на водяной бане примерно до '/з первоначального объема. Разрушают избыток калия перманганата добавлением нескольких капель 3 % раствора перекиси водорода (не допуская избытка последнего, т. е. до обесцвечивания раствора). Содержимое чашки упаривают досуха, добавляют 3—
4 мл воды, снова упаривают. К остатку прибавляют 2 мл соляной кислоты, 1 каплю 1 % раствора соляной кислоты, 1 каплю 1 % раствора йодида калия (для перевода продуктов окисления арсина в хлористый мышьяк), перемешивают и оставляют на 5 мин. Раствор переносят в делительную воронку и экстрагируют 3 раза бензолом по 2 мл. Бензольные экстракты объеду няют и хлористый мышьяк экстрагируют водеж двумя порциями по 2 мл. В выпарительную чашку с водным реэкстрактом добавляют 2 мл концентрированной азотной кислоты и выпаривают досуха. К остатку добавляют 2 мл молиб-датного реагента (состав: раствор 1 г молибда-та аммония в 100 мл 4 н. серной кислоты, раствор 0,1 г гидразина сульфата в 100 мл воды). Перед применением смешивают равные объемы этих растворов и нагревают на кипящей водяной бане 10 мин. После охлаждения раствор переносят в делительную воронку и экстрагируют мышьяково-молибденовую синюю бутиловым спиртом двумя порциями по 2 мл. Экстракт помещают в мерный цилиндр на 10 мл и доводят бутиловым спиртом до 5 мл. Измеряют оптическую плотность на спектрофотометре при 800 нм относительно бутилового спирта. Содержание арсина определяют по калибровочному графику. Для его построения точные количества рабочих стандартных растворов мышьяка (ос-
