2925-83
Руководство по организации и проведению индивидуального дозиметрического контроля

РУКОВОДСТВО ПО ОРГАНИЗАЦИИ И ПРОВЕДЕНИЮ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Москва, 1985 год

^—^УТВЕРЖДАЮ

РУКОВОДСТВО

ПО ОРГАНИЗАЦИИ И ПРОВЕДЕНИЮ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Москва, 1985 год

2

с источником мягкого рентгеновского излучения при юстировке

8.    Транспортирование рздио-активных веществ (радиоактивные отходы)

9.    Сбор и удаление радиоактивных отходов

10. Переработка и захоронение p/а отходов

II. Эксплуатация мощной радиационной техники (гамма-установки, ускорители):    контроль    не    проводится

II.

новского излечения.

Конденсаторная нвмера предотавляет собой заполненный воздухом замкнутый объем, внутри которого находятся два изолированных друг от друга электрода, один из которых - корпус камеры. Под воздействием ионизирующего излучения в ионизационной камере возникает электрический ток, который вызывает уменьшение заряда конденсаторной камеры (т.е. уменьшение потенциала на собирающем электроде).

Оотаточная ревность потенциалов измеряется с помощью специального пульта,

В практике наибольшее распространение получили конденсаторные дозиметры типа КИД-2,

Комплект КИД-2 предназначен для определения экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-ивлучения о энергией от 24 до 320 фДж (от 150 кзВ до 2 МэВ) в диапазоне от 1,29 до 258 мкКл/кг (от 5 до 1000 мР).

Основная погрешность измерения не превышает - 15£. Детекторы работоспособна в интервале температур от -40 до +40°С, а такие в условиях повышенной влажности 95 ± 3% при температуре +20 ± 5°С.

Эксплуатация зарядно-измерительного пульта осуществляется согласно инструкция.

При эксплуатации конденсаторных дозиметров необходимо учи-тывать саморазряд камер.

Для этой целя дозиметры КИД-2 заряжают на пульте и располагают и.: в помещении, где гамма-фон не превышает естественный. Сроки проверки саморазряда выбираются равными промежуткам времени эксплуатации КИД-2 в практических условиях. Как правило, время снятия показаний дозиметров КИД-2 составляет две недели.

12.

Саморазряд камер за атот срок не должен превышать 10-15$ итибри тельной шкалы пульта КИД-2.

Ионизационные квмеры о саморазрядом, превышающим 15$ от верхнего предела измерительной шкалы_/должны изыматься из обращения.

Дозиметры типа КИД-2 без экранов (алюминиевые колпачки) могут применяться для регистрации рентгеновского излучения с энергией от 3,2 фЦж (20 кэВ). Однако это приводит к уменьшению механической прочности камер. Поэтому целесообразно периодически (один раз в неделю) производить оценку целостности хамеры путем их внешнего осмотра.

1.2. Индивидуальные дозиметры "Стриж".

Принцип работы дозиметров, входящих в комплект "Стриж", основан на измерении дозы рентгеновского и гамма-излучения, потоков -излучения и тепловых нейтронов о помощью газоразрядных счетчиков типа СЕМ-21.

Применение в дозиметрах интегральных микросхем третьего поколения с большой степенью интеграции, а также цифровых табло на жидких криоталлах (ЖК) позволило создать несколько модификаций индивидуальных миниатюрных дозиметрических приборов, каждая из которых способна выполнять несколько самостоятельных функций. Основные технические данные этих модификаций приборов "Стриж" приведены в таблице 4.

Таблица 4.

Технические характеристики дозиметров комплекта "Стриж"

Показатели	ДэС-04	ДКС-04
I	2	3
Детектируемое излуче	^фотоны, коротковол
ние	новые тепловые нейтроны	Д -излучение

13.

I	2	3
Тип детектора	Счетчик СЕМ-21 с фчмГРО*.
Энергетический диапазон	от 8 до 480 Мж (0,05-3 МэВ)	ОТ 8 ДО 480 АДж (0,05-3 МэВ)
Основная погрешность измерения, %	i 25	± 25
Энергетическая еавиои-Igocib чувствительности.	± 25	± 25
||ап8зон измерения	от 0,0258 до 257,97 от 0,258 до 264,2 мкКл/кг мкКл/кг (от 0,1 до 999,9 мР) (от I ДО 1024 мР)
^иапазо^ измерения		0,1 - 150
Диапазон сигнализации эк	-	от 0,258 до 2,32 мкКл/кг (ОТ I ДО 9 мР)
Диапазон сигнализации мэд	от 0,215 до 2,37 пА/кг (от 3 до 33 мР/ч)	-
Число и тип аккумуляторов	7/Д-0.1/	7/Д-0,I/
Габариты, мм	26x60x126	26x60x146
Масса, кг, не более	0.2	0,25

Дозиметр ДОС-04 позволяет измерять мощность экспозиционной дозы излучения в диапазоне от 7,17 до 10,75 пА/*г- (or 0,1 до 150 мР/ч) и экспозиционную дозу (ЭД) излучения в диапазоне от 0,258 до 264,2 мкКл/xr (от I до 1024 мР). Значения набранной ЭД выводятся на табло при нажатии на кнопку.

Дозиметр ДЭС-04 позволяет измерить экспозиционную дозу рентгеновского и гамма-излучения в интервале энергии от 8 фЦж до 0,48 пДх (от 0,05 до 3,0 МаВ), в пределах измерения от 0,0258 до 258 мкКл/кг (от 0,1 до 1000 мР).

В дозиметрах "Стриж" применение счетчихов типа CBA-2I дает

14

возможность детектирования не только фотонов, но коротковолнового уд-излучения и потоков тепловых нейтронов. Для измерения потоков тепловых нейтронов в дозиметрах используется кадмиевый фильтр, что позволяет за счет детектирования фотонов, возникающих при радиационном захвате кадмием тепловых нейтронов, увеличить примерно в четыре раза чувствительность счетчика к твким нейтронам я дополнительно уменьшить знергетическую зависимость чувствительности счетчика к гамма-излучению (вследствие отсутствия у этого материала характеристического пика поглощения в области малой энергии фотонов).

Конструктивпо все модификации приборов выполнены таким образом, чтобы их было удобно носить в нагрудном кармане. Зарядка аккумуляторов осуществляется от зарядного устройстве, придаваемого к каждому прибору. Предусмотрена также возможность внешнего подключения к приборам аккумуляторной батареи типа "Крона".

1.3. Индивидуальный фотоконтроль (ИФК) предназначен для определения дозы реятгеновокого и гамма-излучений в интервале энергий от 3,2 до 320 фДж (от 20 кзВ до 2 МэВ) (в зависимости от конструкции квссеты) уЗ -потоков, тепловых и быстрых нейтронов. Пределы измерения колеблятся в широких пределах от 0,1 мГр до 0,5 Гр (от 0,01 до 50 рад) в зависимости от типов используемых пленок.

Принцип фотографического контроля основан на образовании скрытого изображения в фотоэмульсии при прохождении через нее заряженных частиц. При регистрации рентгеновского и гамма-излучения это вторичные электроны из фотоэмульсий и окружающих ее фильтров, при воздействии р -излучения - электроны.

Тепловые нейтроны регистрируются по возбуждению ими гамма-

излучения при захвате в кадмии, слой которого располагают рядом с фотопленкой.

15

Оценка экспозиционных доз облучения осуществляется путем сравнения оптической плотности почернения экспонированных (рабочих) пленок с контрольными, которые облучены извеотной дозой, измеряемого вида излучения.

Для исключения ошибок в определении довы необходимо заряжать кассета пленками из одной партии о контрольными в одновременно в идентичных условиях производить их обработку (проявление).

Наиболее распространенными типами фотопленокных дозиметров в нашей стране являются ЙФКУ, ЙФК-2,3, ИФК-2,31. Определение оптической плотности почернения осуществляется о использованием измерительных устройотв - денситометров, как без построения контрольных кривых (ИФКУ), так я путем их построения ИфК-2,3, ИФК-2,31 (рис. I).

I.3.I. ИФКУ.

Комплекс ИФКУ предназначен для определения экспозиционной К -излучения в диапазоне энергии фотонов от 16 фДж до 480 фЦх (от 0,1 до 3 МэВу.уУ -излучения с граничной энергией от 160 фДж (от I МэВ) и выше, а также эквивалентной дозы тепловых нейтронов от 0,5 до 20 мГр (от 0,05 - 2 рад).

Кассеты №КУ имеют четыре поля, предназначенные для измерения разных видов излучения:

-    поле I - суммарной тканевой дозы р -излучения и некомпенсированного f -излучения;

-    поле 2 - некомпенсированного $ -излучения;

-    поле 3 - тканевой дозы / -излучения;

-    поле 4 - суммы эквивалентной дозы тепловых нейтронов и тканевой дозы ^-излучения.

Доза различных видов излучения в случав комбинированного воздействия определяется следущам образом:

-    поглощенная доза л -излучения определяется как разность

16.

между показаниями на первом и втором полях пленки, умноженная на коэффициент 0,6;

- поглощенная дозе f -излучения считывается с третьего поля пленки.

Эквивалентная доза тепловых нейтронов определяется по разности показаний прибора на четвертом я третьем полях.

В практической работе необходимо помнить, что прибор №КУ градуируется по трем контрольным пленкам облучения I; 5; 10 мЗв/мГр (0,1, 0,5 и 1,0 бзр (рад). По двум пленкам I и 10 mSb (0,1 и 1,0 бэр) методом последовательного приближения добиваются совпадения показаний прибора с соответствующими дозами на контрольных пленквх, а затем проверяют точку, соответствующую пленке с дозой 5 мЗв (0,5 бар). Вели показания прибора совпадают в пределах погрешности (20-305?) о дозой 5 мЗв (0,5 бзр) на контрольной пленке, то прибор можно использовать в работе для непосредственного считывания дозы.

При больших расхождениях показания прибора с дозой 5 мЗв (0,5 бэр) строится градуировочная кривая зависимости показаний прибора от дозы излучения, которую затем используют в работе.

1.3.2. ИФК-2,3.

Дозиметры типа ДОК-2,3 попользуются для регистрации J -излучений, ^ -частиц и нейтронов. Каосеты ffieK-2,3 имеют четыре фильтра, первый - светонепроницаемый слой толщиной 14 мг/см², второй - слой гетинэкса толщиной 300 мг/см², третий - слой свинца 840 мг/см² и гетинэкса 450 мг/см².

Используя данную кассету, можно определить энергию гамма-излучения, воздействующего на пленку.

Например: если почернение участков первого, второго и третьего фильтров одинаково (в пределах ± Ю%), то излучение имеет энергию выше 48 фДж (300 кэВ).

17

В диапазоне энергий от 9,6 до 48 фДж (от 60 до 300 кэВ) почернение участков первого, второго в третьего фильтров практически одинаково, а четвертого заметно слабее первых трех.

Для оценки энергии излучения в диапазоне от 3,2 до 9,6 фДк (от 20 до 60 кэВ) необходимо использовать упомянутые фильтры как поглотители излучения в по соотношению почернения I, 2, 3 участков определять энергию излучения.

Правильная оценка дозы бета-излучения возможна лишь при наличии точных данных о вкладе гамма-излучения в почернение на первом участке, что становится возможным при использовании трех фильтров, так как почернение третьего и четвертого участков пленки обусловлено в основном гамма-излучением.

1.3.3.    №К-2,Э1.

При определении доз рентгеновокого излучения используются модифицированные кассеты ИйС-2,3, в которых гетинаксовые и свинцовые фильтры заменены на медные толщиной 0,05, 0,2 и 0,5 мм. Пределы измерения экспозиционных доз от 2,58 до 15,58 мкКл/кг (от 0,01 до 0,6 Р). Энергия регистрируемого излучения от 1,6 до 16 фДж (от 10 до 100 кэВ).

1.3.4.    Определение энергии и доз гамма-излучения.

Для определения доз гамма-излучения следует облучать несколько кассет о помощью образцового гамма-источника и построить четыре градуировочные кривые зависимости плотнооти почернения от дозы гамма-излучения для каждого участка (рио. I): кривая 5 выражает зависимость плотнооти почернения пленки от доен бета-излучеьия.

I. Измерим плотность почернения рабочей пленки5< SiSiS* по градуировочной кривой 4 (рис. I), зная плотность почернения Si, находим Д4. Используя контрольные градуировочные кривые 2, 3, находим плотность почернения 5& и S3 для дозы Д^.

19.

Sg^K я 0,42 (рис. I),

So    gp^K

~ близко к отношению =% . Такое соотношение наблюдается

S3    S3

ори энергии гамма-излучения 48 фДж (300 кэВ) или более.

Вариант 2. Случай тот не, но Sj - 1.2 3₂ = 1,1 3₃.0,6 3₄ * 0,2

По градуировочной кривой 4 находим доэу гегчиа-облучения (рис. I). Д4 = 25,8 мкКл/кг (0,1 р).

По кривым 2 я 3 дня дозы Д4 = 25,8 мкКл/кг (0,1 р) находим 3/£ . 0,23 я З₃^к = 0,25. Ji > |-|.

Следовательно анергия излучения ниже 300 кэВ.

Для уточнения анергия гаша-иадученяя используется набор в талонных кривых (рио. 2, 2а, 26). Выбираем кривые, построенные для доаы Дд = 25 8 мкКл/кр (0,1 р) (рио. 2).

Далее по плотностям почернения Sjsl,2, . 1Д ₍

S ₃ в 0,6 находим анергию гамме-излучения. В данном примере анергия излучения соотавляет 40 кеВ.

Следует отметить, что анергия излучения, найденная по плотности почернения Sj, 3₂ и S₃ долина отличаться друг от друга не более £ 20%.

Вели плотность вуали контрольных и эталонных кривых неодинакова, например, Sg⁸ = 0,28, a Sq^K = 0,24, то на показаний плотностей эталонных кривых вычитается разница плотноотей, т.е. 0,04.

1.3.5. Определение доаы, обусловленной бета-потоками.

При наличии сопутствущего гамма-иадучения доэу, создаваемую бета-потоками, вычисляют по формуле:

Настоящее методическое руководство составлено в развитие требований "исновных санитарных правил работы о радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений" ОСП-72/80, "Норм радиационной безопасности" НРБ-76 и о учетом рекомендаций публикаций МКРЗ № 25-27.

Руководство предназначено для лиц и служб, осуществляющих организацию и проведение индивидуального дозиметрического контроля в учреждениях и организациях, работающих о источниками ионизирующих излучений, учреждений государственного санитарного надзора.

Руководство подготовлено под редакцией Е.И.Воробьева. Авторский коллектив - Польский О.Г., Коренков И.П., Тураев Р.Н., Соболев И.А., Хомчик Л.М., Проказова Л.М., Брекешев М.К., Шитиков Б.Д., Кириллов В.Ф., Очнев В.К., Воронин К.В.

20.

где, Д/& - дозе, обусловленная jS-потокамв в радах

□j - плотность почернения под открнтым окном рабочей кассеты

Bj^K - плотнооть почернения под открытым окном, создаваемая найденной дозой гамма-излучения (по градуировочной кривой)

Б - коэффициент почернения, величина которого соответствует доев бета-излучения в I рад.

При работе с "чистыми" бета-излучателями доза, обусловленная бетанютоками, определяется по кривой 5 (рис. I).

Пример 3. Персонал осуществляет работу с    Определяем

плотнооть почернения рабочей пленки S j по градуировочной кривой 4 (рис. I) находим дозы гамма-излучения (Д₄). Затем, зная Д_4>по кривой I определяют почернения (рис. I) и формуле I находят Дд .

Значение коэффициента Б определяется при построении контрольных кривых (см. раздел "Градуировка").

1.3.6. Определение энергии я дез рентгеновского излучения.

Для определения доз рентгеновского излучения 1-2 раза в год осуществляют градуировку кассет И®К-2,ЭМ во Всесоюзном научно-исследовательском институте метрологии Госстандарта СССР или других организациях, имеющих право на проведение данных работ.

При сдаче кассет на градуировку ответственный зв ИДК сообщает необходимый режим облучения.

Как правило, интервал энергии излучения выбирают 10, 16, 20, 38, 48, 65, 80 кэВ, а пределы доз 20, 30, 50, 100, 200, 300, 500 мР (Рио. З-Зд).

После получения данных-по градуировке, пленки обрабатываются и для каждой энергии отроят график зависимости плотности по-

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Индивидуально-дозиметрический контроль является составной частью радиационного контроля, осуществляемого оря санитарно-гигиенической оценке условий труда персонала, непосредственно работающего в сфере действия ионизирующих излучений.

Основной целью проведения ИДК является получение информации о Д088Х облучения персонала за определенный период времени. Данный контроль позволяет своевременно выявить и установить наличие источника повышенного уровня облучения персонала а предупредить переоблучение персонала.

Ответственность за организацию и проведение ВДК персонала несет администрация учрежден я,

В зависимости от объема И характера проведения работ ИДК должен осуществляться специально вид елейным для этой цели лицом (лицаш), прошедшим специальную подготовку.

Индивидуал ный дозиметрический контроль может осуществляться как силами учреждения, работающего о НИИ, тах ■ организациями, проводящими такой контроль централизованно.

Объем проведения ИДК, периодичность, выбор контингента, подлежащего ИДК, и метод контроля утверждаются администрацией учреждения по согласованию о органами санапидолужбы.

Согласно санитарному законодательству индивидуальный контроль облучения персонала включает в зависимости от характера работ:

-    индивидуальный контроль за дозой внешнего бета-излучения, нейтронов, рентгеновского и гамма-излучений;

-    индивидуальный контроль за дозами внутреннего облучения.

В данном руководстве рассмотрены вопросы оценки доз внешнего облучения.

4

1лОв, ответственные за организацию в проведение ИДК должны инать:

-    основные положения нормативных документов, регламенти-рущих дововые нвгруэки не персонал;

-    метода контроля доэ, с помощью которых наиболее целесообразно определять величины внешнего и внутреннего облучения персонала;

-    принцип оценки уровня облучения персонала и его учета;

-    методику технического обслуживания индивидуального дозиметра (комплекта);

Проводить:

-    регистрацию в учет доз облучения персонала;

-    обобщение и анализ полученной информации.

При обнаружении превышения доз облучения (месячных, квартальных или годовых) ответственные за контроль должны оообщить об атом администрации учреждения с целью установления причин повышенного облучения.

Основным документом, регламентирующим уровни облучения персонала, являются "Нормы радиационной безопасности" НРБ-76.

В качестве основных доэовых пределов в зависимости от группы критических органов для лиц категории "А" установлены предельно допустимые дозы за год (ТЩД) (табл. I).

Таблица I

Значения предельно допустимых доз для лиц категории "А"

Дозовые пределы внешнего и внут- Гоуппа коитяческих органов реннего облучения, бэр за год I п Ш Предельно допустимая доза для категории "А” ЦЦД 5 15 30

I группе - все тело, гонада, красный костный мозг

б

П группе - мышцы, щитовидная, железе, жировая ткань, печень,

почке, селезенка, желудочно-кишечный трект, легкзе, хрусталик глаза н другие органы, за исключением тех, которце относятся к I, Ш группам Ш труппа - костная ткань, кожный! покров, квота, предплечья, лодыжки ■ стопы.

Прв проведение ИДК могут быть вспольэовенн опвоанные в данном руководстве следующие метода контроля:

-    индивидуальный контроль о помощью вонвэадвовных камер;

-    индивидуальный контроль газоразрядными счетчиками;

-    индивидуальный контроль о помощью фотопленок (№К);

-    индивидуальный контроль о помощью термолюминеоцентннх дозиметров (ИКС, Li F );

-    индивидуальный контроль о помощью зкэоэмиссионных дозиметров.

Эти методы классифицировании о учетом принципов измерения экспозиционных доз, видов регистрируемых излучений и областей использования и ^визирующих излучений.

Общая характеристика наиболее распространенных методов вн-давидуальной дозиметрии приведена в таблице 2.

В таблице 3 праведен примерный перечень используемых дозиметров и наиболее целесообрааные места их расположения на поверхности тела персонала в зависимости от вида выполняемых работ.

I. МЕТОДЫ ИНДИВИДУАЛЬНОГО КОНТРОЛЯ

I.I. Индивидуальный контроль рентгеновского а гамма-излучения с помощью ионизационных камер.

Лринцнп метода основан на оценке изменения потенциала ионизационных камер, который пропорционален дозе гамма- или рентге-

6.

Табдкца 2 ШШШ1СЯШ ОСНОВНЫХ ТИПОЗ ИБДВДП7АЛШЛ ДОЗИМЕТРОВ Метод индивидуального КОНТРОЛЯ Тил Хаоактеоистика измеояемого излучения Дппшпоп Попзешность мет*ов Еид Сергия измерения измени I 2 3 4 5 6 Ионизационные камеры рэнтгеновское, от 3.2 до 320 фДв от 1,29 до 258 мкКд/кг 1Щ-2 гамма-излучение (от 0.02-2 МэВ) (от 5 до 1000 мР) + Тс от 0,б24 до 0,32пДж " ia (от 0,15 до 2 МэВ) Газоразрядные счетчики ДКС-0,4 рентгеновское, от 8 до 480 ряс от 0,258 до 264,2мкКд/кг ДЭС-0,4 гамма-излучение (от 0,05 до 3 МаВ) (от I до 1024 мР) , + хс от 0.0258 до 257,97мкКд/кг ’ 15 (от 0,1 до 999,9 мР) Фотографичес кий ИоК-2,3 рентгеновское, от 3,2 до 480 рж от 0.1 до 500 мЗр тамма-иалученве, (от 0,02 до 3 МэВ) (or 0,01 до 50 бэр) в-лотоки от 32 до 560 рж от 0.5 до 20 мЗв/кг - 20 (от 0,2 до 3,5 МэВ) (от 0,05 до 2.0 бэр) ИОКУ гамма-излучение, от 16 до 480 рж от 0.5 до 20 мЗе а-лотоки, (от 0,1 до 3 МэВ) (от 0,05 до 2 бэр) + 9с тепловые нейтроны 48 Рж (0,3 МэВ) 0,004 аДж (0,025эВ) йаК- рентгеновское от 4Л др 16 рж от 0,1 до 6 мЗв + рс 2,31 излучение (от б.О^Гдо 0,1 МэВ) (от 0,01 до 0,6 бэр) ~ “ И*Кн тепловые 0.004 аДж от 0,01 до 3,0 мЗв + ол (6,025 аВ) (от 6,001 до 0,3 бэр) JU

7

I	2	3	4		5	6
Термолшв- несцентныС	икс-л	гашанвздучение	от 16 до 480 ( (от ОД до 3 1	И)	от 0.129 до 258 мКд/кг (от 6,5 до 1000 Р)	+ 15
		^-потоки	от 32 до 560 с (от 0,2 до 3,5	[Дж от 0,258 до 516 мКд/кг ГМаВ) (от 1 ДО 2000 Р)
oUF		рентгеновское, гамма-излучение	от 8 до 480 <Мж (от 0,05 до ЗиэВ)		от 0,0129 до 258 мКл/вг (от 6.05 до 1000 Р)	± 15
Экзоэывссв- OEEUfi	ДЗГ2- IeU	гаадю-яадученве	от 16 до 200 <ЬЦж от 0,774 до 258 мнКл/кг (от 0,1 до 1,250 ЫаВ) (от 3 до 1000 ыР)			±20

J__2_

4. Р8ДИ0И80ТСШН&Я ДЯ8ГН0С-TBK8

4.1.    Получение, хранение,

фасовке КП и    дезан-    медсестра, лаборант

тивация инструментария

4.2.    Введение КП    врач, медсестра

4.3.    Проведение исследове-    врач, медсестра, ннхе-

ний пациента    нерно-техн. персонал

5. Рентгено-диагностические исследования

5.1.    Рентгенографии

5.1.1.    Флюорография    лаборант

5.1.2.    Рентгенография (ру-

тяннне исследования; лаборант

5.1.3.    Сложнее рентгеногра- врач, медсестра фичесвяе исследования лаборант, санитарка

5.2. Рентгеноскопия

5.2.1.    Рутинные исследования врач, лаборант

5.2.2.    Сложные исследования врач, медсестра,

лаборант, санитарка

пнмшгшость

6.    Дефектоскопические ра

бота с использованием радионуклидов    дефектоскописты

6.1. Дефектоскопия с использованием импульсных установок    дефектоскописты

7.    Эксплуатация установок

SL
4	5
КИД-2, ШК-2,3, ДКС-0,4	Грудь
КИД-2, ВЖ-2,3, ДКС-0,4	Грудь, руки
КИД-2, ДКС-0,4	грудь
Ш-2.ЭМ, LiF	грудь
ЙЖ-2,ЗШ, UF	грудь
влм.ам, UF	голова, грудь, руки
Ш-г.Э1. КИД-2,LiF	голова, грудь, руки
ШК-2,34, КИД-2,LiF	голова, грудь, руки
И5К-2.3М (ВВЕЛО, ДКС-0,4, КИД-2, ЖС-А	грудь, руки