2005 Кутьков В А , Ткаченко В В , Романцов В П , Безруков Б А ,

Федеральное агентство по атомной энергии
Концерн «Росэнергоатом»
Федеральное агентство по образованию
Обнинский государственный технический
университет атомной энергетики
В.А. Кутьков В.В. Ткаченко В.П. Романцов
Б.А. Безруков И.В. Долженков А.Г. Алексеев
ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОГО
КОНТРОЛЯ НА АЭС
Учебное пособие
Москва – Обнинск, 2005
УДК 621.039.68:621.311.25(075)
Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П., Безруков Б.А.,
Долженков И.В., Алексеев А.Г. Основы радиационного контроля
на АЭС. Учебное пособие / Под ред. В.А. Кутькова и В.В.Ткаченко. –
Москва – Обнинск: концерн «Росэнергоатом», ИАТЭ, 2005. – 268 c.
Учебное пособие рассчитано, прежде всего, на дозиметристов
отделов радиационной безопасности атомных станций.
Пособие может быть использовано при подготовке, поддержании
квалификации и повышении квалификации дозиметристов и инженерно-технического персонала АЭС, а также при обучении учащихся техникумов и студентов высших учебных заведений, специализирующихся по направлениям ядерно-энергетического профиля.
Авторы благодарны специалистам атомных станций
И.М. Краснову, А.П. Маматову и Г.А. Сковороде за помощь в
сборе информации о применяемых на АЭС приборах радиационного контроля; руководителю научно-исследовательского центра
радиационной безопасности, экологии и охраны труда АС ОАО
«Всероссийский научно-исследовательский институт атомных
электростанций» Е.А. Иванову, внимательно прочитавшему рукопись и сделавшему ценные замечания; Н.В. Плешаковой и
С.П. Саакяну за техническое редактирование рукописи.
Илл. 94, табл. 26, библ. 19 наимен.
Рецензент: к.т.н. Е.А. Иванов
© Концерн «Росэнергоатом», 2005 г.
© Обнинский государственный технический университет атомной энергетики (ИАТЭ), факультет повышения квалификации и
профессиональной переподготовки, 2005 г.
© Авторы, 2005 г.
2
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИ
Глава 1. ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ФИЗИКИ
1.1. Характеристики атомов и их ядер ........................................
1.1.1. Структура атомов .............................................................
1.1.2. Устойчивость атомных ядер .........................................
1.1.3. Радиоактивный распад и его закономерности ...........
1.2. Ядерные превращения .........................................................
1.2.1. Превращение элементов при радиоактивном распаде
1.2.2. Гамма-излучение ядер.......................................................
1.2.3. Виды ядерных превращений ........................................
1.2.4. Энергии продуктов распада ядер.......................................
Глава 2. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ С ВЕЩЕСТВОМ
2.1. Передача энергии излучения веществу .............................
2.2. Взаимодействие гамма-квантов с веществом....................
2.3. Взаимодействие нейтронов с веществом .............................
2.4. Взаимодействие заряженных частиц с веществом .............
2.5. Проникающая способность излучения .................................
Глава 3. ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ ..............................................
Глава 4. БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ
ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ.................................
4.1. Детерминированные эффекты излучения ............................
4.2. Стохастические соматические эффекты излучения..........
Глава 5. СОВРЕМЕННАЯ СИСТЕМА ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ
ВЕЛИЧИН И ЕЕ ПРАКТИЧЕСКОЕ ПРИМЕНЕНИЕ ..
5.1. Дозиметрические величины ...................................................
5.2. Применение дозиметрических величин ............................
5.2.1. Дозиметрии внешнего облучения.................................
5.2.2. Дозиметрия внутреннего облучения ..............................
5.3. Результат оценки дозы облучения ......................................
Глава 6. ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЯ НА АЭС.............................
6.1. Активная зона реактора как источник излучений.............
6.2. Технологический контур как источник излучения...............
6.3. Источники излучения в воздухе рабочих
помещений АЭС...................................................................
6.4. Излучение защиты реактора ...................................................
3
Глава 7. ОСНОВЫ НОРМИРОВАНИЯ В ОБЛАСТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА...................................
7.1. Стратегия обеспечения радиационной безопасности ..........
7.2. Требования НРБ-99 к ограничению профессионального облучения.........................................................................................
7.3. Допустимые уровни профессионального облучения........
Глава 8. ОРГАНИЗАЦИЯ РАБОТ НА АЭС В
СООТВЕТСТВИИ С ПРИНЦИПОМ ALARA...............
Глава 9. ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ К ОРГАНИЗАЦИИ И
ПРОВЕДЕНИЮ РАДИАЦИОННОГО
КОНТРОЛЯ НА АЭС......................................................
9.1. Организация и методическое обеспечение контроля
доз облучения на АЭС...........................................................
9.2. Проведение контроля доз облучения на АЭС ................
9.2.1. Регламент контроля доз внешнего облучения............
9.2.2. Регламент контроля доз внутреннего облучения ......
9.3. Метрологическое обеспечение радиационного
контроля и обработка результатов измерений...................
9.3.1. Оценка доверительных границ при однократном наблюдении..................................................................................
9.3.2. Измерения с многократными наблюдениями ............
Глава 10. МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ И ДОЗИМЕТРИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ .......................................
10.1. Ионизационный метод дозиметрии .................................
10.2. Сцинтилляционный метод дозиметрии ............................
10.3. Фотографический метод дозиметрии ................................
10.4. Полупроводниковый метод дозиметрии .......................
10.5. Люминесцентные методы дозиметрии ...........................
10.6. Методы дозиметрии нейтронов .......................................
10.6.1. Особенности дозиметрии нейтронов на АЭС ...........
10.6.2. Методы дозиметрии на основе эффекта
замедления нейтронов ....................................................
10.6.3. Индивидуальные альбедные дозиметры нейтронов.
10.7. Радиометрические и спектрометрические измерения .........
10.7.1. Радиометрические приборы и измерения .....................
10.7.2. Спектрометрические приборы и измерения.................
4
Глава 11. АППАРАТУРА ДЛЯ РАДИАЦИОННОГО
КОНТРОЛЯ НА АЭС..................................................
11.1. Приборы и комплексы индивидуального дозиметрического контроля с дозиметраминакопителями.....................................................................
11.2. Электронные прямопоказывающие дозиметры для индивидуального контроля ............................................................
11.3. Автоматизированные системы индивидуального дозиметрического контроля................................................................
11.4. Носимые портативные дозиметры и многофункциональные дозиметры-радиометры.............................................
Глава 12. СИСТЕМЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
НА АЭС..........................................................................
Глава 13. ПРАКТИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ РАДИАЦИОННОГО
КОНТРОЛЯ НА АЭС ПРИ ПЛАНИРОВАНИИ И ВЫПОЛНЕНИИ РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ
РАБОТ................................................................................
Инструкция 13.1. Обследование места планируемого проведения радиационно-опасных работ........................................
Инструкция 13.2. Отбор проб воздуха .....................................
Инструкция 13.3. Разведка поверхностного загрязнения .......
Инструкция 13.4. Оперативный контроль внешнего
облучения ..............................................................................
Инструкция 13.5. Индивидуальный контроль
радиоактивного йода в щитовидной железе......................
Инструкция 13.6. Контроль индивидуального
поверхностного загрязнения ..............................................
Инструкция 13.7. Радиометрия общей α- и
β-активности на воздушных фильтрах............................
Инструкция 13.8. Контроль качества радиометра
α-/β-излучений ...............................................................
Инструкция 13.9. Гамма-спектрометрия в лабораторных условиях ......................................................................................
Инструкция 13.10. Контроль качества спектрометра .............
Инструкция 13.11. Статистическая оценка результатов радиационного контроля............................................................
Инструкция 13.12. Расчет активности радионуклида в источнике ..........................................................................................
Инструкция 13.13. Расчет мощности дозы от точечного радионуклидного источника .......................................................
5
Инструкция 13.14. Расчет мощности дозы от линейного радионуклидного источника .......................................................
Инструкция 13.15. Расчет мощности дозы от
радиоактивного пятна........................................................
Инструкция 13.16. Расчет эквивалентной дозы
облучения кожи от поверхностного загрязнения ............
Инструкция 13.17. Оценка ожидаемых доз,
обусловленных ингаляцией радионуклидов...................
ЗАКЛЮЧЕНИЕ..............................................................................
ПРИЛОЖЕНИЕ .............................................................................
КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ..........................................................
ПРИНЯТЫЕ СОКРАЩЕНИЯ .........................................................
ОСНОВНЫЕ УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ.............................
6
ВВЕДЕНИЕ
Радиационный контроль – получение информации о радиационной обстановке на АЭС и в районе ее расположения, радиационных параметрах технологических процессов и дозах облучения
персонала.
Как правило, радиационный контроль на АЭС осуществляет
персонал отдела радиационной безопасности – дозиметристы. Они
непосредственно участвуют в обеспечении радиационной безопасности персонала АЭС. Дозиметристы стоят на самых первых рубежах контроля за соблюдением на АЭС существующих норм радиационной безопасности, и от их готовности принять правильное
решение в нештатных ситуациях, от их профессиональных знаний
зависит здоровье работающих на АЭС людей. Твердое усвоение
всех необходимых дозиметристу теоретических знаний и практических навыков требуется не только для успешного выполнения
должностных обязанностей, но и для того, чтобы принимать активное участие в повышении уровня безопасности и эффективности эксплуатации атомной станции.
Настоящее учебное пособие содержит материалы, относящиеся преимущественно к физическим аспектам радиационной
безопасности и дозиметрии ионизирующего излучения, и предназначено, прежде всего, для дозиметристов АЭС, имеющих
среднее или среднее специальное образование. Оно будет также
полезно при подготовке персонала служб радиационной безопасности других предприятий ядерного топливного цикла и поддержании его квалификации на уровне современных требований.
Пособие, состоящее из тринадцати глав и приложения, отражает минимум знаний, необходимый дозиметристам для осознанного отношения к выполняемой работе.
Главы 1 – 3 содержат базовые сведения из ядерной физики о
строении вещества, радиоактивности, взаимодействии ионизирующего излучения с веществом и формировании дозы излучения.
Глава 4 кратко знакомит с эффектами биологического действия ионизирующего излучения. Описаны основные эффекты излучения, которые при облучении человека большими дозами приводят к сокращению продолжительности жизни. Важное место при
этом уделено «малым дозам излучения» – уровням облучения, при
7
которых не удалось обнаружить связь между облучением и сокращением продолжительности жизни. При отсутствии доказательства существования эффектов малых доз излучения объясняется, почему в основу радиационной безопасности и дозиметрии была положена гипотеза о беспороговом действии ионизирующего излучения на человека.
Глава 5 описывает современную систему дозиметрических величин, которые используются в радиационном нормировании и
контроле. Определение этих величин основано на линейной и беспороговой зависимости эффекта излучения от дозы, поэтому эти
величины предназначены только для оценки тех биологических
эффектов излучения, которые являются беспороговыми. Глава содержит также базовые сведения об основных закономерностях
формирования доз внешнего и внутреннего облучения персонала
АЭС.
Глава 6 знакомит с основными источниками ионизирующего
излучения на АЭС. Большое внимание уделено закономерностям
формирования полей излучения при работающем и остановленном
реакторе, а также факторам радиационной опасности, связанным с
технологическим контуром и защитой реактора.
Глава 7 посвящена основным требованиям Норм радиационной безопасности к условиям труда персонала АЭС.
Глава 8 содержит базовые сведения о требованиях к организации и проведению радиационного контроля на АЭС. Большое
внимание в главе уделено регламентам контроля доз внешнего и
внутреннего облучений персонала АЭС.
Глава 9 посвящена описанию организации радиационноопасных работ на АЭС в соответствии с принципом ALARA. Внедрение на зарубежных АЭС системы управления радиационноопасными работами, основанной на принципе ALARA, позволило
значительно снизить дозы облучения персонала. Использование
этого опыта несомненно будет способствовать снижению необоснованного облучения и оптимизации радиационной защиты персонала АЭС.
Главы 10 – 12 содержат базовые сведения о физических основах
регистрации и дозиметрии ионизирующих излучений, приборах радиационного контроля, применяющихся на отечественных АЭС, а
также структуре и функциях системы радиационного контроля на
АЭС.
8
Глава 13 содержит практические рекомендации по радиационному контролю на АЭС, представленные в виде рабочих инструкций, описывающих последовательность основных действий при
выполнении работ, относящихся к компетенции оперативного персонала отделов радиационной безопасности АЭС. Важными элементами инструкций, предназначенных для формирования у работников сознательного выполнения тех или иных заданий в духе
ALARA, являются сформулированные цели, предостережения и
ограничения для выполнения работы, а также разъяснения относительно отдельных действий. Инструкции сгруппированы в шесть
тематических разделов:
– определение радиационной обстановки в местах проведения
радиационно-опасных работ;
– индивидуальный контроль облучения персонала;
– альфа- и бета-радиометрия;
– гамма-спектрометрия;
– статистическая оценка результатов;
– расчетная оценка доз облучения.
Важным разделом учебного пособия являются контрольные
вопросы, которые сформулированы таким образом, чтобы подчеркнуть наиболее важные положения каждой главы.
Приложение к пособию содержит справочный материал, полезный для повседневной работы персонала отделов радиационной безопасности АЭС.
9
При подготовке настоящего пособия авторы старались учесть
те замечания, которые поступили по предыдущим трем учебным
пособиям1. В частности, высказывалось пожелание упростить изложение отдельных вопросов, например, основ ядерной физики.
Авторам, однако, представляется, что дальнейшее упрощение равносильно снижению научного уровня и строгости изложения. Если
материал пособия кажется сложным для восприятия, то к этому
следует отнестись как к сигналу, указывающему на необходимость
пополнения своих знаний. В этом случае можно воспользоваться
литературой, указанной в примечаниях к отдельным разделам, и
пополнение собственных знаний окажется полезным способом
повышения квалификации, уровень которой должен быть достаточно высоким для грамотного и надежного обеспечения радиационной безопасности.
1
Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П., Ермолина Е.П. Обеспечение радиационного контроля на предприятиях в соответствии с требованиями Норм и Правил радиационной безопасности: Учебное пособие / Под ред. В.А. Кутькова – Обнинск: ИАТЭ, 2001. – 199 с.
Кутьков В.А., Безруков Б.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П., Долженков И.В.,
Лебедев В.Н., Петров В.И. Основные положения и требования нормативных документов в практике обеспечения радиационной безопасности
атомных станций: Учебное пособие / Под ред. В.А. Кутькова,
Б.А. Безрукова – М.: Концерн «Росэнергоатом», ИАТЭ, 2002. – 292 с.
Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций: Учебное пособие / Под ред.
В.А. Кутькова. – Москва – Обнинск: Атомтехэнерго, ИАТЭ, 2003. – 344
с.
10
Глава 1
ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ФИЗИКИ
1.1.Характеристики атомов и их ядер
1.1.1.Структура атомов
Все вещества, существующие в природе, состоят из атомов.
Обычно атом изображают в виде ядра, расположенного в центре
электронного облака, которое представляет собой набор электронных оболочек, состоящих из вращающихся по орбитам электронов (рис. 1.1).
Рис. 1.1. Структура атома гелия 42 He
Атомное ядро – это простейшая структура, которая определяет химические и физические характеристики атомов. Согласно
современным представлениям, ядро представляет собой тесно
связанные между собой нуклоны – протоны (p) и нейтроны (n).
Протоны и нейтроны имеют почти одинаковые массы (нейтрон
немного тяжелее протона), но различаются зарядом.
Протон имеет положительный заряд, равный по величине одному элементарному заряду +1. Нейтрон – нейтральная, не
имеющая заряда частица. Заряд ядра равен сумме зарядов находящихся в нем протонов. В атоме вокруг ядра вращается столько
электронов, сколько протонов содержится в ядре. Электрон –
легкая частица. Его масса в 1836 раз меньше, чем масса протона
или нейтрона, поэтому масса атома целиком определяется массой
его ядра. Электрон представляет собой отрицательно заряженную
11
частицу с элементарным зарядом –1, поэтому атом в целом электрически нейтрален.
Описанная модель атома называется планетарной. В табл. 1.1
показаны обозначения составляющих атом частиц, которые приняты в современной ядерной физике.
Таблица 1.1
Частицы, входящие в состав атомов
Частица
Положение в атоме
Заряд
Обозначение
Нейтрон
Ядро
Нет
1
0
n
Протон
Ядро
+1
1
1
p
Электрон
Оболочка вокруг ядра
–1
0
−1
e
Химические свойства атомов и способность их соединяться
друг с другом, образуя молекулы, зависят от числа электронов в
атоме, от того, как они связаны с ядром, как распределены по
оболочкам.
Принято обозначать число протонов в ядре или число электронов в оболочке атома буквой Z, а число нейтронов – буквой N.
Общее число нуклонов в ядре Z+N называют массовым числом и обозначают буквой А: А = Z+N. На рис. 1.2 показано расположение А, Z и N относительно химического символа элемента
Х в принятом обозначении атомов.
Массовое
число
Химический символ элемента
Зарядовое
число
Число нейтронов
137
137
137
Пример: 55 Cs82 , 55 Cs,
Cs или Cs − 137
Рис. 1.2. Основные символы в обозначении атомов
Заряд ядра, величина которого определяется числом протонов
Z, – основная характеристика атома, определяющая его принадлежность к определенному элементу. Разновидности одного и
12
того же химического элемента, различающиеся количеством нейтронов N в ядре, называются изотопами. Например, у обычного
водорода ядро представляет собой один протон. Если к протону
присоединить один нейтрон, получим ядро тяжелого водорода –
дейтерия, а если присоединить два нейтрона, получим сверхтяжелый водород – тритий (рис. 1.3).
Рис. 1.3. Изотопы водорода
Встречающиеся в природе химические элементы почти всегда
состоят из смеси нескольких изотопов, содержание которых
обычно указывается в процентах, как, например, в табл. 1.2.
Таблица 1.2
Стабильные изотопы свинца
204
82
Pb
82
82
122
% содержания
1.4
206
82
Pb
82
82
124
25.1
207
82
Pb
82
82
125
21.7
208
82
Pb
82
82
123
52.3
Нуклид
Протоны
Электроны
Нейтроны
Ядра некоторых изотопов могут долгое время обладать повышенной внутренней энергией и находиться в метастабильном
состоянии. Ядра, находящиеся в метастабильном состоянии, называют ядерными изомерами. Они имеют такое же число протонов и нейтронов, как и ядро в нормальном состоянии, но обладают дополнительной внутренней энергией. При обозначении изомера к массовому числу добавляют прописную английскую букву
«m», например, изомер 134 Cs обозначают как 134m Cs .
13
Изотопы одного элемента обладают одинаковыми свойствами, которые определяются его положением в периодической системе элементов, принятой на основе периодического закона
Д. И. Менделеева (табл. 1.3).
Таблица 1.3
Периодическая система элементов Д.И. Менделеева
Этот закон устанавливает периодичность изменения строения
электронных оболочек атомов, что обусловливает периодичность
химических свойств элементов. В периодической системе элементов каждому химическому элементу принадлежит номер,
совпадающий с количеством протонов Z в ядре, а атомная масса
указывается с учетом изотопного процентного состава элемента.
Вертикальные колонки периодической таблицы (обозначаются
римской цифрой) содержат элементы со сходным строением
внешних электронных оболочек, что обусловливает сходность их
химических свойств. Например, все элементы VIII группы имеют
полностью заполненные оболочки, поэтому ведут себя как химически инертные вещества. Элементы VII группы – неметаллы,
которые образуют отрицательные ионы с зарядом, равным –1, и
обладают высокой химической активностью. Элементы I группы – щелочные металлы, которые образуют положительные ионы
14
с зарядом, равным +1, и обладают очень высокой химической
реакционной способностью.
1.1.2.Устойчивость атомных ядер
Все ядра можно подразделить на стабильные или устойчивые,
которые могут существовать триллионы лет и более без всяких
изменений, и нестабильные или неустойчивые, которые с течением времени превращаются в другие ядра с испусканием какойлибо частицы. В настоящее время известно 256 стабильных изотопов всех химических элементов и более 2000 искусственно полученных нестабильных изотопов. Изотоп с данными Z и N называют нуклидом, а если изотоп нестабильный, то радионуклидом.
Например, свинец имеет четыре стабильных нуклида (табл. 1.2) и
двадцать радионуклидов. Некоторые элементы имеют только по
одному стабильному изотопу, например, бериллий, натрий, алюминий, марганец, йод и некоторые другие, а такие элементы как
кадмий, теллур – по восемь, олово – десять.
Если все известные нуклиды поместить в одну таблицу, в каждой клеточке которой разместить по одному нуклиду таким образом, чтобы номер соответствующего столбца был равен нейтронному числу N, а номер строки – протонному числу Z, мы получим таблицу нуклидов. Начальный участок такой таблицы
представлен на рис. 1.4. Все стабильные нуклиды располагаются
в такой таблице вдоль сравнительно узкой полосы, именуемой
дорожкой стабильности, как показано на рис. 1.5.
В табл. 1.4 приведена одна строка таблицы нуклидов, принадлежащая цезию. Цезий имеет один стабильный изотоп 133
55 Cs .
2
В таблице представлены восемь изотопов, обедненных нейтронами, и семь, обогащенных нейтронами по сравнению со стабильным изотопом.
2
Данные из Публикации 38 МКРЗ. Схемы распада радионуклидов.
Энергия и интенсивность излучения. Энергоатомиздат, 1987.
15
Рис. 1.4. Начальный участок таблицы нуклидов
Рис. 1.5. Протонно-нейтронное отношение в ядрах
В оболочках легких нуклидов в стабильных ядрах число протонов и число нейтронов почти одинаково, т.е. Z ≈ N. Начиная с
А > 40, как правило, N > Z. Необходимо подчеркнуть, что все ядра с Z > 83 (после висмута) нестабильны, кроме того ядра с Z = 43
(технеций) и Z = 61 (прометий) также не имеют ни одного стабильного изотопа. При А = 209 ( 209
83 Bi ) дорожка стабильности
16
заканчивается, что на рис. 1.5 обозначено как область с долгоживущими нуклидами.
Таблица 1.4
Стабильный и радиоактивные изотопы цезия
Протоны
Нейтроны
Т1/2
125
Cs
Cs
127
Cs
128
Cs
129
Cs
130
Cs
131
Cs
132
Cs
55
70
45 мин
Тип
распада
ЭЗ, β+
126
55
71
1.64 мин
ЭЗ, β+
55
72
6.25 ч
ЭЗ, β+
55
73
3.9 мин
ЭЗ, β+
55
74
32.06 ч
ЭЗ, β+
55
75
29.9 мин
55
76
9.69 сут
ЭЗ, β+
ЭЗ
55
77
6.475 сут
133
55
78
Стабильный
ЭЗ, β+,
β–
Нет
134 m
55
79
2.90 ч
ИП
55
79
2.062 лет
55
80
53 мин
ЭЗ, β–
ИП
55
80
2.36 г
β–
55
81
13.1 сут
β–
55
82
30.0 лет
β–
55
83
32.2 мин
β–
Изотоп
Сs
Cs
134
Cs
135 m
Cs
135
Cs
136
Cs
137
Cs
138
Cs
1.1.3.Радиоактивный распад и его закономерности
Радиоактивный источник не может существовать вечно. Число ядер радионуклидов в нем постоянно уменьшается за счет их
спонтанного превращения. Явление спонтанных превращений
нестабильных ядер с испусканием частиц называется радиоактивным распадом. Слово «спонтанный» означает, что распад каждого ядра происходит абсолютно непредсказуемо – он может
произойти и через мгновение, и через миллионы лет.
Радионуклид, претерпевающий спонтанное превращение,
именуют «материнским», а новый нуклид, возникающий в ре17
зультате такого превращения, – «дочерним». Если дочерний радионуклид не является стабильным, то в результате его превращения возникает нуклид следующего поколения («внучатый») и
т.д. Цепочка радионуклидов, связанных «родственными» узами,
называют радиоактивным «семейством».
В результате радиоактивного распада число ядер материнского радионуклида постоянно уменьшается, а число ядер дочернего
радионуклида (если он стабилен) увеличивается. Это превращение подчинено закону сохранения числа ядер, который можно
сформулировать следующим образом: «суммарное число ядер –
членов радиоактивного семейства является постоянной величиной». Этот закон иллюстрирует рис. 1.6.
Рис. 1.6. Сохранение числа ядер в радиоактивном семействе
Обычно в образцах и пробах, приготовленных для измерений,
в специальных источниках для градуировки приборов ядер радиоактивного нуклида очень много, поэтому можно полагать, что
в любой, даже очень маленький интервал времени в источнике
будут происходить распады, и уменьшение числа ядер в источнике будет происходить постепенно и непрерывно. Промежуток
времени, в течение которого распадаются 50% ядер материнского
радионуклида, называют периодом полураспада и обозначают
как Т1/2. Ядра радионуклида претерпевают превращения независимо друг от друга. Если начать наблюдение за радиоактивным
источником в момент времени t0, то в момент времени t0+Т1/2 в
источнике останется 1/2 от числа ядер материнского радионуклида, зарегистрированных в начале наблюдения. В момент времени
t0+Т1/2+Т1/2 в источнике останется тоже 1/2, но уже от числа ядер,
зарегистрированных в момент t0+Т1/2, или 1/2⋅(1/2) = 1/4 от числа
ядер материнского радионуклида, зарегистрированных в начале
наблюдения и т.д. Этот закон радиоактивного распада иллюстрирует рис. 1.7.
18
Рис. 1.7. Изменение количества радиоактивных ядер
нуклида в источнике
Количественной характеристикой радиоактивности вещества,
содержащего радионуклиды (или радиоактивного источника),
является величина активности А, которая определяется как среднее число спонтанных превращений ядер в объекте, которое происходит в течение единицы времени:
A=
dN
,
dt
(1.1)
где dN – среднее число спонтанных преобразований ядер из данного энергетического состояния за промежуток времени dt . Единица
активности носит специальное наименование беккерель (Бк). 1 Бк
соответствует одному спонтанному преобразованию ядра в источнике в секунду. Ранее в качестве единицы активности использовали
активность 1 грамма природного радионуклида 226Ra. Эта единица
получила название кюри (Kи): 1 Kи=3.7⋅1010 Бк. В настоящее время
использовать эту единицу активности не рекомендуется.
Активность радионуклидного источника отражает скорость происходящих в нем ядерных превращений в данный момент времени. Ее величина пропорциональна числу радиоактивных ядер
N(t), находящихся в источнике в момент времени t:
(1.2)
A(t ) = λ ⋅ N (t ) ,
где λ – коэффициент пропорциональности, называемый постоянной распада и имеющий размерность с-1.
19
Постоянная распада равна вероятности распада ядра в течение одной секунды и связана с периодом полураспада T1/2 соотношением
(1.3)
λ = ln(2) / T1 / 2 = 0.693 / T1 / 2 .
Учитывая (1.1) – (1.3), закон радиоактивного распада, определяющий N(t) как функцию времени, можно записать в виде
простой формулы
(1.4)
N (t ) = N 0 ⋅ exp(− λ ⋅ t ) ,
где N0 – начальное число радиоактивных ядер в источнике.
В справочной литературе по радиоактивным нуклидам традиционно приводится период полураспада, а не λ, причем период
полураспада приводится в с, мин, ч, сут, годах, поэтому в (1.3)
необходимо перевести T1/2 в секунды. Периоды полураспада радионуклидов могут различаться на много порядков величины,
например, T1/2(238U) = 4.5⋅109 лет, T1/2(212Po) = 3⋅10-7 с.
В практике радиационной защиты широко используются производные количественные характеристики радиоактивного материала, содержащего активность A. Если активность равномерно
распределена по объему материала V, то его радиоактивность характеризуют объемной активностью
(1.5)
A
AV = .
V
Если активность равномерно распределена по массе материала m,
то его радиоактивность характеризуют удельной (массовой)
активностью
(1.6)
A
.
Am =
m
Если активность распределена только по поверхности материала
S, то его характеризуют величиной поверхностной активности
(1.7)
A
AS = .
S
20
1.2.Ядерные превращения
1.2.1.Превращение элементов при радиоактивном
распаде
При радиоактивном распаде изменяются и зарядовое число Z,
и массовое число А ядра (рис. 1.8). В настоящее время видами
радиоактивного распада считают α-распад с испусканием
α-частиц или ядер гелия 42 He ; бета-минус-распад с испусканием
0
−1
e (β–-частицы) и еще одной частицы – антинейтрино
~
ν ; бета-плюс-распад с испусканием позитрона3 01 e (β+-частицы)
и нейтрино ν ; электронный захват или ЭЗ, когда ядро захватыва-
электрона
ет электрон собственной электронной оболочки атома и испускает нейтрино ν ; и последний вид распада – спонтанное деление.
Большинство видов распада сопровождается электромагнитным
фотонным излучением, которое называется гамма-излучением
(γ-кванты).
Еще одним видом ядерного превращения является изомерный
переход (ИП) ядра из метастабильного энергетического состояния в нормальное. При изомерном переходе энергия возбуждения
ядерного изомера излучается в виде γ-кванта.
Если изобразить преобразование ядер при различных видах
распада в координатах (Z,N) таблицы нуклидов, то получим схему ядерных превращений, представленную на рис. 1.8. Ядерное
превращение приводит к «перемещению» ядра из одной клетки,
удаленной от области стабильности, в сторону клетки, расположенной ближе к этой области. При этом нейтронно-дефицитные
ядра претерпевают β+-распад или ЭЗ. В ряде случаев такие ядра
могут претерпевать и α-распад. Нейтронно-избыточные ядра, как
правило, претерпевают β–-распад. Иллюстрацией этой закономерности служат данные о типах распада изотопов цезия, приведенные в табл. 1.4. Очень часто ядра, находящиеся рядом с областью стабильности (132Cs и 134Cs в табл. 1.4), могут претерпевать
различные превращения (β+, ЭЗ и β–).
3
Частица со свойствами, аналогичными свойствам электрона, но положительно заряженная и являющаяся античастицей по отношению к нему.
21
Рис. 1.8. Преобразование ядра при различных видах распада
Цепочки радиоактивных распадов могут быть элементарными,
простыми и сложными. Элементарные цепочки содержат только
материнский радионуклид и один стабильный дочерний. В простых цепочках распад материнского радионуклида приводит к образованию одного дочернего радионуклида и т.д.; при этом распад
каждого члена такого радиоактивного семейства всегда приводит к
возникновению только одного дочернего нуклида. Сложные цепочки распадов представляют собой ветвящиеся структуры. Они
возникают, когда в результате распада отдельных радионуклидов в
цепи могут образовываться два или три различных нуклида. На
рис. 1.9 показаны примеры таких цепочек распада.
Рис. 1.9. Примеры цепочек распада радионуклидов
(в квадратных скобках стабильный нуклид)
22
Цепочка распадов тянется до тех пор, пока в результате ядерных превращения не возникнет стабильный нуклид. При распаде
тяжелых элементов, находящихся далеко от области стабильности, возникают цепочки распадов (радиоактивные семейства) с
большим числом радионуклидов. Например, сложная цепочка
распадов, порожденная ядерным превращением радиоактивного
природного изотопа урана, 238U, заканчивается образованием стабильного 206Pb и содержит 18 радиоактивных потомков.
1.2.2.Гамма-излучение ядер
Радиоактивный распад часто сопровождается γ-излучением.
Гамма-излучение – это электромагнитное излучение, подобное
радиоволнам, световому и тепловому излучениям. Все эти излучения различаются длиной волны. Уменьшение длины волны качественно изменяет характер их распространения в пространстве.
Чем короче длина волны, тем больше проявляются корпускулярные свойства, и электромагнитное излучение превращается в поток фотонов. Гамма-кванты имеют энергию от ~1 кэВ до десятков
МэВ. Термин «фотон» может применяться для обозначения квантов любого электромагнитного излучения – от теплового (инфракрасного) до ядерного, а термин «гамма-квант» имеет более узкое
значение – так называют фотоны, возникающие вследствие ядерных превращений.
Система, состоящая из микрочастиц (атом и атомное ядро),
обладает внутренней энергией. При этом она может находиться
только в состояниях с дискретными, вполне определенными значениями энергии. Такие значения энергии называются энергетическими уровнями и обозначаются как показано на рис. 1.10. В
состояниях, лежащих между энергетическими уровнями, данная
система находиться не может. Самый нижний уровень называется основным, ему приписывается значение внутренней энергии,
равное нулю, а остальные уровни энергии называются возбужденными и обозначаются в порядке возрастания соответствующими номерами. Обычно ядра находятся в основном состоянии,
но если по какой-то причине ядро оказалось в одном из возбужденных состояний, то после некоторого времени пребывания в
нем оно может перейти на один из более низко лежащих уровней,
как показано на рис. 1.10 стрелками. При таком переходе испус-
23
кается γ-квант, который имеет энергию, равную разности энергий
соответствующих уровней возбуждения.
Рис. 1.10. Пример изображения структуры возбужденных
состояний ядра и разрешенных переходов между ними
Расположение уровней и их параметры сугубо индивидуальны
для каждого нуклида. Обычно времена жизни ядер в возбужденном состоянии очень малы, порядка 10-10 – 10-12 с и менее, однако
бывают и долгоживущие возбужденные состояния с временем
жизни на много порядков больше обычного. Такие долгоживущие
состояния называются метастабильными, и соответствующие ядра
называют ядерными изомерами, о чем уже упоминалось ранее.
При радиоактивном распаде дочернее ядро может оказаться в
возбужденном или метастабильном состоянии. В таком случае
помимо заряженной частицы испускается один или несколько
γ-квантов с характерными интенсивностями и энергиями. Подобный набор называется γ-спектром и для многих радионуклидов
может служить «паспортом», по которому можно идентифицировать радионуклид и определить его активность.
24
1.2.3.Виды ядерных превращений
В общем виде процесс радиоактивного распада можно изобразить, схематически указав процессы, происходящие с ядром и
вылетающими частицами, так, как показано на рис. 1.11.
β−
γ
137
137 m
137
Cs
⎯
⎯→
⎯→
55
56 Ba ⎯
56 Ba
Рис. 1.11. Пример изображения цепочки радиоактивного
распада и вылетающих из ядер частиц
Исходное ядро 137Cs, испытывая β-распад с периодом полу~
распада 30 лет, испускает электрон 01 e и антинейтрино ν , превращаясь в ядро 137mBa. Такое ядро находится в метастабильном
состоянии и с периодом полураспада 2.55 мин претерпевает изомерный переход (ИП), испускает γ-квант и превращается в ядро
137
Ba. Но и в этом случае картина еще не будет полной. Метастабильное состояние 137mBa может быть ликвидировано не испусканием γ-кванта, как это показано на рис. 1.11, а передачей энергии
возбуждения ядра одному из электронов атомной оболочки. Вероятность такого процесса около 10%. Он называется внутренней
конверсией и не приводит к изменению Z и N материнского ядра;
электрон, вылетающий при этом из атома, называется конверсионным электроном.
На рис. 1.12 показана схема α-распада. Примером такого пре235
4
вращения является распад 239Pu: 239
94 Pu → 92 U + 2 He + Q α .
25
Рис. 1.12. Схема α-распада
Для легких ядер с A < 140 α-распад невозможен. Ядра с
140 < A < 208 теоретически могут претерпевать α-распад, однако
вероятность такого типа ядерного превращения крайне мала.
Имеется только около 20 α-радиоактивных нуклидов редкоземельных элементов из этой области значений массовых чисел.
Для тяжелых ядер с А > 208 α-распад является весьма вероятным
процессом. Известно более 200 α-радиоактивных ядер, расположенных в периодической системе элементов, в основном, за Pb.
Периоды полураспада для α-излучающих ядер составляют от
3·10-7 с до 1015 лет, при этом энергии α-частиц обычно находятся
в интервале от 9 до 4 МэВ.
Другой вид распада – β-распад ядра. Существует три вида
β-распада: электронный или β–-распад, позитронный или β+-распад
и электронный захват (ЭЗ). На рис. 1.13 – 1.15 приведены схематические изображения указанных процессов. Во всех видах β-распада
из ядра вылетает еще одна частица – нейтрино ν при β+-распаде и
~
электронном захвате и антинейтрино ν при β–-распаде. Нейтрино
практически не обладает массой (как минимум в 16000 раз легче
электрона), поэтому в неравенстве, определяющем устойчивость по
отношению к β-распаду, эту массу не учитывают. При всех разновидностях β-распада массовое число ядра А сохраняется, а зарядовое число изменяется на единицу; при этом происходит превращение нуклонов в ядре – протонов в нейтроны и нейтронов в протоны:
1
0
n → 11 p + −01 e + ~
ν при β–-распаде;
1
1
p → 01 n + +01 e + ν при β+-распаде;
1
1
p + −01 e → 01 n + ν при электронном захвате.
26
β−
137
137m
0
0~
55 Cs ⎯⎯→ 56 Ba + −1 e + 0 ν
–
+ Qβ
Рис. 1.13. Схема β -распада
β+
18
18
0
0
9 F ⎯⎯→ 8 O + +1 e + 0 ν
+
+ Qβ
Рис. 1.14. Схема β -распада
ЭЗ
133
0
133
0
56 Ba + −1 e ⎯⎯→ 55 Cs + 0 ν
+Q
Рис. 1.15. Схема захвата электрона из собственной
оболочки атома
27
Следует отметить еще один вид распада ядер – спонтанное
деление. Такое ядерное превращение характерно для тяжелых
ядер и конкурирует с α-распадом. Например, для ядер 238U вероятность спонтанного деления почти в 2·106 раз меньше, чем вероятность α-распада. При спонтанном делении тяжелое ядро разваливается на два примерно равных по массе осколка. При этом
практически сразу, с опозданием не более 10-14 с, обычно вылетают от 2 до 4 нейтронов, которые называют «мгновенными».
Рис. 1.16. Спонтанное деление ядер
Спонтанное деление наблюдается только у тяжелых ядер с
N > Z. В результате получаются ядра (осколки) из середины таблицы нуклидов, где область стабильности характеризуется значениями N, близкими к Z. Как правило, такие осколки оказываются
перегружены нейтронами и будут испытывать β–-распад. Кроме
того, осколки деления рождаются в сильно возбужденном состоянии, и снятие их возбуждения сопровождается «мгновенным» γ-излучением.
Хотя превращения ядер, как правило, сопровождаются испусканием частиц или фотонов, лишь в частных случаях число испускаемых частиц совпадает с числом распадающихся ядер (например, для радионуклидов 3H, 90Sr). Примером, когда число испускаемых частиц не совпадает с числом распадающихся ядер,
служит распад нуклида 64
. При ядерном превращении 37.2%
29 Cu
–
ядер 64
29 Cu претерпевают β -распад, в результате чего образуется
стабильный 64Zn; а 44.9% – электронный захват (ЭЗ) и 17.9% –
β+-распад, в результате чего образуется стабильный 64Ni. В этом
случае на 1 Бк приходится 0.55 β-частиц (0.37 + 0.18 = 0.55) в 1 с.
28
Таким образом, справедливо лишь выражение «активность
столько-то беккерелей», а выражения «α- или β-активность
столько-то беккерелей» не являются строгими, хотя они и широко распространены на практике. Обычно, когда говорят
«α-активность или β-активность нуклида равна 1 Бк», имеют в
виду истинную активность данного радионуклида, определенную
по результатам измерения α- или β-излучения с учетом схемы
распада этого радионуклида, позволяющей связать число испускаемых частиц с числом распадающихся ядер.
Также необходимо учитывать радиоактивность дочерних радионуклидов в цепочках распада. Например, следует иметь в виду,
что на 1 распад мягкого β-излучателя 106Ru приходится 1 распад
его дочернего 106Rh, который является жестким β-излучателем и
излучение которого обладает достаточно высокой проникающей
способностью. Интересным примером является цепочка 137Cs: этот
радионуклид является чистым β-излучателем, что определяет его
дозиметрические характеристики при попадании внутрь организма; его дочерний 137mBa превращается в стабильный 137Ba путем
изомерного перехода и испускает при этом γ-кванты, что определяет дозиметрические характеристики 137Cs как источника внешнего излучения.
1.2.4.Энергии продуктов распада ядер
При превращении ядер продукты распада (дочерние ядра,
частицы и фотоны) имеют различные распределения по энергиям.
Эти распределения зависят от вида распада. Энергетическим
спектром частиц типа R называется распределение этих частиц по
энергии
nR ( E ) =
dN R ( E )
,
dE
(1.8)
где dN R (E ) – число частиц определенного типа, возникающих
при одном распаде, с энергией в интервале от E до E+dE.
При α-распаде энергия и импульс распределяются между
двумя частицами, причем оставшееся дочернее ядро может оказаться как в основном, так и в возбужденном состоянии. Возбужденные состояния характеризуются определенными значениями
энергии возбуждения, поэтому для каждого состояния α-спектр
будет представлен набором точных значений энергии, которые
29
можно изобразить в виде вертикальных линий, длина которых
пропорциональна вероятности распада в то или иное состояние
дочернего ядра. На рис. 1.17,а) показан спектр α-излучения при
распаде из основного состояния материнского ядра в основное
состояние дочернего. На рис. 1.17,б) представлен типичный
спектр, когда дочернее ядро может оказаться в нескольких возбужденных состояниях.
Рис. 1.17. Спектры α-частиц, возникающих при α-распаде ядер
Особенностью β-распада является то, что при таком ядерном
превращении образуются β-частица и нейтрино. Энергия, выделяющаяся при распаде, распределяется между ними, что обусловливает непрерывность спектра β-частиц в диапазоне от нуля
до граничной энергии, почти равной энергии распада в основное
состояние дочернего ядра. При β-распаде дочернее ядро также
может оказаться и в основном, и в возбужденном состоянии.
Энергетическое состояние дочернего ядра вместе с другими
ядерными параметрами материнского и дочернего ядер определяют форму β-спектра. На рис. 1.18 изображена форма так называемого «разрешенного» β-спектра. Для большинства радионуклидов β-спектры являются разрешенными. Средняя энергия частиц с такими спектрами равна 1/3 величины граничной энергии.
30
Рис. 1.18. Общий вид спектра β-частиц (электронов или
позитронов), возникающих при β-распаде
Дочернее ядро при α-распаде или при β-распаде может оказаться в возбужденном состоянии. Такое ядро переходит с уровня
на уровень, пока не достигнет основного уровня, который характеризуется нулевым значением энергии возбуждения. Переходы
между различными энергетическими состояниями ядра приводят
к излучению γ-квантов с энергетическим спектром, общий вид
которого представлен на рис. 1.19. Спектр линейчатый, поэтому
часто используют термин «гамма-линия» с соответствующей
энергией и интенсивностью.
Рис. 1.19. Спектр γ-излучения, сопровождающего распад ядер
31
Глава 2
ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
С ВЕЩЕСТВОМ
2.1.Передача энергии излучения веществу
Ионизирующим называют излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к ионизации атомов и молекул, т.е. к
возникновению в облученном веществе ионов разных знаков.
Ионизация атомов и молекул является основным процессом
передачи энергии излучения веществу. Этот сложный процесс
можно разделить на две составляющие:
– распространение первичного излучения от источника в интересующую нас точку в веществе;
– передача энергии излучения веществу в этой точке.
Как правило, эти процессы имеют существенно различающиеся пространственные масштабы. Распространение первичного излучения осуществляется на значительные расстояния от источника. К примеру, нейтроны и γ-кванты распространяются на
метры даже в плотной среде, а в воздухе – на сотни метров. Передача энергии излучения осуществляется в пределах длин пробегов заряженных частиц в веществе. Максимальные длины пробегов заряженных частиц в биологической ткани, как правило, не
превышают десятых долей миллиметра.
Распространяясь в среде, поток частиц или квантов создает
поле ионизирующего излучения. Если взаимодействие излучения
со средой отсутствует (излучение распространяется в вакууме)
или оно мало (фотоны распространяются в воздухе), то траектории движения частиц и квантов в среде можно представить прямыми линиями.
Взаимодействие излучения с веществом приводит к изменению
поля излучения – к рассеянию излучения и его поглощению, как это
представлено на рис. 2.1. Эти изменения зависят от вероятности
взаимодействия излучения с веществом (сечения взаимодействия).
32
а)
б)
в)
Рис. 2.1. Поле ионизирующего излучения:
а) – поле нейтронов и фотонов в вакууме; б) – рассеяние
фотонов и в) – нейтронов при прохождении через слой свинца одинаковой толщины
Например, фотоны достаточно свободно проходят через слой воды толщиной в несколько сантиметров, но в значительной степени будут рассеиваться и поглощаться свинцом. Нейтроны, наоборот, значительно рассеиваются при взаимодействии с водородом
воды и мало взаимодействуют со свинцом. Поле ионизирующего
излучения характеризуют рядом параметров:
– видом излучения;
– направлением распространения излучения;
– энергией излучения;
– флюенсом излучения.
Для целей дозиметрии излучения делятся на две группы. К
первой группе относятся излучения, состоящие из заряженных
частиц – электронов, протонов, α-частиц и др., которые непосредственно ионизируют атомы и молекулы при прохождении
через вещество. Ко второй группе относятся нейтроны и фотоны,
которые непосредственно атомы и молекулы вещества не ионизируют. Взаимодействуя с веществом, эти излучения порождают
вторичные заряженные частицы, передавая им часть своей энергии. Взаимодействие этих вторичных частиц с веществом и приводит к его ионизации. Таким образом, различают два вида ионизирующего излучения:
– непосредственно ионизирующее – излучение, состоящее из
заряженных частиц, способных ионизировать среду;
33
– косвенно ионизирующее – излучение, состоящее из незаряженных частиц, способных создавать непосредственно ионизирующее излучение и (или) вызывать ядерные превращения.
Направленность излучения в ряде случаев сильно влияет на
дозиметрические характеристики излучения. Обычно выделяют
несколько основных типов направленности излучения:
– поле точечного изотропного источника – излучение, в поле
которого частицы и фотоны распространяются из одной точки по
всем возможным направлениям с одинаковой вероятностью;
– мононаправленное – излучение, в поле которого все частицы и фотоны распространяются в одном направлении, образуя
плоскопараллельный пучок излучения;
– изотропное – излучение, в поле которого любые направления
распространения частиц и фотонов являются равновероятными.
В вакууме поле излучения радионуклидного источника имеет
вид поля точечного изотропного источника. Это утверждение
справедливо, когда расстояние между источником и приемником
излучения многократно превосходит линейные размеры источника. По мере увеличения расстояния от источника его поле излучения в вакууме переходит в мононаправленное. При распространении излучения в рассеивающей среде, например, в теле
человека, целесообразно рассматривать его состоящим из двух
компонент. Первая – нерассеянное первичное излучение, которое
распространяется подобно тому, как излучение источника распространяется в вакууме, с той лишь разницей, что эта компонента истощается вследствие взаимодействия первичного излучения
с веществом. Испытавшие взаимодействие с веществом частицы
и фотоны образуют компоненту рассеянного первичного излучения. По мере удаления от источника вклад этой компоненты растет; при этом в результате многократных актов рассеяния это излучение становится изотропным.
Энергия ионизирующего излучения изменяется в широких
пределах. Снизу она ограничивается способностью частиц или
фотонов вызвать ионизацию атомов или молекул вещества, а
сверху – физическими явлениями, которые приводят к возникновению излучения.
Важнейшей количественной характеристикой поля излучения
является флюенс частиц и фотонов. Эта величина определяется
следующим образом. Поместим в поле излучения абсолютно прозрачную пробную сферу с площадью сечения, равной dS. Под34
считаем число dN частиц или фотонов, которые пересекут поверхность и попадут вовнутрь сферы. Флюенс частиц или фотонов определяется как отношение числа проникших в сферу частиц dN к площади поперечного сечения сферы dS:
Φ=
dN
.
dS
(2.1)
dΦ
.
dt
(2.2)
Единица величины флюенса – част./см2.
Флюенс является интегральной характеристикой поля ионизирующего излучения. Его величина напрямую связана со временем, в течение которого определяется число частиц, проникающих в пробную сферу. Для описания изменения поля излучения
во времени используют плотность потока частиц или фотонов
(мощность флюенса), которая определяется как отношение величины приращения флюенса dФ за некоторый промежуток времени dt к длительности этого промежутка:
φ=
Единица величины плотности потока частиц или фотонов –
част./(см2⋅с).
2.2.Взаимодействие гамма-квантов с веществом
Взаимодействие γ-кванта с веществом является редким
событием, что обусловливает распространение γ-излучения
на значительные расстояния. В точке каждого такого взаимодействия рождаются вторичные быстрые заряженные
частицы (электрон или пара электрон + позитрон), которым
первичное излучение передает часть своей энергии. Вторичные заряженные частицы распространяются в локальной
области вокруг точки первичного взаимодействия, передавая свою энергию веществу в актах ионизации и возбуждения. Вся ионизация, связанная с передачей энергии γквантов веществу, происходит под действием этих вторичных частиц; сами фотоны при этом выступают в роли косвенно ионизирующего излучения.
Основные процессы взаимодействия γ-излучения с веществом – это фотоэлектрическое поглощение, комптоновское рассеяние и образование электрон-позитронных пар.
35
Фотоэлектрическое поглощение. При взаимодействии γ-кванта
с одним из электронов внутренних, наиболее сильно связанных с
ядром, оболочек вся энергия может быть затрачена на вырывание
электрона и сообщение ему кинетической энергии. При этом исходный фотон (γ-квант) исчезает. Если энергия γ-кванта Еγ, то электрон
будет иметь кинетическую энергию
E e = E γ − E св ,
(2.3)
где Есв – энергия связи электрона в атоме.
Вакантное место на внутренней оболочке замещается электронами внешних оболочек и сопровождается характеристическим излучением или испусканием электронов Оже (рис. 2.2).
Таким образом, при фотопоглощении образуется одна или несколько непосредственно ионизирующих частиц – электронов.
Рис. 2.2. Фотопоглощение и сопутствующее излучение
Комптоновское рассеяние. Гамма-квант может взаимодействовать и с внешними слабо связанными в атоме, и со свободными
электронами в веществе. При этом фотон исчезнуть не может, он
рассеивается на некоторый угол (рис. 2.3) и изменяет свою энергию,
а электрон приобретает энергию и производит дальнейшую ионизацию вещества. Гамма-квант может рассеяться на любой угол; в зависимости от этого угла будет и его энергия рассеяния Eγ′ , и энергия электрона Ее, однако вся энергия γ-кванта передана электрону
быть не может.
36
Рис. 2.3. Комптоновское рассеяние фотона
Эффект рождения электрон-позитронных пар. В очень
сильном электрическом поле вблизи ядра атома энергия может
превращаться в массу в соответствии с законом сохранения массы и энергии, который отражает уравнение специальной теории
относительности
(2.4)
E = mc 2 .
Гамма-квант исчезает, и рождаются две материальные частицы:
электрон и позитрон (рис. 2.4). Кинетические энергии рожденных
электрона E e − и позитрона E e + связаны с энергией γ-кванта Еγ
соотношением
Ee− + Ee+ = Eγ − 2me c 2 .
(2.5)
Рис. 2.4. Образование пары электрон-позитрон в поле ядра атома
Для электрона и позитрона значение mec2 составляет 0.511 МэВ,
поэтому пара может возникнуть только тогда, когда энергия Еγ больше 1.022 МэВ. И электроны, и позитроны, проходя через вещество,
производят ионизацию и возбуждение атомов и молекул. Замедлившийся позитрон взаимодействует с каким-либо электроном, и они
аннигилируют; при этом происходит обратное превращение массы в
энергию:
e + + e − → 2γ .
(2.6)
37
В точке аннигиляции рождаются два разлетающихся в противоположные стороны γ-кванта с энергией по 0.511 МэВ каждый.
В особых условиях взаимодействие γ-кванта с атомным ядром
может вызвать ядерную реакцию и привести к выбиванию нейтрона. Такая реакция называется фотоядерной, а рождающийся в
ней нейтрон – фотонейтроном. Фотоядерная реакция возможна,
когда энергия γ-кванта больше энергии связи нейтрона в ядре.
Схема фотоядерной реакции
A
A −1
(2.7)
Z X + γ→ Z X + n + Q .
Примером фотоядерной реакции служит реакция на тяжелом
изотопе водорода – дейтерии 21 H( γ,n )11 H , которая возможна для
фотонов с энергией более 2.25 МэВ.
2.3.Взаимодействие нейтронов с веществом
У нейтронов нет электрического заряда, и они никак не взаимодействуют с электронными оболочками атомов. Важную роль
во взаимодействии нейтронов с веществом играют ядерные реакции. При ядерных реакциях в ядро попадает одна частица, а вылетает другая или несколько частиц, и исходное ядро превращается в другое или несколько других. Простую ядерную реакцию
можно записать в виде схемы
A1
a1
A2
a2
(2.8)
Z1 X + z1 x → Z 2 X + z 2 x + Q ,
где
A1
Z1
X – исходное ядро, а
фотон;
A2
Z2
a1
z1
x – взаимодействующая частица или
X – конечное ядро, а az22 x – вылетающая частица или квант;
Q – энергия продуктов реакции. В ядерных реакциях выполняются
законы сохранения массы и заряда:
А1+а1 = А2+а2;
(2.9)
Z1+z1 = Z2+z2.
Удобнее всего ядерные реакции классифицировать по типам
вызывающих ядерную реакцию частиц и рождающихся частиц, а
обозначать в сокращенном виде: (α,n), (n,α), (p,n), (n,2n), (γ,n),
(n,γ), (n,f) (f обозначает деление ядра) и т.д.
Передача энергии нейтронов биологической ткани происходит, главным образом, за счёт взаимодействия с веществом вторичных тяжелых заряженных частиц и фотонов, возникающих в
результате упругого и неупругого рассеяния нейтронов на ядрах
38
легких элементов (водорода, углерода, кислорода и азота), составляющих биологическую ткань. К этим «переносчикам энергии» относятся
• протоны отдачи;
• тяжелые ядра отдачи;
• продукты ядерных реакций (n,α), (n,p);
• фотоны, возникающие при радиационном захвате –
(n,γ)-реакции.
Нейтронное излучение условно разделяют на энергетические
диапазоны, выделяя при этом
– быстрые нейтроны – нейтроны с энергиями более 100 кэВ;
– медленные нейтроны – нейтроны с энергиями от 0.5 эВ
до 100 кэВ;
– тепловые нейтроны – нейтроны, находящиеся в термодинамическом равновесии с рассеивающими атомами вещества и имеющие энергию от 0.5 до 0.005 эВ. Наиболее вероятная энергия таких
нейтронов при комнатной температуре равна 0.025 эВ.
Быстрые нейтроны испытывают, в основном, упругое рассеяние; при этом ядру может быть передана кинетическая энергия от
нуля до максимальной
4mM
,
E max = En
(2.10)
( M + m) 2
где m – масса нейтрона, En – его энергия, М – масса ядра атома. Например, при столкновении с ядром атома водорода – протоном
Emax = Еn, а при столкновении с ядром атома кислорода Emax = 0.22⋅Еn.
Если энергия нейтрона, например, 1 МэВ, то ядру атома кислорода
может быть передана энергия 0.22 МэВ. При такой энергии тяжелое
ядро атома начинает быстро двигаться в веществе. При этом атом в
целом теряет электроны и становится положительно заряженным ионом. При движении через вещество такой ион производит ионизацию
и возбуждение встречных атомов. Ядра, возникающие при рассеянии
нейтронов, называются ядрами отдачи, а протоны (ядра водорода) –
протонами отдачи.
Под действием быстрых нейтронов в биологической ткани могут
происходить и ядерные реакции. Наиболее существенная с точки зрения последующей ионизации вещества реакция 147 N(n, p)146 C + Q ,
где Q = 0.626 МэВ – энергия, выделяющаяся в реакции и превращающаяся в кинетическую энергию протона и ядра 14С.
39
При взаимодействии тепловых и медленных нейтронов с биологической тканью значительную роль играет реакция захвата
нейтрона ядром водорода 11 H(n, γ) 21 H ; при этом образуется ядро
тяжелого водорода – дейтерия. Гамма-квант имеет энергию
2.25 МэВ и в дальнейшем может взаимодействовать с веществом,
как было описано ранее.
Нейтроны не могут непосредственно производить ионизацию
атомов вещества. Их взаимодействие с ядрами определяет распространение нейтронов в веществе. Продукты такого взаимодействия – заряженные частицы. Производимая ими ионизация
атомов и молекул является главным процессом, с помощью которого энергия нейтронного излучения передается веществу.
2.4.Взаимодействие заряженных частиц с веществом
Для того, чтобы понять как происходит прямая ионизация атомов и
молекул вещества любыми заряженными частицами, обратимся к модели атома.
В нормальном, невозбужденном состоянии электроны
движутся вокруг ядра по стационарным орбитам. Если орбиту изобразить окружностью, то это будет выглядеть, как показано на рис. 2.5. Когда атом получает дополнительную энергию, например, при взаимодействии с заряженной частицей, этому новому возбужденному состоянию
соответствует переход электрона с его стационарной орбиты на более
«высокую», т.е. более удаленную от ядра.
Чем ближе электрон к ядру, тем сильнее он связан с ядром и, наоборот, чем он удаленнее от ядра, тем слабее сила связи. Как только
полученная электроном энергия возбуждения превысит энергию связи,
он вылетает из электронного облака атома. В результате атом, лишившись одного электрона, приобретает положительный заряд и становится
ионом. В более тяжелых атомах с большим количеством электронов в
электронном облаке картина усложняется, но главная часть процесса
неизменна – в результате поглощения энергии атом теряет один или
несколько электронов и становится положительным ионом. Возможна и
полная ионизация, когда ядро остается «голым», многозарядным ионом.
Подобные процессы происходят и в молекулах как в системах связанных атомов, хотя процессы возбуждения для молекул значительно
сложнее, чем для атомов.
40
Рис. 2.5. Схема переходов электрона на различные уровни при поглощении и излучении квантов электромагнитного излучения
Энергия однократной ионизации внешней оболочки изменяется в широких пределах и составляет, например, для атомов цезия 3.9 эВ, для атомов гелия 24.6 эВ. Для воздуха эта энергия
равна 34 эВ.
Не всегда энергия заряженных частиц передается электронам
внешних оболочек атома. При достаточной величине энергии возможна ее передача и электронам внутренних оболочек. Электроны,
выбитые из внутренних электронных оболочек атомов, дают начало
излучению каскада фотонов, набор энергий которых характерен для
каждого химического элемента. Такое излучение называется характеристическим, и его энергия может превышать 100 кэВ для атомов
тяжелых элементов.
Для легких элементов вместо каскада фотонов могут излучаться электроны. Энергия, соответствующая разности энергий связи
электронов на различных оболочках и выделяющаяся при переходе с более высокой оболочки на более низкую, сообщается электрону какой-либо оболочки самого атома, и он вылетает из атома.
Такой электрон называют электроном Оже. При этом заряд иона
увеличивается на единицу. Этот процесс тоже каскадный и кратность ионизации за счет процессов Оже может быть достаточно
большой. Например, для атомов кислорода и азота кратность ионизации может достигать четырех, а для кальция – пяти.
41
Прямая ионизация является главным процессом взаимодействия заряженных частиц с веществом. Вероятность такого взаимодействия на единице длины пути заряженных частиц велика, поэтому они быстро теряют свою энергию и останавливаются, передавая энергию веществу в непосредственной близости от точки
своего рождения в результате ядерного превращения или взаимодействия нейтрона или γ-кванта с веществом.
Вместе с тем в ряде случаев важное значение могут иметь
процессы взаимодействия заряженных частиц с веществом, отличные от ионизации и возбуждения.
К таким эффектам следует отнести возникновение тормозного излучения, сопровождающего прохождение быстрых электронов сквозь среду с большими значениями Z. Тормозное излучение состоит из фотонов, имеющих непрерывный спектр энергий.
Среднее значение энергии фотонов этого спектра равно примерно
27% энергии тормозящегося электрона, а число фотонов, возникающих при торможении электрона, пропорционально квадрату Z
тормозящего вещества. Тормозное излучение следует принимать
во внимание в тех случаях, когда β-излучающие радионуклиды с
высокой граничной энергией, например, 90Sr или 106Ru, распределены в металлических предметах.
Еще одним эффектом взаимодействия заряженных частиц с
веществом является (α,n)-реакция рождения нейтронов в результате взаимодействия α-частиц с легкими ядрами. Это явление
используется для создания источников нейтронов. Спектр нейтронов в (α,n)-источниках сплошной, с максимальной энергией,
близкой к сумме энергии α-частицы и энергии реакции. В качестве мишени наиболее часто используется изотоп 94 Be или другие
легкие элементы. В качестве источника α-частиц используют
изотопы плутония. В таких Pu-Be-источниках нейтронов
(α,n)-реакция протекает по схеме
9
4
12
1
(2.11)
4 Be+ 2 He = 6 C+ 0 n + Q .
Возможность рождения нейтронов в (α,n)-реакции на кислороде
следует учитывать при обращении с большими массами необлученного ядерного топлива – диоксида урана, обогащенного 235U.
42
2.5.Проникающая способность излучения
Различные виды излучения по-разному проходят через вещество.
Альфа-частицы и тяжелые ядра отдачи интенсивно теряют
свою энергию на ионизацию и возбуждение, поэтому их пробеги в
любом веществе невелики. Например, пробег α-частицы в целлюлозе не превышает нескольких десятков микрометров; даже слой
бумаги (рис. 2.6) полностью поглощает α-частицы. Однако при
обращении с большими количествами α-излучающих радионуклидов, распределенных в среде с Z < 10 следует иметь в виду нейтроны, которые могут рождаться в (α,n)-реакциях и проникать через
значительные толщины конструкционных материалов.
Бета-частицы или электроны обладают меньшей ионизирующей способностью по сравнению с α-частицами, но все же пробеги
их в веществе невелики. Например, электрон с энергией 1 МэВ
никогда не пройдет через слой воды толщиной 0.5 см. Ситуация
может измениться решительным образом, если такие электроны
проходят через среду с большим Z. В этом случае они будут порождать тормозное излучение со средней энергией около 0.27 МэВ,
которое способно проникать через значительные толщины конструкционных материалов.
Гамма-излучение взаимодействует с веществом, передавая
энергию электронам. Чем больше электронов в единице объема
вещества, тем более вероятна такая передача энергии. Следовательно, для защиты от γ-излучения следует выбирать вещества с
большим Z. Например, 6 см свинца задерживает 99% γ-квантов с
энергией 1 МэВ, а воды для этого потребуется уже 65 см.
Нейтроны быстрее всего теряют энергию в легких веществах
за счет упругих соударений; при этом водород обладает наибольшей вероятностью для подобных соударений, и на ядрах водорода
теряется в среднем большая энергия, чем на более тяжелых ядрах.
Поэтому нейтроны сравнительно легко проходят через вещество с
большим Z (рис. 2.6), но быстро поглощаются водородсодержащим материалом. Следует заметить, что, потеряв энергию в водородсодержащем материале до тепловой, нейтрон захватывается
атомом водорода, образуя дейтерий и испуская при этом γ-квант с
43
энергией 2.25 МэВ. Следовательно, водородсодержащая защита
становится источником γ-излучения при облучении ее нейтронами.
Рис. 2.6. Проникающая способность излучения
Проникающую способность заряженных частиц можно характеризовать величиной среднего пробега в веществе. Характеристикой проникающей способности γ-квантов и нейтронов является толщина слоя вещества, при прохождении которого флюенс
первичного нерассеянного излучения уменьшается вдвое за счет
взаимодействия излучения с веществом. Эту величину называют
слоем половинного ослабления.
44
Глава 3
Основы дозиметрии
Дозиметрия – прикладная область радиационной физики, которая
служит целям обеспечения радиационной безопасности человека при
работе в полях ионизирующего излучения.
Основной физической величиной, характеризующей воздействие
потока ионизирующего излучения на вещество, является поглощенная
доза излучения. Поглощенная доза ионизирующего излучения в определенной точке вещества определяется как отношение средней энергии
d ε , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном
объеме, окружающем указанную точку, к массе dm вещества в этом
объеме:
D=
dε
.
dm
(3.1)
Единица поглощенной дозы – Дж/кг носит специальное наименование грей4 (Гр). 1 Гр = 1 Дж/кг. Использовавшаяся ранее внесистемная
единица рад5 равна 0.01 Гр.
Мощностью поглощенной дозы называют отношение приращения
дозы dD за промежуток времени dt к этому промежутку времени:
dD
.
D& =
dt
(3.2)
Единица мощности поглощенной дозы – Гр/с. В практике радиационной безопасности рекомендуется использовать дольные единицы –
мкГр/с, мГр/ч и др.
Величина поглощенной дозы показывает, сколько энергии передало
излучение каждому элементу облучаемого вещества. То, как передается
эта энергия, характеризует линейная передача энергии излучения веществу. Полная линейная передача энергии (ЛПЭ) – энергия, переданная
ионизирующей частицей веществу на единице длины ее траектории, L:
L=
dε
,
dl
(3.3)
где dl – путь, пройденный заряженной частицей в веществе;
dε – полная средняя энергия, которая теряется частицей во всех взаимодействиях на таком пути. Как правило, под ЛПЭ излучения подразумевают полную передачу энергии в жидкой воде (при плотности
1 г/см3). Эту величину используют для оценки «качества» излучения.
4
5
Названа в честь английского физика Л. Грея.
Аббревиатура английского термина radiation adsorbed dose (rad).
45
Единица измерения ЛПЭ – кэВ/мкм. Величина ЛПЭ меняется в широких пределах и в значительной степени определяется скоростью частиц.
На рис. 3.1 показано, что чем выше ЛПЭ заряженной частицы, тем
меньше ее свободный пробег между последовательными взаимодействиями с веществом и тем больше ионизированных атомов и молекул на
единице длины трека такой частицы.
Рис. 3.1. Треки заряженных частиц в воде
Поглощенная доза ионизирующего излучения формируется за счет
передачи веществу энергии излучения заряженными частицами. В поле
косвенно ионизирующего излучения поглощенная доза формируется в
два этапа. На первом этапе энергия первичного излучения передается
вторичным заряженным частицам, которые рождаются в результате
взаимодействия первичного излучения с веществом. На втором этапе
эти вторичные заряженные частицы передают веществу энергию, полученную от первичного излучения при своем рождении. При облучении
потоком заряженных частиц энергия излучения передается веществу
непосредственно во взаимодействиях этих частиц с атомами и молекулами. Поглощенная доза в точке прямо пропорциональна флюенсу излучения вида R, прошедшему в ее окрестности:
DR ( E ) = ∑ d ( E ) R ⋅ Ф( E ) R ,
(3.4)
где Ф(Е)R – флюенс излучения вида R в интересующей нас точке вещества; d(E)R – коэффициент дозового преобразования этого излучения, равный дозе, поглощенной в веществе в результате прохождения через него
единицы флюенса излучения вида R. Суммирование производится по
всем энергиям спектра излучения. Аналогично определяется и мощность
дозы того же излучения:
46
D& ( E ) R = ∑ d ( E ) R ⋅ φ( E ) R ,
(3.5)
где ϕ(Е)R – плотность потока излучения вида R в интересующей нас
точке вещества.
Рассмотрим подробнее поле излучения точечного изотропного источника фотонов в веществе. Известно, что флюенс излучения в веществе меняется в зависимости от расстояния до источника. В основе этого явления лежат два процесса:
– распространение нерассеянного излучения в веществе, подобное
распространению излучения в вакууме;
– взаимодействие фотонов с веществом, приводящее к поглощению
первичного излучения.
Процесс распространения нерассеянного излучения точечного изотропного источника подчиняется закону квадрата расстояния, который
характеризует геометрическое уменьшение плотности потока излучения
(рис. 3.2):
φ( r1 )
r2
= 22 ,
φ( r2 ) r1
(3.6)
где r – расстояние от источника.
Взаимодействие фотонов с веществом является случайным процессом,
поэтому распространение первичного излучения в веществе поглотителя
подчиняется экспоненциальному закону (рис. 3.3)
Рис. 3.2. Закон квадрата расстояния
φ(χ 1 )
= e -µ(χ 1 − χ 2 ) ,
(3.7)
φ(χ 2 )
где χ – толщина поглотителя; µ – коэффициенты ослабления для различных материалов.
47
Рис. 3.3. Закон экспоненциального ослабления
Величина, обратная µ , называется длиной свободного пробега излучения в веществе (ДСП) и равна среднему расстоянию, которое проходит нейтрон или фотон в веществе между двумя последующими
взаимодействиями. ДСП зависит от вида излучения, его энергии и вещества поглотителя, например, ДСП фотонов 60Co (Eγ ≈ 1.25 МэВ) в
воде равна 16 см, а в свинце – примерно 2 см. На рис. 3.4 приведены
коэффициент ослабления фотонного излучения в воде и коэффициент
дозового преобразования для поглощенной дозы в воде как функции
энергии фотонов. Вероятность эффекта фотопоглощения при прохождении фотонов через вещество быстро убывает с ростом энергии. Так
же ведут себя коэффициенты дозового преобразования и ослабления.
При энергиях более 0.1 МэВ основную роль во взаимодействии фотонов
с веществом играет комптоновское рассеяние. В этой области энергий
коэффициент ослабления излучения продолжает убывать с ростом энергии излучения, иными словами, проникающая способность излучения
растет. Иначе ведет себя коэффициент дозового преобразования. С ростом энергии фотона растет энергия вторичных электронов, возникающих при комптоновском рассеянии, растет и энергия излучения, которая
передается веществу в результате одного взаимодействия первичного
фотона. Несмотря на то, что число таких взаимодействий (его отражает
коэффициент ослабления) падает с ростом энергии, в целом энергия,
которую поток фотонов передает веществу, растет с энергией фотонов.
48
Рис. 3.4. Коэффициент ослабления фотонного излучения в воде и коэффициент дозового преобразования для поглощенной дозы в воде как
функции энергии фотонов
ДСП нейтронов спектра деления в воде равна примерно 8 см (в
свинце – 14 см). Длины свободного пробега медленных и тепловых нейтронов в биологической ткани еще меньше, поэтому рассеянное излучение играет существенную роль в формировании дозы нейтронов в биологической ткани. Это затрудняет расчет доз нейтронов в веществе.
Рассмотрение этого вопроса выходит за рамки данного пособия.
Рассмотрим подробнее формирование дозы фотонного излучения
точечного изотропного источника.
Флюенс нерассеянного излучения точечного изотропного источника в некоторой точке пространства определяется несколькими факторами (рис. 3.5):
– числом частиц с энергией Ei, испускаемых источником в единицу
времени, A0⋅n(Ei) (A0 – активность источника, n(Ei) – спектр излучения источника);
– временем облучения, t;
– толщиной поглотителя, расположенного между источником и детектором и рассеивающего первичное излучение, χ;
– коэффициентом
ослабления
первичного
излучения
в
поглотителе, µ(Ei);
– расстоянием между источником излучения и точкой его детектирования, в которой определяется доза излучения, r.
49
Рис. 3.5. Флюенс излучения точечного изотропного источника
В большинстве случаев вкладом рассеянного облучения в дозу
можно пренебречь. В этом случае флюенс точечного изотропного источника в выбранной точке пространства следующим образом зависит
от вышеперечисленных факторов:
⎡ 1 ⎤.
Φ( Ei ) = [A0 ⋅ n( Ei ) ⋅ t ] ⋅ [exp{−µ( Ei ) ⋅ χ}] ⋅ ⎢
2
⎣ 4 πr ⎥⎦
(3.8)
Первый сомножитель6 в (3.8) равен числу частиц с энергией Ei, которые были испущены источником за время облучения. Он иллюстрирует
принцип защиты временем, который заключается в том, что чем меньше
время облучения, тем меньше доза облучения.
Второй сомножитель отражает закон экспоненциального ослабления первичного излучения. Он иллюстрирует принцип защиты экранированием, который заключается в том, что чем толще слой поглотителя,
экранирующего источник, тем меньше доза облучения.
Третий сомножитель отражает закон геометрического ослабления
первичного излучения. Он иллюстрирует принцип защиты расстоянием, который заключается в том, что чем дальше облучаемый объект (например, человек) находится от источника, тем меньше доза его облучения.
Оценка флюенса, полученная указанным выше способом, может
служить первым этапом быстрого, хотя и не слишком точного расчета
дозы внешнего фотонного излучения. На втором этапе оценка флюенса
используется для оценки доз облучения органов и тканей тела человека
вместе с дополнительной информацией о типе и энергии излучения, а
также о направленности его поля. Означенные параметры определяют
значения коэффициентов дозового преобразования для доз облучения
органов и тканей тела человека. Неточность информации об этих параметрах радиационного воздействия является основным источником неопределенности оценки доз. Оценка коэффициентов дозового преобразования является непростой задачей. Их величина определяется не
6
Имеется в виду выражение в прямоугольных скобках.
50
только тем, как взаимодействует излучение с веществом в теле человека, но также и тем, какие биологические эффекты излучения мы собираемся анализировать с помощью полученной дозиметрической информации.
Что же происходит с энергией излучения, переданной веществу? Каковы последствия воздействия излучения на человека и как использовать
дозиметрические данные для их оценки? Ответ на этот вопрос дает специальная область – радиационная биология.
51
Глава 4
Биологическое действие ионизирующего
излучения
Уже более ста лет интерес к природе биологического действия ионизирующего излучения подогревается так называемым «радиобиологическим парадоксом». Суть его заключается в том, что передача излучением мизерной энергии телу человека способна привести к катастрофическим последствиям.
Представим, что телу человека с массой 100 кг была передана тепловая энергия, равная 1000 Дж. С точки зрения молекулярной физики
последствия такого воздействия просто ничтожные. Оно приведет к
кратковременному повышению температуры тела человека не более чем
на две тысячных градуса.
Если телу человека та же энергия будет передана γ-излучением, то последствия будут трагические. Такое облучение характеризуется средней по
телу поглощенной дозой, равной 1000 Дж/100 кг = 10 Гр. Трагический опыт
радиационных аварий показывает, что такое облучение с большой вероятностью приводит к гибели человека уже через 10 – 20 дней.
Тепловая энергия, переданная телу человека, равномерно и сколь
угодно малыми порциями распределяется между всеми молекулами вещества. Поэтому в рассматриваемом выше случае энергия, переданная
каждой молекуле, настолько мала, что ее воздействие не способно разрушить ни одной молекулы.
Энергия ионизирующего излучения передается не всем молекулам
вещества, а лишь их малой части при взаимодействии заряженных частиц с атомами и молекулами. Передача энергии приводит к значительным изменениям отдельных молекул – их ионизации или возбуждению,
которые могут разрушить молекулу. Воздействие ионизирующего излучения на живые объекты вызывает существенное изменение свойств
биологических макромолекул, важных для существования клеток. Несмотря на относительно малое число таких первичных повреждений, их
оказывается достаточно для возникновения видимого биологического
эффекта.
Согласно современным представлениям биологические эффекты
излучения делятся на детерминированные и стохастические (табл. 4.1).
Основной мишенью для излучения является клеточное ядро. Клетки, из
которых состоят органы и ткани человека, различны, но среди них можно выделить две большие группы. К первой относятся мужские и женские половые клетки, в результате слияния которых может возникнуть
человеческий зародыш. Ко второй группе – к группе соматических клеток – относят все остальные клетки тела человека. В основе развития
детерминированных эффектов лежит гибель соматических клеток (кле-
52
ток органов и тканей) под действием больших доз излучения. В основе
развития стохастических эффектов лежит изменение природы клеток
под действием излучения. При малых дозах облученные клетки хотя и
повреждаются излучением, но выживают и приобретают новые качества, передающиеся их потомкам. Такие клетки называют клеткамимутантами.
Таблица 4.1
Общая классификация биологических эффектов ионизирующего
излучения
Клетки-мишени
Соматические
клетки
человека
Половые клетки
человека
Соматические
клетки
эмбриона
и плода
Эффекты излучения
Детерминированные
Стохастические
Лучевые поражения
органов и тканей
Злокачественные
опухоли и лейкозы
Наследуемые
заболевания у
потомков7
Врожденные
уродства и аномалии
Злокачественные
опухоли и лейкозы
4.1.Детерминированные эффекты излучения
Детерминированные эффекты излучения возникают при облучении
большими дозами. К таким эффектам относят заболевания, которые
никогда не возникают у необлученных людей:
– острую и хроническую лучевые болезни, которые возникают при
общем облучении тела человека;
– локальные поражения органов или тканей (например, радиационные ожоги);
– лучевую катаракту, которая возникает при облучении хрусталика
глаза;
– аномалии и врожденные пороки развития новорожденных, являющиеся детерминированными эффектами облучения плода в эмбриональном периоде развития.
В основе этих эффектов, в первую очередь, лежит поражение значительной доли клеток облученного органа. Заболевания, которые относят
к детерминированным эффектам излучения, не возникают под действием других физических или химических факторов. Связь между таким
7
Генетические эффекты излучения
53
эффектом и воздействием излучения непосредственная (детерминированная).
Зависимость доза-эффект для детерминированных эффектов имеет
дозовый порог. При облучении с дозой ниже пороговой эффект не развивается, а выше – тяжесть эффекта зависит от дозы: чем больше повреждено клеток, составляющих ткань, тем сильнее нарушается ее целостность и функция, тем тяжелее течение болезни и более тяжкими
могут быть ее последствия. Увеличение дозы сопровождается возрастанием доли поврежденных клеток органа, вследствие чего детерминированные эффекты становятся более выраженными и возникают скорее.
Величина пороговой дозы определяется радиочувствительностью клеток облученного органа и способностью организма компенсировать или
восстанавливать такое поражение8. Она зависит от скорости, с которой
облучается орган, т.е. от мощности дозы облучения. Чем меньше мощность дозы, тем больше нужно времени для формирования дозы и для
восстановления поврежденных клеток и тканей и тем большая доза необходима для развития детерминированного эффекта. В соответствии с
правилом Бергонье и Трибондо9 величина пороговой дозы является
наименьшей для интенсивно обновляющихся тканей, например, красного костного мозга, и наибольшей для медленно обновляющихся клеточных систем, например, нервной. Согласно этой закономерности радиочувствительность человека растет с уменьшением его возраста: наибольшей радиочувствительностью обладает человеческий зародыш, а
наименьшей – взрослый человек.
8
Подробную информацию о закономерностях развития детерминированных эффектов у человека можно получить из публикации МАГАТЭ:
Development of extended framework for emergency response criteria Interim
guidance for comments. IAEATECDOC-1432, IAEA, Vienna (2004).
9
Фундаментальное правило радиобиологии, названное по имени авторов, французских радиобиологов Бергонье и Трибондо.
54
Рис. 4.1. Зависимость риска преждевременной смерти от дозы,
полученная при анализе последствий облучения людей
Одни и те же ткани разных людей отличаются по радиочувствительности. Совокупность людей характеризует вероятность, с которой в
этой группе встречаются люди с той или иной величиной пороговой
дозы. На рис. 4.1 представлена вероятность развития определенных детерминированных эффектов у взрослых здоровых людей как функция
дозы внешнего облучения. Кривые 1 и 2 характеризуют развитие костномозгового синдрома (радиационного поражения красного костного
мозга). Кривая 1 относится к ситуации, когда облученному оказывается
минимальная медицинская помощь. Кривая 2 относится к случаю интенсивного лечения пострадавшего в условиях специальной клиники
радиационных поражений. Зависимости 1 и 2 отражают абстрактный
случай совершенно равномерного облучения красного костного мозга.
В реальных радиационных авариях облучение костного мозга, как правило, неравномерно, поэтому и при высокой средней дозе облучения
всего тела находятся участки неповрежденного костного мозга, которые
помогают выжить людям, получившим большие дозы. Развитие костномозгового синдрома требует времени, поэтому при больших дозах
облучения он не успевает развиться, и смерть наступает от радиационного поражения кишечника (гастроинтестинального синдрома). Кривая
3 характеризует развитие этого детерминированного эффекта.
Источником данных о значениях пороговых доз развития детерминированных эффектов у человека являются радиационные аварии и радиобиологические эксперименты на животных. По имеющимся данным
облучение всего тела взрослого человека фотонами с дозой 1 Гр и менее
не приводит к развитию серьезных детерминированных эффектов, которые могли бы привести к преждевременной смерти. С другой стороны,
такое же облучение, но с дозой 20 Гр всегда приводит к быстрой гибели
облученного.
55
4.2.Стохастические соматические эффекты излучения
Развитие стохастических эффектов излучения более ста лет является
предметом радиобиологических исследований. Эксперименты показали
возможность развития радиогенных (вызванных воздействием радиации)
раков и наследственных заболеваний у облученных животных. Основным
источником данных о развитии этих заболеваний у человека являются
многолетние исследования последствий атомной бомбардировки американской армией двух японских городов – Хиросима и Нагасаки в августе
1945 года. К настоящему времени получены результаты исследования
последствий облучения более 200 000 человек, переживших атомную
бомбардировку, и их потомков. Исследования показали, что под действием достаточно больших доз радиации (более 0.2 Гр при облучении всего
тела фотонами) у некоторых облученных развиваются радиогенные раки.
Радиогенных наследственных заболеваний у лиц из этой группы до сих
пор обнаружено не было. Развитие такого рода заболеваний не было доказано и в других исследованиях больших групп облученных людей.
Наиболее распространенным до сих пор взглядом на механизм развития злокачественного новообразования (рака) при облучении является
представление о мутациях соматических клеток, вызванных воздействием ионизирующего излучения. Мутацией10 называют возникающее естественное или искусственно вызванное стойкое изменение структур
клетки, ответственных за хранение наследственной информации. Эти
структуры обеспечивают передачу наследственной информации от
клетки к клетке в процессе деления, без которого невозможно существование организма. В результате мутации возникает клетка со свойствами, нехарактерными для данной ткани, например, способная к неуправляемому делению. Именно из таких клеток состоят безудержно
растущие злокачественные (раковые) опухоли.
Считается, что начало развития рака может дать одна измененная
клетка – носитель соматической мутации.
Как правило, проходят годы после облучения, прежде чем у облученного разовьется радиогенный рак. Все это время развитие опухоли
никак себя не обнаруживает. Этот период скрытого развития называют
латентным периодом. Его величина различна для различных опухолей.
Минимальная длительность латентного периода развития радиогенного
рака у человека составляет 10 лет для злокачественных опухолей и 5 –
для лейкоза.
Согласно современным представлениям о закономерностях возникновения злокачественных опухолей облучение не приводит к образованию раков особого вида. Возникновение клеточных мутаций является
фундаментальным явлением, лежащим в основе развития живых орга10
От лат. mutatio – изменение, перемена.
56
низмов. Благодаря ему микроорганизмы приспосабливаются к действию
антибиотиков, а дети оказываются не точной копией своих родителей.
Раки являются достаточно частой причиной смерти людей. В среднем
от 20 до 30% жителей развитых стран умирают от рака. Воздействие
излучения приводит к увеличению частоты мутаций и к возникновению
в облученной популяции дополнительных опухолей и лейкозов, которые по своему развитию ничем не отличаются от обычных, «спонтанных» раков.
Важнейшей особенностью радиационного канцерогенеза является
вероятностная природа проявления этого эффекта. Можно предсказать
ожидаемое количество дополнительных раков (опухолей или лейкозов)
в такой группе, но указать, у кого конкретно возникнет рак, вызванный
ионизирующим излучением, нельзя. Это означает, что, анализируя последствия воздействия излучения на большую группу людей, облученных с одинаковой дозой, при определенных условиях можно установить
вероятностную связь между дозой облучения и увеличением числа раков вследствие облучения. Однако невозможно указать, какое заболевание является следствием облучения, а какое возникло спонтанно. Исследование последствий атомной бомбардировки показало, что увеличение частоты развития рака в группе одинаково облученных людей при
дозах более 0.2 Гр пропорционально дозе облучения. Достоверных данных об этой зависимости при меньших дозах нет. Разные гипотезы развития радиогенного рака приводят к разным зависимостям, как это показано на рис. 4.2.
Рис. 4.2. Зависимость риска развития радиогенных раков от дозы,
полученная при анализе последствий облучения людей
Пока не создана теория радиогенного канцерогенеза, которая позволила бы предсказать вероятность возникновения дополнительных
раков в области малых доз. Единственным доказательством возникно-
57
вения рака при малых дозах облучения являются эпидемиологические
исследования групп облученных и необлученных людей. Эпидемиологические исследования могут лишь доказать, что в облученной группе
число раков достоверно больше, чем в необлученной. Других методов
определения связи развившегося рака и облучения нет. Такие исследования основаны на сравнении наблюдаемых эффектов в облученной и контрольной группах людей. Развитие радиогенных раков имеет вероятностную природу, а частота развития «спонтанных» раков велика и постоянно
колеблется. Все вышеизложенное ограничивает возможность доказательства присутствия дополнительных раков в облученной группе, если и группа,
и доза облучения входящих в нее людей малы. Рис. 4.3 иллюстрирует статистические ограничения возможности обнаружения добавочных радиогенных раков. С помощью теории вероятности и математической статистики можно показать, что если сравниваются две группы людей – облученная
и контрольная, каждая численностью по 100 000 человек, то присутствие
дополнительных радиогенных раков может быть обнаружено, если доза
облучения людей из облученной группы будет превышать 0.1 Гр. Если доза
облучения лиц из этой группы будет меньше указанной величины, то доказать наличие дополнительных радиогенных раков в этой группе будет невозможно.
Рис. 4.3. Статистические ограничения возможности обнаружения
избыточных радиогенных раков
Термин «малая доза» не получил однозначного толкования. Считается, что малые дозы – это дозы, которые характеризуют условия нормальной эксплуатации источников излучения. Это скорее качественное понятие. Логично называть дозы малыми, если они меньше уровня, при котором в облученной группе из 100 000 человек теоретически можно доказать наличие раков, вызванных ионизирующей радиацией. Как было по-
58
казано, при облучении фотонами всего тела человека этот уровень равен
0.1 Гр.
Доказательства возникновения рака под действием малых доз излучения пока не найдены. Однако для целей радиационной защиты такую
зависимость необходимо иметь для всех возможных доз облучения.
Требования к математическому виду такой зависимости просты. Рассмотрим облучение какого-нибудь органа или ткани, каждый элемент
которого обладает одинаковой радиочувствительностью. При воздействии излучения отдельные его участки будут облучаться с разными дозами. Учет этого явления – сложная задача. Ее решение значительно
упрощается, если риск развития биологического эффекта пропорционален дозе и равен нулю при дозе, также равной нулю. Только в таком
случае для оценки эффекта можно ограничиться оценкой простейшей
дозиметрической величины – средней дозы в органе.
Рис. 4.4. Зависимость полного риска смерти от радиогенных
раков как функция дозы, принятая для целей радиационной
защиты
Таким образом, несмотря на то, что доказательств развития дополнительных раков при малых дозах не найдено, было принято, что увеличение частоты развития стохастических эффектов в группе одинаково облученных людей пропорционально любой дозе облучения, полученной ими
сверх обычного радиационного фона. Иллюстрацией такой зависимости
служит рис. 4.4, на котором приведена полная раковая смертность как
функция дозы равномерного облучения всего тела фотонами. Тем самым
стохастические эффекты признаются беспороговыми и, следовательно, не
существует доз облучения, при которых вероятность их развития может
быть принята равной нулю. Принято, что коэффициент риска преждевременной смерти от радиогенного рака β равен 5% Гр-1.
59
Это предположение приводит к чрезвычайно завышенной оценке
опасности облучения малыми дозами ионизирующего излучения. Принятое решение целиком обусловлено стремлением упростить методы
оценки малых доз облучения и при этом обезопасить персонал и население от возможных рисков даже при тех уровнях облучения, при которых развитие радиационных эффектов пока не доказано.
60
Глава 5
СОВРЕМЕННАЯ СИСТЕМА ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ
ВЕЛИЧИН И ЕЕ ПРАКТИЧЕСКОЕ ПРИМЕНЕНИЕ
5.1.Дозиметрические величины
Система дозиметрических величин (рис. 5.1), которые используются в радиационной безопасности, т.н. нормируемых величин, отражает
потребности ограничения рисков для жизни и здоровья людей, связанных с развитием стохастических эффектов радиации. Эта система величин предназначена для того, чтобы, опираясь на измеряемые физические параметры поля излучения – флюенс внешнего излучения и активность радионуклида, поступающего в тело человека, – определить необходимые для оценки безопасности значения величин, применяемых в
радиационном нормировании:
– эффективной дозы E, которая является мерой уровня обеспечения радиационной безопасности человека и используется для определения
допустимых уровней облучения;
– эквивалентной дозы в органе или ткани Т, HT, которая является мерой
риска развития стохастических эффектов и используется для оценки
риска развития таких эффектов.
Радиационное нормирование опирается на гипотезу беспорогового
действия ионизирующего излучения при малых дозах. Главным следствием практического применения этой гипотезы является удобство использования средней поглощенной дозы облучения органа или ткани
как меры количества переданной веществу энергии излучения, определяющей последствия облучения. Определение средней поглощенной
дозы облучения органа или ткани не требует знания пространственного
распределения энергии, переданной излучением, что в значительной
степени упрощает методы оценки доз. Поглощенная доза в органе или
ткани тела человека равна энергии излучения, переданной органу, деленной на массу органа:
DT,R =
εT,R
,
mT
(5.1)
где mT – масса органа или ткани; εТ,R – энергия излучения вида R, переданная массе рассматриваемого органа или ткани.
Единица поглощенной дозы в органе или ткани – Дж/кг, которая называется грей (Гр).
61
Флюенс внешнего
излучения,
Ф [1/cм2]
Поступление
радионуклида,
I [Бк]
Поглощенная доза
в точке тела,
D [Гр]
Поглощенная доза
в органе или ткани Т,
DТ [Гр]
wR
Эквивалентная доза
в органе или ткани Т,
HТ [Зв]
wT
Эффективная доза,
E [Зв]
Рис. 5.1. Система дозиметрических величин радиационной
безопасности
Вторым упрощением в методах определения доз является использование показателей качества излучения, которые относятся к излучению,
падающему на тело человека при внешнем облучении, или излучению,
возникающему при ядерном превращении в случае внутреннего облучения. Эти показатели отражают различия в последствиях облучения,
которые наблюдаются при одинаковых поглощенных дозах разных излучений. Относительная эффективность того или иного излучения – его
качество – равна отношению поглощенных доз, при которых наблюдается один и тот же эффект. Базой для такого сравнения излучений приняты значения поглощенных доз, при которых рассматриваемые эффекты возникают вследствие облучения фотонами. Фотонное излучение
при этом называют образцовым.
Количественной характеристикой качества излучения как фактора
развития стохастических эффектов является взвешивающий коэффициент
излучения wR. Величина wR излучения вида R принята равной отношению
поглощенных доз образцового (фотонного) излучения и излучения вида
R, при которых стохастические эффекты излучения развиваются с равны-
62
ми вероятностями. Значение взвешивающего коэффициента излучения
зависит только от вида излучения11.
Эквивалентная доза в органе или ткани12 равна произведению поглощенной дозы облучения органа или ткани и взвешивающего коэффициента излучения wR:
H T = ∑ wR ⋅ DT,R .
R
(5.2)
Специальное название единицы эквивалентной дозы в органе или ткани
зиверт (Зв).
Вероятность возникновения стохастических эффектов различна при
облучении различных органов и тканей тела человека, различны и возможные последствия такого облучения. Для всесторонней оценки последствий воздействия на человека различных радиационных факторов
МКРЗ предложила использовать эффективную дозу. Ее величина определена как сумма произведений эквивалентных доз облучения органов и
тканей человеческого тела на взвешивающие тканевые коэффициенты:
E = ∑ wT ⋅ H T .
T
(5.3)
Значения тканевых взвешивающих коэффициентов wT были установлены МКРЗ с учетом ущерба, который, как предполагается, может
возникнуть вследствие облучения отдельного органа, если результатом
такого облучения станет сокращение жизни в связи с развитием соответствующего стохастического эффекта излучения13. Специальное название единицы эффективной дозы зиверт (Зв).
Главная область применения эффективной дозы – радиационное нормирование. В единицах эффективной дозы выражены пределы доз облучения персонала и населения, которые составляют универсальную основу для
единого подхода к ограничению облучения от всех возможных источников
излучения вне зависимости от того, насколько (частично или полностью)
облучается человеческое тело. Соотношение между годовой эффективной
дозой облучения работника и установленным пределом является мерой
обеспечения радиационной безопасности на соответствующем рабочем
11
Значения взвешивающих коэффициентов излучения приведены в
НРБ-99.
12
Величина эквивалентной дозы была впервые введена Международной
комиссией по радиологической защите (МКРЗ) в практику обеспечения
радиационной безопасности в 1990 г. В настоящее время МКРЗ обсуждает предложение изменить название этой величины на «взвешенная по
излучению доза» (исходный английский термин – radiation weighted
dose).
13
Значения взвешивающих коэффициентов органов и тканей приведены
в НРБ-99.
63
месте: чем меньше это отношение, тем надежнее защищен работник от рисков, связанных с профессиональным облучением.
Важной областью применения эффективной дозы является количественная оценка дозозатрат на выполнение радиационно-опасной работы при облучении работников малыми дозами, когда возможные стохастические эффекты излучения не могут быть обнаружены существующими в настоящее время методами анализа. Мерой дозозатрат является коллективная эффективная доза, равная сумме индивидуальных
эффективных доз облучения всех членов рассматриваемой группы.
Специальное название единицы коллективной дозы – человеко-зиверт
(чел.-Зв). Величина коллективной дозы широко используется как показатель эффективности выполнения радиационно-опасных работ при
анализе результатов их проведения.
5.2.Применение дозиметрических величин
Характеристикой уровня обеспечения радиационной безопасности
является годовая эффективная доза, которую работник получает на своем
рабочем месте. Она равна сумме эффективной дозы внешнего облучения,
полученной за год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением радиоактивных веществ в организм за
тот же период времени.
В единицах годовой эффективной дозы выражаются основные пределы доз, соблюдение которых гарантирует радиационную безопасность людей при обращении с источниками излучения. Главой задачей
радиационного контроля профессионального облучения является определение индивидуальной годовой эффективной дозы облучения работника для контроля соблюдения требований Норм и Правил радиационной безопасности.
5.2.1.Дозиметрия внешнего облучения
Определение эффективной дозы внешнего облучения можно разделить
на два этапа:
– оценка флюенса излучения, воздействующего на человека;
– оценка эффективной дозы внешнего облучения для известного флюенса и направленности излучения.
В виде схемы эти этапы представлены на рис. 5.2.
Величина флюенса излучения, прошедшего через тело человека, является интегральной характеристикой взаимодействия поля излучения с
телом человека. Его значение можно оценить разными путями.
64
Моделирование
Флюенс
Контроль
рабочего места
Индивидуальный
контроль
Эффективная
доза
Рис. 5.2. Определение дозы внешнего облучения
Обычные методы контроля предназначены для прямых оценок значений нормируемых величин, и определение флюенса излучения является промежуточным (и, как правило, скрытым) этапом измерения дозиметрических величин.
Метод моделирования широко используется в прогнозировании доз
нормального облучения при планировании радиационно-опасных работ.
В основе моделирования лежит расчет флюенса излучения точечного
изотропного источника за защитой. Этот подход был подробно рассмотрен в главе 3.
Оценка флюенса, полученная любым из перечисленных выше способов, на втором этапе определения дозы облучения используется вместе с дополнительной информацией о типе и энергии излучения, а также
о направленности его поля. Неточность информации об этих параметрах
радиационного воздействия является основным источником неопределенности оценки доз.
Доза внешнего облучения прямо пропорциональна флюенсу излучения, падающего на тело человека. Коэффициент пропорциональности
в этой зависимости носит название дозового коэффициента внешнего
излучения и равен дозе излучения при прохождении через тело человека
первичного излучения с единичным флюенсом. Определение дозиметрических коэффициентов является сложной расчетной задачей, при решении которой используются математические модели тела человека
(фантомы), представляющие собой форму, размер и расположение органов и тканей в теле стандартного человека. Использование оценок
65
флюенса излучения и дозовых коэффициентов при определении эффективной дозы иллюстрирует выражение
N
E = ∑∑ Φ( Ei ) R ⋅ e( Ei ) R ,
R
(5.4)
i =1
где Ф(Еi)R – флюенс излучения вида R с энергией Ei; e( Ei ) R – дозовый
коэффициент эффективной дозы излучения вида R с энергией Ei; N –
число линий в спектре излучения радионуклида.
При расчете дозовых коэффициентов учитываются искажения, которые вносит тело человека в поле излучения, и ослабление излучения в
теле. Следствием этих эффектов является зависимость дозовых коэффициентов от направленности излучения. В разделе 8 НРБ-99 приведены
дозовые коэффициенты эффективной дозы для двух наиболее характерных типов поля излучения – изотропного поля излучения и мононаправленного поля излучения, падающего на тело человека в направлении
грудь-спина (переднезаднее облучение). Примеры расчета дозы фотонного излучения рассмотрены в главе 13.
Для того, чтобы контролировать соблюдение нормативных требований при работе в полях внешнего излучения, используются дозиметрические приборы, измеряющие специальные операционные величины,
определенные Международной комиссией по радиационным единицам
и измерениям (МКРЕ):
– амбиентный эквивалент дозы, H*(d);
– индивидуальный эквивалент дозы, Hр(d).
Эти величины были определены как заменители эффективной дозы,
которые можно измерить при радиационном контроле. Общая схема определения операционных величин приведена на рис. 5.3.
66
Флюенс внешнего
излучения,
Ф [1/cм2]
Поглощенная доза в точке фантома,
D [Гр]
Поглощенная
доза в шаровом
фантоме МКРЕ,
D(10) [Гр]
Поглощенная
доза в плоском
фантоме МКРЕ,
D(10) [Гр]
Q
Q
Амбиентный
эквивалент дозы,
Н*(10) [Зв]
Индивидуальный
эквивалент дозы,
Нp(10) [Зв]
Керма в
точке поля,
К [Гр]
Экспозиционная
доза в точке поля,
Х [Кл/кг]
Эффективная
доза,
Е [Зв]
Рис. 5.3. Система дозиметрических величин радиационного
контроля
Параметр d определяет соотношение операционной и нормируемой
величины:
– при d = 10 мм величины H*(10) и HP(10) соответствуют эффективной дозе внешнего облучения;
– при d = 3 мм величины H*(3) и HP(3) соответствуют эквивалентной дозе внешнего облучения хрусталика глаза;
– при d = 0.07 мм величины H*(0.07) и Hр(0.07) соответствуют эквивалентной дозе внешнего облучения кожи.
Конструкция дозиметрических приборов, измеряющих операционные величины, такова, что в определенных условиях измерения показания прибора с приемлемой точностью численно равны значению эффек-
67
тивной дозы внешнего излучения, которая характеризует облучение
стандартного работника в данном радиационном поле. Показания таких
приборов учитывают возмущение поля излучения за счет рассеяния и
поглощения первичного излучения в теле. Это же явление учитывается
при определении эффективной дозы внешнего излучения.
Необходимо помнить, что условия проведения измерений, например,
место ношения индивидуального дозиметра, измеряющего индивидуальный эквивалент дозы, влияют на соотношение между показаниями приборов радиационного контроля и индивидуальной эффективной дозой
облучения работника.
При правильном использовании индивидуального дозиметра годовая эффективная доза внешнего облучения принимается равной дозе,
зафиксированной средствами индивидуального дозиметрического контроля (ИДК).
В отдельных случаях в радиационном контроле применяются приборы, которые предназначены для определения дозиметрических характеристик невозмущенного поля излучения. Основной областью применения таких приборов на АЭС является технологический радиационный
контроль. Для этой цели используются приборы, измеряющие воздушную керму нейтронного или фотонного излучения, а также экспозиционную дозу фотонного излучения. Эти величины непосредственно связаны с флюенсом излучения, как показано на рис. 5.3.
Керма14 является мерой воздействия косвенно ионизирующего излучения на вещество. Она равна отношению суммы начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, высвобожденных незаряженными ионизирующими частицами в элементарном объеме вещества, к массе вещества, находящегося в этом объеме. Воздушная
керма, Ка, характеризует воздействие косвенно ионизирующего излучения на воздух – среду, в которой распространяются частицы и фотоны,
образуя поле ионизирующего излучения. Единица кермы – Дж/кг, которая имеет специальное наименование грей (Гр). Обычно керма и поглощенная доза излучения в веществе численно равны.
Экспозиционная доза была первой дозиметрической величиной, примененной для количественной оценки поля фотонного излучения. Она
характеризует число ионов одного знака, которые рождает фотонное излучение при прохождении через воздух. Экспозиционная доза равна отношению полного заряда ионов одного знака, созданных в воздухе, когда
все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном
объеме воздуха, полностью остановились в воздухе, к величине массы
воздуха в этом объеме. Единица экспозиционной дозы – кулон на кило-
14
KERMA – Kinetic Energy Released per unit Mass (кинетическая энергия, высвобожденная в единице массы).
68
грамм (Кл/кг). Традиционной единицей экспозиционной дозы является
рентген (Р). 1 Р=2.58⋅10-4 Кл/кг.
Воздушная керма и экспозиционная доза фотонного излучения взаимно связанны. Экспозиционной дозе 1 Р соответствует воздушная керма, равная 8.7 мГр , иными словами, отношение K/X не зависит от энергии фотонов и равно 8.7 мГр/Р. Соотношение между операционными
величинами и воздушной кермой зависит от энергии фотонов
(табл. 5.1).
Таблица 5.1
Соотношение между операционными величинами и воздушной кермой
для фотонов
Eγ, МэВ
0.01
0.02
0.03
0.06
0.1
0.3
0.6
1.0
3
6
Ка,
пГр⋅см2
7.34
1.68
0.721
0.289
0.371
1.38
2.84
4.47
9.96
16.1
Н*(10)/Ка,
Зв/Гр
0.008
0.61
1.10
1.74
1.65
1.31
1.21
1.17
1.13
1.11
Н*(10)/Х,
мЗв/Р
0.067
5.3
9.6
15.1
14.4
11.4
10.5
10.2
9.8
9.7
Нр(10)/Ка,
Зв/Гр
0.009
0.61
1.11
1.89
1.81
1.37
1.23
1.17
1.12
1.11
Приведенные соотношения следует учитывать при сравнении показаний дозиметрических приборов, измеряющих разные параметры радиационного поля фотонов.
5.2.2.Дозиметрия внутреннего облучения
Дозиметрическая оценка последствий поступления радиоактивного
вещества в организм является сложной задачей. Непосредственно измерить величину дозы внутреннего облучения невозможно. В организме
человека радионуклид перемещается из органа в орган, а его количество
уменьшается вследствие радиоактивного распада и естественного очищения организма. Это приводит к изменению во времени мощности дозы
облучения органов и тканей. Формирование дозы внутреннего облучения
органов и тканей человека может происходить длительное время (годы).
Перемещение радиоактивного вещества в организме можно спрогнозировать, используя дозиметрические модели его поведения в организме стандартных людей различного возраста. Такие модели являются основой
дозиметрии внутреннего облучения.
69
Во избежание неоднозначности оценки дозы внутреннего облучения, обусловленной растянутостью формирования дозы во времени после поступления радионуклида в организм, были определены специальные дозиметрические величины:
– ожидаемая (при внутреннем облучении) эквивалентная доза в органе или ткани Т, HT(τ), которая является аналогом эквивалентной дозы
HT и служит мерой риска развития стохастических эффектов при внутреннем облучении;
– ожидаемая (при внутреннем облучении) эффективная доза E(τ),
которая является аналогом эффективной дозы E, служит для определения допустимых уровней облучения и является мерой ущерба, связанного с развитием необнаруживаемых стохастических эффектов при
внутреннем облучении.
Ожидаемая эквивалентная доза облучения органа равна суммарной
эквивалентной дозе внутреннего облучения этого органа, которая формируется за время τ после поступления радиоактивного вещества в организм. Величину τ принимают равной 50 годам при поступлении радионуклидов в организм взрослых (людей старше 20 лет) и (70–g) лет при
поступлении в организм детей в возрасте g лет.
Ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения определяется
по формуле, аналогичной (5.3),
E ( τ ) = ∑ wT ⋅ H T ( τ ) .
T
(5.5)
Сразу после попадания в организм радиоактивное вещество задерживается барьерным органом, где происходит химическое превращение
содержащегося в нем радионуклида. Это преобразованное вещество
постепенно поглощается кровью или другими жидкостями тела, которые разносят радионуклид по всему организму. На рис. 5.4 приведены
основные пути перемещения радиоактивных веществ в организме человека. Стрелки с кружками изображают перемещение первичного вещества в той физической и химической форме, в которой оно поступает в
организм из окружающей среды. Стрелки с квадратиками изображают
перемещение преобразованного вещества в жидкости тела.
70
Рис. 5.4. Общая схема поведения радиоактивного вещества в
организме человека
У человека есть три барьерных органа, которые препятствуют непосредственному проникновению вещества из окружающей среды во
внутреннюю среду организма. Поступление через органы дыхания является наиболее важным в нормальных условиях обращения с источниками излучения. Поступление через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ)
характерно для облучения населения. При радиационной аварии возможны оба пути поступления, а также поступление через раны или неповрежденную кожу.
Некоторые органы могут в течение долгого времени удерживать радионуклиды, если они по своим химическим свойствам сходны с теми
элементами, которые необходимы для их нормальной работы. Например,
щитовидная железа постоянно нуждается в йоде, который необходим для
выработки гормонов щитовидной железы, поэтому при попадании радиоактивного йода в организм он полностью аккумулируется в железе и
удерживается там в течение времени, необходимого для синтеза гормонов. Похожая ситуация с остеотропными радионуклидами – химическими
аналогами кальция, которые накапливаются в костной ткани. К этой обширной группе радионуклидов относятся, например, изотопы Sr, Ra, U,
Pu.
71
Вероятность проникновения радионуклида через барьерный орган и
поглощение его жидкостью тела в значительной степени зависят от его
химических свойств и химической формы, в которой этот радионуклид
находился в окружающей среде.
Доля радионуклида, при заглатывании попавшего из ЖКТ в жидкости тела, носит название коэффициента поглощения. Значения коэффициента поглощения меняются в широком диапазоне: от 1⋅10-5 для оксидов плутония до единицы для любых соединений цезия и йода.
Вероятность поглощения радионуклида, попавшего в органы дыхания, зависит не только от химической формы, но и от физического состояния радиоактивного вещества. По физическим свойствам радиоактивные вещества, находящиеся в воздухе, делят на две большие группы.
К первой относятся радиоактивные пары и газы, ко второй –
радиоактивные аэрозоли.
Частицы радиоактивного аэрозоля поступают в органы дыхания
вместе с вдыхаемым воздухом. Важнейшей характеристикой частицы
аэрозоля, движущейся в потоке воздуха, является ее аэродинамический
диаметр dae, величина которого связана простым соотношением с размером частицы:
d ae = d g ⋅ ρ/χ ,
(5.6)
где dg – эффективный геометрический размер частицы; ρ – ее плотность,
г/см3; χ – единичная плотность, χ = 1.0 г/см3. Аэрозоль является совокупностью частиц, взвешенных в воздухе. Как правило, частицы аэрозоля имеют различные аэродинамические размеры. Совокупность таких
частиц характеризуют два параметра – аэродинамический медианный
по активности диаметр (АМАД) и стандартное геометрическое отклонение размеров частиц βg, значение которого в стандартных условиях
принимается равным 2.5.
Радиоактивные вещества различаются по скорости, с которой содержащиеся в них радионуклиды поглощаются из легких в жидкости
тела. Для учета этого явления при определении доз внутреннего облучения рассматриваются три типа химических соединений:
– тип «М» – медленно растворимые соединения; принято, что при
растворении в легких человека веществ, отнесенных к этому типу, 0.1%
их массы поглощается с полупериодом поглощения15 10 мин и 99.9% – с
полупериодом 7000 сут;
– тип «П» – соединения, растворимые с промежуточной скоростью;
принято, что при растворении в легких человека веществ, отнесенных к
этому типу, 10% их массы поглощается с полупериодом 10 мин и 90% – с
полупериодом 140 сут;
15
Время, за которое в среднем поглощается в жидкости тела 50% вещества.
72
– тип «Б» – быстро растворимые соединения; принято, что при растворении в легких человека веществ, отнесенных к этому типу, 100% их
массы поглощается с полупериодом 10 мин.
Распределение соединений радионуклидов по типам при ингаляции
приведено в приложении П-4 к НРБ-99.
Таким образом, в процессе формирования внутреннего облучения
можно выделить два периода:
– период депонирования радиоактивного вещества в барьерном органе и следующее за тем облучение тканей этого органа удерживаемыми радионуклидами до тех пор, пока эти радионуклиды не исчезнут в
результате радиоактивного распада, не будут механически удалены из
этого органа, или не будут поглощены в жидкости тела;
– период удержания радионуклидов во внутренних органах и облучение ими этих органов до тех пор, пока эти радионуклиды не исчезнут
в результате радиоактивного распада или не будут удалены из организма с калом и мочой.
Определение ожидаемой дозы внутреннего облучения делится на
два этапа:
– определение величины поступления радиоактивного вещества в
организм человека;
– расчет ожидаемой дозы внутреннего облучения для известного
поступления.
В виде схемы этот процесс представлен на рис. 5.5.
73
Индивидуальный
контроль
in vitro
Поступление
Индивидуальный
контроль
in vivo
Ожидаемая
эффективная
доза
Контроль
рабочего места и
моделирование
Рис. 5.5. Определение дозы внутреннего облучения
Определение поступления является обязательным и самым важным
этапом оценки доз внутреннего облучения.
Ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения связана с поступлением простым соотношением:
E ( τ ) = ∑ I ZInh ⋅ e( τ ) ZInh ,
Z
Inh
(5.7)
Inh
где I Z – ингаляционное поступление радионуклида Z; e( τ) Z –
дозовый коэффициент радионуклида Z, равный ожидаемой эффективной дозе при ингаляционном поступлении 1 Бк радионуклида Z. Суммируются вклады от всех радионуклидов, поступающих в организм работника ингаляционным путем (вместе с вдыхаемым воздухом).
При наличии данных контроля рабочего места величина поступления может быть определена самым простым, но одновременно и наименее точным способом. Поле концентраций радиоактивного вещества в
воздухе чрезвычайно изменчиво. Как показано на рис. 5.6, на поле концентраций влияет вентиляция, перемещение работника внутри помещения, агрегатное состояние радиоактивного вещества в источнике загрязнения (в открытом источнике), операции, которые с ним производят.
Измерение объемной активности радионуклидов может производиться разными устройствами – стационарным, переносным и индиви-
74
дуальным пробоотборниками. К сожалению, вследствие неоднородности и вариабельности поля концентраций показания этих пробоотборников с разной степенью достоверности позволяют судить об истинном
значении величины объемной концентрации радионуклида во вдыхаемом воздухе, определяющей поступление радиоактивного вещества.
Рис. 5.6. Контроль загрязнения воздуха на рабочем месте
При известной средней объемной активности радионуклида во вдыхаемом воздухе его поступление за период (t1,t2) рассчитывается по формуле
I ZInh = C Z (t1 ,t 2 ) ⋅ V ⋅ (t 2 − t1 ) ,
(5.8)
где C Z (t1 ,t 2 ) – средняя объемная активность радионуклида во вдыхаемом воздухе за период (t1,t2); V – объем дыхания работника. Значение объема дыхания стандартного работника при легкой физической
нагрузке принято равным 1.5 м3/ч.
Величина поступления может быть определена с меньшей неопределенностью, если после поступления радионуклида проводились измерения его содержания во всем теле или отдельных органах человека
(индивидуальный контроль in vivo16) либо его выведения из организма с
калом или мочой (индивидуальный контроль in vitro17).
16
17
Буквально – «в живом», т.е. находящееся внутри тела.
Буквально – «в стекле», т.е. находящееся в пробе вне тела.
75
На АЭС индивидуальный контроль внутреннего облучения персонала проводится в соответствии с Регламентом контроля доз внутреннего облучения18 и Методикой выполнения расчетов по результатам измерений на СИЧ19.
5.3.Результат оценки дозы облучения
Результатом определения дозы облучения любого человека является его индивидуальная доза. Основой для оценки этой величины являются дозиметрические характеристики, присущие стандартному человеку:
– взвешивающие коэффициенты излучения;
– параметры (размер, форма, масса, взаимное расположение в теле)
радиочувствительных органов и тканей;
– взвешивающие коэффициенты ткани, необходимые для расчета
эффективной дозы, и т.д.
В случае профессионального облучения индивидуальная доза облучения работника принимается равной дозе облучения «стандартного
работника», который находился бы в тех же производственных условиях и выполнял бы те же работы с источником, что и данный индивид.
Значение индивидуальной дозы приписывается данному индивиду
по результатам контроля внешнего и внутреннего облучений. При определении индивидуальной дозы работника игнорируется ее отличие от
истинной дозы облучения индивида (эту величину можно было бы назвать персональной дозой), обусловленное различием между характеристиками «стандартного работника» и персональными характеристиками
индивида:
– антропометрическими характеристиками тела, размерами и массой отдельных органов и тканей;
– характеристиками физиологических показателей;
18
Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. «Регламент дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала атомных станций.
Общие требования». Методические указания по радиационному контролю МУК 2.6.1.09-03. Федеральное управление «Медбиоэкстрем»
Минздрава России, 2003.
19
Кутьков В.А.,
Ткаченко В.В.,
Романцов В.П.,
Бубало Д.А.,
Фещенко Е.Ф. Методика выполнения расчетов МВР 2.6.1.50-01. Определение поступления радионуклидов и индивидуальной эффективной
дозы облучения по результатам измерений на СИЧ содержания радионуклидов в теле человека для персонала атомных станций. Концерн
«Росэнергоатом» МАЭ РФ, Федеральное управление «Медбиоэкстрем»
Минздрава России, 2001.
76
– параметрами биокинетики химических элементов в органах и тканях;
– индивидуальной радиочувствительностью и т.д.
Понятие «стандартный человек» занимает чрезвычайно важное место
в современной радиационной безопасности. Введение понятия «стандартный человек» преследует цель однозначного определения условий
оценки дозиметрических величин, характеризующих условия облучения.
Данное выше определение индивидуальной дозы находится в полном согласии c логикой определения нормируемых величин и с управленческой стратегией обеспечения радиационной безопасности человека при обращении с источниками ионизирующего излучения, на которых основываются отечественные Нормы и Правила обеспечения радиационной безопасности. Обеспечение эффективного управления источником для своевременного предотвращения его выхода из-под контроля является основным содержанием этой стратегии обеспечения
безопасности персонала и населения. Работник, участвующий в обращении с техногенным источником излучения, исполняет роль своеобразного монитора, чувствительного к изменению состояния источника,
защитных барьеров, нарушениям регламента обращения с источником и
к проявлениям «человеческого фактора». Индивидуальная доза работника является откликом этого «монитора», и чем менее ее величина будет зависеть от характеристик конкретного работника, тем эффективнее
будет исполняться главная функция радиационного контроля –
обеспечение обратной связи в системе регулирования безопасности
использования источника.
77
Глава 6
Источники излучения на АЭС
Вне зависимости от типа реактора, установленного на атомной станции, ее технологической схемы основными источниками
излучения на АЭС являются активная зона реактора, технологический контур и защита реактора (рис. 6.1).
Рис. 6.1. Упрощенная схема основного оборудования ВВЭР
6.1.Активная зона реактора как источник излучений
Источником энергии, производимой в ядерном реакторе, являются протекающие в его активной зоне процессы, происходящие при столкновениях ядер между собой или при их взаимодействии с частицами или γ-квантами. Эти процессы можно условно
разделить на рассеяние и ядерные реакции. И в том, и в другом
случаях может появляться новое излучение.
При рассеянии состав сталкивающихся частиц не изменяется,
но они могут не только изменять направление движения, но и
оказываться в возбужденном состоянии. Возбужденные состояния приводят к испусканию γ-квантов.
78
При ядерных реакциях в ядро попадает одна частица, а вылетает другая или несколько частиц, и исходное ядро превращается
в другое или несколько других.
В ядерном реакторе, упрощенная схема которого представлена на рис. 6.2, протекает множество видов ядерных реакций.
Рис. 6.2. Схематическое изображение ядерного реактора
Важнейшей ядерной реакцией, на применении которой основана работа ядерного реактора, является (n,f)-реакция – реакция
деления под действием нейтронов. В большинстве типов реакторов для получения энергии используется реакция деления 235U
под действием тепловых нейтронов, т.е. нейтронов, которые в
результате многократных рассеяний в веществе пришли в тепловое равновесие с веществом.
При делении ядро 235U разваливается на два примерно равных
по массе осколка (рис. 6.3). При этом практически сразу обычно
вылетают от 2 до 4 нейтронов, которые называют «мгновенными».
79
Рис. 6.3. Деление ядер под действием нейтронов
Масса, заряд и энергия возбуждения осколков, образующихся
при делениях одинаковых ядер, различны. Число нейтронов, рожденных в одном акте деления, также варьируется. В одном акте
деления 235U под действием тепловых нейтронов возникает в
среднем 2.5 нейтрона, которые имеют энергию, значительно превосходящую энергию тепловых нейтронов. Такие нейтроны не
могут вызвать новой реакции деления при взаимодействии с
ядром 235U. Эти нейтроны необходимо «остудить». Для уменьшения энергии нейтронов их пропускают через замедлитель (вода в
реакторах типа ВВЭР или графит в реакторах типа РБМК), где
нейтроны теряют свою энергию в упругих столкновениях с ядрами водорода или углерода. Замедлившиеся до тепловых скоростей нейтроны поглощаются ядрами 235U, что приводит к их делению и испусканию новых нейтронов, и все повторяется сначала. Так идет цепная реакция деления. Ход этой реакции регулируется управляющими стержнями, которые содержат нуклиды,
активно поглощающие нейтроны.
При делении каждого ядра 235U выделяется энергия, равная
примерно 200 МэВ. Из этой величины около 165 МэВ достается
осколкам в виде кинетической энергии и примерно 5 МэВ –
мгновенным нейтронам. Мгновенное γ-излучение уносит около
8 МэВ. При распаде осколков β-частицам достается в среднем
9 МэВ, антинейтрино уносят примерно 10 МэВ и γ-излучение в
цепочках β-распадов осколков (запаздывающее γ-излучение) –
около 7 МэВ. Практически вся энергия деления, кроме доли,
уносимой нейтрино, поглощается в активной зоне и защите реактора, вызывая нагрев теплоносителя и элементов конструкции
80
реактора. Нагрев теплоносителя является целью работы реакторной установки.
Часть излучения выходит за пределы биологической защиты
реактора и приводит к облучению персонала.
Источники возникновения излучений в элементах работающего и остановленного реактора отражены в табл. 6.1.
Таблица 6.1
Основные источники излучения на АЭС
Вид излучения
Нейтроны
Работающий реактор
Остановленный
реактор
Активная зона
– мгновенные
– фотонейтроны
– долгоживущих проГамма-излучение – мгновенное
дуктов деления
– короткоживущих
продуктов деления – продуктов активации
– захватное
– неупругого рассеяния
нейтронов
Защита
Нейтроны
– фотонейтроны
– фотонейтроны
– продуктов активации
Гамма-излучение – захватное
– неупругого рассеяния
– продуктов активации
Нейтроны
Технологический контур
– фотонейтроны
– запаздывающие
– долгоживущих проГамма-излучение – захватное
дуктов деления
– продуктов активации
– неупругого рассеяния – продуктов активации
нейтронов
– тормозное излучение
– продуктов реакций – аннигиляционное
– тормозное излучение
– аннигиляционное
81
При работе реактора на мощности его активная зона является
источником нейтронов и γ-излучения. Другие виды излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за ее пределы, и их можно не принимать во внимание. Когда реактор остановлен, его активная зона является, в основном, источником только γ-излучения.
Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора
бывают четырех видов.
1. Мгновенные нейтроны, сопровождающие процесс деления
ядер. Об этих нейтронах было уже упомянуто в главе 1 при описании спонтанного деления.
2. Запаздывающие нейтроны, испускающиеся сильно возбужденными ядрами при β-распадах осколков деления. Ранее, в главе 1
было описано снятие возбуждения ядра испусканием γ-квантов. Однако при больших энергиях возбуждения, больших, чем энергия
связи нейтрона в ядре, возможно вместо γ-кванта испускание нейтрона, который и называется запаздывающим. Таких нейтронов немного – всего при делении различных ядер их возникает от 0.002 до
0.007 нейтронов на деление, а периоды полураспада испускающих
их продуктов деления от 0.18 до 54.5 с.
3. Нейтроны активации, которые образуются при радиоактивном распаде продуктов ядерных реакций, протекающих в активной
зоне. Активация – образование радиоактивного ядра в результате
какой-либо ядерной реакции. Стабильный изотоп 17О, которого в
естественной смеси 0.037%, в результате (n,p)-реакции превращается в 17N. При β-распаде 17N с периодом полураспада 4.2 с получается сильно возбужденное ядро 17О, которое испытывает ядерное
превращение, сопровождающееся испусканием нейтрона.
4. Фотонейтроны, возникающие при (γ,n)-реакциях. Вместе с
основным изотопом водорода 1Н в воде содержится еще один его
стабильный изотоп – дейтерий 2Н; энергия связи протона и нейтрона у него всего 2.25 МэВ. Фотонов, способных расщепить ядро
дейтерия в активной зоне, достаточно много, и, несмотря на то, что
в естественной смеси изотопов дейтерия немного (0.0148%), реакция все-таки заметна.
Когда реактор остановлен, тепловые нейтроны, вызывающие
деление, практически не появляются, и первый источник (мгновенные нейтроны) исчезает. Запаздывающие нейтроны и нейтроны
активации исчезают через некоторое время. Фотонейтроны остаются в качестве основного источника нейтронов в активной зоне,
но здесь становятся заметными и другие источники нейтронов.
82
Один из таких источников – спонтанное деление 238U. Накопившиеся в топливе 238Pu, 240Pu, 242Pu, а также некоторые изотопы кюрия и калифорния также являются источниками нейтронов спонтанного деления. Кроме того, в топливе накапливается много актиноидов, являющихся α-излучателями, и поскольку эти излучатели окружены атомами кислорода (исходное топливо – двуокись
урана UO2), велика вероятность (α,n)-реакции на кислороде.
Источники γ-излучения работающего реактора более многочисленны, чем источники нейтронов.
1. Мгновенное γ-излучение, сопровождающее процесс деления ядер; на его долю приходится от 7 до 8 МэВ энергии, выделяющейся при одном делении.
2. Запаздывающее γ-излучение короткоживущих продуктов
деления, которое испускается в первые 10 мин после деления; на
его долю приходится около 5.5 МэВ, а интенсивность через 10 мин
уменьшается почти вдвое.
3. Запаздывающее γ-излучение долгоживущих продуктов деления; интенсивность этого излучения (по сравнению с интенсивностью 10-минутной выдержки после останова реактора) уменьшается в 10 раз за 10 суток и еще в 10 раз через полгода.
4. Захватное γ-излучение, характеризующее захват тепловых
нейтронов (n,γ), не вызвавших деление; на один акт захвата выделяется энергия, примерно равная энергии связи, приходящейся на
один нуклон в ядре, а это 7 – 8 МэВ.
5. Гамма-излучение, сопровождающее неупругое рассеяние
нейтронов (n,n′) на материалах активной зоны.
6. Гамма-излучение, сопровождающее (n,p)-, (n,α)-, (n,2n)реакции.
7. Излучение продуктов активации, возникающих в материалах
активной зоны, в теплоносителе и его примесях, а также продуктов
коррозии, переносимых теплоносителем через активную зону.
8. Излучение, сопровождающее аннигиляцию позитронов.
9. Тормозное излучение, образующееся при торможении быстрых электронов в электрическом поле атомных ядер активной зоны.
Для работающего реактора самые главные источники – первый,
второй и четвертый. Когда реактор остановлен, на первый план выходит третий источник, и становятся заметными седьмой, восьмой
и девятый.
83
6.2.Технологический контур как источник излучения
Теплоноситель и присутствующие и поступающие в него в
процессе работы АЭС примеси, попадая при его движении в активную зону и облучаясь там мощным потоком нейтронов, становятся радиоактивными. На ядрах самого теплоносителя и примесей могут происходить (n,γ)-, (n,p)-, (n,α)-реакции. При нарушении герметичности оболочек твэлов в теплоноситель могут
поступать продукты деления.
В результате процессов массообмена часть активных продуктов
из теплоносителя осаждается на внутренних поверхностях оборудования, омываемого им, и образует пленку коррозионных отложений,
поэтому оборудование становится источником γ-излучения.
Таким образом, источниками возникновения активности теплоносителя могут быть
– активация ядер вещества собственно теплоносителя;
– активация примесей теплоносителя;
– активация поступающих в теплоноситель продуктов коррозии и эрозии конструкционных материалов;
– продукты деления, поступающие в теплоноситель из негерметичных твэлов.
Источники излучения на поверхностях оборудования – осевшие
радиоактивные продукты коррозии и продукты деления.
Собственная активность теплоносителя (водного) может достигать 5⋅109 Бк/кг, активность примесей в воде до 5⋅106 Бк/кг, активность продуктов коррозии до 5⋅105 Бк/кг. Активность продуктов деления в двухконтурных системах может достигать 5⋅108 Бк/кг, а в
одноконтурных – 5⋅105 Бк/кг. Активная пленка на поверхностях оборудования может достигать значений 5⋅108 Бк/м2.
Основной радионуклид, обусловливающий собственную активность теплоносителя, – 16N, образующийся по реакции 16О(n,p)16N и
имеющий период полураспада 7.1 с. Кроме того, после остановки
реактора становятся заметными 13N (T1/2 = 10 мин), 18F (T1/2 = 110 мин),
24
Na (T1/2 = 15 ч), 41Ar (T1/2 = 1.83 ч), испускающие после распада
γ-кванты, и чистые β-излучатели 14С (T1/2 = 5568 лет) и 3Н (T1/2 = 12.3 г).
Упомянутые реакции образования 17N, а также (γ,n)-реакция
на дейтерии являются источниками нейтронов в технологическом
контуре при работе реактора на мощности.
Активируемые продукты коррозии, образующие пленку активных отложений на оборудовании, появляются вследствие реакций
84
58
Fe(n,γ)59Fe, 55Mn(n,γ)56Mn, 54Fe(n,p)54Mn, 50Cr(n,γ)51Cr, 58Ni(n,p)58Co,
Co(n,γ)60Co, 60Ni(n,p)60Co. Кроме того, в отложениях могут еще
присутствовать 95Zr, 95Nb, 64Cu, 110mAg, 124Sb, 187W и другие нуклиды.
Основной дозообразующий радионуклид после 2 – 3 лет работы АЭС с ВВР на мощности – это 60Со, имеющий период полураспада 5.27 лет и энергии γ-квантов 1.173 МэВ и 1.333 МэВ со стопроцентным выходом каждой на один распад. Этот радионуклид
определяет мощность дозы до 90% и более от оборудования остановленного реактора и 70 – 80% дозы внутреннего облучения при
вдыхании аэрозолей, образующихся в помещениях АЭС. На АЭС с
РБМК роль основных дозообразующих нуклидов играют 95Zr и
95
Nb, которые образуются при активации циркония, входящего в
состав конструкционных материалов активной зоны реактора.
При наличии негерметичных твэлов в теплоноситель могут
поступать, в первую очередь, инертные радиоактивные газы
(ИРГ) и изотопы йода. Здесь можно отметить 85mKr (T1/2 = 4.36 ч),
87
88
89
Kr (T1/2 = 1.3 ч),
Kr (T1/2 = 2.77 ч),
Kr (T1/2 = 3.2 мин),
133
135m
137
Xe (T1/2 = 5.2 сут),
Xe (T1/2 = 15.6 мин), Xe (T1/2 = 3.9 мин),
138
131
132
Xe (T1/2 = 14.7 мин),
I (T1/2 = 8.04 сут),
I (T1/2 = 2.3 ч),
133
I (T1/2 = 20.8 ч), 134I (T1/2 = 53 мин), 135I (T1/2 = 6.6 ч). Также в теплоносителе могут присутствовать дочерние к ИРГ радионуклиды, такие как 90Sr, 90Y, 91Sr, 92Sr, 137Cs, 138Cs, 139Ba и др., которые
образуются уже в самом теплоносителе из предшественников,
попавших в теплоноситель.
Кроме основного контура – КМПЦ на АЭС с РБМК и первого
контура теплоносителя на АЭС с ВВЭР существуют и другие технологические контуры, являющиеся источниками излучения: на
АЭС с ВВЭР – это второй контур при протечках из первого контура; на АЭС с РБМК – газовый контур охлаждения графитовой
кладки и контур охлаждения СУЗ – системы управления и защиты.
Здесь следует отметить радионуклид 41Ar (T1/2 = 1.83 ч), получающийся в результате реакции 40Ar(n,γ)41Ar. Сам 40Ar присутствует в
виде примесей в газе, охлаждающем графитовую кладку.
Основным помещением на АЭС с РБМК, где существенно облучение персонала нейтронами, является центральный реакторный
зал и та его часть, которая расположена непосредственно над биологической защитой реактора (на «пятаке») при работе реактора на
мощности. Спектр нейтронов в центральном зале формируется за
счет прохождения нейтронов в биологической защите и отражения
от бетонных конструкций здания. В ряде случаев возможны «про59
85
стрелы» нейтронов, проникающих в центральный зал через неоднородности в защиты. Это явление может создавать определенные
трудности для организации радиационного контроля.
Основными помещениями на АЭС с ВВЭР, где существенно
облучение персонала нейтронами, являются помещения гермообъема при работе реактора на мощности. Спектры нейтронов
внутри помещений гермообъема можно разделить на две группы:
– спектр нейтронов, сформированный за счет прохождения
нейтронов в толстой бетонной защите и отражения от бетонных
конструкций;
– спектр нейтронов, сформированный за счет прохождения
через стальные конструкции оборудования реактора и отражения
от стальных и бетонных конструкций.
Спектры нейтронов для разных помещений гермообъема отличаются, однако эти различия не существенны с точки зрения
организации радиационного контроля.
6.3.Источники излучения в воздухе рабочих
помещений АЭС
В результате протечек технологического контура АЭС, запланированных и незапланированных, при ремонтных работах,
связанных со вскрытием оборудования контуров, при проведении
сварочных работ на оборудовании в воздух рабочих помещений
могут поступать радиоактивные газы и аэрозоли. Радиоактивные
аэрозоли – это продукты коррозии и деления, а также продукты
распада ИРГ.
Опыт эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС показывает, что внешним облучением от радиоактивных продуктов в
воздухе рабочих помещений вообще можно пренебречь. Доза
внутреннего облучения на 70 – 80% обусловлена ингаляционным
поступлением изотопа 60Со в составе аэрозолей, но для основной
массы персонала не превышает 1 мЗв/год. Нарушение правил
техники безопасности, особенно при проведении сварочных работ, может привести к ожидаемой дозе внутреннего облучения
до 5 мЗв/год.
86
6.4.Излучение защиты реактора
Защита реактора обычно проектируется в виде чередующихся
слоев из легких и тяжелых элементов.
Гамма-излучение из активной зоны, попадая в легкую водородсодержащую среду, может вызвать появление нейтронов по
упомянутой ранее реакции с дейтерием 2Н(γ,n)1H. Это так называемые фотонейтроны. Они рождаются в защите как работающего, так и остановленного реактора.
Нейтронное излучение из активной зоны захватывается конструкционными материалами защиты и порождает захватное
γ-излучение по реакции (n,γ), как это было описано ранее. При
неупругом рассеянии (n,n′) на тяжелых элементах защиты возникает γ-излучение неупругого рассеяния. Так же, как и в активной
зоне, появляется γ-излучение продуктов активации материалов
нейтронами и аннигиляционное излучение.
Для остановленного реактора, когда нейтронный поток исчезает, остается только γ-излучение продуктов активации.
Набор чередующихся слоев защиты позволяет эффективно
ослаблять в легких материалах нейтронное излучение, а в тяжелых – γ-излучение.
87
Глава 7
Основы нормирования в области обеспечения
радиационной безопасности персонала
Существующая в Российской Федерации нормативно-техническая и правовая база в области обеспечения радиационной безопасности включает в себя
– Федеральные законы;
– Нормы и Правила обеспечения безопасности.
Федеральный закон от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» явился первым из вступивших в действие комплексных законодательных актов федерального значения в области использования атомной энергии. Он носит общий характер, определяя
основы регулирования отношений при использовании атомной энергии.
Закон направлен на защиту здоровья и жизни людей, охрану окружающей среды, защиту собственности при использовании атомной энергии
и призван способствовать развитию атомной науки и техники, содействовать укреплению международного режима безопасного использования атомной энергии.
Принятие Федерального закона «Об использовании атомной энергии» сопровождается дальнейшим развитием законодательства в области использования атомной энергии. Принят, в частности, ряд первоочередных правовых актов в этой области. К важнейшим из них относится
принятый 9 января 1996 г. Федеральный закон № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения», который определяет правовые основы
обеспечения радиационной безопасности населения на всей территории
Российской Федерации, устанавливает права, обязанности и ответственность государственных органов, юридических и физических лиц,
регламентирует основные направления деятельности органов государственной власти по обеспечению радиационной безопасности населения, определяет порядок осуществления надзора и контроля за обеспечением радиационной безопасности, содействует укреплению международного режима безопасного использования атомной энергии. Этот закон целенаправленно ориентирован на защиту людей от воздействия
ионизирующих излучений при использовании атомной энергии в различных сферах человеческой деятельности.
В Нормах и Правилах20 обеспечения радиационной безопасности
сформулированы общие требования к организации и проведению дозиметрического контроля облучения персонала. Контроль доз облучения
персонала, являясь важной частью контроля за соблюдением Норм и
Правил, служит общей цели обеспечения радиационной безопасности –
защите настоящего и будущего поколений людей от вредного для их
20
Нормы радиационной безопасности НРБ-99 и Основные санитарные
правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99.
88
здоровья воздействия ионизирующего излучения. При достижении общих целей радиационной безопасности возникают две важные задачи,
решение которых невозможно без достоверных данных о дозах облучения персонала, т.е. без организации и проведения контроля доз облучения. Первая задача – разумное ограничение доз облучения в условиях
нормальной эксплуатации источника излучения (цель – профилактика
профессиональных заболеваний путем обеспечения контролируемых
условий эксплуатации источника излучения), а также жесткое ограничение доз при планируемом повышенном облучении. Вторая – сведение
к минимуму вероятности выхода источника излучения из-под контроля
(цель – профилактика профессиональных заболеваний путем предотвращения опасных для здоровья и жизни человека доз потенциального
облучения, которое может возникнуть в результате выхода источника
из-под контроля).
7.1.Стратегия обеспечения радиационной безопасности
В самом общем виде основные принципы обеспечения радиационной
безопасности формулируются следующим образом.
1. Принцип обоснования. Никакая практическая деятельность, связанная
с облучением, не должна приниматься, если польза от нее для облученных лиц или общества в целом не превышает ущерба от вызванного ею
облучения.
2. Принцип оптимизации. Для любого отдельного источника в рамках
данной практической деятельности значения индивидуальных доз, число
облученных лиц и вероятность потенциального облучения должны поддерживаться на столь низких уровнях, какие только могут быть разумно
достигнуты с учетом экономических и социальных факторов.
3. Принцип нормирования. Облучение отдельных лиц от сочетания всех
соответствующих видов практической деятельности должно ограничиваться пределами дозы или контролем риска в случае потенциального
облучения.
В отечественных Нормах и Правилах обеспечения радиационной безопасности все источники излучения разделены на две группы.
К первой (основной) группе относятся техногенные источники излучения – источники, специально созданные для применения излучения,
которое они производят. АЭС как источник излучения относится к этой
группе. Техногенный источник излучения, как и любая инженерная
конструкция, например, автомобиль, является источником потенциальной опасности. Работа с такими источниками ионизирующих излучений
требует радиационной защиты персонала и населения. В нормальных
условиях она обеспечивается управлением источником с помощью организационных и технических мер, а также физическими барьерами для
ограничения распространения излучения и радиоактивного загрязнения.
89
В целом эти меры и барьеры называют глубоко эшелонированной защитой от излучения. В нормальных условиях техногенный источник находится под контролем, а безопасность персонала и населения обеспечивает глубоко эшелонированная защита. Если в такой защите возникает
брешь, и контроль над источником теряется, происходит радиационная
авария. Радиационная авария может привести к большим дозам облучения, опасным для жизни и здоровья персонала и населения.
Ко второй группе относятся природные источники излучения, обращаться с которыми люди вынуждены в силу разных обстоятельств.
Примером такого источника облучения является радон, который из-под
земли и из стен проникает в помещения, в т.ч. и в производственные
помещения на АЭС. Природные источники стабильны, и связанное с
ними облучение можно достаточно надежно прогнозировать. В отдельных случаях облучение природными источниками может создать проблемы для здоровья людей. Например, среднее значение годовой эффективной дозы облучения жителей города Рамсар (Иран) природными
источниками равно 10 мЗв в год, а ее максимальное значение по оценкам достигает 260 мЗв в год. Для облучения природными источниками
излучения Нормы и Правила устанавливают специальные ограничения.
Стратегические цели обеспечения радиационной безопасности заключаются в том, чтобы АЭС, как и любой другой техногенный источник ионизирующего излучения, была создана и эксплуатировалась таким образом, чтобы были установлены и в нормальных условиях соблюдались
– пределы безопасной эксплуатации АЭС – установленные в проекте
АЭС значения параметров и характеристик состояния систем и оборудования, отклонение от которых может привести к потери управления источником излучения – к радиационной аварии;
– условия безопасной эксплуатации АЭС – установленные в проекте
АЭС минимальные требования к количеству, состоянию работоспособности,
характеристикам и техническому обслуживанию систем и оборудования,
важных для безопасности, и при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации.
В общем виде требования Норм и Правил к созданию источника и к
обращению с ним сводятся к тому, что источник необходимо создать и
впоследствии эксплуатировать таким образом, чтобы при соблюдении
пределов и условий безопасной эксплуатации дозы облучения персонала на рабочих местах не могли превышать установленные в Нормах
пределы доз. Систематическое снижение доз облучения персонала, равно как и удержание их на достигнутом уровне, указывает на стабильное
нормальное состояние АЭС как источника облучения. Незначительные
нарушения регламентов эксплуатации могут привести к незначительному увеличению доз. Систематическое увеличение индивидуальных доз
облучения персонала при отсутствии явных изменений условий экс-
90
плуатации уже свидетельствует о скрытых нарушениях регламентов.
При значительных нарушениях, граничащих с потерей управления источником, дозы облучения могут достигать установленных пределов, а
при потере управления, когда источник вышел из-под контроля, дозы
облучения отдельных работников, как правило, значительно превосходят пределы доз.
Таким образом, текущие годовые дозы облучения работников являются показателем состояния радиационной безопасности на АЭС.
Облучение персонала отражает степень контроля над источником и то,
насколько надежно обеспечена радиационная безопасность персонала.
Повышение доз облучения служит основой для принятия мер радиационной защиты; при этом радиационный контроль является одним из
элементов обратной связи в системе управления источником излучения.
7.2.Требования НРБ-99 к ограничению
профессионального облучения
В Российской Федерации существует большое число законодательных и иных нормативно-правовых актов, в той или иной мере регламентирующих требования к обеспечению радиационной безопасности населения, включая один из важнейших ее элементов – контроль профессионального облучения. Нормативно-правовые акты представляют собой иерархическую систему источников права в зависимости от вида
органа государственной власти, принявшего тот или иной нормативный
правовой акт, способа принятия и юридической силы. В основных требованиях законов Российской Федерации отражены признанные международным сообществом принципы обеспечения радиационной безопасности и международные обязательства Российской Федерации, вытекающие из положений международных конвенций, участником которых
является Россия.
Назначением «Норм радиационной безопасности (НРБ-99)» является
обеспечение радиационной безопасности населения, под которой понимается «состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения».
В Нормах реализованы три сформулированных выше основных принципа
обеспечения радиационной безопасности.
Нормы определили цель радиационной безопасности. «Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения,
включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения
путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине».
91
Нормы исходят из общепринятой концепции биологического действия ионизирующих излучений. В связи с этим, в отношении ограничения техногенного облучения в Нормах осуществляется двойное нормирование
– ограничение риска возникновения стохастических эффектов излучения
путем ограничения величины годовой эффективной дозы;
– предотвращение возникновения детерминированных эффектов
излучения путем ограничения величины годовой эквивалентной дозы в
органах и тканях, которые могут облучаться локально, а вероятность
возникновения стохастических эффектов в них близка к нулю.
Основные пределы доз техногенного облучения приведены в НРБ99 (табл. 7.1).
Таблица 7.1
Регламентируемые величины облучения персонала группы А
в нормальных условиях
Нормируемая величина
Эффективная доза за год
Эффективная доза за год, усредненная за
любые последовательные 5 лет
Эффективная доза, накопленная за период
трудовой деятельности (50 лет)
Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза
Эквивалентная доза за год в коже
Эквивалентная доза за год в кистях и стопах
Эквивалентная доза на поверхности нижней
части области живота женщин в возрасте
до 45 лет
Числовое
значение
предела дозы
50 мЗв/год
20 мЗв/год
1000 мЗв
150 мЗв/год
500 мЗв/год
500 мЗв/год
1 мЗв/мес
В соответствии с Нормами и Правилами выделяется две категории
облучаемых лиц – персонал и население. Согласно Нормам и Правилам
персонал АЭС, как и любой организации, где эксплуатируются техногенные источники излучения, подразделяется на две группы – А и Б. К
персоналу группы А относятся лица, непосредственно работающие с
техногенными источниками излучения. Лица, находящиеся по условиям
работы в сфере воздействия этих источников, относятся к персоналу
группы Б. Для каждой из категорий устанавливаются три класса нормативов: основные пределы доз, допустимые уровни и контрольные уровни. Числовые значения основных пределов доз представлены
в табл. 7.1.
92
Значения основных пределов доз, равно как и значения допустимых
уровней облучения персонала группы Б, равны 1/4 соответствующих
значений для персонала группы А.
Нормами устанавливается эффективная доза для персонала группы
А за период трудовой деятельности (50 лет) – она не должна превышать
1 Зв.
Для обеспечения радиационной защиты детей, которые могут родиться у работницы, в Нормах (п. 3.1.8) из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, для профессионального облучения
которых установлены дополнительные ограничения. Так, для этого контингента эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов
в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала группы А.
Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников ионизирующего излучения, значения годовых доз облучения не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.
Согласно п. 3.2.2 Норм, в случае облучения персонала группы А в
условиях планируемого повышенного облучения пределы дозы не устанавливаются, однако в этом случае определены граничные значения доз
повышенного облучения, превышение которых должно рассматриваться
как потенциально опасное. Регламентируемые величины облучения
персонала при повышенном планируемом облучении (при предотвращении или ликвидации радиационных аварий) представлены в табл. 7.2.
Таблица 7.2
Максимальные уровни планируемого повышенного облучения
Регламентируемая величина
Эффективная доза повышенного
облучения
Эквивалентная доза повышенного
облучения хрусталика глаза
Эквивалентная доза повышенного
облучения кожи
Эквивалентная доза повышенного
облучения кистей и стоп
93
Максимальный
планируемый уровень
200 мЗв/год
600 мЗв/год
2000 мЗв/год
2000 мЗв/год
7.3.Допустимые уровни профессионального облучения
Для оперативного контроля соблюдения нормативных требований Нормами установлены допустимые уровни техногенного облучения. Эти уровни играют роль индикаторов безопасности условий эксплуатации источников излучения. Они являются производными величинами от предела усредненной за пять последовательных лет годовой
эффективной дозы и выражены в значениях величин, которые можно
непосредственно определять при радиационном контроле условий труда. Превышение этих уровней указывает на недостаточную защищенность персонала и требует проведения расследования причин такого
превышения.
Допустимые уровни профессионального облучения установлены
для среднегодовых значений следующих величин:
– для объемной активности радионуклида в воздухе (приложение П1 к НРБ-99);
– для плотности потока частиц или γ-квантов (табл. 8.2. – 8.7 НРБ99).
Их значения рассчитаны с помощью сценариев облучения, соответствующих производственным условиям, которые были определены как
стандартные. Под ними понимают определенные в разделе 8 Норм условия воздействия техногенных источников на человека, которые в случае профессионального облучения характеризуются следующими параметрами:
– объемом вдыхаемого воздуха, с которым радионуклид может поступить на протяжении календарного года в органы дыхания лиц из
числа персонала группы А или разных возрастных групп населения;
– временем облучения в течение календарного года для лиц из числа персонала групп А и Б;
– классификацией радиоактивных аэрозолей по скорости перехода
радионуклида из легких в жидкости тела;
– распределением активности по размерам частиц аэрозоля с
АМАД, равным 1 мкм, и стандартным геометрическим отклонением,
равным 2.5.
Как правило, расчет значений допустимых уровней по таким сценариям приводит к консервативным оценкам, что вполне отвечает задачам контроля состояния источника при низких уровнях доз.
Приложения П-1 – П-4 к НРБ-99 сформированы на основе новых
данных о дозовых коэффициентах, характеризующих радионуклиды как
источники внутреннего облучения, которые были получены МКРЗ в
1994 – 1996 гг.
94
Приложение П-1 содержит значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой
объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала. В НРБ-99 принято, что при нормальной эксплуатации техногенных
источников поступление радиоактивных веществ в организм работников через органы пищеварения недопустимо. Поэтому в приложении П1 не приводятся данные о дозовых коэффициентах и пределе годового
поступления отдельных радионуклидов (через органы пищеварения).
Приложение П-2 содержит значения дозовых коэффициентов, пределов годового поступления с воздухом и пищей, допустимой объемной
активности во вдыхаемом воздухе и уровни вмешательства при поступлении с водой отдельных радионуклидов для населения.
Приложение П-3 содержит распределение соединений элементов по
типам при ингаляции.
Приложение П-4 содержит значения минимально значимой удельной
активности (МЗУА) и минимально значимой активности (МЗА) в помещении или на рабочем месте. Данные, приведенные в этом приложении,
используются в ОСПОРБ-99 для классификации работ с радиоактивными
веществами в открытом виде.
95
Глава 8
ОРГАНИЗАЦИЯ РАБОТ НА АЭС В СООТВЕТСТВИИ С
ПРИНЦИПОМ ALARA
Новые Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), существенно
(в 2.5 раза) ужесточившие основные дозовые пределы облучения персонала, поставили перед АЭС задачи снижения количества персонала с
годовой индивидуальной дозой более 20 мЗв и снижения доз облучения
до возможно низкого уровня. Эти задачи вытекают из формулировки
принципа оптимизации радиационной защиты, получившей в зарубежной практике наименование ALARA21, – одного из основополагающих
принципов обеспечения радиационной безопасности.
Следует заметить, что принцип оптимизации всегда присутствовал
в российских Нормах радиационной безопасности, однако высокое значение предельно допустимой дозы (50 мЗв в год в период 1961 –
2001 гг.) позволяло администрации АЭС не обращать на него внимание. С переходом на новые значения основных дозовых пределов этот
принцип стал определяющим. Однако формулировка принципа оптимизации обозначает только цель, которая должна быть достигнута, но не
содержит описания путей и способов её достижения.
Специалисты западных стран, занимающиеся вопросами радиационной безопасности, разработали и предложили основополагающие
правила планирования, подготовки, выполнения и контроля радиационно-опасных работ, применяя которые можно поддерживать дозы облучения на таком низком уровне, достижение которого оправдано22. Совокупность этих принципов во всем мире была воспринята как Система
управления работами. При правильном применении система управления работами может привести к сокращению числа рабочих, необходимых для выполнения работ, и уменьшению числа человеко-часов, затраченных на ее выполнение, т.е. к минимизации трудозатрат и снижению
доз облучения персонала, что и является целью реализации принципа
ALARA.
Приняв концепцию «беспорогового» воздействия радиации на организм человека, мы должны принять все необходимые (с учетом экономических и социальных факторов) меры для снижения профессионального облучения персонала вне зависимости от величины получаемой дозы.
21
ALARA – «As Low As Reasonable Achievable» (настолько низко, насколько это разумно достижимо).
22
Управление работами в атомной энергетике. Агентство по ядерной
энергии AEN/NEA: Документы Организации по экономическому сотрудничеству и развитию (ОЭСР). Воспроизведено МАГАТЭ, Вена, 1998.
96
Следует отметить, что Система управления работами, будучи предложена специалистами по радиационной безопасности, на самом деле
является системой организации и управления работами, т.е. областью
деятельности руководителей АЭС всех уровней, участвующих в планировании, подготовке и выполнении работ по ремонту и техническому
обслуживанию оборудования АЭС.
Что нужно иметь на АЭС, чтобы организовать работы в духе ALARA?
– На АЭС должна быть разработана специальная программа снижения доз облучения. Полезным при её разработке является проводимый
на ряде зарубежных АЭС метод «мозговой атаки», в результате которой,
например, на АЭС «Hinley Point A» (Великобритания) были отобраны
500 мероприятий для внедрения.
– На АЭС должны быть созданы необходимые структуры –
«Комитет ALARA» (постоянно действующая комиссия при главном
инженере АЭС по вопросам радиационной безопасности) и «Группа
ALARA» – группа лиц в отделе радиационной безопасности, занимающаяся вопросами контроля, учета и планирования доз облучения персонала.
– На АЭС должны быть разработаны методические документы по
ALARA. Полезным подспорьем в решении этой задачи будут рекомендации по оптимизации23, которые Минатом России выпустил в 2001 г.
– На АЭС должен быть внедрен особый порядок организации радиационно-опасных работ, включающий в себя вовлечение персонала в
работу; выбор и планирование работ; подготовку к работе; выполнение
работ; анализ и оценку работ, учет полученного опыта.
Рассмотрим составляющие этого «особого» порядка организации
работ и, в первую очередь, проблемы вовлечения персонала в работу.
За термином «вовлечение персонала» стоит понятие «создание для
персонала таких условий для выполнения работ, при которых работники
осознанно выбирают такие способы, приемы и организацию работ, при
которых достигаются наивысшие показатели в работе по времени ее
выполнения, качеству и безопасности», т.е. работник на всех этапах выполнения работ заинтересован в ее качественном выполнении. Считается, что хороший работник должен сам участвовать в деле снижения дозовых затрат, выполняя работу качественно и с низкими дозовыми за-
23
Оптимизация радиационной защиты персонала предприятий Минатома России. Методические рекомендации МР 30-1490-2001. В сб. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. – М.:
Министерство Российской Федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения Российской Федерации, Федеральное управление
медико-биологических и экстремальных проблем. Том 2. (2002), –
С. 89 – 125.
97
тратами. Работник, обученный ALARA-мышлению, избегает облучения
автоматически, постоянно и при любых обстоятельствах.
Зарубежный опыт (да и наш собственный) показывает, что при
обеспечении заинтересованности работников можно добиться снижения
дозовых затрат и повышения качества работ. При обучении и подготовке персонала следует подчеркивать, что внедрение Системы управления
работами (методологии ALARA) находится в его интересах. Персонал
должен понимать, что он принимает ALARA для своей собственной
безопасности (нет «безопасных» доз облучения) и пользы предприятия
(а значит, и своей собственной).
Персонал должен автоматически применять меры и способы защиты от ионизирующих излучений, такие как
– защита расстоянием;
– защита временем (быстрая работа);
– использовать средства защиты (всех видов);
– вне работы находиться вдали от источников излучений;
– поддерживать чистоту на рабочем месте;
– поддерживать в процессе работы необходимые контакты со смежниками (исключение задержек);
– участвовать в совершенствовании работы (рационализация, новые
инструменты и приспособления, методы проведения работ).
Персонал АЭС должен знать об ALARA, чтобы понимать намерения руководства и быть способным их выполнять.
Другие важные аспекты:
– персонал (рабочие) должен привлекаться к планированию работ;
– при подготовке работы должно учитываться мнение (основанное
на опыте) рабочего;
– рабочий должен знать «дозиметрические цели» всей АЭС, своего цеха, подразделения, причем как перспективные (на 5 лет, на год), так и на
конкретную работу; данные показатели должны доводиться до сведения
персонала (бегущая строка на табло, информационные листы, бюллетени,
при проведении инструктажей и т.д.);
– на АЭС должна быть разработана система стимулирования выполнения работ в духе ALARA, формы поощрения должны быть многообразны;
– на АЭС должна применяться требовательность и принуждение
(присутствие руководителей среднего звена на рабочих местах персонала, периодические и внезапные обходы, контроль со стороны персонала
отдела РБ, инспекции и т.д.).
Важным этапом внедрения философии ALARA является составление перечня «наиболее необходимых работ». Эти работы должны вытекать из требований нормативных документов и быть направлены на
98
поддержание надежной и безопасной эксплуатации АЭС. Как часть
«выбора работ» может рассматриваться «Метод отсрочки времени проведения работ». Имеется положительный опыт АЭС Финляндии, Швеции, когда по согласованию с органом надзора за безопасностью сроки
выполнения (периодичность) работ, предусмотренные нормативными
документами, увеличивались вдвое: с 1-го года до 2-х и с 5 лет до 10.
Всегда необходимость выполнения каждой работы во время останова энергоблока должна быть подвергнута сомнению и выбор работ,
включаемых в график ремонта, должен быть основан на результатах
анализа: повышается ли от выполнения данной работы уровень безопасности АЭС?
Планирование работ на останов энергоблока должен начинаться за
6 – 9 месяцев. При планировании должен учитываться как собственный,
так заимствованный у других АЭС опыт.
Признанным лидером в минимизации продолжительности остановов является АЭС «Ловиза» (Финляндия), где продолжительность ежегодных остановов (1, 2, и 3-й год) составляет 3 недели, останов в четвертый год эксплуатации – 6 – 8 недель.
Дозовых затрат можно избежать, если отказаться от выполнения какой-то работы (с оформлением в установленном порядке), из чего следует
принцип ПННН – «прекрасно, но нет необходимости».
Работы, которые не выполняются, не приводят к дозовым нагрузкам и финансовым затратам. Если работа не является необходимой,
не делайте ее, даже если она выглядит прекрасно, так как она может привести к дополнительным дозовым нагрузкам.
Специальными исследованиями зарубежных специалистов установлено, что ремонтные рабочие проводят собственно на рабочем месте
около 25% времени. Таким образом, даже идеальное обучение рабочего
приведет к незначительной экономии времени, и оптимизировать нужно, в большей степени, подготовительные этапы работ, занимающие
около 75% рабочего времени.
Важна правильная организация таких подготовительных работ как
– установка временных ограждений;
– установка (разборка) лесов и подмостей;
– наладка режима вентиляции, включая местные отсосы;
– предварительная (и по окончании) дезактивация оборудования
(рабочих мест);
– снятие и установка теплоизоляции;
– использование временных защитных экранов (свинцовый лист в
полиэтилене, свинцовая дробь в резине и др.).
При организации работ следует также учитывать влияние условий труда
и микроклимата на увеличение времени выполнения работ:
– слабая освещенность
– 20%
– защитные маски без переговорных устройств
– 20%;
99
– стесненные условия
– 20%;
– сильно стесненные условия
– 40%.
Оптимальная численность бригады – это минимальное число рабочих, способных выполнить работу вовремя. Предположим, что N человек могут выполнить работу за X часов. Добавляя еще N работников, мы
будем иметь в результате 2N человек, выполняющих ту же работу за
время, большее, чем X/2 часов. Таким образом, и финансовые затраты, и
величина коллективной дозы возрастут с увеличением числа работающих.
Самые большие потери времени, а следовательно, и рост облучаемости, приносят повторные выполнения одной и той же работы. Если,
покупая машину, вы руководствуетесь двумя критериями – «дешевая» и
«хорошая», то вам потребуется купить две машины. Это то же самое,
что сделать работу быстро и хорошо. Вам придется сделать ее дважды:
сначала быстро, затем хорошо. В этой связи очень хорошо сформулирована мысль в следующем постулате: «Никогда не хватает времени,
чтобы сделать работу хорошо сразу, но всегда найдется время сделать эту работу дважды».
Список работ, которые выполняются дважды, может включать в себя
1) простые работы, такие как сварка, когда после проверки качества сварного шва работа выполняется повторно; 2) большая ошибка – неудачное
соединение привода системы управления и защиты с органом регулирования (на АЭС с ВВЭР), в результате чего производится повторное разуплотнение реактора и следует неделя дополнительной работы. Избежать
переделок означает сэкономить деньги и дозы.
При непосредственном выполнении работ важным является
– контроль за ходом выполнения работ (производитель и руководитель работ, дежурный дозиметрист, руководитель подразделения, наблюдающий);
– контроль за радиационной обстановкой;
– контроль за допуском в зону строгого режима во время ремонтов
и времени нахождения там (для этого на американских АЭС введена
должность «вышибалы»);
– сокращение «транзитных» доз (доз, получаемых на этапе подготовки рабочего места, а также доз во время работы, но вне рабочего
места);
– выполнение работ в местах, где мощность дозы излучения минимальна;
– создание «зеленых» зон (т.е. зон вне действия источников радиации) для перерывов в работе.
В Системе управления работами эта стадия анализа и оценки работ,
учета полученного опыта является заключительной и одновременно
первой, поскольку процесс планирования и выполнения работ непрерывен. Анализ выполнения работ особенно важен для часто повторяющих-
100
ся работ, и все результаты их выполнения должны подвергаться анализу, протоколированию и последующему использованию при планировании работ. Оценка работ должна быть многоплановой и комплексной.
Дозиметрические показатели (индивидуальные и коллективные дозы
облучения) должны быть увязаны с другими показателями: трудоемкостью работ (чел.-час); временем выполнения работ; количеством персонала; объемом повторных работ; временем задержек.
Обратная связь между людьми, планирующими работы, и непосредственными исполнителями должна быть максимально полной. Это
так называемый «внутренний» уровень связи, однако очень полезным
может быть и «внешний» уровень обратной связи – обмен данными по
результатам выполнения работ на других аналогичных российских и
зарубежных АЭС. Обратная связь должна быть настолько действенной,
насколько это возможно. Анализ результатов работ может потребовать
присутствия на АЭС персонала подрядных организаций после окончания ими работ и оплаты этого дополнительного времени присутствия на
АЭС. По крайней мере, на зарубежных АЭС, где Система управления
работами применяется, руководство АЭС идет на эти дополнительные
затраты.
Описанные методы организации ремонтных работ все шире применяются на российских АЭС. Результатом этой целенаправленной работы стало то, что за последние 10 лет (1994 – 2004 гг.) показатели облучаемости персонала российских АЭС снизились в два раза, а в 2003 г.
впервые за всю историю существования атомной энергетики России ни
на одной из АЭС не было лиц с годовой дозой более 20 мЗв.
101
Глава 9
ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ НОРМАТИВНЫХ
ДОКУМЕНТОВ К ОРГАНИЗАЦИИ И ПРОВЕДЕНИЮ
РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ НА АЭС
Радиационный контроль является важнейшей и неотъемлемой
частью обеспечения радиационной безопасности на радиационноопасных объектах, к числу которых относятся АЭС. Именно поэтому в основных нормативных документах в области обеспечения радиационной безопасности (НРБ-99, ОСПОРБ-99, ПРБ АС-99,
СП АС-03 и др.) важное место занимают требования к организации
радиационного контроля. НРБ-99 и ОСПОРБ-99 устанавливают общие требования, СП АС-03 и ПРБ-АС 99 дополняют и развивают
эти требования применительно к атомным станциям.
В соответствии с НРБ-99 целью радиационного контроля является определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая соблюдение
основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной
работе, получение необходимой информации для оптимизации
защиты и принятия решений о вмешательстве в случае возникновения радиационных аварий, загрязнения помещений или местности радионуклидами.
В общем случае радиационному контролю подлежат
– радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, сбросов в поверхностные воды, радиоактивных отходов;
– радиационные факторы, создаваемые технологическим
процессом на рабочих местах и в окружающей среде;
– радиационные факторы на загрязненных территориях;
– уровни облучения персонала и населения.
Основными контролируемыми параметрами при эксплуатации АЭС являются
– годовая эффективная и эквивалентная дозы;
– поступление радионуклидов в организм, их содержание в
организме для оценки годового поступления;
– объемная или удельная активность радионуклидов в технологических средах, выбросах и сбросах, воздухе, воде, почве, местных пищевых продуктах и др.;
102
– радиоактивное загрязнение кожных покровов, специальной и
личной одежды, обуви, поверхностей оборудования, помещений,
транспорта и т.д.;
– мощность дозы облучения в рабочих помещениях, на рабочих местах и в окружающей природной среде;
– плотность потока частиц и т.д.
Конкретные контролируемые параметры, объекты, виды, периодичность, технические средства и методическое обеспечение
радиационного контроля, а также состав необходимых помещений
и штат работников, осуществляющих радиационный контроль,
устанавливаются проектом системы радиационного контроля
АЭС. Методическое обеспечение контроля доз профессионального
облучения является важнейшим элементом этой системы.
9.1.Организация и методическое обеспечение
контроля доз облучения на АЭС
Задачами методического обеспечения контроля профессионального
облучения являются
– обеспечение достоверности результатов дозиметрического контроля;
– оптимизация процедуры определения индивидуальной дозы работника при дозиметрическом контроле;
– унификация требований к приборному обеспечению дозиметрического контроля.
Обеспечение достоверности дозиметрического контроля достигается путем установления общих требований к приемлемой
неопределенности результатов дозиметрического контроля24.
Реализация таких требований позволяет, используя методы и
средства радиационного контроля, обладающие приемлемой неопределенностью, не заниматься анализом погрешностей и неопределенностей результатов контроля профессионального облучения и рассматривать результаты контроля как условно истинные
величины, не имеющие погрешности.
На АЭС, как правило, используются средства измерения и соответствующие методики определения доз, уровень неопреде24
Эти требования сформулированы в МУ 2.6.1.016-2000 «Определение
индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля
профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с
источниками излучения. Общие требования». Минатом России, Федеральное
управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России, 2000.
103
ленности которых ниже установленного уровня приемлемой неопределенности оценки значений дозиметрических величин. Поэтому результаты, полученные с их помощью, считаются лишенными неопределенности, и их можно напрямую сравнивать с
пределами доз облучения, установленными НРБ-99.
Дозиметрический контроль персонала вводится для всего
персонала АЭС и должен проводиться в соответствии с Регламентом (Программой) дозиметрического контроля. В основе такого Регламента лежат методы группового и индивидуального
дозиметрического контроля:
– групповой дозиметрический контроль облучения (ГДК) заключается в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в этом помещении;
– индивидуальный дозиметрический контроль облучения (ИДК) заключается в определении индивидуальных доз облучения работника на
основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника либо индивидуального
поступления радионуклидов в организм каждого работника.
Дозиметрические модели, используемые в этих методах, отличаются по сложности и ресурсоемкости. В зависимости от уровня
доз профессионального облучения Регламент устанавливает правила выделения отдельных групп персонала, для которых достаточно ограничиться применением малозатратных методов группового контроля.
Очевидно, что требования к неопределенности оценки дозы
облучения должны зависеть от уровня облучения: чем выше доза,
тем с меньшей неопределенностью следует ее определять, с другой стороны, бессмысленно тратить большие средства на уменьшение неопределенности оценки при определении низких доз
облучения.
В нормальных условиях эксплуатации источников излучения
для организации контроля облучения персонала устанавливаются
уровни введения индивидуального дозиметрического контроля
(УВК). Значения УВК, установленные для АЭС, приведены в табл. 9.1.
104
Таблица 9.1
Критерии введения индивидуального дозиметрического контроля
на АЭС
Контролируемая величина
Годовая эффективная доза внешнего облучения фотонами
Годовая эффективная доза внешнего облучения любым
излучением, кроме фотонного
Годовая эффективная доза внутреннего облучения
Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза
Годовая эквивалентная доза облучения кожи, кистей и стоп
Месячная эквивалентная доза на поверхности нижней
части области живота женщин в возрасте до 45 лет
УВК,
мЗв
1
5
1
50
50
0.2
Индивидуальный дозиметрический контроль используется
для определения доз облучения
– персонала в условиях нормальной эксплуатации источника
излучения, если по имеющимся данным значение годовой дозы
облучения на рабочем месте превышает или по прогнозу может
превысить УВК;
– всех лиц, работающих в условиях планируемого повышенного облучения.
Групповой дозиметрический контроль характеризуется значительной неопределенностью оценки индивидуальных доз и может использоваться только в условиях нормальной эксплуатации источника, если по
имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочих местах не превышает или по прогнозу не может превысить УВК. Использование методов группового дозиметрического контроля при выполнении
работ в условиях планируемого повышенного облучения недопустимо.
Для целей оперативного управления источником облучения персонала устанавливаются контрольные уровни. Контрольный уровень не является допустимым значением контролируемой величины. Он используется
для определения необходимых действий, когда значение контролируемой
величины превышает или по прогнозу должно превысить контрольный
уровень. Действия, которые будут предприняты, должны быть определены при установлении контрольных уровней. Они могут изменяться от
простой регистрации информации, проведения исследований в целях выяснения причины наблюдаемых изменений в радиационной обстановке и
оценки последствий вплоть до проведения вмешательства в процесс эксплуатации источника путем проведения мероприятий для обеспечения
условий более безопасной эксплуатации источника и, как следствие,
105
уменьшения индивидуальной годовой эффективной дозы облучения персонала. Значения контрольных уровней устанавливаются таким образом,
чтобы были гарантированы
– соблюдение основных пределов доз;
– планомерное снижение облучения персонала, радиоактивного загрязнения окружающей среды и, следовательно, повышение надежности
источника и снижение его опасности.
При установлении контрольных уровней учитывается
– достигнутый уровень радиационной безопасности и защиты персонала;
– облучение всеми подлежащими контролю источниками;
– вариация параметров радиационной обстановки в границах, определяющих условия нормальной эксплуатации источника излучения;
– неопределенность результатов контроля.
В рамках группового дозиметрического контроля используют элементарную модель определения индивидуальных доз, которая включает
в себя
– расчет индивидуальных доз облучения по результатам контроля
радиационной обстановки (КРО) на рабочих местах;
– распространение на объект контроля стандартных условий облучения.25
Приборы, предназначенные для контроля радиационной обстановки
и индивидуального дозиметрического контроля, применение которых
допускается в радиационном контроле внешнего облучения фотонами и
нейтронами, должны характеризовать поле излучения и его возможное
воздействие на человека в операционных величинах:
– Hр(d) – индивидуальный эквивалент дозы;
– H*(d) – амбиентный эквивалент дозы.
Определение индивидуального эквивалента дозы является задачей ИДК, определение амбиентного эквивалента дозы в рабочих помещениях – задачей ГДК. Использование операционных
величин в радиационном контроле нацелено на консервативную
оценку значений соответствующих нормируемых величин.
Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при индивидуальном и групповом контроле иллюстрируют табл. 9.2 и 9.3.
25
Стандартные условия облучения определены в НРБ-99 и рассмотрены
в разделе 7.3. В качестве стандартных принимают условия воздействия
источников излучения на человека, которые используются при определении числовых значений допустимых уровней радиационных факторов.
106
Таблица 9.2
Соответствие между нормируемыми и операционными
величинами при индивидуальном дозиметрическом контроле внешнего
облучения
Нормируемая величина
Эквивалентная доза
внешнего облучения кожи
Эквивалентная доза
внешнего облучения
хрусталика глаза
Эквивалентная доза на
поверхности нижней
части области живота
женщины
Эффективная доза
внешнего облучения
Положение
индивидуального
дозиметра
Непосредственно на
поверхности наиболее
облучаемого участка
кожи
Операционная
величина
Hр(0.07)
На лицевой части
головы
Hр(3)
На соответствующем
месте поверх
спецодежды
Hр(10)
На нагрудном кармане
спецодежды либо
внутри него
Hр(10)
Основными задачами, решаемыми при индивидуальном контроле
внутреннего облучения персонала АЭС, являются
– систематическое измерение содержания радионуклидов во всем
теле, легких или в щитовидной железе;
– расчет поступления радионуклидов в организм;
– расчет ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения.
В качестве контролируемой величины при этом виде контроля выбрана величина поступления радионуклида. Определение
этой величины проводится по результатам измерений объемной
активности радионуклидов в рабочих помещениях (при ГДК) или
по результатам измерений активности радионуклидов в теле человека (при ИДК).
107
Таблица 9.3
Соответствие между нормируемыми и операционными
величинами при групповом дозиметрическом контроле внешнего облучения
Операционная
величина
Нормируемая величина
Эквивалентная доза внешнего облучения
кожи
Эквивалентная доза внешнего облучения
хрусталика глаза
Эквивалентная доза внешнего облучения
на поверхности нижней части области
живота женщин
Эффективная доза внешнего облучения
H*(0.07)
H*(3)
H*(10)
H*(10)
9.2.Проведение контроля доз облучения на АЭС
Контроль облучения персонала АЭС проводится в соответствии с
общим Регламентом контроля доз облучения персонала АЭС. Первая
составляющая общего Регламента – Регламент контроля доз внешнего
облучения26, вторая – Регламент контроля доз внутреннего облучения18.
На АЭС используется три основных вида контроля доз профессионального облучения (см. табл. 9.4):
– текущий контроль, который применяют при хроническом облучении в условиях нормальной эксплуатации;
– оперативный контроль, который применяют в качестве дополнительного к текущему контролю при неопределенном характере облучения в нормальных условиях и в качестве основного – при планируемом
повышенном облучении;
– аварийный контроль, который применяют в условиях, когда вероятность радиационной аварии велика.
26
РД ЭО 0457-03. Типовая программа дозиметрического контроля
внешнего облучения на АС. Концерн «Росэнергоатом», 2002.
108
Таблица 9.4
Соотношение между видами контроля доз профессионального облучения на АЭС
Вне контроля
Под контролем
Источник
Облучение
Тип
Контроль
ОсновДополниной
тельный
Условия
Величина
Нормальная
эксплуатация
источника
Планируемое
повышенное
облучение
Незначимое
Значимое
Неопределенное
ГДК
Текущий
-
ИДК
Текущий
ИДК
Текущий
Оперативный
Повышенное
ИДК
Оперативный
Текущий
Аварийное
Неопределенное
ИДК
Аварийный
Текущий
Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной
дозы профессионального облучения работника в нормальных условиях.
Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы работника при выполнении отдельных работ по дозиметрическим нарядам, связанных с возможным повышенным облучением.
К таким работам относят операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение заранее не планируется, а также работы в условиях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий.
Задача аварийного контроля заключается в определении высоких доз облучения работника в случае выхода источника из-под контроля.
Примерный объем дозиметрического контроля на АЭС приведен в
табл. 9.5.
109
Таблица 9.5
Примерный объем дозиметрического контроля на АЭС
Периодичность;
цель контроля
Доза внешнего облучения персонала группы Один раз в квартал;
А при текущем индивидуальном контроле
ИДК персонала
Доза внешнего облучения при
Ежесменно;
оперативном индивидуальном контроле
ИДК персонала
Мощность амбиентного эквивалента дозы
Периодически, но не рена рабочих местах персонала групп А и Б
же одного раза в
при групповом
месяц; ГДК персонала
дозиметрическом контроле
Амбиентный эквивалент дозы на рабочих
Один раз в год;
местах по дозиметрам-накопителям
КРО, ГДК персонала
Измерение потоков нейтронов на
При необходимости;
рабочих местах при производстве
ИДК персонала,
отдельных операций
ГДК персонала
Содержание радионуклидов в теле лиц из
Периодически;
критической группы
ИДК персонала
Объемная активность в воздухе на
При необходимости ежерабочих местах при оперативном
сменно;
индивидуальном контроле
ИДК персонала
Объемная активность в воздухе в
Непрерывно; КРО, ГДК
обслуживаемых и полуобслуживаемых по- персонала
мещениях АЭС и на промплощадке АЭС
Мощность амбиентного эквивалента дозы в Непрерывно;
обслуживаемых и
КРО средствами АСРК
полуобслуживаемых помещениях АЭС и на
промплощадке АЭС
Контролируемый параметр
В качестве обязательного дополнения к программе дозиметрического контроля на АЭС осуществляется измерение поверхностного β-загрязнения
помещений, находящегося в них оборудования, спецодежды, средств индивидуальной защиты и кожных покровов персонала. Таким образом осуществляется контроль целостности защитных барьеров на пути распространения радиоактивности. При оценке загрязненности следует ориентироваться
на допустимые уровни β-загрязнения, установленные НРБ-99 и приведенные в табл. 9.6. Контроль загрязнения α-излучающими радионуклидами
проводится в случае радиационной аварии.
110
Таблица 9.6
Допустимые уровни поверхностного загрязнения β-активными радионуклидами
Загрязнение,
Объект загрязнения
част./(см2·мин)
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца,
20027
внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты
Основная спецодежда, внутренняя поверхность
2000
дополнительных средств индивидуальной защиты,
наружная поверхность спецобуви
Поверхности помещений постоянного
пребывания персонала и находящегося в них
2000
оборудования
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них обору10000
дования
Наружная поверхность дополнительных средств
10000
индивидуальной защиты,
снимаемой в саншлюзах
В целях гарантирования защиты персонала администрация АЭС
должна устанавливать административные уровни годовой эффективной
дозы, дифференцированные для различных подразделений (групп персонала) АЭС. Кроме того, администрация АЭС должна устанавливать временные (с учетом характерных периодов в работе АЭС: работа на мощности, останов на ППР) административные уровни индивидуальной дозы
персонала группы А.
Данные о дозах облучения персонала АЭС заносятся в журналы учета,
в базу данных АСИДК АЭС и учетную карточку работников.
9.2.1.Регламент контроля доз внешнего облучения
Внешнее облучение проникающим излучением является главной составляющей профессионального облучения работников АЭС.
27
Для отдельных радионуклидов установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты: для
90
Sr + 90Y – 40 част./(см2⋅мин); для нелетучих соединений трития –
10000 част./(см2⋅мин). Загрязнение поверхностей летучими формами
трития (оксиды) и короткоживущими дочерними продуктами распада
радона не нормируется.
111
В соответствии с нормативными документами дозиметрическому
контролю подвергается весь персонал АЭС.
1. Индивидуальные дозы облучения работников, отнесенных к
группе А персонала, определяются с помощью ГДК, если известно, что
годовые дозы облучения на их рабочих местах не превышают 1 мЗв в
год. Если такая информация отсутствует или получаемые работниками
дозы больше 1 мЗв в год, то их индивидуальные дозы определяются с
помощью ИДК.
2. Индивидуальные дозы облучения персонала группы Б определяются с помощью ГДК.
Состав персонала группы А, для которого вводится индивидуальный дозиметрический контроль, определяется администрацией на основе анализа доз облучения персонала за предыдущие годы и данных о
радиационной обстановке на рабочих местах в период нормальной
эксплуатации АЭС.
Администрация АЭС определяет также рабочие места персонала,
для которого проводится групповой дозиметрический контроль. С помощью носимых дозиметров измеряется мощность амбиентного эквивалента дозы на рабочих местах и сопоставляется с показаниями датчиков мощности дозы излучения в автоматизированной системе радиационного контроля (СРК) (при их наличии) для корректировки или
(при отсутствии датчиков) устанавливается периодичность и маршруты обхода рабочих мест с измерением мощности амбиентного эквивалента дозы для оценки расчетным путем с учетом времени пребывания, эффективной дозы. На отдельных рабочих местах, для которых
проводится групповой дозиметрический контроль, располагаются дозиметры-накопители для измерения амбиентного эквивалента дозы
при экспозиции в течение целого года. Такие измерения являются контрольными для сравнения с расчетными значениями годовой дозы,
полученной на основании ГДК.
При ГДК годовая эффективная доза внешнего облучения определяется как
E внеш = 0.001 H& * (10) i ⋅ ti ,
(9.1)
∑
i
где Евнеш – годовая эффективная доза внешнего облучения, мЗв в год;
H& * (10) i – среднесуточная мощность амбиентного эквивалента дозы техногенного облучения на определенном рабочем месте в течение i-х суток в
году, мкЗв/ч; tj – рабочее время в i-ые сутки, ч. Суммирование осуществляется по количеству рабочих дней в году.
Мощность амбиентного эквивалента дозы H& * (10) i в формуле (9.1)
представляет только техногенную составляющую облучения, связанную
с эксплуатацией АЭС, поэтому
112
*
H& * (10)i = H& cум
(10)i − H& *прир (10)i ,
где
*
H& cум
(10)
(9.2)
– измеренная в i-ые сутки суммарная мощность амбиентного
эквивалента дозы на рабочем месте, a H& *прир(10)i – часть мощности амбиентного эквивалента дозы на рабочем месте, связанная с природном фоном. В
качестве значения этой величины допускается использовать среднегодовое
значение мощности амбиентного эквивалента дозы внешней компоненты
природного радиационного фона в районе расположения АЭС. Ес*
ли H& cум
(10) < H& *прир(10)i , то значит, что защита персонала зданиями и сооружениями АЭС от внешней компоненты природного радиационного фона
компенсирует техногенное облучение. В этом случае H& * (10) i следует
принять равной нулю.
В соответствии с общими требованиями к организации контроля
доз облучения персонала АЭС (табл. 9.4) индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы А по периодичности разделяется на
текущий и оперативный.
Текущий дозиметрический контроль применяется при постоянном
(хроническом) облучении работников в условиях нормальной эксплуатации. Как правило, определение доз облучения при текущем дозиметрическом контроле осуществляется ежеквартально.
Оперативный дозиметрический контроль используется для определения индивидуальной дозы облучения работников при производстве
запланированных работ по дозиметрическим нарядам, связанных с возможным повышенным внешним облучением. При оперативном индивидуальном дозиметрическом контроле определение эффективной дозы
осуществляется ежесменно.
Контроль операционных величин (амбиентного и индивидуального
эквивалентов дозы) дает консервативную оценку индивидуальной дозы
внешнего облучения, если за величину индивидуальной дозы принимать
результаты определения операционной величины. Дозы облучения персонала, подлежащего ГДК, невелики, поэтому переоценка доз облучения
этой части персонала допустима. Переоценка индивидуальных доз некоторых работников из группы А персонала АЭС может привести к неверным выводам о несоблюдении требований Норм и Правил к обеспечению
радиационной безопасности. Уменьшение консерватизма определения доз
при проведении ИДК достигается двумя путями.
Во-первых, с помощью учета природной составляющей в результате индивидуального контроля подобно тому, как это делается при ГДК:
113
H p (10)= H p,cум(10)− H p,прир(10),
(9.3)
где H p,cум(10) и H p,прир(10) – соответственно показания индивидуального дозиметра и дозиметра-свидетеля, расположенного в месте хранения
индивидуальных дозиметров между сменами.
Во-вторых, путем введения корректирующего коэффициента К в соотношении между нормируемой и операционной величинами:
E = K ⋅ H p (10) .
(9.4)
26
Было показано , что в условиях облучения персонала АЭС значение этого коэффициента зависит только от характера облучения.
При выполнении работ в поле излучения, близком к изотропному
(когда источники излучения окружают человека со всех сторон; например, при работе внутри небольшого помещения, на человека действует
излучение, рассеянное в стенах), значение коэффициента К принимается
равным 0.85.
При выполнении работ в поле излучения, близком к мононаправленному и однородному, когда источник излучения имеет большие линейные размеры и находится перед человеком, например, транспортный
контейнер с отработавшим топливом, значение коэффициента К принимается равным 0.85. Если в таком поле человек постоянно меняет ориентацию относительно источника излучения, то значение коэффициента
К следует принимать равным единице.
При выполнении работ в поле излучения, близком к мононаправленному, но неоднородному, определение индивидуальной дозы является сложной задачей. Подобные поля возникают, например, вблизи источников с небольшими размерами. В этом случае значение коэффициента К в (9.4) следует принимать равным 0.85, однако для корректного
определения значения индивидуального эквивалента дозы облучения
работника необходимо использовать два индивидуальных дозиметра,
располагая их на груди и спине работника, а для обработки результатов
индивидуального контроля использовать сложный алгоритм26.
В США28 для решения подобных проблем применяется алгоритм
«70/30», согласно которому в условиях неоднородного облучения значение индивидуального эквивалента дозы фотонного излучения вычисляется по формуле
28
Use of Personal Monitors to Estimate Effective Dose Equivalent and
Effective Dose to Workers for External Exposure to Low-LET Radiation,
NCRP Report 122: U.S. National Council for Radiation Protection and
Measurements: Bethesda, MD, 1995.
114
H p (10) = 0.7H pгрудь + 0.3H cпина
,
p
где
H pгрудь
и
H cпина
p
(9.5)
– соответственно показания дозиметров, располо-
женных на груди и спине.
Концерн «Росэнергоатом» устанавливает контрольный уровень
(КУ) годовой эффективной дозы облучения персонала группы А. Превышение установленного КУ для части персонала и прикомандированных на АЭС лиц допускается только с разрешения эксплуатирующей организации в соответствии с РД ЭО 0280-01 «Положение о порядке выдачи эксплуатирующей организацией разрешения на превышение контрольного уровня индивидуальной дозы облучения персонала и лиц, командированных на атомные станции». При превышении
контрольного уровня годовой эффективной дозы у отдельных лиц или
групп персонала на АЭС должны разрабатываться мероприятия по их
исключению.
9.2.2.Регламент контроля доз внутреннего облучения
Главная проблема дозиметрического контроля внутреннего облучения
заключается в необходимости определения поступления радиоактивного вещества в организм человека; при этом непосредственному измерению поддаются лишь отдельные индивидуальные характеристики внутреннего облучения, имеющие опосредованную связь с искомым поступлением. В условиях профессионального облучения на АЭС к таким характеристикам относится содержание радионуклида в легких, во всем
теле или в щитовидной железе.
Источником внутреннего облучения работников АЭС является присутствие радиоактивных аэрозолей, паров и газов в воздухе рабочих помещений. Основной вклад во внутреннее облучение персонала дают γизлучающие продукты деления и активации: 22Na, 51Cr, 54Mn, 59Fe, 58Co,
60
Co, 65Zn, 95Zr, 124Sb, 131I, 134Cs, 137Cs, 144Ce. Особенности их возникновения при нормальной эксплуатации АЭС обусловливают химическую
форму, в которой эти радионуклиды присутствуют в составе аэрозолей,
паров и газов.
Характерной особенностью формирования внутреннего облучения работников АЭС в нормальных условиях является низкий уровень поступления радионуклидов в органы дыхания и отсутствие ярко выраженных источников поступления радиоактивных аэрозолей, паров и газов в
воздух рабочих помещений. Протечки из оборудования, как правило,
малы, а операции, сопровождающиеся значительным пылеобразованием
(например, резка труб, загрязненных радиоактивными продуктами коррозии), выполняются по нарядам и поэтому могут хорошо контролироваться. Таким образом, для практики контроля внутреннего облучения
персонала АЭС характерны две ситуации:
115
– частое поступление небольших количеств радионуклидов в неизвестные моменты времени, связанные с нормальной работой в зоне контролируемого доступа;
– редкие, но значительные поступления радионуклидов в органы
дыхания в известные промежутки времени, связанные с выполнением
радиационно-опасных работ.
В этих условиях для организации и проведения ИДК внутреннего облучения персонала АЭС необходимо
– выделение критической группы персонала, для лиц из числа которой максимальная (или средняя) ожидаемая эффективная доза может
превосходить 1 мЗв в год;
– проведение информационного контроля за содержанием радионуклидов в теле работников, не включенных в критическую группу;
– определение индивидуальных ожидаемых эффективных доз внутреннего облучения работников критической группы прямым методом
ИДК внутреннего облучения.
Индивидуальные дозы внутреннего облучения следует определять у
лиц, включенных в критическую группу, а также у отдельных лиц, если
– у них обнаружено значимое случайное поступление радионуклидов
при информационном контроле (ежегодном медосмотре);
– они выполняют радиационно-опасные работы с открытыми источниками излучения;
– они подверглись аварийному облучению.
ГДК внутреннего облучения опирается на результаты контроля объемной активности в воздухе на рабочих местах. Значение ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения Евнутр (мЗв) рассчитывается по
формуле
E внутр = 20∑
X
CX ,
ДОА Х
(9.6)
где СХ – среднегодовая объемная активность радионуклида Х в воздухе
на рабочем месте; ДОАХ – допустимая объемная активность этого радионуклида, определенная НРБ-99. Значения ДОАХ приведены в приложении П-1 к НРБ-99.
ИДК внутреннего облучения персонала АЭС реализуется в совокупности
четырех видов прямого контроля внутреннего облучения персонала: информационного, текущего, оперативного, аварийного (специального) контроля18. Прямой метод ИДК применительно к ситуации, характерной для
АЭС, включает в себя
– регулярное измерение содержания радионуклида в теле работников с помощью обследования на спектрометре (счетчике) излучения
человека (СИЧ);
– расчет поступления радионуклида в организм работника в течение
календарного года по результатам систематического измерения содержания
116
радионуклида в организме и расчёт индивидуальной годовой эффективной
дозы внутреннего облучения для каждого работника, включенного в критическую группу согласно методике выполнения расчетов (МВР)19.
Каждое обследование работника на СИЧ выполняется в два этапа с использованием СИЧ двух типов: контрольного и измерительного.
Контрольный СИЧ29 предназначен для быстрой сортировки работников
по величине суммарного содержания радионуклидов в легких. В его
конструкции используются сцинтилляционные детекторы. В случае радиоактивных аэрозолей, характерных для АЭС, в качестве критерия
принимается содержание 60Co, равное 1000 Бк/легкие. Все работники, у
которых эта величина оказывается превышенной, должны пройти обследование на измерительном СИЧ30.
Измерительный СИЧ предназначен для дифференциального определения
содержания γ-излучающих радионуклидов во всем теле и в отдельных
органах человека для целей ИДК. Как правило, в конструкции измерительного СИЧ используется полупроводниковый детектор, имеющий разрешение по энергии, достаточное для спектрометрического определения
содержания радионуклидов в теле человека. В качестве одной из модификаций такого СИЧ применяется йодный СИЧ31, предназначенный для
определения содержания радиоактивного йода в щитовидной железе работника.
Список лиц, включенных в критическую группу, формируется на основании расчета групповых характеристик, опирающихся на анализ радиационной обстановки на рабочих местах, и корректируется в начале
каждого календарного года. В критическую группу включаются работники АЭС, для которых максимальные ожидаемые эффективные дозы,
обусловленные ингаляционным поступлением радионуклидов, могут
превысить 1 мЗв в год. В состав критической группы следует включать
всех работников, участвующих в проведении операций, во время которых вероятно возникновение радиоактивных аэрозолей. Работники этой
категории вносятся в постоянный список оперативного контроля внутреннего облучения.
29
МВИ «Контроль содержания γ-излучающих радионуклидов в легких
человека на установке «Контрольный СИЧ». Концерн «Росэнергоатом»,
2000.
30
МВИ «Определение содержания γ-излучающих радионуклидов в теле
человека на установке «Измерительный СИЧ». Концерн «Росэнергоатом»,
2000.
31
МВИ «Определение содержания радионуклидов йода в щитовидной
железе человека на установке «Йодный СИЧ». Концерн «Росэнергоатом»,
2000.
117
9.3.Метрологическое обеспечение радиационного контроля и
обработка результатов измерений
Метрология – наука об измерениях, методах и средствах обеспечения
их единства и способах достижения требуемой точности. Под измерением, в общем случае, понимают процедуру количественной или качественной оценки рассматриваемого свойства.
При обеспечении радиационной безопасности областью измерений
являются ионизирующие излучения, а видами измерений – измерения
дозиметрических характеристик ионизирующих излучений, спектральных характеристик ионизирующих излучений, активности радионуклидов, радиометрических характеристик ионизирующих излучений.
Основной параметр, характеризующий качество измерений, –
неопределенность измерений. Неопределенность – это параметр, определяющий интервал вокруг измеренного значения величины, внутри
которого с заданной вероятностью находится истинное значение измеряемой величины.
Основными составляющими неопределенности при радиационном
контроле являются
– погрешности средств измерений – основная и дополнительная;
– случайная статистическая неопределенность измерений;
– методическая погрешность обработки измерительной информации – погрешность методики выполнения измерения;
– погрешности, вызываемые возмущением при взаимодействии
средства измерений с объектом измерений; сюда же можно включить
погрешности пробоотбора и пробоподготовки;
– неопределенность перенесения результатов измерений в точках контроля на объект в целом или представительность контроля;
– неадекватность контролируемому объекту или эффекту измерительной модели, параметры которой принимаются в качестве измеряемых величин.
Рассмотрим более подробно эти составляющие и входящие в них
термины.
1). Средство измерений – техническое средство (или комплекс средств,
включая встроенные и сопряженные средства обработки информации),
предназначенное для измерения конкретной физической величины и
имеющее нормируемые метрологические характеристики, которые воспроизводят и хранят единицу измеряемой физической величины или шкалу
физической величины. В радиационном контроле в качестве меры физической величины, воспроизводящей и хранящей значения физической величины, являются стандартные образцы – радионуклидные источники и поля
излучения.
Погрешность средства измерения – разность между показанием
средства измерения и действительным значением измеряемой величи-
118
ны. За такое действительное значение обычно принимают показания
образцового средства измерений, которые, в свою очередь, получаются
с помощью эталонов. Погрешности средств измерений различаются по
характеру проявления – систематические и случайные; по способу выражения – абсолютные, относительные и приведенные (это относительные погрешности, отнесенные к условно принятому значению величины, постоянному во всем диапазоне измерений или в части диапазона,
например, к последнему делению шкалы стрелочного прибора); по отношению к условиям применения – основные и дополнительные.
Систематическая погрешность – составляющая погрешности средства измерений, остающаяся постоянной или закономерно изменяющаяся при повторных измерениях одной и той же величины; случайная погрешность – составляющая погрешности, изменяющаяся случайным
образом при повторных измерениях одной и той же случайной величины. Систематические погрешности более или менее полно исключаются
введением поправок или поправочных коэффициентов, но могут остаться не исключенные остатки или неучтенные источники систематических
погрешностей, поэтому именно их имеют ввиду под термином «систематическая погрешность».
Основная погрешность – погрешность при проведении измерений в
нормальных условиях, дополнительная – изменение значения погрешности из-за воздействия влияющих величин при отклонении условий
проведения измерений от нормальных.
2). Если результат измерений получается из регистрации числа событий, например, числа событий, зарегистрированных в канале амплитудноцифрового преобразователя, то появляется случайная статистическая неопределенность. Само число событий – случайная величина со своей функцией распределения, и статистические флуктуации ей присущи по определению случайной величины.
3). Погрешность методики выполнения измерений связана, в основном, с погрешностью обработки информации, полученной из наблюдений
при измерении. Не следует путать понятие «результат наблюдения при
измерении» с понятием «результат измерений». Из одного или некоторого
множества результатов наблюдений по определенному алгоритму получают результат измерений. Сам алгоритм является некоторой моделью и,
естественно, устанавливает соответствие с истинным процессом с некоторой погрешностью. Например, при γ-спектрометрических измерениях, описанных в разделе 10.7.2, результатом измерений является площадь под пиком полного поглощения (рис. 10.15,б). Результатом наблюдений является
гистограмма (рис. 10.15,в). Необходимо выделить под пиком фоновую подложку и вычесть ее площадь из полной площади участка спектра, содержащего пик. Простейший алгоритм состоит в проведении фоновой подложки в виде прямой линии. Для этого выбираем слева и справа от пиков
по несколько каналов, вычисляем среднее значение и умножаем на число
119
каналов, где расположен пик, тем самым получаем значение площади фоновой подложки. Затем суммируем числа отсчетов в каналах, где расположен пик, и из суммы вычитаем площадь фоновой подложки; получаем в
результате площадь под пиком. Но можно рассмотреть и другой алгоритм.
Предположим, что форму пика можно описать какой-либо функцией с параметрами, один из которых – его площадь; фоновая подложка также может быть описана какой-либо функцией с параметрами, например, линейной. Затем, используя один из методов математической статистики, например, метод наименьших квадратов, определить неизвестные параметры, в
том числе и площадь под пиком. Очевидно, результат измерений при обработке по различным алгоритмам будет различным, и очень важно знать,
сколь велики могут быть подобные методические погрешности.
4). Погрешность, связанная с возмущением при взаимодействии
средств измерений с объектом измерений, также может играть значительную роль в формировании неопределенности. В системе радиационного контроля это, в основном, связано с экранировкой фонового излучения объектом измерений при измерениях небольших активностей
радионуклидов или экранировкой поля излучения веществом детектора,
особенно при больших размерах детектора. Сюда же включают погрешности, связанные с пробоотбором и подготовкой проб к измерениям.
Флуктуации или незначительные изменения скорости пробоотбора из
длинных пробоотборных линий могут привести к большой погрешности, особенно для измерений радионуклидов с небольшими периодами
полураспада, сравнимыми с временем пробоотбора. Если в процессе
подготовки проб к измерениям используются химические процессы
разделения нуклидов, то и здесь возможны различные флуктуации.
Перечисленные четыре источника неопределенностей, связанные со
средством измерений и методиками выполнения измерений, представляют собой независимые случайные величины; диапазоны величин погрешностей должны быть указаны в описаниях средств измерения и
методик выполнения измерений. Погрешность результата измерений
оценивается, как правило, при доверительной вероятности Р = 0.95, но
если ошибка в измерении может привести к тяжелым последствиям, то
значение Р должно быть увеличено.
Упомянутые выше пятая и шестая составляющие неопределенности в
общем не входят в результат конкретного измерения при радиационном
контроле. Они должны быть указаны в методиках выполнения расчетов
при оценке той или иной величины, входящей в регламент радиационного
контроля, где указан порядок проведения контроля и условия, при которых контроль проводится.
120
9.3.1.Оценка доверительных границ при однократном наблюдении
Однократное наблюдение наиболее часто используется при проведении измерений; при этом результат однократного наблюдения Х принимают за результат измерений (здесь, конечно, необходимо ввести все
поправки на условия проведения измерений, если они имеются).
Будем обозначать θ(Р) – доверительные границы, обусловленные
неисключенными систематическими погрешностями, а s(Х) –
среднеквадратичное отклонение для величины Х, обусловленное случайными погрешностями.
Доверительные границы θ(Р) определяют по формуле
θ( P ) = κ( P )
∑θ
2
i
( P) ,
i
(9.7)
где θi – границы интервала, внутри которого находится i-я составляющая неисключенной систематической погрешности; κ(Р) –
коэффициент, зависящий от принятой вероятности Р. При Р = 0.9
κ(Р)=0.95, при Р = 0.95 κ(Р) = 1.1, а при Р = 0.99 κ(Р)=1.3.
Среднеквадратичное отклонение s(Х) результата измерений вычисляют одним из следующих способов.
1). Если в технической документации на средства измерений и в методиках выполнения измерений не указаны нормально распределенные
составляющие случайной погрешности, то
s( X ) =
∑s (X ) ,
2
i
i
(9.8)
где si – значение среднеквадратичного отклонения i-й составляющей
погрешности. Тогда доверительная граница В(Р) случайной составляющей погрешности при заданной вероятности Р будет равна
В(Р) = Z(Р)·s(Х),
(9.9)
где Z(Р)=1.65 при Р = 0.9, Z(Р) = 1.96 при Р = 0.95 и Z(Р) = 2.58 при
Р = 0.99.
2). Если в тех же документах случайные составляющие представлены доверительными границами Bi(Р), то
B( P) =
∑B
2
i
( P) ,
s(Х) = B(Р)/Z(Р).
i
(9.10)
3). Если случайные погрешности представлены в документах границами, соответствующими разным значениям доверительной вероятности Рi, то
B ( P) =
∑(B
2
i
( Pi ) /Z 2 ( Pi ) ) .
i
121
(9.11)
Для суммирования систематической и случайной составляющих
(обозначим ∆(Р) – границы доверительного интервала) рекомендуется
следующее:
– если θ(Р)/s(Х) < 0.8, то можно пренебречь систематической составляющей θ(Р) и окончательно принять ∆(Р) = B(Р);
– если θ(Р)/s(Х) > 8, то можно пренебречь случайной составляющей
и окончательно принять ∆(Р) = θ(Р);
– если θ(Р)/s(Х) в пределах от 0.8 до 8, то
∆P = K ( γ) ⋅ [θ( P) + B( P)] ,
(9.12)
где K ( γ) = 1 + γ 2 /(1 + γ) , γ = θ(P)/[
3 ⋅ κ(P) ⋅ s( X )] .
(9.13)
9.3.2.Измерения с многократными наблюдениями
Если в результате каждого i-го наблюдения получен результат Xi, то
в качестве результата измерений принимают среднее арифметическое
X =
1
∑ Xi ,
n i
(9.14)
где n – число наблюдений.
Погрешность для X содержит и случайную и систематическую составляющие. Случайную составляющую оценивают по формуле
s( X ) =
∑(X
i
− X ) 2 / [n(n − 1)] .
i
(9.15)
Доверительные границы случайной погрешности при доверительной вероятности Р определяют по формуле
B ( P ) = t ( P,n ) ⋅ s ( X ) ,
(9.16)
где t(P,n) – коэффициент Стьюдента, значения которого представлены в
табл. 9.7.
Доверительные границы неисключенной систематической погрешности определяют точно так же, как и при измерениях с однократным наблюдением. Суммирование случайной и систематической погрешностей
также аналогично суммированию при однократных измерениях с заменой
s(Х) на s( X ).
Таблица 9.7
Значения коэффициентов Стьюдента
n
2
t(P,n)
P = 0.95
12.41
P = 0.9
6.31
122
P = 0.997
212.2
n
3
4
5
6
7
8
9
10
15
∞
t(P,n)
P = 0.95
4.30
3.18
2.78
2.57
2.44
2.37
2.31
2.26
2.15
1.96
P = 0.9
2.92
2.35
2.13
2.02
1.94
1.90
1.86
1.83
1.76
1.65
123
P = 0.997
18.2
8.89
6.44
5.38
4.8
4.44
4.20
4.02
3.58
2.58
Глава 10
МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ И ДОЗИМЕТРИИ
ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Главным элементом измерительного прибора для регистрации ионизирующих излучений является детектор. Именно его
свойства, в первую очередь, определяют технические характеристики прибора в целом.
Основное назначение детектора – преобразование энергии
ионизирующего излучения в другой вид энергии, удобный для
измерения.
На практике при проведении радиационного контроля на АЭС
наиболее широкое и разнообразное применение получили ионизационные, сцинтилляционные, полупроводниковые и люминесцентные детекторы ионизирующих излучений.
10.1.Ионизационный метод дозиметрии
Ионизационный метод основан на способности излучения вызывать ионизацию молекул и атомов вещества. Наибольшее развитие и практическое применение получил метод, основанный на
использовании изменения электрической проводимости газов. По
конструкции, назначению, режиму работы ионизационные детекторы могут быть разнообразными, но их принципиальное устройство примерно одинаково. К основным ионизационным детекторам относятся ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.
Ионизационные детекторы по конструкции являются своеобразными конденсаторами. Как и всякий конденсатор, ионизационные детекторы имеют два электрода: внутренним (собирающим) электродом может служить металлический стержень (ионизационные камеры) или тонкая металлическая нить (газоразрядные счетчики), внешним электродом – металлический корпус или
стекло с напыленным с внутренней стороны металлом. Пространство между электродами заполнено чистым газом или смесью
газов. К электродам приложено большое постоянное напряжение
(500 – 1500 В).
Рассмотрим схему простейшей измерительной цепи, состоящей из
воздушного конденсатора, источника питания и измерителя тока
(рис. 10.1).
124
Рис. 10.1. Схема
измерительной цепи
ионизационной камеры
Рис. 10.2. Вольт-амперная
характеристика
ионизационной камеры
В отсутствие ионизирующего излучения тока в измерительной цепи нет. Если к детектору поднести источник ионизирующего излучения, то в воздухе происходит ионизация: вырывание
электрона из атома, который в результате превращается в положительный ион. Электроны в воздухе быстро захватываются нейтральными молекулами, что приводит к образованию тяжелых
отрицательных ионов. Под действием электрического поля напряженностью E=U/L (U – разность потенциалов на электродах
конденсатора, L – расстояние между электродами) происходит
перемещение положительных ионов к отрицательному электроду
(катоду), а электронов и отрицательных ионов – к положительному электроду (аноду). В результате этого в цепи потечет ток.
Зависимость величины тока от приложенной к электродам ионизационной камеры разности потенциалов при неизменной интенсивности ионизирующего излучения (вольт-амперная характеристика камеры) показана на рис. 10.2.
При U = 0 электрическое поле в чувствительном объеме детектора отсутствует, и образовавшиеся при ионизации заряды рекомбинируют при столкновениях, образуя нейтральные молекулы;
собирания зарядов на электродах не происходит. С увеличением U
влияние рекомбинации на собирание зарядов уменьшается, что
приводит к увеличению величины тока (участок 1 на рис. 10.2). В
области насыщения 2, где влиянием рекомбинации можно пренебречь, все образовавшиеся ионы собираются на электродах (iн – ток
насыщения). При дальнейшем увеличении U ионизационный детектор переходит в другой режим работы.
125
Рассмотрим подробнее различные режимы функционирования ионизационных детекторов (рис. 10.3).
Установлено, что энергия образования одной пары ионов
практически не зависит от энергии ионизирующей частицы, ее
массы, заряда и вида ионизирующего излучения. Для большинства газов эта величина составляет примерно 34 эВ.
Предположим, что частица производит в детекторе определенное количество ионизаций, соответствующее начальному
электрическому заряду Q0 (кулонов). В зависимости от режима
функционирования этот заряд может быть частично или полностью собран, а может быть даже усилен.
Рис. 10.3. Различные режимы работы ионизационных детекторов
Если между анодом и катодом приложенная разность потенциалов слишком мала, то заряд будет собран не полностью. При
разности потенциалов, достаточной для сбора всех ионов, собранный на электродах заряд Q = Q0. Это режим работы ионизационных камер. При еще большей напряженности электрического
поля первичные электроны, освобожденные детектируемой частицей, приобретают энергию, достаточную для того, чтобы произвести ионизацию и освободить новые электроны – вторичные,
которые могут, в свою очередь, освободить следующие электроны, и т.д. Этот процесс, называемый ударной ионизацией, увеличивает число образующихся в газовом объеме пар ионов и является механизмом газового усиления ионизационного эффекта регистрируемого излучения.
126
Таким образом, заряд на электродах увеличивается: Q > Q0.
Это режим работы газоразрядных счетчиков, конструкции которых
весьма разнообразны. Наиболее существенное отличие газоразрядных счетчиков от ионизационных камер заключается в значении напряженности поля между электродами, от которого зависит
коэффициент усиления заряда К. Данный коэффициент численно
равен отношению количества ионов, пришедших на собирающий
электрод, к общему числу первоначально образованных ионов.
Коэффициент К зависит от природы газа-наполнителя и конструктивных особенностей детектора. С увеличением значения напряжения коэффициент газового усиления растет по нелинейному закону от единицы до нескольких тысяч.
Самое сильное электрическое поле действует вблизи тонкого анода.
Чем больше напряженность электрического поля, тем шире становится
область с сильным электрическим полем, в котором возможны ионизации и, следовательно, тем значительнее усиление заряда:
(10.1)
Q=K⋅Q0 .
Область напряжений, в которой коэффициент К является постоянным для заданного значения напряжения независимо от
энергии ионизирующей частицы, представляет собой режим пропорционального счетчика. Например, частица с энергией 1 МэВ,
создающая в детекторе начальный заряд Q0, приводит к конечному заряду KQ0; частица с энергией 2 МэВ создает начальный заряд 2Q0 и конечный заряд 2KQ0. Это позволяет в режиме работы
пропорционального счетчика различать слабо- и сильноионизирующие частицы, например, β- и α-частицы.
При дальнейшем увеличении напряжения нарушается пропорциональность между первоначально образованным зарядом и
зарядом, собранным на электродах детектора. Следовательно, в
данной области напряжений конечные заряды не являются в точности пропорциональными энергии детектируемой частицы.
Чем выше приложенное напряжение, тем слабее пропорциональная
зависимость. Это полупропорциональный режим функционирования
газоразрядного счетчика, который практически не используется для регистрации ионизирующих излучений.
При пропорциональном и полупропорциональном режимах
работы детектора газовый разряд охватывает небольшую часть
объема детектора. Дальнейшее увеличение напряжения приводит к
тому, что газовый разряд охватывает уже весь объем детектора.
Объясняется это тем, что во время большинства ионизаций в счет127
чике происходят возбуждения атомов, которые приводят к испусканию ультрафиолетового излучения. При определенных значениях напряжения испускание ультрафиолета становится весьма значительным и формирует разряд вдоль анода и по всему объему
счетчика. Газовый разряд охватывает одинаково весь объем детектора при появлении в газе и одной, и нескольких тысяч ионных
пар. В данном случае конечный заряд является постоянной величиной; его значение максимально и не зависит от начального числа
ионов в чувствительном объеме детектора и, следовательно, от
энергии ионизирующей частицы. Это область самостоятельного
разряда или так называемая область Гейгера. Газоразрядные детекторы, работающие в области самостоятельного разряда, называются счетчиками Гейгера-Мюллера. По указанным причинам счетчики Гейгера-Мюллера нельзя применять для определения вида и
энергии излучения. Если в счетчике Гейгера-Мюллера еще больше
увеличить напряжение, это приведет к внутреннему разряду, а в
конечном счете, к разрушению счетчика.
Рассмотрим некоторые типы ионизационных детекторов, которые используются при проведении радиационного контроля на АЭС.
Ионизационные камеры представляют собой детекторы, работающие в режиме тока насыщения. По конструкции ионизационные камеры подразделяют на плоские, цилиндрические и сферические. В плоской ионизационной камере электродами являются параллельные диски; цилиндрическая камера имеет два соосных (коаксиальных) электрода; в сферической камере электроды представляют собой две концентрические сферы.
По назначению различают ионизационные камеры для регистрации α-, β-, γ- и нейтронного излучений. Ионизационные камеры
для регистрации α- и β-излучений имеют специальное входное
окно, закрытое тонкой пленкой. Толщина пленки должна быть
много меньше пробега α- или β-частиц в этой пленке. Регистрация
γ-излучения осуществляется по электронам, образующимся при
взаимодействии γ-излучения с веществом.
Ионизационные камеры для регистрации γ-излучения бывают
двух типов: камеры со свободным газом (сеточные) и стеночные
(«наперстковые»). В качестве камер со свободным газом применяются плоские открытые и цилиндрические камеры, корпусом
которых служит тонкая редкая металлическая сетка. Ионизацию
воздуха в таких камерах вызывают электроны, возникающие при
взаимодействии γ-излучения с атомами воздуха на расстоянии от
128
камеры, равном пробегу электронов. «Наперстковыми» (или полостными) называют маленькие камеры, ионизационный объем
которых окружен твердой стенкой. Обычно стенка является одним из электродов камеры, а второй электрод находится в газовой полости и изолируется от стенки. В таких камерах ионизацию
газа-наполнителя создают электроны, возникающие при взаимодействии γ-излучения с материалом стенки камеры.
Ионизационные камеры, которые служат для определения суммарного ионизационного эффекта, называют токовыми камерами.
В таких камерах ток насыщения пропорционален мощности
дозы излучения, а полное количество электричества, образованное за некоторое время, пропорционально дозе облучения за это
же время. Этим определяется дозиметрическое применение ионизационных камер.
Для целей дозиметрии важным является знание зависимости
чувствительности ионизационной камеры, впрочем, как и любого
другого детектора, от энергии ионизирующего излучения.
Под чувствительностью детектора понимают его отклик на
единицу измеряемой величины, например, в случае токовых ионизационных камер чувствительность по мощности дозы iн/ D& В , где
D& В – мощность поглощенной дозы излучения в воздухе.
Ионизационную камеру можно использовать для измерения
мощности дозы только в том случае, если ее чувствительность по
мощности дозы не будет зависеть от энергии ионизирующего излучения. Это достигается подбором вещества стенки камеры и газа
с одинаковыми значениями эффективного атомного номера Zэфф,
который для сложного вещества определяется с учетом его состава. Такие камеры называют гомогенными. Частным случаем гомогенной камеры является воздухоэквивалентная камера, эффективный атомный номер стенки которой равен эффективному атомному номеру воздуха, заполняющего чувствительный объем камеры.
Следует отметить, что эффективный атомный номер тканей человека (∼7.4) близок к эффективному атомному номеру воздуха
(∼7.6), в связи с чем воздухоэквивалентные камеры иногда называются тканеэквивалентными.
Недостатком описанных «наперстковых» ионизационных камер является их низкая чувствительность. Более чувствительны
конденсаторные камеры, принцип работы которых основан на разрядке емкости конденсатора, образованного электродами камеры.
129
Система из двух электродов, разделенных высококачественной
изоляцией, заряжается внешним источником напряжения до начальной разности потенциалов U0. В поле ионизирующего излучения уменьшение потенциала ∆U служит мерой дозы излучения D.
Чувствительность конденсаторной камеры по дозе излучения
∆U/D тем выше, чем больше объем камеры и чем меньше ее электрическая емкость.
Конденсаторные камеры нашли широкое применение в качестве простейших индивидуальных дозиметров. Предварительная
зарядка таких дозиметров осуществляется от отдельного источника напряжения. Разность потенциалов (или накопленный на
электродах заряд) после облучения определяют либо на отдельном измерительном пульте, либо с помощью специального электрометра, вмонтированного в корпус камеры-дозиметра.
Ионизационные детекторы, в которых используется газовое
усиление первичной ионизации, представляют собой газоразрядные счетчики. Использование механизма газового усиления позволяет резко увеличить чувствительность счетчиков по сравнению с ионизационными камерами.
Газоразрядные счетчики классифицируются по режиму работы, конструкции, механизму гашения разряда и назначению.
По режиму работы различают пропорциональные газоразрядные счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера; по конструкции –
торцовые и цилиндрические счетчики.
По механизму гашения разряда различают самогасящие и несамогасящие счетчики. В газоразрядных счетчиках под действием ионизирующего излучения возникает непрерывный разряд.
Этот разряд обусловлен выбиванием фотоэлектронов из катода
ультрафиолетовым излучением, источником которого являются
возбужденные атомы и молекулы, образующиеся в процессе газового разряда счетчика. Для регистрации новой частицы непрерывный газовый разряд необходимо автоматически прерывать.
Существует два основных метода гашения разряда. В одном
случае применяют гасящие радиотехнические схемы. Счетчики, в
которых гашение разряда происходит посредством воздействия
внешних причин (радиотехнические устройства), называют несамогасящими. В настоящее время, в основном, используются самогасящие счетчики, непрерывный разряд в которых гасится в результате внутренних причин. К основному газу-наполнителю добавляют небольшое количество органических многоатомных ве130
ществ (этиловый спирт, метан и др.) или галогенов (хлор, йод,
бром). Молекулярные добавки поглощают ультрафиолетовое излучение, и непрерывный разряд прекращается.
По назначению различают счетчики для α-, β-частиц, γ-излучения
и нейтронов.
Схема включения газоразрядного счетчика показана на рис. 10.4
При прохождении ионизирующей частицы через чувствительный объем детектора в цепи возникает импульс тока, который регистрируется по изменению напряжения на сопротивлении R. Зависимость скорости счета nсч (количества зарегистрированных импульсов в единицу времени) от напряжения U при постоянной интенсивности излучения называется счетной характеристикой газоразрядного детектора (рис. 10.5).
Наличие плато на счетной характеристике, определяемой экспериментально, свидетельствует о том, что счетчик находится в
режиме Гейгера. Чем больше протяженность плато и меньше его
наклон, тем лучше счетчик.
Поскольку в счетчиках Гейгера-Мюллера происходит регистрация самостоятельного разряда, возникающего даже от единственной образованной в чувствительном объеме пары ионов, используют эти счетчики, в основном, для измерения плотности потоков ионизирующих излучений или
активности радионуклидов.
Рис. 10.4. Схема включения
газоразрядного счетчика
Рис. 10.5. Счетная
характеристика
газоразрядного счетчика
При регистрации больших плотностей потоков частиц необходимо учитывать разрешающую способность счетчиков, т.е. возможность регистрации прошедших через чувствительный объем детектора двух ионизирующих частиц, разделенных малым промежутком
времени. Дело в том, что при ударной ионизации в газе электроны в
течение 10-8 с достигают анода и собираются на нем, образуя по пути
131
новые электроны, ионы и возбужденные молекулы газа. Менее подвижные положительные ионы достигают катода лишь за 10-4 с, образуя вокруг анода пространственный объемный заряд, так называемый
«ионный чехол». Этот чехол обрывает разряд, снижая напряженность
электрического поря вблизи анода до значений, при которых не может происходить ударная ионизация. Напряжение восстанавливается
при зарядке от источника питания эквивалентной емкости Сэкв через
сопротивление R (рис. 10.4). Интервал времени от момента возникновения первичной ионизации до восстановления напряжения, при котором возможна ударная ионизация, называют мертвым временем
счетчика. За это время определенная доля частиц, проникающих в
чувствительный объем детектора, не регистрируется. Поэтому при
детектировании ионизирующих излучений больших плотностей потоков истинную скорость счета необходимо определять с учетом зарегистрированных импульсов и мертвого времени счетчика.
Конструктивное оформление газоразрядных счетчиков зависит от вида и энергии регистрируемого излучения.
Для регистрации β-частиц с энергией от 50 до 300 кэВ, а также α-частиц применяют торцовые счетчики с входным окном на
торце, закрытым пластинкой из слюды или нейлона. Анодом
счетчика служит вольфрамовая нить, впаянная в центре стеклянного корпуса. Цилиндрическая стенка счетчика, выполненная из
металла, служит катодом. Для регистрации β-частиц с энергией
более 300 кэВ применяют цилиндрические счетчики, катод которых выполнен из тонкой алюминиевой фольги, а анод – из
вольфрамовой нити, крепящейся на изоляторах.
Эффективность регистрации таких счетчиков, представляющая собой отношение числа зарегистрированных частиц к числу
всех частиц, прошедших через поверхности катода счетчиков,
составляет величину около 100%.
Для регистрации γ-излучения применяют цилиндрические
счетчики, в которых катодом служит тонкий проводящий слой,
нанесенный напылением в вакууме на внутреннюю поверхность
стеклянной трубки, а анодом – вольфрамовая нить, натянутая по
оси счетчика.
Эффективность регистрации γ-излучения счетчиками зависит
от материала, из которого изготовлены стенки счетчика, их толщины, а также от энергии излучения и составляет величину в несколько процентов.
132
Применимость того или иного газоразрядного счетчика для
дозиметрии γ-излучения определяется зависимостью чувствительности nсч/ D& В от энергии γ-излучения: чем сильнее эта зависимость, тем менее благоприятно применение счетчика.
Обычные промышленные счетчики имеют значительную зависимость чувствительности от энергии γ-излучения в области сравнительно
низкоэнергетического излучения (до 600 кэВ). Лишь в узком интервале
энергий с достаточной для практики точностью сохраняется пропорциональность между показаниями счетчика и мощностью дозы. До некоторой степени энергетическую зависимость чувствительности счетчика
можно уменьшить применением дополнительных фильтров. Однако надежнее проводить градуировку приборов со счетчиками по излучению
такого спектрального состава, который близок к измеряемому на практике.
10.2.Сцинтилляционный метод дозиметрии
Метод основан на регистрации вспышек света, возникающих
в некоторых веществах, называемых сцинтилляторами, под действием ионизирующего излучения.
Сцинтилляционный дозиметр (счетчик) состоит из детектора,
который под действием излучения испускает фотоны видимого света; фотоэлектронного умножителя, который преобразует световой
сигнал в электрический; электронных регистрирующих приборов.
Принципиальная схема сцинтилляционного дозиметра (счетчика) показана на рис. 10.6.
При взаимодействии γ-излучения с веществом сцинтиллятора в
нем образуются электроны, которые, поглощаясь в сцинтилляторе,
создают вспышки света (сцинтилляции). Сцинтилляция – кратковременная (от 10-9 до 10-4 с) световая вспышка, возникающая в веществах под действием ионизирующих излучений. Свет через световод направляется на фотокатод фотоэлектронного умножителя
(ФЭУ). Из материала фотокатода выбиваются фотоэлектроны, которые разгоняются электрическим полем и умножаются за счет
выбивания вторичных электронов на динодах. Количество пришедших на анод электронов определяется коэффициентом умножения ФЭУ, который составляет величину 105 – 106.
γ
133
Электроны
Фотоны
1
2
3
4
6
5
Выходной
сигнал ФЭУ
Рис. 10.6. Принципиальная схема сцинтилляционного
дозиметра (счетчика):
1 – сцинтиллятор, 2 – световод, 3 – фотокатод ФЭУ,
4 – диноды, 5 – анод ФЭУ, 6 – делитель напряжения
Каждому электрону, поглощенному в сцинтилляторе, соответствует импульс тока в анодной цепи ФЭУ. Следовательно, измерению может подлежать как среднее значение анодного тока ia,
так и число импульсов тока в единицу времени ncч. В соответствии с этим различают токовый и счетчиковый режимы сцинтилляционного детектора.
Для целей дозиметрии устанавливают связь между анодным
током iа или скоростью счета nсч и мощностью поглощенной дозы
в воздухе D& В . Эта связь во многом определяется типом используемого сцинтиллятора.
В качестве сцинтилляторов для регистрации ионизирующих
излучений применяются неорганические и органические вещества. По агрегатному состоянию сцинтилляторы подразделяются на
твердые, жидкие и газообразные.
134
Важнейшими характеристиками сцинтилляторов являются их
плотность (для эффективного поглощения γ-излучения), спектр
люминесценции (для соответствия области максимальной чувствительности ФЭУ), конверсионная эффективность (отношение
энергии фотонов световой вспышки к поглощенной энергии ионизирующего излучения) и время высвечивания (для увеличения
временного разрешения детектируемых частиц).
Свечение в сцинтилляторе обусловлено как основным веществом, так и вводимыми в сцинтиллятор примесями-активаторами.
Из неорганических сцинтилляторов наибольшее распространение получили NaI, CsI, активированные таллием, а также ZnS,
активированный серебром.
Можно вырастить большие кристаллы NaI, достигающие
10 – 15 см в диаметре, которые хорошо поглощают γ-излучение.
Йодид натрия очень гигроскопичен, поэтому его защищают от
влажности с помощью кожуха, который к тому же предотвращает
попадание внешнего света. Этот кожух не будет препятствовать
детектированию γ-излучения в силу его высокой проникающей
способности. Высокая эффективность регистрации этих сцинтилляционных детекторов (десятки процентов по сравнению с несколькими процентами для газоразрядных счетчиков), а также
высокое энергетическое (8 – 12%) и временное разрешение
(∼10-7 с) способствовало использованию счетчиков со сцинтилляторами для целей γ-спектрометрии.
Сульфид цинка в виде очень тонких детекторов успешно используется для регистрации α-частиц при наличии высокого βили γ-фона.
При введении в неорганические сцинтилляторы соединений
бора или лития возможно детектирование тепловых нейтронов за
счет ядерных реакций 10B(n,α)7Li или 6Li(n,α)3Н.
Органические сцинтилляторы (антрацен, стильбен, толан и
др.) по своему составу близки к составу биологической ткани. Их
отличительными особенностями являются самое короткое время
высвечивания (∼10-9 с) и низкое по сравнению с неорганическими
сцинтилляторами значение конверсионной эффективности. Применяются органические сцинтилляторы для α- и β-спектрометрии
и радиометрии, а также детектирования быстрых нейтронов (по
ядрам отдачи) и тепловых нейтронов (за счет введения в сцинтиллятор соединений бора или лития).
135
Пластмассовые сцинтилляторы представляют собой твердые
растворы органических сцинтилляторов в полистироле, поливинилтолуоле, плексигласе и других органических полимерных веществах. В качестве примесей-активаторов используются стильбен, нафталин и др. Наиболее широкое применение пластмассовые
сцинтилляторы в сочетании с неорганическими сцинтилляторами
нашли в дозиметрии γ-излучения, а также в β-радиометрии и спектрометрии.
Жидкие сцинтилляторы являются растворами некоторых органических веществ, например, паратерфенила в органических
растворителях – толуоле, ксилоле и др. Применяются они при αрадиометрии и спектрометрии, β-радиометрии. При измерениях
жидкая радиоактивная проба смешивается с жидким сцинтиллятором, чем достигается 100-процентная эффективность регистрации α- и β-частиц.
Газовые сцинтилляторы (ксенон, криптон, аргон, азот) применяют в специфических случаях, например, при радиометрии
радиоактивных газов.
Особый интерес вызывает использование сцинтилляционных
детекторов для дозиметрии γ-излучения. В токовом режиме зависимость чувствительности детектора по мощности дозы ia/ D& В от
энергии γ-излучения определяется составом сцинтиллятора.
Сцинтилляторы имеют эффективный атомный номер либо
меньше, чем у воздуха (органические сцинтилляторы), либо значительно больше (неорганические сцинтилляторы), поэтому они обладают существенной энергетической зависимостью чувствительности в области энергий ниже 150 – 250 кэВ. Удачный способ компенсации энергетической зависимости чувствительности детектора заключается в использовании комбинированного сцинтиллятора, в
котором неорганический сцинтиллятор в мелкодисперсном виде
внедрен в органический. На практике это реализуется внедрением в
сцинтиллирующую пластмассу 0.4% ZnS(Ag), чем достигается
уравнивание эффективных атомных номеров комбинированного
сцинтиллятора и воздуха. Для детекторов с такими сцинтилляторами зависимость чувствительности ia/ D& В от энергии γ-излучения не
превышает ± (10 – 15)% в диапазоне энергий от 0.03 до 3.0 МэВ.
Счетчиковый режим работы сцинтилляционного детектора, в
основном, используется для целей радиометрии и спектрометрии.
Кривая зависимости чувствительности детектора ncч/ D& В от энер136
гии γ-излучения не имеет горизонтального участка, поэтому некомпенсируемая энергетическая зависимость чувствительности
ограничивает применение сцинтилляционных детекторов в счетчиковом режиме для целей дозиметрии лишь измерением излучений с определенным спектральным составом.
10.3.Фотографический метод дозиметрии
Фотографический метод дозиметрии основан на свойстве ионизирующего излучения воздействовать на чувствительный слой фотоматериалов. Для целей индивидуального дозиметрического контроля обычно используют рентгеновские пленки, которые представляют собой чувствительную эмульсию, нанесенную на целлулоидную подложку. Основой фотоэмульсии является совокупность мелких (1.0 – 0.1 мкм) кристаллов бромистого или хлористого серебра,
равномерно распределенных в виде «зерен» в слое желатина. При
прохождении γ-излучения через фотоэмульсию возникают электроны, освобожденные γ-квантами в самой эмульсии, а также в окружающем ее веществе. При попадании в «зерна» эмульсии электроны
нейтрализуют положительный ион серебра, образуя таким образом
на поверхности кристаллов центры скрытого (латентного) изображения – атомы металлического серебра. Проявление фотослоя,
имеющего скрытое изображение, за счет реакции восстановления
иона серебра в металлическое серебро под действием анионов проявителя приводит к увеличению числа атомов металлического серебра вблизи центров скрытого изображения в 1010 – 1012 раз, что
вызывает почернение фоточувствительного слоя. Последующим
фиксированием остатки невосстановленного галоидного серебра
растворяют и удаляют, после чего пленка становится нечувствительной к действию излучения.
Степень действия ионизирующего излучения на фотопленку
характеризуют оптической плотностью S, определяемой как десятичный логарифм отношения интенсивности света, падающего на
пленку и прошедшего через нее. Обычно свойства пленки определяют сенситометрической характеристикой, представляющей
собой зависимость оптической плотности от логарифма дозы.
Метод индивидуальной фотодозиметрии основан на том, что
оптическая плотность фотопленки после облучения в некотором
интервале пропорциональна дозе.
Существенные трудности при измерении дозы γ-излучения
фотографическим методом заключаются в неодинаковой чувст137
вительности фотопленки к γ-излучению различных энергий. Чувствительность фотопленки по дозе в области 40 – 50 кэВ может
примерно в 10 раз превысить чувствительность при энергии
≥ 300 кэВ.
Одним из способов уменьшения энергетической зависимости
чувствительности фотопленки является применение сглаживающих (компенсирующих) фильтров. Преимущественно применяют
комбинированные фильтры, состоящие из слоя свинца и легкого
материала, например, алюминия. Свинец эффективно ослабляет
низкоэнергетическое излучение, в основном, в результате фотоэлектрического поглощения, а для последующего поглощения образующихся в свинце при взаимодействии с фотонами электронов
и характеристического излучения достаточно установить тонкий
фильтр из легкого вещества.
Для данной комбинации фильтров наилучшие результаты получаются при толщине свинца hPb = (0.75 ± 0.05) мм и толщине
алюминия hAl = 0.5 мм. В этом случае погрешность в определении
дозы из-за незнания спектрального состава γ-излучения не превышает ± 20% в диапазоне энергий 0.03 – 3.0 МэВ.
10.4.Полупроводниковый метод дозиметрии
Принцип действия полупроводниковых детекторов аналогичен принципу действия ионизационных камер, только вместо газа
между электродами находится полупроводник, в котором под
действием ионизирующего излучения образуются носители зарядов. Полупроводники – широкий класс веществ, характеризующихся значениями удельной электропроводности в пределах
104 – 10-10 Ом-1⋅см-1, промежуточной между удельной электропроводностью металлов и диэлектриков.
Процессы, происходящие при ионизации кристаллического
полупроводникового детектора, можно объяснить на основе зонной теории кристаллов, в соответствии с которой для электронов
имеются энергетические зоны разрешенных и запрещенных значений. Принято называть валентной зоной нижнюю заполненную
зону, в которой электроны находятся в связанном состоянии и свободно перемещаться не могут; зоной проводимости – верхнюю
незаполненную зону, в которой электроны, покинувшие атом, могут свободно перемещаться. Эти зоны разделены энергетическим
интервалом, называемым запрещенной зоной.
138
Результатом ионизации в полупроводнике является появление
электронов в зоне проводимости и дырок (незаполненных вакансий) в валентной зоне в результате перехода электронов в зону
проводимости.
Ширина запрещенной зоны у полупроводников ~3 эВ, следовательно, и энергия, необходимая для образования пары электрон-дырка, является величиной того же порядка, что примерно в
десять раз ниже средней энергии образования пары ионов в газе
(для воздуха ~34 эВ). К тому же плотность вещества полупроводникового детектора примерно в 1000 раз выше плотности газа в
ионизационной камере, поэтому и поглощенная энергия в одинаковых условиях облучения в полупроводниковом детекторе на
несколько порядков больше, чем в газовом.
Таким образом, в одном и том же поле излучения чувствительность полупроводникового детектора будет на несколько порядков выше, чем ионизационного детектора.
В полупроводниках вследствие энергии теплового движения
возможен переход электронов из валентной зоны в зону проводимости. В идеальном кристалле концентрация электронов, появившихся в зоне проводимости за счет теплового движения, n будет
равна концентрации дырок р в валентной зоне. Эти носители заряда, имеющие возможность перемещаться под действием электрического поля, определяют собственную проводимость полупроводникового детектора.
В реальных полупроводниках всегда имеются примеси, которые влияют на электрическую проводимость кристалла, т.к. повышается число носителей электрических зарядов. Примеси не только увеличивают общее число носителей зарядов, но и могут изменить соотношение между концентрациями электронов и дырок.
Если атомы примеси имеют на один валентный электрон
больше, чем атомы кристалла, то этот лишний электрон может
перемещаться по кристаллу, создавая проводимость n-типа. Примеси, которые снабжают полупроводник свободными электронами, называются донорными, а такие полупроводники называются
электронными или полупроводниками n-типа.
Если атомы примеси имеют на один электрон меньше, чем
атомы кристалла, то имеется возможность перемещения электронов в валентной зоне, которое оказалось удобным описывать как
перемещение положительного заряда (дырки). Примеси, которые
захватывают электроны, называются акцепторными, а подобные
139
полупроводники называются дырочными или полупроводниками
р-типа.
Энергетические схемы собственного полупроводника, полупроводников n-типа и р-типа в представлении зонной теории
кристаллов показаны на рис. 10.7.
В собственном полупроводнике в отличие от примесных электроны не могут принимать значения энергии, находящиеся в запрещенной зоне. В примесных полупроводниках в запрещенной зоне
появляются уровни, связанные с искажением электрического поля
идеальной решетки, которые могут заполняться носителями зарядов. Донорные уровни в полупроводниках n-типа, содержащие
«лишние» электроны, располагаются вблизи зоны проводимости,
куда за счет теплового движения и происходит переход электронов.
Акцепторные уровни у полупроводников р-типа располагаются
вблизи валентной зоны, откуда на эти уровни переходят электроны.
Рис. 10.7. Зонная структура полупроводников
(εg – ширина запрещенной зоны)
Таким образом, проводимость собственных полупроводниковых детекторов обусловлена переходами электронов из валентной
зоны в зону проводимости; проводимость примесных полупроводниковых детекторов n-типа обусловлена переходами электронов с
донорных уровней в зону проводимости, а р-типа – переходами
электронов на акцепторные уровни.
140
В отличие от ионизационной камеры, через полупроводниковый детектор ток протекает и в отсутствие ионизирующего излучения. Наличие этого фонового тока как у собственных, так и у
примесных полупроводников делает их малопригодными для дозиметрических целей.
Для того, чтобы использовать полупроводник в качестве детектора ионизирующего излучения, в нем необходимо создать
слой, обедненный носителями зарядов (электронами и дырками).
Тогда ионизирующая частица, проходя через этот слой, образует в
нем пары электрон-дырка по аналогии с ионизационной камерой.
Под действием внешнего электрического поля носители зарядов
достигают электродов, что регистрируется в виде импульса тока.
Для создания обедненного слоя в полупроводниковом детекторе поступают следующим образом. На поверхность полупроводника р-типа (дырочная проводимость) наносится слой вещества n-типа (электронная проводимость). Путем диффузии электроны из полупроводника n-типа будут внедряться в полупроводник р-типа, а дырка – в обратном направлении. Аналогичные
рассуждения можно провести, если на полупроводник n-типа нанести слой вещества р-типа. Через некоторое время устанавливается равновесное состояние, при котором результирующие потоки электронов и дырок равны нулю.
В этих условиях в полупроводнике создается область, где
электрическое сопротивление резко увеличивается, а электрическая проводимость падает (т.е. создается область с малой концентрацией носителей заряда). Эта область полупроводника, где
происходит смена типа проводимости, например, с электронной
на дырочную или, наоборот, с дырочной на электронную, называется областью перехода.
В области перехода концентрация равновесных носителей зарядов на несколько порядков ниже, чем в остальном объеме полупроводника. Обедненная носителями область перехода является основной рабочей областью полупроводникового детектора. При отсутствии внешнего напряжения протяженность обедненного слоя очень
мала (порядка микрометра). Однако ширина обедненной области
увеличивается при подаче на р-n-переход так называемого обратного смещения, т.е. внешнее напряжение подключено таким образом,
что на р-область подан «минус», а на n-область – «плюс».
Схема включения полупроводникового детектора с
p-n-переходом показана на рис. 10.8. Слои p и n разделены обла141
стью перехода, в которой под действием ионизирующего излучения создаются носители заряда. Эти вновь образованные носители заряда уносятся электрическим полем на электрод за время,
исчисляемое долями микросекунд.
В качестве материалов полупроводниковых детекторов с переходами наиболее удобными оказались кремний и германий с возможно меньшей концентрацией примеси, обладающие малой шириной запрещенной зоны, высокой подвижностью электронов и
дырок, достаточной электрической прочностью. По способу получения обедненной области различают детекторы поверхностнобарьерные, диффузионные и литиево-дрейфовые.
Рис. 10.8. Схема включения полупроводникового детектора
Поверхностно-барьерные детекторы можно получить при
обычных условиях окислением материалов n-типа, например,
кремния. При изготовлении диффузионных детекторов требуются высокие температуры (до 800°С), что может привести к изменению физических характеристик исходных материалов. Технология изготовления литиево-дрейфовых детекторов основана на
напылении на р-материал лития и последующей его диффузии
при высоких температурах.
142
На практике полупроводниковые детекторы используются
для регистрации β-частиц в широком энергетическом диапазоне,а
также в γ-спектрометрии и дозиметрии.
В γ-спектрометрии широкое распространение получили германиевые литиево-дрейфовые детекторы, обладающие высоким
энергетическим разрешением (0.1 – 1.0)% и высокой чувствительностью регистрации вследствие низкой энергии образования
пары носителей ∼3 эВ против ∼300 эВ для сцинтилляционных и
∼30 эВ для газовых детекторов. Недостаток этих детекторов –
обязательное охлаждение при хранении.
В последние годы широко используются полупроводниковые
детекторы из сверхчистого германия, обладающие еще лучшими
спектрометрическими характеристиками. Дополнительное преимущество таких детекторов – возможность хранения без охлаждения.
Для дозиметрических целей более практичным оказался кремний. Важное достоинство кремниевых детекторов – возможность
работы без охлаждения.
Использование полупроводниковых детекторов для измерения доз ограничено заметной зависимостью дозовой чувствительности от энергии излучения. Несмотря на аналогию по механизму действия с ионизационной камерой, в дозиметрическом
отношении полупроводниковые детекторы, скорее, похожи на
газоразрядные счетчики или сцинтилляционные детекторы в
счетчиковом режиме. Поэтому необходим тщательный анализ и
поиски надежного способа компенсации энергетической зависимости чувствительности полупроводниковых детекторов.
10.5.Люминесцентные методы дозиметрии
Люминесцентные методы дозиметрии основаны на том, что
некоторые вещества (люминофоры) накапливают часть энергии
ионизирующего излучения, которая может быть потом освобождена при нагреве или освещении люминофора определенным
участком спектра света. Наблюдаемые при этом оптические эффекты (например, люминесценция) могут служить мерой поглощенной дозы.
В качестве основы для развития методов дозиметрии ионизирующих излучений получили признание два вида люминесценции: радиотермолюминесценция и радиофотолюминесценция.
Механизм радиотермолюминесценции основывается на зонной теории электронных состояний в твердых телах. Материалы,
143
которые могут быть использованы в качестве термолюминесцентных детекторов (ТЛД), представляют собой твердые изоляторы, обладающие кристаллической решеткой, например, LiF,
CaF2, Al2O3, борат магния и т.д. Согласно зонной теории, в идеальном кристалле электрон не может принимать любые значения
энергии: существуют зоны разрешенных и запрещенных энергий.
Обычно рассматривают две соседние энергетические зоны: последнюю, заполненную электронами, зону В (валентную) и первую свободную зону П (проводимости), между которыми расположена зона запрещенных энергий З (рис. 10.9).
Рис. 10.9. Механизм радиотермолюминесценции
Реальные кристаллы обычно содержат различные структурные дефекты (вакансии), обусловливающие локальные уровни
энергии, расположенные в запрещенной зоне. Для дополнительного создания вакансий некоторые кристаллы активируются
примесями (например, Ag, Mn2+ и др.) Локальные уровни дефектов решетки кристалла заполнены электронами, если они лежат в
нижней части запрещенной зоны, и свободны, если расположены
в верхней ее части.
Под действием ионизирующего излучения в веществе образуются одинаковые количества положительных и отрицательных
носителей заряда. При этом в результате внутреннего фотоэффекта
электроны из валентной зоны могут переходить в зону проводимости П, а затем локализовываться на уровнях захвата F (переход 1).
Образованные в заполненной зоне на месте выбитых электронов
свободные места («дырки») могут заполняться электронами с
уровней V (переход 2), в результате чего возникают «дырочные»
144
локальные V-центры, как правило, связанные с атомами примеси.
Для освобождения аккумулированной в веществе энергии ионизирующего излучения необходим дополнительный нагрев кристалла,
в результате чего происходит освобождение электронов с
F-центров, а затем их рекомбинация с дырками на V-центрах (переход 3). При рекомбинации атом примеси, на котором был образован V-центр, оказывается в возбужденном состоянии (помечено
звездочкой на рис. 10.9), которое почти мгновенно переходит в
основное состояние с испусканием кванта света. Возникающее при
этом свечение называют термолюминесценцией.
Спектр термолюминесценции определяется типом активатора, например, свечение Ag+ дает голубой свет, Mn2+ – зеленооранжевый. Отличительной чертой термолюминесценции является разрушение в процессе нагрева центров, созданных под действием ионизирующего излучения.
Свечение термолюминесценции служит мерой поглощенной в
детекторе дозы ионизирующего излучения. Процедура измерения
дозы с помощью ТЛД сводится к тому, что облученный детектор
нагревается с заданной постоянной скоростью и в процессе нагрева измеряется зависимость интенсивности свечения J от температуры люминофора Т. Типичный вид этой зависимости, называемой кривой термического высвечивания (КТВ), показан
на риc. 10.10.
Рис. 10.10. Кривая термовысвечивания
Пики на кривой соответствуют освобождению электронов с
определенных уровней захвата, расположенных на различной глубине (уровни энергии F на рис. 10.9) по отношению к зоне проводимости. Форму КТВ определяют два конкурирующих процесса:
термическое освобождение электронов и опустошение уровней.
145
Для практических целей дозиметрии обычно применяют люминофоры с КТВ, у которой интенсивность одного (главного)
максимума значительно выше остальных. При этом определяют
один из двух параметров КТВ: полную светосумму S, выделившуюся в процессе нагрева (интегральный метод), либо максимальную высоту пика J (пиковый метод).
Светосумма S (площадь под КТВ) пропорциональна числу
первоначально захваченных в ловушки электронов, число которых, в свою очередь, пропорционально поглощенной дозе. Для
определенного типа ловушек и при заданной скорости нагрева
высота пика J также пропорциональна числу захваченных в ловушки электронов, а следовательно, и дозе.
Более широко применяется интегральный метод − он более
точный и меньше зависит от технических параметров измерительной установки (скорости нагрева, конечной температуры и
т.п.). Однако при интегральном методе необходимо учитывать
фединг − спад показаний детектора во времени. Фединг обусловлен наличием в люминофоре низкотемпературных пиков (самые
близкие к зоне проводимости П уровни энергии F на рис. 10.9) и
возможностью рекомбинации носителей заряда даже при комнатной температуре. Поправка на фединг пропорциональна соотношению общей площади под КТВ к той ее части, которая ограничена низкотемпературными пиками.
Пиковый метод свободен от этого недостатка и имеет преимущество при измерении малых доз, однако этот метод более
чувствителен к режиму нагрева.
Поскольку в процессе нагрева люминофоров происходит разрушение центров захвата, возможно лишь однократное получение информации о поглощенной дозе. Для последующего использования ТЛД отжигают при высокой температуре (~ 400 °С), чтобы полностью освободить остаточные центры захвата.
В настоящее время в качестве термолюминесцентных детекторов нашли применение
– монокристаллы фторида лития, активированные магнием и
титаном;
– монокристаллы фторида лития, активированные магнием,
фосфором и медью;
– алюмофосфатные стекла, активированные марганцем;
– монокристаллы корунда (Al2O3);
– поликристаллы бората магния, активированные диспрозием.
146
В современных модификациях термолюминесцентный метод
обладает очень широким диапазоном измеряемых доз – от
10 мкЗв до 10 Зв по индивидуальному эквиваленту дозы и от 0.1
до 50 Гр по поглощенной дозе.
Механизм радиофотолюминесценции определяется тем, что
ионизирующее излучение само может создавать дефекты в кристалле (вакансии и смещение ионов). Образующиеся при этом
F-центры рассматривают как систему, обладающую разрешенными дискретными энергетическими уровнями, между которыми
возможны переходы, соответствующие испусканию или поглощению квантов энергии. Последующее возбуждение кристалла
светом определенной частоты (ультрафиолет) переводит электрон из основного состояния на один из верхних уровней
F-центра. Обратный переход на основной уровень сопровождается люминесценцией.
Изложенное поясняет принцип работы радиофотолюминесцентных детекторов: при поглощении ионизирующего излучения
образуются F-центры, концентрация которых пропорциональна
поглощенной дозе и определяется измерением люминесценции.
Интенсивность радиофотолюминесценции дозиметров, как
правило, вначале линейно растет с увеличением дозы, затем достигает максимума и при дальнейшем увеличении дозы падает.
Образованные центры люминесценции не разрушаются в процессе возбуждения дозиметра видимым светом, поэтому измерения
дозы могут проводиться неоднократно. С учетом имеющего место некоторого нарастания интенсивности люминесценции после
прекращения облучения (эффект «созревания») некоторые типы
радиофотолюминесцентных дозиметров сохраняют информацию
о дозе в пределах ±10% в течение нескольких лет, начиная с двух
часов после облучения.
10.6.Методы дозиметрии нейтронов
147
10.6.1.Особенности дозиметрии нейтронов на АЭС
Персонал, подвергающийся облучению нейтронами на АЭС,
немногочисленен, поэтому вклад нейтронов в коллективную дозу
для АЭС невелик. Однако уровень облучения этого персонала
нейтронами сильно зависит от условий выполнения работ и может быть значимым. Условия, при которых оперативный персонал АЭС может получать значимые дозы от облучения нейтронами, следующие:
– при посещении помещений гермообъема во время работы
реактора на мощности (АЭС с ВВЭР);
– при работе с радионуклидными источниками нейтронов,
например, обслуживание «борометров» – измерителей концентрации бора в теплоносителе первого контура (АЭС с ВВЭР);
– при работах на «пятаке» реактора на мощности (АЭС с РБМК).
В случае отсутствия индивидуальных дозиметров нейтронов
вопрос об определении индивидуальных доз персонала решается
следующим образом:
– проводится измерение мощности доз нейтронов и фотонов;
– определяются индивидуальные дозы персонала
• по времени пребывания в поле нейтронов;
• по показаниям индивидуального дозиметра фотонного
излучения и измеренному соотношению мощностей доз фотонов
и нейтронов.
Результаты по данной методике имеют большую неопределенность. Это связано с тем, что
– соотношение мощностей доз нейтронов и фотонов может
сильно меняться (так в помещениях гермообъема ВВЭР доля
нейтронов в суммарной мощности дозы, обусловленной нейтронами и фотонами, составляет от 0.1 до 90% в зависимости от точки измерения);
– иногда в отдельных местах возможны возникновения сильного градиента мощности дозы, а также так называемых «прострелов»
при проникновении нейтронов через неоднородности в защите.
Для уменьшения степени неопределенности оценки индивидуальной дозы персонала от нейтронов используют индивидуальные дозиметры нейтронов.
148
Рассмотрим особенности условий при проведении измерений
характеристик нейтронного излучения (в том числе и при проведении ИДК) на АЭС с РБМК и ВВЭР.
Вид работ, связанных с облучением персонала АЭС с РБМК
нейтронным излучением, – регламентные работы с участием оперативного персонала в центральном реакторном зале непосредственно над биологической защитой реактора (на «пятаке») при
работе реактора на мощности. Основная геометрия облучения
персонала на «пятаке» – нейтроны проникают снизу вверх. При
этом существует резкий градиент по мощности дозы нейтронов
по высоте. В этих условиях стандартное положение дозиметра на
уровне груди приводит к занижению индивидуального эквивалента дозы. Более предпочтительным является расположение дозиметра на уровне пояса. Спектры нейтронов над разными типами ячеек практически одинаковы. Это позволяет для всех работ в
реакторном зале при определении индивидуального эквивалента
дозы нейтронов использовать единый поправочный коэффициент, учитывающий спектр нейтронов.
Основной вид работ, связанных с облучением персонала АЭС
с ВВЭР нейтронным излучением, – регламентные работы в помещениях гермообъема при работе реактора на мощности. Радиационные поля в разных помещениях гермообъема характеризуются сильным изменением мощности дозы и возможно наличие
«прострелов». Облучение может быть как изотропным, так и
имеющим преимущественное направление «грудь – спина», поэтому рекомендуемое расположение индивидуального дозиметра – на груди. Хотя спектры нейтронов для разных помещений
отличаются, но в пределах допустимых неопределенностей для
измерения индивидуального эквивалента дозы нейтронов допускается использование единого поправочного коэффициента для
всех работ внутри гермообъема.
10.6.2.Методы дозиметрии на основе эффекта
замедления нейтронов
Согласно НРБ-99 основной нормируемой величиной при контроле радиационной безопасности облучения нейтронами является эффективная доза.
В табл. 8.8 Норм приведены значения эффективной дозы на
единичный флюенс нейтронов с энергиями от тепловой до
149
20 МэВ. Расчеты проведены для двух крайних условий облучения: облучение в изотропном поле излучения (ИЗО) и облучение
параллельным пучком в переднезадней геометрии (ПЗ). Такие
нормированные значения эффективной дозы называются дозовыми коэффициентами и имеют размерность [Зв·см2]. Чтобы определить значение эффективной дозы, необходимо измерить
флюенс и энергетическое распределение нейтронов в месте расположения облучаемого объекта, а затем, используя дозовые коэффициенты, вычислить это значение. Спектрометров, охватывающих диапазон энергий нейтронов от тепловых до нескольких
десятков МэВ, не существует, поэтому в процессе измерений определяют не эффективную дозу, а ее эквивалент, который, с одной стороны, ни при каких значениях энергии не меньше значения эффективной дозы, а с другой стороны, энергетическая зависимость эквивалента дозы близка к энергетической зависимости
самой эффективной дозы. Согласно рекомендациям МКРЗ, в качестве такого эквивалента следует использовать амбиентный эквивалент дозы H*(d), подробно описанный ранее в главе 5.
Все используемые в настоящее время дозиметры-радиометры
нейтронов для оперативных измерений основаны на одном и том
же физическом принципе – регистрации плотности потока тепловых нейтронов в центре полиэтиленового замедлителя. Тепловые
нейтроны в центре замедлителя образуются в результате замедления нейтронов всех энергий. Размер замедлителя подбирается
таким образом, чтобы плотность потока тепловых нейтронов, образованных от нейтронов любой энергии, была пропорциональна
мощности амбиентного эквивалента дозы нейтронов этой же
энергии. Для того, чтобы улучшить эту пропорциональность, замедлитель делают комбинированным: замедлитель представляет
собой две сферы, вложенные друг в друга (рис. 10.11). Большая
сфера имеет диаметр 24 см, маленькая – 15 см, кроме того, сфера
диаметром 15 см покрыта тонким слоем кадмия. Для такого дозиметра нейтронов с комбинированным замедлителем зависимость чувствительности от энергии нейтронов достаточно хорошо повторяет энергетическую зависимость амбиентного эквивалента дозы в диапазоне от 10 кэВ до 5 МэВ, т.е. охватывает практически весь спектр нейтронов, возникающих при делении ядер.
150
Внешний
замедлитель
Чувствительный
объем,
содержащий бор
Внутренний
замедлитель
Детектор
Кадмиевый
экран
Рис. 10.11. Устройство прибора для измерения мощности
эквивалента дозы нейтронов
Тепловые нейтроны регистрируются небольшим детектором,
который вставляется внутрь меньшей сферы. Этот же детектор
может быть использован для измерения плотности потока только
тепловых нейтронов, если извлечь его из замедляющей сферы.
В отдельных случаях все-таки может возникнуть потребность
в проведении измерений спектра нейтронов, например, когда требуется уточнить параметры биологической защиты. Для этого
используются дозиметры-спектрометры нейтронов с набором замедлителей в виде сфер различного диаметра. Такой спектрометр
называется мультисферным спектрометром.
Измерения спектров нейтронов позволяют более точно провести оценку мощности амбиентного эквивалента дозы, чем в
случае, если эти измерения были выполнены с помощью дозиметра-радиометра. Это связано с тем, что при наличии в спектре
большого количества нейтронов с энергией ниже 0.1 МэВ резуль151
тат измерения с дозиметром-радиометром будет иметь значительную погрешность (50 и более %).
10.6.3.Индивидуальные альбедные дозиметры
нейтронов
Когда человек находится в поле нейтронов, его тело за счет
замедления и рассеяния в нем падающих нейтронов становится
как бы источником тепловых нейтронов. Нейтроны, испускаемые
телом человека, и регистрирует альбедный дозиметр.
Величина альбедо представляет собой отношение флюенса частиц обратнорассеянного излучения к флюенсу падающих частиц.
Принцип метода заключается в том, что оценка индивидуального эквивалента дозы нейтронов Hp(10) производится по показаниям расположенного на теле человека дозиметра, реагирующего
на обратнорассеянное излучение.
На практике для этих целей широкое распространение получили термолюминесцентные дозиметры, избирательно чувствительные к тепловым нейтронам. Как правило, одновременно используются два дозиметра, один из которых изготовлен из вещества с повышенным содержанием 6Li, имеющего большое сечение взаимодействия с тепловыми нейтронами, а второй – с повышенным содержанием 7Li. Оба этих дозиметра одинаково чувствительны к фотонному и β-излучению, поэтому по разности
показаний этих дозиметров можно определить индивидуальный
эквивалент дозы нейтронов.
Для того, чтобы дозиметры регистрировали только тепловые
нейтроны, испускаемые из тела, с лицевой стороны они экранированы кадмием или борсодержащим материалом. Для повышения чувствительности к быстрым нейтронам в дозиметрах используется полиэтиленовый замедлитель.
Энергетическая зависимость чувствительности к нейтронам
альбедного термолюминесцентного дозиметра приведена на
рис. 10.12. Там же приведена нормативная энергетическая зависимость индивидуального эквивалента дозы нейтронов. Обе зависимости нормированы на единичный флюенс нейтронов.
Из рис. 10.12 видно, что для быстрых нейтронов (с энергией
свыше 100 кэВ) величина индивидуального эквивалента дозы,
нормированного на единичный флюенс нейтронов, больше, чем
152
для медленных нейтронов. В свою очередь, альбедный дозиметр
более чувствителен к медленным нейтронам.
Этот факт необходимо учитывать, если спектр нейтронов, где
проводилась градуировка дозиметра, отличается от спектра нейтронов, где выполняются работы персоналом.
Для учета различия спектра нейтронов при определении индивидуальной дозы нейтронов с помощью альбедного дозиметра
вводится поправочный коэффициент, который рассчитывается с
использованием результатов измерений спектров нейтронов в
местах работы персонала.
Кроме различия в спектрах нейтронов необходимо учитывать
и угловое распределение нейтронов.
Рис. 10.12. Энергетическая зависимость чувствительности к
нейтронам альбедного дозиметра (пунктир) и нормативная
энергетическая зависимость индивидуального эквивалента дозы
нейтронов (сплошная линия)
10.7.Радиометрические и спектрометрические
измерения
По области измеряемых величин всю измерительную аппаратуру ядерного приборостроения можно условно разделить на два
класса. К первому можно отнести приборы для измерения физических величин, характеризующих ионизирующие излучения,–
измерители параметров полей излучения, параметров источников излучений и т.п. Ко второму классу относятся приборы, в ко153
торых ионизирующие излучения используются для определения
физических, химических и других свойств веществ, например,
измерение загрязнений нерадиоактивными радионуклидами
внешней среды с помощью нейтронного активационного анализа,
рентгенофлюоресцентного анализа и т.п.
Получение сведений об ионизирующих излучениях сводится
к решению четырех видов измерительных задач:
– измерение параметров и характеристик ионизирующих частиц и фотонов;
– измерение характеристик потока или поля ионизирующих
излучений;
– измерение величин, характеризующих взаимодействие излучения с веществом и передачу ему энергии;
– измерение параметров и характеристик источников ионизирующих излучений.
Все эти измерительные задачи входят в состав радиационного
контроля на АЭС.
Дозиметрические приборы – дозиметры – измеряют величины, характеризующие перенос и передачу энергии веществу. Радиометрические приборы – радиометры – измеряют величины,
характеризующие источники излучений и количество испускаемых ими в пространство частиц и квантов. Спектрометрические
приборы – спектрометры – измеряют распределения частиц и фотонов по энергиям, зарядам, массам и т.п. Возможны приборы,
предназначенные для измерения нескольких характеристик поля
ионизирующего излучения.
10.7.1.Радиометрические приборы и измерения
Радиометры – класс приборов, по своим функциям имеющий
наибольшее количество видов. Общая структурная схема, отображающая большинство возможных видов радиометров, представлена на рис. 10.13 .
Устройство
пробоотбора
Источник
излучения
Поле
излучения
Отбор импульсов
по амплитуде
Детектор
Отбор импульсов
по времени
Отбор импульсов
по форме
154
Преобразование
потоков
импульса
Формирование
и вывод
информации
Рис. 10.13. Типовая структурная схема радиометра
Основные задачи, которые решаются при радиометрических
измерениях, – определение параметров поля излучения и характеристик источника излучения.
Источником излучения при радиометрических измерениях может быть специально отобранная проба. В этом случае измеряемой
величиной (измерительной информацией) является
– удельная массовая и объемная активность изотопа при измерениях жидких технологических сред (теплоноситель, трапные
воды и т.п.);
– удельная объемная активность аэрозолей при измерениях
аэрозольных фильтров, через которые прокачивается содержащий радиоактивные аэрозоли воздух;
– удельная поверхностная активность при измерениях мазков
с поверхностей оборудования;
– удельная объемная активность газов при прокачке газовой
среды через некоторый объем.
Вместо пробы можно проводить и так называемые беспробоотборные измерения, устанавливая детектор радиометра напротив трубопроводов, по которым проходит технологическая среда.
Измеряемые величины здесь практически те же, что и при пробоотборных измерениях, кроме аэрозолей.
Вторая задача – определение характеристик поля излучения.
Здесь измеряемая величина – поток или плотность потока ионизирующих частиц или фотонов в точке расположения детектора,
а также временное или пространственное распределение активности излучателей или плотности потока излучения.
Регистрируемое излучение при определении характеристик поля
излучения может быть и α-, и β-, и γ-излучением, а также и нейтронным излучением. Радиометры могут измерять только один вид
излучения, а могут быть приспособлены и к комбинированному излучению, т.е. определять раздельно в одном измерении плотность
потока нейтронов и γ-излучения и одновременно измерять объемную активность α- и β-радиоактивных изотопов.
Функциональная связь между числом испускаемых источником частиц или характеристиками поля излучения с параметрами
сигнала детектора различны. Например, радиометр может рабо155
тать в режиме, когда каждая частица, попадающая в чувствительную область детектора, регистрируется, и можно подсчитать число фактов регистрации. Это будет счетчиковый режим работы
радиометра. Если же частица оставляет в чувствительном объеме
детектора энергию, пропорциональную своей энергии, и оставленная энергия линейно преобразуется в амплитуду сигнала на
выходе детектора, то при большом потоке регистрируемых частиц суммарная переданная энергия в единицу времени будет
практически постоянной и пропорциональной потоку регистрируемых частиц. Тогда на выходе ток детектора будет пропорционален потоку регистрируемых частиц; такой режим измерений
называется токовым. Возможны измерения, при которых амплитуда каждого импульса на выходе детектора пропорциональна
энергии частицы, потерянной в детекторе; измеряя амплитуду,
можно судить об энергии исходной частицы. Такой детектор называют дискретным пропорциональным и наиболее часто его используют при спектрометрических измерениях. В радиометрах
такой режим измерений также может быть использован.
Реальная задача определения активности или плотности потока усложняется тем, что помимо измеряемого излучения на детектор действует фоновое излучение («мешающее»), обусловленное посторонними источниками, или сопутствующее измеряемому излучению. Поэтому для радиометров очень важным является
такое качество как избирательность к измеряемому излучению по
отношению к «мешающему». Эта избирательность достигается
различными методами, чаще всего отбором по какому-либо признаку (рис. 10.13). Например, при измерении тонким детектором
легких и тяжелых заряженных частиц одновременно, тяжелые
частицы передадут значительно большую энергию чувствительному объему детектора и, следовательно, амплитуды импульсов
на выходе детектора будут большими. Если подключить к выходу детектора дискриминатор амплитуд (устройство, пропускающее импульсы, превышающие некоторый выбранный порог), то
регистрируемые числа событий будут принадлежать только тяжелым частицам. Это так называемый отбор по амплитуде.
В некоторых детекторах легкие и тяжелые заряженные частицы создают импульсы различной формы. Например, трек тяжелой α-частицы в веществе детектора достаточно плотно ионизован, а вдоль трека легкой заряженной частицы (электрона) акты
ионизации редки. Поэтому возврат вещества детектора в исход156
ное состояние, при котором и формируется импульс тока или напряжение на выходе детектора, будет различным. С помощью
электронных схем такие импульсы можно разделить и это будет
отбор по форме импульса.
Возможен отбор импульсов по времени. Например, в источнике помимо излучателя, испускающего позитроны, содержатся
радионуклиды, испускающие другие частицы и фотоны. Позитроны, затормозившись в веществе детектора, аннигилируют с
испусканием двух одинаковых фотонов с энергией 0.511 МэВ,
разлетающихся в разные стороны (см. главу 1). Если установить
два детектора с разных сторон источника, то одновременная регистрация фотонов обоими детекторами говорит о том, что произошел β+-распад (возможны, конечно, и случайные совпадения),
т.е. можно определить содержание β+-излучателей в источнике.
Таким образом, при проведении радиометрических измерений нужно очень четко представлять, что измеряет данный конкретный радиометр и какие возможны помехи при измерениях.
10.7.2.Спектрометрические приборы и измерения
Спектрометры ионизирующих излучений – это приборы, с
помощью которых определяют распределение частиц или фотонов по одному или нескольким параметрам, например, по энергиям, по виду излучения (масса, заряд), а также по характеристикам
движения в пространстве (угловая направленность, траектория
и т.п.). На АЭС используются преимущественно спектрометры
для измерения распределения частиц и фотонов по энергиям –
энергетические спектрометры.
Измерение энергетического распределения излучения, чаще
всего γ-излучения, используют для идентификации радионуклидов и определения их содержания в отбираемых пробах. В этих
случаях задача пересекается с задачами радиометрии и может
быть названа задачей многокомпонентной радиометрии.
Такие задачи обычно решают с помощью спектрометрии с
линейным энергетически-амплитудным преобразованием, структурная схема которого представлена на рис. 10.14,а). Для реализации этого метода необходимо использовать детекторы, в которых амплитуда выходного сигнала пропорциональна энергии измеряемых частиц или квантов, оставляемой в чувствительном
объеме детектора. Поэтому помимо линейного преобразования
157
«переданная энергия-амплитуда» в детекторе необходимо обеспечить также полную передачу энергии. Тогда распределению по
энергиям измеряемого излучения f(E) будет однозначно соответствовать распределение по амплитуде импульсов на выходе детектора ϕ(А).
В связи с особенностями взаимодействия различных видов излучения с веществом детектора (см. главу 2), флуктуациями в процессе преобразования переданной энергии в самом чувствительном
объеме и при усилении сигналов изображение моноэнергетического
излучения в спектре амплитуд импульсов искажается; каждой энергии соответствует некоторая функция распределения, именуемая
формой линии спектрометра или функцией отклика на определенную энергетическую линию, а если энергетический спектр f(E) содержит несколько энергетических линий, то амплитудное распределение ϕ(А) складывается из форм линий для отдельных энергий.
Подобное преобразование представлено на рис. 10.15,а), б).
Дискретный
пропорциональный
детектор
f(E)
Анализ амплитудного
распределения
ϕ(A)
Амплитудноцифровой
преобразователь
(АЦП)
Устройство
накопления
и обработки
информации
ψ(I)
а)
Детектор
Анализ амплитудного
распределения
Источник
Детектор
б)
ψ(I)
Устройство
временного отбора
(совпадений - антисовпадений)
Рис. 10.14. Структурная схема спектрометров:
а) с линейным энергетическо-амплитудным преобразованием;
б) с одновременной регистрацией двух параметров излучения;
f(E) – энергетический спектр излучения; ϕ(А) – спектр амплитуд
импульсов; ψ(I) – набор измеряемых параметров излучения
158
С помощью амплитудно-цифрового преобразователя (АЦП)
весь измеряемый диапазон амплитуды А делится на некоторое
количество интервалов-каналов. В процессе измерения регистрируются числа событий в каждом канале АЦП. Под событием подразумевается попадание амплитуды А сигнала детектора в интервал, соответствующий данному номеру канала. В итоге получается гистограмма, отображающая распределение ϕ(А), как показано
на рис. 10.15,в).
Дальнейшее преобразование накопленной в памяти АЦП информации производят с помощью компьютеров со специальным
программным обеспечением в зависимости от поставленных задач.
Рис. 10.15. Преобразование информации в линейном спектрометре
При γ-спектрометрических измерениях энергетический спектр
линейчатый (см. раздел 1.2.2). Виды взаимодействия γ-излучения с
веществом таковы, что могут привести к полному поглощению
энергии веществом детектора (см. раздел 2.2). Например, при фо159
топоглощении характеристическое излучение или электроны Оже
могут передать свою энергию веществу детектора, и тогда суммарная переданная энергия будет равна энергии первичного фотона, попавшего в детектор. Если в чувствительном объеме произойдет многократное комптоновское рассеяние, то при этом также вся
переданная веществу энергия будет равна энергии первичного фотона. При взаимодействии с образованием пар электрон-позитрон
после аннигиляции позитрона оба γ-кванта могут провзаимодействовать с чувствительным объемом детектора, особенно если этот
объем достаточно велик, и снова вся энергия исходного γ-кванта
окажется переданной детектору. Таким образом, некоторая доля из
попавших в детектор γ-квантов полностью передаст энергию и
сформирует так называемый пик полного поглощения (ППП).
Площадь в гистограмме (рис. 10.15,в) под ППП будет соответствовать интенсивности данной γ-линии; из этой площади можно определить содержание в источнике радионуклида, испускающего при
распадах подобные γ-кванты. Такой способ обработки линейчатого
спектра наиболее простой и часто применяется при измерениях
проб на АЭС. Если радионуклиды, входящие в состав измеряемого
образца, испускают γ-кванты с очень близкими энергиями, пики
полного поглощения в измеренном распределении амплитуд будут
сливаться в один, и для их разделения уже потребуются более
сложные алгоритмы.
Энергетический спектр β-излучения, в отличие от спектра
γ-излучения, непрерывный (см. раздел 1.2.4); и отклик спектрометра
на β-излучение не будет иметь таких легко выделяемых структур
как ППП. В этом случае, если в источнике немного радионуклидов
(до четырех-пяти), испускающих β-частицы, то существуют реализованные в различных методиках измерений способы разложения
суммарного амплитудного распределения на отдельные отклики,
соответствующие конкретным радионуклидам. Спектрометрия
β-излучения становится необходимой, когда некоторые радионуклиды являются чистыми β-излучателями и по γ-спектру их содержание определить невозможно. На АЭС это пробы, содержащие 89Sr,
90
Sr + 90Y. Указанные продукты характеризуют выбросы и сбросы
АЭС, поскольку являются продуктами деления. Их предшественники в цепочках распада осколков при делении ядер – инертные радиоактивные газы 89Kr и 90Kr – могут проникать сквозь трещины в
оболочках твэлов в теплоноситель и уже потом, превратившись в
160
89
Sr, 90Sr, попасть в окружающую среду. Опасны эти радионуклиды
тем, что при попадании в организм человека они откладываются
в костной ткани, замещая кальций, а β-частицы при их распаде
могут облучать красный костный мозг.
Помимо представленного на рис. 10.14,а) спектрометра с линейным энергетическо-амплитудным преобразованием, имеющего
один детектор, на АЭС применяются и спектрометры с одновременной регистрацией двух параметров излучения (рис. 10.14,б).
Такие спектрометры применяются тогда, когда «полезный» сигнал
очень трудно выделить на фоне «мешающего». Например, энергетический спектр регистрируется одним детектором, а другой детектор разрешает или запрещает регистрацию первым детектором,
если в его чувствительный объем проникает сопутствующее излучение одновременно с излучением, проникшим в первый детектор.
Такие спектрометры используют при регистрации излучения низких энергий, например, β-излучения радиоактивного изотопа водорода – трития, имеющего границу энергетического спектра βчастиц около 18 кэВ, что сравнимо с шумами регистрирующего
устройства. Подготовленное вещество пробы непосредственно
вводится в чувствительный объем детектора, и спектр фиксируется
только тогда, когда импульсы двух регистраторов, подключенных
к схеме «совпадений», появляются одновременно.
161
Глава 11
АППАРАТУРА ДЛЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ НА
АЭС
Приборы для регистрации ионизирующего излучения предназначены для измерения величин, характеризующих источники и
поля ионизирующих излучений, взаимодействие ионизирующих
излучений с веществом.
Приборы и установки, используемые для регистрации ионизирующих излучений, как отмечалось в п. 10.6, подразделяются
на дозиметры, радиометры, спектрометры и универсальные приборы, совмещающие функции дозиметра и радиометра, и пр.
Приборы для регистрации ионизирующего излучения разделяются также по виду измеряемого излучения (α-,β-, γ-, нейтронное), по эффекту взаимодействия излучения с веществом (ионизационные, сцинтилляционные, фотографические и т.д.) и другим
признакам.
По конструкции приборы для регистрации ионизирующего
излучения подразделяют на стационарные, переносные и носимые, а также на приборы с автономным питанием, питанием от
электрической сети и не требующие затрат энергии.
В соответствии с реальными задачами определения доз облучения персонала атомных станций применяемая для регистрации ионизирующих излучений аппаратура подразделяется также на приборы и системы индивидуального дозиметрического контроля и приборы (носимые и стационарные) для контроля радиационной обстановки, позволяющие проводить групповой дозиметрический контроль персонала.
11.1.Приборы и комплексы индивидуального
дозиметрического контроля с дозиметраминакопителями
Аппаратура индивидуального дозиметрического контроля с
дозиметрами-накопителями применяется при текущем контроле
для измерения индивидуального эквивалента дозы внешнего облучения, а также может быть использована для измерения поглощенной дозы внешнего облучения при аварийных ситуациях.
Расчет эффективной дозы по измеренному значению индивидуального эквивалента дозы проводится с помощью переходного
162
коэффициента в соответствии с методикой выполнения измерений индивидуальных доз внешнего облучения персонала АЭС32.
В состав современных комплексов обычно входят набор термолюминесцентных детекторов (до нескольких десятков тысяч
штук), считыватель, персональный компьютер с базой данных,
соответствующее программное обеспечение.
Ниже приводится описание современной аппаратуры с дозиметрами-накопителями, а также комплекты дозиметров, выпускавшиеся в 80 – 90 гг. прошлого столетия и до сих пор используемые на атомных станциях России.
Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля АКИДК-201 предназначен для измерения индивидуального эквивалента дозы γ-излучения HP(10) и базируется
на применении термолюминесцентных детекторов ДТГ-4, представляющих собой таблетки из монокристаллического фторида
лития, активированного магнием и титаном (LiF-Мg,Ti).
В дозиметр ДТЛ-01 входит три детектора ДТГ-4, размещенных за фильтрами из фторопласта для выравнивания энергетической зависимости чувствительности и обеспечения измерения
HP(10). При определении дозы используются индивидуальные
коэффициенты чувствительности, которые позволяют снизить
погрешность, обусловленную разбросом чувствительности детекторов. Диапазон измеряемых доз от 0.05 мЗв до 10 Зв при основной погрешности измерения ±15%. Энергетическая зависимость
чувствительности в диапазоне энергий от 0.015 до 10 МэВ не
превышает ±30%. В состав комплекса входит набор дозиметров,
считыватель СТЛ-200 и персональный компьютер с базой данных. Производительность обработки дозиметров не менее
30 штук в час. Многократность использования дозиметра – не
менее 200 циклов.
Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля АКИДК-301(рис. 11.1) в комплекте с дозиметром ДВГ-01 (аналог дозиметра ДТЛ-01) предназначен для измерения индивидуального эквивалента дозы γ-излучения НP(10) и в
комплекте с альбедным дозиметром ДВГН-01 – для раздельного
измерения индивидуальных эквивалентов доз нейтронного и γ32
РД ЭО 0459-03. Методика выполнения измерений индивидуальных доз внешнего облучения персонала АЭС. Концерн «Росэнергоатом», 2001.
163
излучения в смешанных γ-нейтронных полях (рис. 11.2). В альбедном
дозиметре
ДВГН-01 применяются два детектора ДТГ-4-6 (6LiF-Mg,Тi) и два
детектора ДТГ-4-7 (7LiF-Mg,Ti), закрепленные на подложке, которая помещена в кассету. В крышке кассеты располагается полиэтиленовый замедлитель быстрых и промежуточных нейтронов, борный поглотитель падающих тепловых нейтронов и медный фильтр, уменьшающий энергетическую зависимость чувствительности детектора при измерении γ-излучения. Диапазон измеряемых доз от 0.05 мЗв до 10 Зв при основной погрешности
измерения γ-излучения ± (15 – 20)% и нейтронов ± (30 – 50)%.
Энергетическая зависимость чувствительности в диапазоне энергий γ-излучения от 0.015 до 10 МэВ не превышает ±15%. В состав
комплекса входит набор дозиметров до 10 тыс. штук каждого типа, считыватель СТЛ-300 и персональный компьютер с базой
данных. Производительность обработки дозиметров – не менее
30 шт./ч.
Рис. 11.1. Комплекс АКИДК-301
164
Рис. 11.2. Дозиметры ДВГ-01 и ДВГН-01
С 2003 г. на семи АЭС с ВВЭР и РБМК введены в эксплуатацию индивидуальные альбедные дозиметры нейтронов ДВН-А-01
(рис. 11.3).
Дозиметры предназначены для измерения индивидуального
эквивалента дозы Hp(10) и используются в составе систем
АКИДК, ДОЗАКУС производства Rados Technology (Финляндия), ДВГ-02Т (ДВГ-02ТМ), КТД-02 (КТД-02М) и др.
Рис. 11.3. Внешний вид и принципиальная конструкция дозиметра ДВН-А-01: 1 – Cd, 2 – полиэтилен, 3 – ТЛД-карта, 4 – ТЛД
Дозиметр ДВН-А-01 состоит из корпуса кассеты, ТЛД-карты
и четырех термолюминесцентных детекторов ТЛД-6011, 7011
(LiF-Mg, Cu, F), обогащенных изотопами 6Li или 7Li. Две пары
детекторов 6LiF и 7LiF находятся под кадмиевым фильтром и полиэтиленовым замедлителем. Рабочее положение дозиметра на
теле человека – кадмиевый фильтр обращен в сторону от тела.
Кадмиевый фильтр служит локальной защитой детектора от
внешнего поля нейтронного излучения и обеспечивает регистрацию только рассеянных от тела (альбедных) тепловых нейтронов.
165
Полиэтиленовый фильтр повышает чувствительность дозиметра
к быстрым нейтронам. Детекторы, обогащенные по изотопу 7Li,
позволяют учитывать вклад в показания сопутствующего γизлучения.
Диапазон измеряемых величин индивидуального эквивалента
дозы нейтронов Hp(10) в интервале энергий от 0.4 эВ до 10 МэВ
составляет от 0.1 мЗв до 10 Зв. Число циклов использования детекторов – не менее 100. Габаритные размеры (масса) –
46×42×20 мм (45 г).
Комплекс индивидуального дозиметрического контроля ДВГ02Т с детекторами ТЛД-500К на основе монокристаллов оксида
алюминия (Al2O3), детекторами ДТГ-4 и детекторами ТЛД-1011
на основе чистого фторида лития LiF-Mg, Cu, P предназначен для
измерения индивидуального эквивалента дозы γ-излучения
Hp(10), Hp(3) и Hp(0.07) в интервале энергий от15 кэВ до 3.0 МэВ.
Диапазон измеряемых доз от 0.5 мкЗв до 1 Зв с использованием
детекторов
ТЛД-500К и от 20 мкЗв до 10 Зв с использованием детекторов
ДТГ-4 при основной погрешности ± (15 – 30)%. Комплекс имеет
в составе считывающее устройство, набор детекторов, интерфейс
связи с персональным компьютером и программное обеспечение
для измерения и создания базы данных дозиметрического контроля.
Модернизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля ДВГ-02ТМ (рис. 11.4) помимо измерения индивидуального эквивалента дозы γ-излучения обеспечивает с использованием детекторов ТЛД-6011 и ТЛД-7011 индивидуальный контроль доз нейтронов, а также доз в коже лица, хрусталика глаза и
коже пальцев рук. Диапазон измерения индивидуального эквивалента дозы нейтронов Hp(10) в интервале энергий нейтронов от
0.4 эВ до 10 МэВ составляет от 0.1 до 100 мЗв; диапазон измерения
доз β-излучения в хрусталике глаза Hp(3) и коже Hp(0.07) в интервале энергий β-излучения от 250 кэВ до 3.5 МэВ составляет от
2.0 мЗв до 100 Зв.
166
Рис. 11.4. Комплекс ДВГ-02ТМ
Термолюминесцентная дозиметрическая система ДОЗАКУС
производства Rados Technology (Финляндия) (рис. 11.5) предназначена для измерения индивидуальных эквивалентных доз γ-, βи нейтронного излучений. Состоит из ТЛД-считывателя и набора
различных термолюминесцентных дозиметров (ТЛД) γ- и βизлучений и нейтронных альбедных дозиметров. Для проведения
калибровки детекторов и проверки стабильности их показаний в
системе используется облучатель с источником 90Sr + 90Y, позволяющий автоматически облучать детекторы одинаковыми дозами.
Рис. 11.5. ТЛД-считыватель с дозиметрами ДОЗАКУС
ТЛД-считыватель предназначен для автоматической оценки
дозы излучения, накопленной различными термолюминесцентными дозиметрами. Термолюминесцентные дозиметры состоят из
корпуса-держателя и подложки с перфорированным кодом, соответствующим номеру дозиметра, и четырьмя позициями для де167
текторов
(рис. 11.6 и 11.7).
Три ячейки для детекторов γ-излучения снабжены компенсирующими энергетическими фильтрами, четвертая – имеет открытое окно для регистрации дозы β-излучения. Нейтронные альбедные дозиметры имеют кадмиевый фильтр на корпусе. Для удобства использования дозиметры помещаются в пластиковый пакет
с клипсой.
Конструкция дозиметров обеспечивает измерение индивидуального эквивалента дозы облучения. На одной из частей корпуса
имеется утолщение, в результате чего детекторы измеряют
Нр(10).
Рис. 11.6 Слайд γ-дозиметра ДОЗАКУС:
1 – Li2B4O7-таблетка, чувствительная к γ-излучению и слабо
чувствительная к нейтронному излучению;
7
2 – LiF-таблетка, чувствительная к γ-излучению и нечувствительная к нейтронному излучению;
3 – Li2B4O7-таблетка, чувствительная к β-излучению
168
Рис. 11.7. Слайд нейтронного дозиметра ДОЗАКУС:
1 – Li2B4O7-таблетка, чувствительная к γ-излучению и слабо
чувствительная к нейтронному излучению;
2 – 6LiF-таблетка с высокой чувствительностью к тепловым
нейтронам;
3 – 7LiF-таблетка, чувствительная к γ-излучению и нечувствительная к нейтронному излучению;
4 – Li2B4O7-таблетка, чувствительная к β-излучению
Диапазон измерений «глубинной» Нр(10) и «поверхностной»
Нр(0.07) доз составляет от 0.15 мЗв до 10 Зв. Пределы основной
погрешности измерений: дозы γ-излучения ±15%; β-излучения и
нейтронов ±40%. Порог регистрации 0.05 мЗв. Энергетическая
зависимость чувствительности при измерении дозы γ-излучения в
области энергий от 15 кэВ до 7 МэВ составляет ±30%.
Многократность использования детектора в системе составляет не менее 200 циклов облучения-считывания. Производительность обработки дозиметров системой составляет не менее 50
дозиметров в час. Полученное значение при измерении дозы
10 мЗв для дозиметров, облученных в начале и в конце периода
хранения, не отличается от условно истинного значения более
чем на 5% при 30 сутках хранения в нормальных условиях и на
10% при 90 сутках хранения. Габаритные размеры дозиметра
(масса) – 42×46×9 мм (15 г).
Система поставляется изготовителем в двух вариантах: с
ПЭВМ с программным обеспечением на жестком диске и без
ПЭВМ. Программное обеспечение управляется посредством меню и позволяет производить автоматический расчет дозы. В расчетах применяется принцип индивидуальной калибровки детекторов.
Комплект КДТ-02 (КДТ-02М) предназначен для измерения
экспозиционной дозы рентгеновского и γ-излучений в диапазоне
энергий от 0.06 до 1.25 МэВ. Состоит из набора индивидуальных
носимых дозиметров (ДПГ-02 с детектором ДТГ-4; ДПГ-03 с детектором ТЛД-580 и ДПГ-03М с детектором ТЛД-500К) и измерительного прибора УПФ-02. Внешний вид прибора показан на
рис. 11.8.
Детекторы ДТГ-4 представляют собой таблетки из монокристаллического фторида лития, активированного магнием и тита169
ном
LiF-Mg, Ti; детекторы ТЛД-580 изготовлены на основе бората
магния MgB4O7, а детекторы ТЛД-500К представляют собой таблетки из монокристаллов оксида алюминия Al2O3.
Носимый индивидуальный дозиметр состоит из корпуса, в
окошко которого включены соответствующие фильтры для компенсации энергетической зависимости чувствительности.
Детекторы имеют цилиндрическую форму: диаметр – 5 мм;
толщина – 1 мм.
Детекторы расположены на держателе по 3 шт. и помещаются
внутрь корпуса дозиметра (рис. 11.9).
Для фиксации дозиметра в собранном состоянии служит
стальная пластина, которая надевается на дозиметр с обратной от
окошка
стороны.
Рис. 11.8. Комплект КДТ-02М
Рис. 11.9. Дозиметр
ДПГ-03М
Диапазон измерений экспозиционной дозы рентгеновского и
γ-излучений представлен в табл. 11.1.
170
Таблица 11.1
Диапазон измерений экспозиционной дозы рентгеновского и
γ-излучений
Тип комплекта
Тип дозиметров
Тип детекторов
Диапазон измерения
доз, Р
Погрешность
КДТ-02
ДПГ-03
ТЛД-580
0.1 –
1000
±(10+3/Ах)33
КДТ-02М
ДПГ-03
ТЛД-580
0.005 –
1000
±(15+2/ Ах)
КДТ-02М
ДПГ-02
ДТГ-4
0.1 –
1000
±(15+2/ Ах)
КДТ-02М
ДПГ-03М
ТЛД-500К
0.005 –
1000
±(15+2/ Ах)
Многократность использования детекторов: ТЛД-580 – не
менее 200 измерений; ТЛД-500К и ДТГ-4 не менее 500 измерений.
Сходимость показаний прибора по 20 измерениям детекторов
не более 5%; время измерения одного детектора не превышает
75 с; время измерения дозы по одному дозиметру не превышает
7 мин.
Следует отметить, что дозиметры, входящие в комплекты
КДТ-02, КДТ-02М, которые выпускались в 80 – 90 гг. прошлого
столетия, не соответствуют требованиям Методических указаний
МУ 2.6.1.25-2000 в части, касающейся требований к контролируемым показателям облучения персонала и погрешности измерений. Дозиметрической величиной, измеряемой для определения индивидуального облучения работника, согласно этим МУ
является индивидуальный эквивалент дозы Нр(10). Использование измерителей экспозиционной дозы при ИДК персонала не
рекомендовано.
33
Ах – измеряемое значение в мкЗв/ч или мкЗв.
171
11.2.Электронные прямопоказывающие
для индивидуального контроля
дозиметры
Индивидуальные электронные прямопоказывающие дозиметры, в
основном, предназначены для измерения индивидуального эквивалента
дозы и/или мощности индивидуального эквивалента дозы, сигнализации
при превышении определенных значений по дозе и/или мощности дозы
и должны носиться в нагрудном кармане спецодежды. Используются
такие дозиметры для оперативного контроля, а также при аварийных
ситуациях.
В состав различных дозиметров входят газоразрядные счетчики,
полупроводниковые (в основном, кремниевые) детекторы, а также миниатюрные сцинтилляционные детекторы. Для выравнивания энергетической зависимости чувствительности детекторы излучения снабжают
фильтрами различного состава и различной конструкции.
Измерительная и вспомогательная информация в приборах обычно
выводится на цифроаналоговые жидкокристаллические и светодиодные
дисплеи. Питание приборов осуществляется от малогабаритных батарей
или аккумуляторов.
Диапазон измерений по индивидуальному эквиваленту дозы может составлять 4 – 6 десятичных порядков и находиться в пределах от 1 мкЗв до
15 Зв; диапазон измерений по мощности индивидуального эквивалента
дозы – от 1 мкЗв/ч до 1 Зв/ч. Диапазон порогов сигнализации по дозе и/или
мощности дозы может составлять 3 – 5 десятичных порядков. Для аварийных условий диапазон измерений поглощенной дозы может находиться в
пределах от 0.1 мГр до 15 Гр.
Ниже приводится описание используемых на российских АЭС индивидуальных электронных прямопоказывающих дозиметров.
Комплект дозиметров ДКГ-05Д (ДКГ-04Д).
Дозиметр (рис. 11.10) с двумя кремниевыми полупроводниковыми детекторами предназначен для оперативного, текущего и
аварийного индивидуального дозиметрического контроля. Позволяет измерять текущую и суммарную величину индивидуального эквивалента дозы γ-излучения Нр(10) в диапазоне от
0.5 мкЗв до 15 Зв с основной погрешностью ±30%, а также мощность индивидуального эквивалента дозы γ-излучения H& p (10) в
диапазоне от 1 мкЗв/ч до 10 Зв/ч.
Энергетическая зависимость чувствительности в диапазоне
энергий от 50 кэВ до 3.0 МэВ составляет ±30%. Дозиметр имеет
звуковую и световую сигнализацию превышения порогов по дозе, мощности дозы, пределов измерения. В состав комплекта вхо172
дят зарядное устройство одиночного или кассетного типа (на 16
дозиметров), считывающее устройство, а также программное
обеспечение. Запоминание в энергонезависимой памяти до 2000
историй накопления дозы. Включение, выключение, установка
порогов по дозе и мощности дозы. Очистка памяти, настройка
осуществляются программно через считывающее устройство. Габаритные размеры (масса) дозиметра составляют 140×63×36мм
(140 г).
Рис. 11.10. Внешний вид дозиметров ДКГ-05Д с зарядным
устройством
Система с программируемыми дозиметрами RAD-52S, RAD62S (Финляндия), считывателями типа ADR-85 или ADR-1
(рис. 11.11) и комплектом программного обеспечения используется при проведении оперативного контроля доз облучения персонала γ-квантами. Цифровой сигнальный дозиметр оснащен
программируемой сигнализацией по дозе и мощности дозы излучения, имеет цифровой дисплей, постоянно показывающий текущее значение дозы или мощности дозы и сигнализирующий о
превышении заданных порогов по дозе или мощности дозы. Работа дозиметра управляется микропроцессором, имеющим разнообразные функции, такие как функция самоконтроля и энергозависимая память для хранения данных.
173
Рис. 11.11. Дозиметр RAD-52S со считывателем ADR-1
Дозиметр имеет кремниевый детектор. Диапазон измерения
мощности дозы составляет от 5 мкЗв/ч до 3 Зв/ч, дозы – от 1 мкЗв
до 999 мЗв (RAD-52S) и от 0 до 9.99 Зв (RAD-62S). Точность измерения ±5% при значении мощности дозы 2 мЗв/ч. Энергетическая чувствительность в диапазоне энергий от 60 кэВ до 3 МэВ
составляет ±25%. Дозиметр имеет семь видов сигнализации: доза,
мощность дозы, время, разряд батареи, неисправность, переполнение по дозе и мощности дозы.
Порог сигнализации по дозе и мощности дозы: дискретность –
1 мкЗв во всем диапазоне измерения. Пороговые значения устанавливаются с помощью кнопки на дозиметре или оператором
через считыватель. Считыватель ADR-1 используется для калибровки дозиметров перед выдачей их персоналу дежурным дозиметристом. Считыватель ADR-85 обычно устанавливается на
входе в зону контроля, и владелец дозиметра задает свой код через клавиатуру, таким образом активизируя дозиметр для работы
в зоне. В любой момент владелец дозиметра может увидеть на
дисплее накопленную дозу и мощность дозы. С помощью дозиметра RAD-62S можно записать историю накопления дозы за 32
последовательных интервала длительностью от 1 до 255 минут
каждый.
11.3.Автоматизированные системы
индивидуального дозиметрического контроля
174
На всех атомных станциях России внедрена в практику радиационного контроля (в различных модификациях) автоматизированная система индивидуального дозиметрического контроля
(АСИДК).
АСИДК представляет собой функциональное объединение
измерительного оборудования, оборудования и коммуникаций
информационно-вычислительной сети (ИВС) и программного
обеспечения.
Измерительное оборудование АСИДК, как показано на
рис. 11.12, обеспечивает
– текущий, оперативный и аварийный контроль доз внешнего
облучения;
– информационный, текущий, оперативный и аварийный
контроль доз внутреннего облучения.
Рис. 11.12. Индивидуальный дозиметрический контроль
В качестве оборудования текущего контроля внешнего
облучения
используются
автоматизированные
комплексы
термолюминесцентной дозиметрии, имеющие интерфейс связи с
компьютером. Программное обеспечение ТЛД-комплекса должно
обеспечивать создание файла, в структуре которого содержится
информация по номеру дозиметра, дате измерения и измеренных
значениях доз.
Несмотря на то, что АСИДК позволяет реализовать ручной ввод
данных по дозам облучения персонала, для повышения скорости
обработки данных рекомендуется комплектовать АСИДК АЭС
175
автоматизированными
комплексами
термолюминесцентной
дозиметрии:
– системы ДОЗАКУС производства Rados Technology
(Финляндия);
– АКИДК-201, АКИДК-301;
– ДВГ-02Т, ДВГ-02ТМ.
В качестве оборудования оперативного контроля внешнего
облучения в АСИДК используются системы электронных
прямопоказывающих дозиметров, имеющие интерфейс связи с
компьютером.
Среди производимых электронных прямопоказывающих
дозиметров в рамках АСИДК АЭС возможно использование
следующего оборудования:
– дозиметры RAD-51/52/62/80 и считыватели ADR-85/1/80
производства Rados Technology (Финляндия);
– дозиметр ДКГ-05Д и считыватель УС-05 производства НПП
«ДОЗА»;
– дозиметр DMC2000 и считыватель LDM2000 производства
фирмы MGPI;
– дозиметры Dosicard и считыватель LCB производства
фирмы Eurisys Measures.
В качестве оборудования аварийного контроля внешнего
облучения используются технические средства, предназначенные
для текущего и оперативного контроля.
Для контроля внутреннего облучения на АЭС необходимо
располагать тремя установками СИЧ:
– измерительный СИЧ на основе полупроводникового
детектора (Ge или GeLi) эффективностью не менее 25%;
– контрольный СИЧ на основе сцинтилляционного детектора
размером 150×150 мм или 150×100 мм;
– йодный СИЧ на основе сцинтилляционного детектора
размером 40×40 мм или 63×63 мм.
Рассмотрим в качестве примера АСИДК Нововоронежской
АЭС, структурная схема которой представлена на рис. 11.13.
Данная система успешно эксплуатируется на Нововоронежской АЭС с 1999 г. В ее составе используется следующее дозиметрическое оборудование:
– для текущего контроля внешнего облучения – системы
ДОЗАКУС производства Rados Technology (Финляндия);
176
– для оперативного контроля внешнего облучения – электронные
прямопоказывающие
дозиметры
RAD-52S,
RAD-62S
со
считывателями ADR-85, ADR-1;
– для контроля внутреннего облучения – спектрометрические
установки СИЧ со сцинтилляционными и полупроводниковыми
блоками детектирования.
Рис. 11.13. Структурная схема АСИДК Нововоронежской АЭС
Программное обеспечение позволяет персоналу функционально взаимодействовать с системой ИДК посредством работы с
соответствующими автоматизированными рабочими местами
(АРМ):
– АРМ НС РБ (начальника смены отдела радиационной
безопасности);
– АРМ ДИД (дежурного инженера-дозиметриста);
– АРМ инженера СИЧ и т.д.
Рабочие места объединены оптоволоконной связью. Каждая
177
из программ сориентирована на осуществление определенного
типа ИДК. Так, например, программа АРМ ДИД основана на
данных по дозиметрическим нарядам, сформированных АРМ НС
РБ, и предназначена для оперативного ИДК с использованием
дозиметров
RAD-52S, RAD-62S и считывателей ADR-85, ADR-1.
Программа АРМ ДИД предназначена для
– поиска и представления информации по дозиметрическим
нарядам базы данных АСИДК;
– контроля работы считывателей, подсоединенных к
компьютеру;
– настройки считывателей на работу с компьютером;
– автоматического режима работы АРМ со считывателями;
– входа в контролируемую зону с программированием
выдаваемых дозиметром данными из оформленного в базе данных
АСИДК дозиметрического наряда с учетом дозы, мощности дозы,
времени нахождения в контролируемой зоне и годового
контрольного уровня;
– выхода из контролируемой зоны с автоматическим
считыванием полученной дозы и записи результатов в базу данных
АСИДК с суммированием полученных доз по дозиметрическому
наряду.
В целом АСИДК обеспечивает
– регистрацию дозиметрических нарядов на производство
радиационно-опасных работ;
– автоматизацию процесса считывания с дозиметров
полученных
персоналом
доз
внешнего
облучения
и
автоматическое занесение считанной информации в базу данных
системы;
– автоматический расчет эффективной дозы облучения,
включая дозу от внутреннего облучения, на любой момент
времени;
– управление дозами облучения персонала на основе
контроля индивидуальной эффективной дозы;
– возможность принятия решения по использованию персонала
в зоне выполнения радиационно-опасных работ с повышенным
уровнем мощности дозы с учетом годового контрольного уровня;
– автоматическое формирование, вывод на экран и принтер
отчетной документации из базы данных ИДК;
– гибкость системы в условиях разной структуры
178
подразделений, помещений, видов работ и оборудования атомной
станции.
11.4.Носимые портативные дозиметры и
многофункциональные дозиметры-радиометры
Носимые портативные дозиметры и дозиметры-радиометры
используются при оперативном дозиметрическом контроле для
измерения мощности амбиентного эквивалента дозы, а также для
измерения (оценки) амбиентного эквивалента дозы, знание которых необходимо персоналу для выработки оптимального режима
при выполнении определенной операции. Кроме того, дополнительно такие приборы позволяют измерять плотность потока βчастиц и в ряде случаев плотность потока α-частиц.
В этих приборах для снижения их массы обычно применяют
малогабаритные детекторы. Поисковые дозиметры-радиометры
часто комплектуются телескопической штангой, на которую устанавливается блок детектирования или только детектор. Измерительный пульт некоторых приборов имеет разъем для подключения наушников, которые позволяют определять по частоте звуковых сигналов тенденцию изменения интенсивности поля ионизирующего излучения.
Ниже приведено описание современных носимых дозиметров и
дозиметров-радиометров, а также некоторых приборов, снятых с
производства, но до настоящего времени используемых на российских АЭС.
Электронный прямопоказывающий дозиметр ДКГ-01И
(рис. 11.14) с газоразрядными счетчиками СИ-29БГ и СИ-341 предназначен для измерения амбиентного эквивалента дозы γ-излучения
Н*(10) в диапазоне от 10 мкЗв до 1 Зв и мощности амбиентного эквивалента дозы Η& * (10) в диапазоне от 1 мкЗв/ч до 1 Зв/ч при основной погрешности измерений ±25%, а также для оценки интенсивности γ-излучения с помощью звуковой сигнализации. Энергетическая
зависимость чувствительности в диапазоне энергий от 0.05 до
3.0 МэВ составляет ±25%. Габаритные размеры (масса) –
152×82×35 мм (400 г).
179
Рис. 11.14. Дозиметр ДКГ-01И
Электронный
прямопоказывающий
дозиметр
ДБГ-01Н
(рис. 11.15) с двумя газоразрядными счетчиками СБМ-20 предназначен для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы
Η& ∗ (10) γ-излучения в диапазоне от 0.1 до 999.9 мкЗв/ч (два поддиапазона) при основной погрешности измерений ± (20 – 25)%, а также
для обнаружения радиационного загрязнения и оценки уровня мощности амбиентного эквивалента дозы с помощью звуковой сигнализации. Энергетическая зависимость чувствительности в диапазоне
энергий от 0.05 до 3.0 МэВ составляет ±25%. Габаритные размеры
(масса) – 155×66×36 мм (250 г).
Рис. 11.15. Дозиметр ДБГ-01Н
Электронный прямопоказывающий дозиметр ДКГ-02У«АрбитрМ» (рис. 11.16) с четырьмя газоразрядными счетчиками СБМ-20
и одним счетчиком СИ-34Г предназначен для измерения амбиентного эквивалента дозы γ-излучения Η * (10 ) в диапазоне от
1 мкЗв до 100 Зв и мощности амбиентного эквивалента дозы
Η& ∗ (10 ) в диапазоне от 0.1 мкЗв/ч до 2 Зв/ч при основной по180
грешности измерений ±25%, а также для оценки радиационной
обстановки с помощью звуковой и визуальной сигнализации превышения порогов по дозе и мощности дозы и осуществления поиска источников γ-излучения с помощью аналоговой шкалы. Дозиметр имеет память на 100 результатов измерений даты и времени измерения; возможность передачи данных в компьютер;
возможность набора и хранения в архиве наряду с результатом,
датой и временем измерения текстовой цифробуквенной информации, например, места, где проводилось измерение мощности
дозы. Габаритные размеры (масса) – 152×82×32 мм (300 г).
Рис. 11.16. Внешний вид дозиметра ДКГ-02У «Арбитр-М»
Электронный прямопоказывающий дозиметр ДРГ-01Т (ДРГ01Т1) (рис. 11.17) с четырьмя газоразрядными счетчиками СБМ20 и одним-двумя счетчиками СИ-34Г предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы γ-излучения в режиме «Поиск» в диапазоне от 100 мкР/ч до 100 Р/ч, в режиме «Измерение»
в диапазоне от 10 мкР/ч до 10 Р/ч при основной погрешности
±15%. Диапазон энергий γ-излучения от 0.05 до 3.0 МэВ. Габаритные размеры (масса) – 175×90×55 мм (600 г).
181
Рис. 11.17. Дозиметр ДРГ-01Т
Дозиметр-радиометр альфа-, бета-, гамма- и нейтронного
излучений МКС-АТ1117М (рис. 11.18) представляет собой многофункциональное носимое средство измерения с цифровой индикацией показаний, включающее в себя блок обработки и индикации информации (БОИ) со встроенным счетчиком Гейгера и
внешние интеллектуальные блоки детектирования.
Предназначен для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы рентгеновского, γ- и нейтронного излучений, плотности
потока α- и β-частиц с загрязненных поверхностей, плотности потока нейтронов.
Из особенностей дозиметра-радиометра следует отметить
– высокую
чувствительность
и
широкий
диапазон
измеряемых величин;
– поиск источников рентгеновского, γ-, α-, β- и нейтронного
излучений;
– звуковую и визуальную сигнализацию превышения
пороговых уровней по дозе, мощности дозы и плотности потока;
– хранение в энергонезависимой памяти прибора и передача в
ПЭВМ до 500 результатов измерения.
182
Рис. 11.18. Дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М с набором
блоков детектирования
Основные
табл. 11.2.
технические
характеристики
представлены
в
Таблица 11.2
Основные технические характеристики дозиметра-радиометра
183
МКС-АТ1117М
Диапазон
измерения
мощности
амбиентного
эквивалента
дозы
γ-излучения с применением блоков
обработки и индикации, БДПС-02,
БДКГ-01, БДКГ-03, БДКГ-04
Диапазон измерения амбиентного
эквивалента дозы рентгеновского и
γ-излучений с применением блоков
обработки и индикации, БДПС-02,
БДКГ-01, БДКГ-03, БДКГ-04
Диапазон
измерения
плотности
потока α-частиц с поверхности с применением
блоков
БДПА-01
и
БДПС-02
Диапазон
измерения
плотности
потока β-частиц с поверхности с
применением блоков БДПБ-01 и
БДПС-02
Диапазон
измерения
мощности
амбиентного
эквивалента
дозы
нейтронного излучения от Pu-Beисточников с применением блока
БДКН-01
Диапазон измерения плотности потока нейтронов с применением блока
БДКН-01
Диапазон энергии рентгеновского и
γ-излучений с применением блоков
обработки и индикации, БДПС-02,
БДКГ-01, БДКГ-03, БДКГ-04
Диапазон энергии регистрируемых
α-частиц с применением блоков
БДПС-02, БДПА-01
Диапазон энергии регистрируемых
α-частиц с применением блоков
БДПС-02, БДПБ-01
184
от 0.03 мкЗв/ч до 3 Зв/ч
от 0.03 мкЗв до 10 Зв
от 0.1 до 106
част./(мин⋅см2)
от 1 до 106 част./(мин⋅см2)
от 0.1 мкЗв/ч до 10 мЗв/ч
от 0.1до 104
нейтр./(мин⋅см2)
от 20 кэВ до 3 МэВ
от 3 до 7 МэВ
от 225 кэВ до 3.5 МэВ
Диапазон энергии регистрируемых
нейтронов с применением блока
БДКН-01
Основная погрешность измерения
– мощности дозы
– плотности потока
Энергетическая зависимость
чувствительности при измерении
– мощности дозы относительно 137Cs
– плотности потока относительно
90
Sr+90Y
Масса блоков
от 2.5⋅10-5 кэВ до 10 МэВ
не более ±15%
не более ±30%
не более ±15%
не более ±50%
от 0.3 до 2.5 кг
Дозиметр-радиометр ДКС-96 (рис. 11.19) – прибор с широким набором блоков детектирования, пользующийся большой
популярностью в связи с простотой, универсальностью и надежностью. Девять типов блоков детектирования полностью обеспечивают выполнение всех задач дозиметрического и радиометрического контроля рабочих мест, окружающей среды и установок.
Дозиметр предназначен для измерения
– амбиентного эквивалента дозы Н*(10) и мощности
амбиентного эквивалента дозы Η& ∗ (10) γ-излучения и нейтронов;
– плотности потока γ-излучения, α- и β-частиц.
Позволяет проводить
– автоматическую
идентификацию
прибором
типа
подключаемого блока детектирования;
– измерение всех видов ионизирующего излучения;
– цифровую и аналоговую индикацию;
– звуковую сигнализацию скорости счета.
185
Рис. 11.19. Дозиметр ДКС-96 с набором блоков детектирования
Имеет память на 1000 результатов измерений и интерфейс
для передачи записанной информации в компьютер. Работа проводится в автоматическом режиме с записью результатов измерений через заданный интервал (от 1 до 99 минут).
Основные технические характеристики дозиметра с некоторыми блоками детектирования приведены в табл. 11.3 – 11.5.
Дозиметр ДКС-96Г с блоком детектирования БДКС-96
(рис. 11.20) предназначен для измерения мощности амбиентного
эквивалента дозы Η& ∗ (10) γ- и рентгеновского излучений, амбиентного эквивалента дозы Н*(10) γ- и рентгеновского излучений.
Рис. 11.20. Дозиметр ДКС-96Г с блоком детектирования БДКС-96
Таблица 11.3
Основные технические характеристики дозиметра ДКС-96Г с
186
блоком детектирования БДКС-96
Тип детектора
Диапазон измерения
– мощности амбиентного эквивалента дозы γ-излучения Η& ∗ (10)
– амбиентного эквивалента
дозы γ-излучения Н*(10)
Сцинтилляционный
Диапазон энергии
Погрешность
Энергетическая зависимость чувствительности по отношению к
энергии 662 кэВ
(изотоп 137Сs)
от 15 кэВ до 10 МэВ
± (15+8/Ах)2
в диапазоне энергий от
25 до 1250 кэВ (+20, -30)%;
в диапазоне энергий
от 1.25 до 10 МэВ (±15)%;
в диапазоне энергий
от 15 до 25 кэВ (±45)%
∅70×480 мм (2 кг)
Габаритные размеры (масса)
от 0.1 мкЗв/ч до 1 Зв/ч
от 1 мкЗв до 1 Зв
Бета-радиометр ДКС-96Б1 с блоком детектирования БДЗБ99 (рис. 11.21) предназначен для измерения потока β-излучения.
Рис. 11.21. Бета-радиометр ДКС-96Б1 с блоком детектирования
БДЗБ-99
187
Таблица 11.4
Основные технические характеристики бета-радиометра ДКС96Б1
Тип детектора
Газоразрядный
Диапазон измерения плотности
потока β-излучения
от 10 до 105 част./(мин⋅см2)
Диапазон энергии β-излучения
от 300 кэВ до 3.0 МэВ
± (20+8/Ах)
Погрешность измерения
∅90×350 мм (2 кг)
Габаритные размеры (масса)
Дозиметр нейтронного излучения ДКС-96Н с блоком детектирования БДМН-96 (рис. 11.22) предназначен для измерения
мощности амбиентного эквивалента дозы нейтронного излучения
Η& ∗ (10) и амбиентного эквивалента дозы нейтронного излучения
Н*(10).
Рис. 11.22. Дозиметр нейтронного излучения ДКС-96Н с блоком
детектирования БДМН-96
188
Таблица 11.5
Основные технические характеристики дозиметра нейтронного
излучения ДКС-96Н
Тип детектора
Сцинтилляционный
Диапазон измерения
– мощности амбиентного
эквивалента дозы нейтронов
от 0.1 мкЗв/ч до 10 мЗв/ч
Η& ∗ (10 )
– амбиентного эквивалента дозы
нейтронов Н*(10)
Диапазон энергии нейтронов
от 1 мкЗв до 1 Зв
от 0.025 эВ до 10 МэВ
± (25+6/Ах)
Погрешность
Энергетическая зависимость
чувствительности для типовых
нейтронных спектров
относительно спектра Pu-Be
не более ±40%
Габаритные размеры (масса)
386×256×250 (11 кг)
Дозиметр-радиометр ДРГ-05 (ДРГ-05М) (рис. 11.23) предназначен для измерения экспозиционной дозы и мощности экспозиционной дозы рентгеновского и γ-излучений в диапазоне энергий от 0.04 до10.0 МэВ и качественной оценки наличия βизлучения в диапазоне энергий от 0.2 до 3.0 МэВ.
189
Рис. 11.23. Дозиметр-радиометр ДРГ-05
В качестве блока детектирования используется сцинтилляционный детектор (воздухоэквивалентный сцинтиллятор на основе полистирола).
Диапазон измерения экспозиционной дозы от 0.1 мР до 10 Р
(ДРГ-05) и от 1 мР до 10 Р (ДРГ-05М); диапазон измерения мощности экспозиционной дозы от 0.1 мкР/с до 10 мР/с (ДРГ-05) и
от 0.01 мкР/с до 100 мР/с (ДРГ-05М).
О наличии β-излучения судят по разности показаний дозиметра при надетом на блок детектирования защитном стакане и
без него.
Дозиметр-радоиметр КДГ-1 (рис. 11.24) предназначен для
измерения мощности экспозиционной дозы γ-излучения в диапазоне от 10 мР/ч до 103 Р/ч при основной погрешности измерения
±20%, а также индикации наличия β-излучения.
В качестве детекторов используются самогасящиеся газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера (галогенные счетчики типа
СБМ-20 и СИ-38Г). Для корректировки энергетической зависимостью чувствительности счетчики экранируются компенсирующими фильтрами.
190
Рис. 11.24. Дозиметр-радоиметр КДГ-1
Сцинтилляционный
дозиметр-радоиметр
СРП-68-01
(рис. 11.25) предназначен для измерения мощности экспозиционной
дозы
γ-излучения, а также поиска источников ионизирующего излучения. В состав прибора входит блок детектирования БДГ4-01 со
сцинтиллятором NaI(Tl) и измерительный пульт РПГ 4-01, шкала
которого отградуирована в единицах мощности экспозиционной
дозы
от 0 до 3000 мкР/ч (5 поддиапазонов) и единицах потока γизлучения
от 0 до 104 с-1.
Рис. 11.25. Дозиметр-радиометр СРП-68-01
Радиометр КРБ-1 (рис. 11.26) предназначен для контроля
степени загрязнения поверхностей β-активными веществами в
диапазоне
1·10–1·107 расп./(см2·мин) (6 поддиапазонов). В качестве детекторов излучения используются газоразрядные самогасящиеся счет191
чики Гейгера-Мюллера типа СИ-8Б и СИ-19БГ.
При наличии γ-фона используется стальной экран толщиной
2 мм, полностью экранирующий β-излучение, что позволяет по
разности показаний счетчиков без экрана и с экраном проводить
измерения β-загрязненности поверхностей.
Рис. 11.26. Радиометр КРБ-1
Радиометр КРА-1 (рис. 11.27) предназначен для измерения
загрязненности поверхности α-активными веществами в диапазоне
1 – 104 расп./(см2·мин) (4 поддиапазона). В качестве блока детектирования используется ФЭУ-85А со сцинтиллятором в виде
тонкого слоя ZnS(Ag), нанесенного на подложку из органического стекла площадью 100 см2.
Рис. 11.27. Радиометр КРА-1
192
Глава 12
СИСТЕМЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ НА АЭС
В настоящее время система радиационного контроля (СРК)
АЭС – сложный информационно-измерительный комплекс, включающий в себя не только переносные и передвижные технические
средства (ТС), средства лабораторного анализа, но и стационарную
аппаратуру для измерения радиационных параметров в помещениях
и во всех технологических средах энергоблока (мощность дозы γизлучения, объемные активности жидких, газовых и аэрозольных
сред, поверхностное загрязнение и др.), а также оборудование, обеспечивающее ее функционирование (газодувки, трубопроводы, арматура и др.).
В соответствии с Санитарными правилами проектирования и
эксплуатации атомных станций (СП АС-03) СРК должна обеспечивать получение, обработку и хранение информации о контролируемых параметрах, характеризующих радиационное состояние АЭС и
окружающей среды при всех режимах работы АЭС, включая проектные и запроектные аварии, а также состояние АЭС при выводе из
эксплуатации.
При нормальной эксплуатации АЭС, ожидаемых отклонениях
от эксплуатационных параметров, проектных и запроектных авариях СРК должна обеспечивать получение и обработку информации о радиационной обстановке на АЭС и в окружающей среде,
эффективности защитных барьеров, об активности радионуклидов, поступивших за пределы АЭС, а также информации, необходимой для прогнозирования изменений радиационной обстановки
со временем и выработки рекомендаций по мерам защиты персонала и населения.
СП АС-03 предусматривают наличие в составе СРК АЭС автоматизированной системы радиационного контроля (АСРК),
действующей на АЭС и ее промплощадке, и автоматизированной
системы контроля радиационной обстановки (АСКРО), действующей вне промплощадки АЭС. При превышении значений измеряемых величин или изменении радиационной обстановки автоматизированные системы радиационного контроля должны автоматически выдавать соответствующую информацию на пульты
контроля.
Кроме того, в СРК АЭС используются технические средства
193
– оперативного контроля на основе носимой, передвижной
или подвижной аппаратуры;
– отбора и подготовки проб для лабораторных анализов на
основе стационарной аппаратуры;
– индивидуального дозиметрического контроля (ИДК)
облучаемости персонала;
– контроля радиоактивного загрязнения спецодежды, тела и
т.д.
В соответствии с СП АС-03 технические средства СРК АЭС
должны обеспечивать осуществление
– радиационного технологического контроля (РТК);
– радиационного дозиметрического контроля (РДК);
– радиационного контроля помещений и промплощадки АЭС
(РКП);
– радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений (РКЗ);
– радиационного контроля окружающей среды (РКОС).
Проведение РТК должно обеспечивать выполнение таких основных задач как
– оценка герметичности оболочек тепловыделяющих элементов;
– оценка герметичности оборудования основного циркуляционного контура и систем, связанных с ним, включая определение
наличия и обнаружение течей различных технологических сред;
– определение эффективности работы фильтров систем водоочистки, газоочистки и вентиляции;
– определение активности и радионуклидного состава газоаэрозольных выбросов, жидких сбросов и др.
Часть задач РТК должна выполняться во всех режимах
работы
АЭС,
включая
аварии,
т.к.
радиационный
технологический контроль дает информацию об особо важных
параметрах, характеризующих состояние основных защитных
барьеров.
Основным параметром, определяемым при РТК, является
объемная активность отдельных реперных радионуклидов или их
смеси в средах (жидкость, пар, газ) различных технологических
контуров, систем и помещений. В отдельных случаях РТК проводится с помощью измерений мощности дозы.
РДК осуществляется на АЭС, в основном, путем контроля доз
внешнего и внутреннего облучения персонала. Основными пара194
метрами, определяемыми при РДК, являются эффективная и эквивалентная (для отдельных органов) дозы облучения.
В соответствии с ОСПОРБ-99 контроль за облучением персонала в зависимости от характера работ должен включать в себя
– контроль за дозами внешнего облучения с использованием
индивидуальных дозиметров (как правило, для персонала группы
А) или расчетным путем (как правило, для персонала группы Б; в
отдельных случаях, например, при непревышении уровней введения индивидуального контроля, устанавливаемых специальными методическими документами, – для персонала группы А);
– контроль за характером, динамикой и уровнями поступления
радиоактивных веществ в организм с использованием методов
прямой (например, путем использования СИЧ) и/или косвенной
(например,
путем
определения
объемной
активности
радионуклидов в воздухе рабочих помещений или зоны дыхания
работника) радиометрии.
В соответствии с Правилами радиационной безопасности
атомных станций (ПРБ АС-99) сбор и обработку результатов дозиметрического контроля следует проводить с учетом характерных периодов в работе энергоблока: работа на мощности, ремонт
оборудования и перегрузка ядерного топлива, устранение массовых дефектов оборудования, ликвидация последствий аварии.
Полученные данные следует учитывать при планировании дозовых нагрузок и разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала. Эти задачи решаются с помощью АСИДК –
автоматизированной системы индивидуального дозиметрического контроля (см. раздел 11.3).
Проведение РКП должно обеспечивать выполнение таких основных задач как
– получение информации о состоянии радиационной обстановки в помещениях зоны контролируемого доступа и на территории промплощадки;
– предупреждение (путем применения сигнализирующих
приборов) персонала об изменении радиационной обстановки.
Основными параметрами, определяемыми при РКП, являются
мощность дозы γ-излучения и объемная активность радионуклидов в
воздухе.
Проведение РКЗ направлено на предотвращение распространения радиоактивного загрязнения внутри и вне территории
АЭС, своевременную его локализацию и ликвидацию, а также
195
выполняет такую задачу как предотвращение несанкционированного выноса и вывоза с территории АЭС радиоактивных материалов.
РКЗ включает в себя контроль загрязнения персонала, специальной и личной одежды, обуви, дополнительных средств индивидуальной защиты, помещений и транспорта.
Основными параметрами, определяемыми при РКЗ, являются
мощность
дозы
γ-излучения
и
плотность
потока
β-частиц.
Проведение РКОС должно обеспечивать контроль состояния радиационной обстановки в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения
АЭС.
С этой целью вокруг АЭС проектом должна быть предусмотрена
сеть специально оборудованных пунктов наблюдения для проведения
контроля
– мощности дозы γ-излучения и годовой дозы на местности;
– загрязнения атмосферного воздуха, почвы, растительности,
воды открытых водоемов;
– загрязнения продуктов питания и кормов местного
производства.
Основными параметрами, определяемыми при РКОС, являются
мощность дозы γ-излучения, объемная (удельная) активность радионуклидов в объектах окружающей среды и плотность выпадения радионуклидов.
При практическом проведении на АЭС радиационного контроля следует учитывать, что распределение контролируемых
параметров, отдельных задач и функций по перечисленным выше
группам контроля и внутри них является в достаточной мере условным, т.к. некоторые виды измерений могут быть присущи одновременно разным группам. Так контроль мощности дозы и/или
объемной активности радионуклидов в необслуживаемых помещениях, где, как правило, располагается различное технологическое оборудование, при работе реактора на мощности дает информацию, которая характеризует состояние этого оборудования,
т.е. относится к РТК. При остановленном реакторе и проведении
ремонтных работ на оборудовании тот же самый контроль дает
информацию, которая характеризует радиационную обстановку в
помещениях и позволяет определить условия работы ремонтного
персонала, т.е. относится к РКП. Данные РКП в отдельных случа-
196
ях, например при утере индивидуального дозиметра, могут использоваться при проведении РДК.
Разнообразие автоматизированных систем радиационного
контроля, применяемых в настоящее время на АЭС, отражает все
этапы развития электронной техники в атомной энергетике.
Первое
поколение
АСРК
представлено
сигнальноизмерительными установками УСИТ, разработанными еще в 50е годы прошлого столетия. Они предназначались для дистанционного
контроля и сигнализации о превышении заданного уровня только одного радиационного параметра – мощности экспозиционной дозы γизлучения. В последующем состав УСИТ был расширен за счет
включения в него блоков детектирования активности инертных газов
и аэрозолей.
Расширение измерительных задач обусловило создание многоканальной информационно-измерительной установки «Система 800401» (второе поколение АСРК), в состав которой были включены блоки детектирования активности β- и α-активных аэрозолей, тепловых
нейтронов и более совершенные блоки детектирования мощности
дозы γ-излучения.
Дальнейшее развитие и совершенствование систем радиационного контроля привело к созданию комплексов АСРК типа
АКРБ-03 «Сейвал» и АКРБ-06 «Горбач» (АСРК третьего поколения).
Усовершенствованная система АКРБ-08 (АСРК четвертого поколения), соответствуя требованиям к системам, важным для безопасности, в настоящее время не отвечает ряду современных требований (структура, интерфейс, комплектующие изделия и т.д.) к информационно-измерительным системам.
Современные модификации АКРБ-08 АСРК на основе КТС КРБ01Р, разработанная в ФГУП НИЦ «СНИИП», и АСРК-2000, разработанная ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ» совместно с ПСЗ «Трехгорный», соответствуют современным требованиям, но вследствие использования устаревших устройств детектирования только условно
могут быть отнесены к системам пятого поколения.
АКРБ-03, 06, 08 и ее аналоги построены по трехуровневой
схеме:
– первый (нижний) уровень включает в себя блоки и устройства
детектирования, отвечающие за первичное преобразование контролируемых физических величин в унифицированный электрический
сигнал;
197
– второй (средний) уровень выполнен на основе устройств
накопления и обработки информации (УНО) от 4 – 100 устройств
детектирования, обеспечивающих нормализацию сигналов с блоков детектирования и преобразование их в унифицированный
информационный (цифровой) сигнал, подготовленный для передачи на технические средства третьего уровня;
– третий (верхний) уровень объединяет все устройства накопления и обработки информации, осуществляет отображение информации по всем измерительным каналам и управление работой
системы в целом.
Однако верхний уровень АКРБ-03 и 06 не позволяет осуществить
– вывод и представление данных оператору о контролируемых параметрах и состоянии оборудования системы в полном
объеме;
– архивацию, хранение и вывод данных о контролируемых параметрах и состоянии оборудования системы контроля по всем
каналам в электронном виде для последующей обработки и анализа;
– вывод данных о контролируемых параметрах и состоянии
оборудования системы контроля в информационные сети АЭС.
Требования к АСРК пятого поколения кратко могут быть
сформулированы следующим образом:
– устройства детектирования должны быть выполнены на основе микропроцессора или микрокомпьютера, обеспечивающих
амплитудно-цифровое преобразование измерительного сигнала и
энергонезависимую память; такое исполнение устройств детектирования позволяет существенно упростить конструкцию устройств накопления и обработки информации, а также исключить
потерю информации в случае их отказа;
– устройства детектирования активности контролируемых
сред должны использовать не радиометрический, а спектрометрический метод контроля;
– устройства накопления и обработки информации за счет исключения из их состава амплитудно-цифровых преобразователей
должны стать более компактными микропроцессорными устройствами с функциями распознавания типов устройств детектирования,
определения их состояния, хранения коэффициентов чувствительности устройств детектирования, задания значений предупреди198
тельных и аварийных уставок сигнализации, управления исполнительными механизмами СРК и др.;
– верхний уровень (ВУ) АСРК должен представлять собой
программно-технический комплекс (ПТК), обеспечивающий
функциональное объединение технических средств нижнего и
среднего уровней, программного и методического обеспечения для
достижения целей радиационного контроля; объединять все подсистемы радиационного контроля и адекватно представлять информацию для различных пользователей во всех возможных режимах работы энергоблока АС – при нормальной работе, в случае
инцидентов и возможных аварий;
– все подсистемы АСРК (радиационного технологического
контроля, радиационного контроля помещений и промплощадки и
радиационного контроля за нераспространением радиоактивных
загрязнений) должны быть объединены в единую информационноизмерительную систему, позволяющую оператору-дозиметристу с
учетом данных автоматизированной системы периодического и
эпизодического контроля (АСПЭК) иметь полную информацию о
радиационной обстановке на АЭС.
В значительной степени изложенным требованиям отвечает
СРК, разработанная ФГУП НИТИ им. А.П.Александрова для Тяньваньской АЭС (Китай) с частичным использованием интеллектуальных устройств детектирования фирмы MGP Instruments (Франция).
Близкие к изложенным характеристикам имеет СРК на основе полностью отечественного оборудования, поставленная ФГУП НИЦ
«СНИИП» для 3 энергоблока Калининской АЭС, пуск которого состоялся в конце 2004 г.
Структура современной СРК АЭС представлена на рис. 12.1.
Входящая в состав СРК АЭС автоматизированная система
контроля радиационной обстановки (АСКРО) предназначена для
осуществления непрерывного контроля радиационной обстановки в районе расположения АЭС и информационно-аналитической
поддержки действий руководства АЭС, органов управления и
государственной власти различных уровней, направленной на
обеспечение радиационной безопасности населения и окружающей среды.
Комплекс технических средств АСКРО АЭС позволяет обеспечить контроль мощности дозы γ-излучения, контроль метеоданных, а также расчетное моделирование и анализ радиационной обстановки.
199
Рис. 12.1 Структура современной системы радиационного контроля энергоблока
атомной станции
Измерения мощности дозы γ-излучения выполняются в местах расположения станций радиационного контроля АСКРО АЭС
в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения (см., например,
рис. 12.2).
200
Рис. 12.2. Пост контроля АСКРО (Волгодонская АЭС,
г.Цимлянск)
Измерительные устройства станций радиационного контроля
позволяют проводить измерения мощности дозы в окружающей
среде как в режиме нормальной эксплуатации АЭС, так и в случае
возможных аварий.
Результаты измерений мощности дозы поступают на блоки
обработки и приема/передачи данных станции радиационного
контроля. Передающее с использованием радио или телефонной
связи устройство блока направляет накопленные усредненные
данные на центральную станцию установки. Центральный блок
обработки и приема/передачи центральной станции получает
данные и направляет их в сервер данных установки, где происходит расшифровка данных, запись поступивших данных в таблицы
текущих и архивных значений базы данных. Группа станций радиационного контроля и их центральная станция, объединенные
одним конструктивным решением, образуют многоканальную
измерительную установку одного типа (рис. 12.3).
В состав одной АСКРО АЭС могут входить установки нескольких типов, например,
– АТЛАНТ (производство НПП «ДОЗА», Россия);
– SkyLINK(производство Genitron Instruments, Германия);
– Rados (производство Rados Technology, Финляндия) и др.
АСКРО всех АЭС объединены с центральным постом (ЦП) отраслевой АСКРО АЭС в концерне «Росэнергоатом».
201
Многоканальные измерительные
установки
Станции радиационного
контроля
Антенна
Центральный
блок
Сервер
ЦЕНТРАЛЬНАЯ СТАНЦИЯ УСТАНОВКИ
ЦЕНТРАЛЬНЫЙ ПОСТ АСКРО АЭС
(ЦП АСКРО АЭС)
Система сбора и передачи данных АЭС
Корпоративная Сеть передачи данных
(КСПД) РЭА
ВНЕШНИЕ
ПОЛЬЗОВАТЕЛИ
Рис. 12.3. Структура АСКРО АЭС
202
Глава 13
Практические методы радиационного контроля на АЭС
при планировании и выполнении радиационноопасных работ
Базой для настоящего раздела послужили материалы, подготовленные Международным агентством по атомной энергии
(МАГАТЭ) для унификации методов и средств радиационного
контроля при планировании и выполнении радиационно-опасных
работ34,35 в случае радиационной аварии. Материал представлен в
виде рабочих инструкций, описывающих последовательность основных действий при выполнении работ, относящихся к компетенции оперативного персонала отделов радиационной безопасности АЭС. Важными элементами инструкций, предназначенных
для формирования у работников сознательного выполнения тех
или иных заданий в духе ALARA, являются сформулированные
цели, предостережения и ограничения для выполнения работы, а
также разъяснения относительно отдельных действий. Инструкции сгруппированы в шесть тематических разделов:
– определение радиационной обстановки в местах проведения
радиационно-опасных работ (инструкции 13.1 – 13.3);
– индивидуальный контроль облучения персонала (инструкции
13.4 – 13.6);
– альфа- и бета-радиометрия (инструкции 13.7, 13.8);
– гамма-спектрометрия (инструкции 13.9, 13.10);
– статистическая оценка результатов радиационного контроля (инструкция 13.11);
– расчетная оценка доз облучения (инструкции 13.12 – 13.17).
Инструкция 13.1.Обследование места планируемого
проведения радиационно-опасных работ
Цель. Определить наличие локальных источников излучения
и оценить уровни мощности амбиентного эквивалента дозы вбли-
34
Руководство по мониторингу при ядерных или радиационных авариях. IAEA-TECDOC-1092/R, Вена: МАГАТЭ, 2002.
35
Общие инструкции оценки и реагирования на радиологические
аварийные ситуации. IAEA-TECDOC-1162/R, Вена: МАГАТЭ, 2004.
203
зи радиоактивного источника для принятия решения об организации и проведении радиационно-опасных работ.
Обсуждение. Проведение радиационно-опасных работ, как
правило, сопряжено с присутствием локальных источников внешнего облучения, которыми могут быть загрязненные элементы установок и оборудования. Мощность амбиентного эквивалента дозы
вблизи локального источника может достигать 1 Зв/час.
Предостережения. Всегда сознавайте опасность, которой вы
можете подвергнуться в радиационно-опасных условиях, и применяйте необходимые меры предосторожности. Никогда не пытайтесь проводить какие-либо действия в радиационно-опасных условиях без соответствующих средств защиты. Всегда знайте, как эти
средства использовать. Все действия должны быть проведены таким образом, чтобы облучение персонала поддерживалось на разумно достижимом низком уровне. Члены группы должны быть
осведомлены об уровнях доз, получение которых разрешено для
проведения оценки радиационной обстановки и зафиксировано в
распорядительных документах (дознаряде и т.д.).
Примечание. На основании имеющейся информации о характере
планируемых работ следует решить вопрос о необходимости использования защитной одежды, респираторов или других средств и методов защиты.
Действие 1. Получить начальный инструктаж, дозиметрический
наряд, а также необходимое оборудование.
Действие 2. Провести контроль качества работы приборов. Завернуть приборы в пластиковую пленку для предотвращения загрязнения.
Установить уровень предупредительной уставки на электронных прямопоказывающих дозиметрах в соответствии с величиной разрешенной
дозы, зафиксированной в дознаряде. Надеть необходимые средства индивидуальной защиты.
Действие 3. Включить прибор перед входом в зону предполагаемой
повышенной мощности дозы.
Примечание. Использовать дозиметры соответствующего диапазона измерения мощности дозы. Рассмотреть возможность использования приборов с телескопическими удлинителями в ситуациях с высокими мощностями дозы либо для оценки физически недосягаемых
участков.
Действие 4. Измерить мощность дозы от локального источника.
Отметить расстояние от источника. Если при измерении произошел
контакт с источником, следует указать этот факт наряду с показаниями
мощности дозы.
204
Примечание. Если показания дозиметра зашкаливают, отходите
от источника до тех пор, пока не будут получены результаты в рамках шкалы прибора, и отметьте расстояние, на которое вы удалились
от источника. Если невозможно получить показания в пределах шкалы прибора, отметьте «показания зашкаливают» и думайте о собственной безопасности и безопасности окружающих. Немедленно информируйте руководителя работ и руководство отдела РБ.
Действие 5. Если локальный источник излучения невозможно определить визуально, используйте один из нижеследующих методов для
определения его местоположения.
5.1. Держите прибор в вытянутой руке и поворачивайтесь вокруг своей
оси до тех пор, пока не зарегистрируете минимальное значение мощности
дозы (для большинства приборов минимальное значение регистрируется,
когда источник находится сзади прибора и за вашей спиной, а ваше тело
экранирует излучение от источника). Направление к источнику соответствует линии, проведенной от прибора через центр тела измеряющего (очень
приблизительно).
Примечание. Метод «зрительной оси» лучше применять при использовании детектора с коллиматором.
5.2. Альтернативный способ: по точкам измерения одинаковой
мощности дозы вычерчивается окружность и предполагается нахождение источника приблизительно в центре окружности.
Примечание. Незагрязненное оборудование или другие помехи
вблизи источника могут ослаблять уровни излучения, что может привести к регистрации различных уровней мощности дозы на одинаковых расстояниях от источника.
5.3. Грубое предположение о расстоянии может быть получено на
основании измерения мощности любой дозиметрической величины (амбиентного эквивалента дозы, воздушной кермы, экспозиционной дозы)
в двух точках по зрительной оси (схема рис. 13.1) с использованием
обратно пропорциональной зависимости измеряемых величин от квадратов расстояний:
r1 = ∆r/ (1 − G& 1 /G& 2 ) ,
(13.1)
где r1 – дальнее расстояние от источника [м]; r2 – ближнее расстояние от
источника [м]; ∆r – расстояние между двумя точками измерения M1 и
M2; G&1 – мощность дозиметрической величины в точке измерения M1;
G& 2 – мощность дозиметрической величины в точке измерения M2.
205
Рис. 13.1. Схема расчета мощности дозы от точечного источника
Предупреждение. Следует быть осторожным, т.к. наличие локальной защиты может создать очень неоднородное поле и привести
к регистрации внезапного увеличения мощности дозы или ненадежной оценке расположения источника.
Действие 6. Зарегистрировать все данные в журнале.
Инструкция 13.2.Отбор проб воздуха
Цель. Отобрать пробы воздуха для последующего лабораторного определения объемной активности радионуклидов в воздухе.
Обсуждение. Пробы воздуха можно измерить на месте, а затем
провести повторное измерение в лабораторных условиях для определения радионуклидного состава и концентрации радионуклидов. Отобранные в радиационно-опасных условиях пробы воздуха до поступления в лабораторию можно разделить на низко-, средне- и высокоактивные, что поможет в определении очередности анализов проб. Поскольку
радиоактивный йод находится в формах, которые нельзя отобрать с помощью фильтров, улавливающих аэрозольные частицы, для его эффективного улавливания необходимо использовать специальную кассету
(активированный уголь или цеолит, содержащий серебро).
Предостережения. Никакая проба не стоит потери жизни или
здоровья. Всегда сознавайте опасность, которой вы можете подвергнуться в радиационно-опасных условиях, и применяйте необходимые меры предосторожности. Никогда не пытайтесь проводить какие-либо действия в радиационно-опасных условиях без
соответствующих средств защиты. Всегда знайте, как эти средства использовать. Все действия должны быть проведены таким образом, чтобы облучение персонала поддерживалось на разумно
достижимом низком уровне. Члены группы должны быть осведомлены об уровнях доз, получение которых разрешено для проведения оценки радиационной обстановки и зафиксировано в
распорядительных документах (дознаряде и т.д.).
206
Примечание. На основании имеющейся информации о характере
планируемых работ следует решить вопрос о необходимости использования защитной одежды, респираторов или других средств и методов защиты.
Действие 1. Получить начальный инструктаж, дозиметрический
наряд, а также необходимое оборудование.
Действие 2. Провести контроль качества работы приборов. Завернуть приборы в пластиковую пленку для предотвращения загрязнения.
Не заворачивать в пленку приборы отбора проб воздуха. Установить
уровень предупредительной уставки на электронных прямопоказывающих дозиметрах в соответствии с величиной разрешенной дозы, зафиксированной в дознаряде. Надеть необходимые средства индивидуальной
защиты.
Действие 3. Найти участок помещения без помех, нарушающих
движение воздушных масс. На схеме помещения отметить место пробоотбора. Если место расположения персонала при проведении работ определено, то отбор проб осуществлять на месте расположения этих временных рабочих мест.
Действие 4. В соответствии с инструкциями выбрать и установить
фильтр36, улавливающий частицы аэрозоля, или кассету для улавливания паро-газовой смеси. При необходимости отметить направление потока на кассету. Установить воздухозаборник на штатив или подставку
на высоте примерно 1 м (если используется портативный воздухозаборник).
Включить воздуходувку и зарегистрировать в журнале время и дату
начала отбора, а также объем пробы и скорость потока воздуха через
фильтр. Проводить отбор проб воздуха в течение ∼10 минут или указанного в дознаряде времени. Во время отбора пробы провести измерения
мощности амбиентного эквивалента дозы. Зарегистрировать среднее
значение в журнале.
По окончании отбора пробы зарегистрировать время, объем пробы
и скорость потока воздуха через фильтр, затем выключить воздуходувку.
Действие 5. Надеть резиновые перчатки. Снять фильтр/кассету. Для
снятия воздушного фильтра использовать пинцет. Обращаться с фильтром
как с потенциально загрязненным объектом.
Действие 6. Поместить фильтр/кассету в полиэтиленовый пакет и закрыть его. Промаркировать пакет кодом и зарегистрировать код в журнале.
Действие 7. По окончании отбора проб провести контроль загрязнения всех использованных приборов и средств. Документировать в
36
Как правило, для отбора аэрозольных проб используются фильтры
АФА-РМП-20.
207
журнале результаты контроля и время проверки. Следует как можно
скорее провести дезактивацию всего, что оказалось загрязненным. Проверить эффективность дезактивации и зарегистрировать показания в
журнале.
Действие 8. Осуществить индивидуальный контроль загрязнения
(инструкция 13.6). Обеспечить контроль каждого, кто покидает зону
загрязнения.
Действие 9. Организовать доставку проб с соответствующим описанием (легендой) в лабораторию.
Инструкция 13.3.Определение поверхностного
загрязнения
Цель. Получить информацию о загрязненных объектах, инструментах, приборах и транспортных средствах, на основании которой могут быть приняты решения об организации и проведении
радиационно-опасных работ.
Обсуждение. Радиоактивное загрязнение (РЗ) поверхности
обычно может быть определено с помощью прямого приборного
метода и косвенного метода мазков. В случае смешанного излучения следует использовать соответствующие приборы для раздельных измерений α-, β- и γ-излучения. В некоторых ситуациях (высокий фоновый уровень, недостаточная чувствительность приборов,
отсутствие доступа к месту и т.д.) может потребоваться использование косвенного метода мазков в качестве первичной процедуры.
Оба метода могут быть использованы для оценки загрязнения
поверхности, например, после прямого измерения может быть проведен непрямой контроль путем снятия мазков с репрезентативных
площадей поверхности для определения снимаемого загрязнения.
Метод мазков может также использоваться для нахождения зон загрязнения на уровне, близком к пределам детектирования.
Предостережения. Никакая проба не стоит потери жизни или
здоровья. Всегда сознавайте опасность, которой вы можете подвергнуться в радиационно-опасных условиях, и применяйте необходимые меры предосторожности. Никогда не пытайтесь проводить какие-либо действия в радиационно-опасных условиях без
соответствующих средств защиты. Всегда знайте, как эти средства использовать. Все действия должны быть проведены таким
образом, чтобы облучение персонала поддерживалось на разумно
достижимом низком уровне. Члены группы должны быть осведомлены об уровнях доз, получение которых разрешено для про208
ведения оценки радиационной обстановки и зафиксировано в
распорядительных документах (дознаряде и т.п.).
Действие 1. Получить начальный инструктаж, дознаряд, а также
необходимое оборудование.
Действие 2. Провести контроль качества работы приборов. Завернуть приборы в пластиковую пленку во избежание загрязнения. Не закрывать пленкой только окна детектора. Установить уровень предупредительной уставки на электронных прямопоказывающих дозиметрах в
соответствии с величиной разрешенной дозы, зафиксированной в дознаряде. Надеть необходимые средства индивидуальной защиты.
Примечание. На основании имеющейся информации о характере
планируемых работ следует решить вопрос о необходимости использования защитной одежды, респираторов или других средств и методов защиты.
3.1.Прямой приборный метод
Примечание. Метод предназначен для оценки суммарного
грязнения (снимаемого и неснимаемого).
за-
Действие 3.1.1. Выбрать прибор, соответствующий оцениваемому радиоактивному загрязнению37. Включить прибор и выбрать соответствующее время установления показаний до входа в зону ожидаемого загрязнения или до приближения к подозрительной на предмет загрязнения поверхности.
Измерить и зарегистрировать в журнале уровень фона. Периодически
проверять уровень фона для гарантии того, что радиометр не загрязнен
радионуклидами.
Примечание. Погрешность результата измерения уровня радиоактивного загрязнения приборным методом может составлять от 70 до 20%
при Р = 0.95 в диапазоне 0.1–1·105 част./(см2·мин).
Действие 3.1.2. Последовательно перемещайте зонд с равномерной
скоростью поперек подозрительной поверхности. Используйте звуковой
индикатор прибора. Держите детектор прибора на расстоянии 3 – 6 см от
обследуемой поверхности. Начните обследование с края и перемещайтесь
к центру. Когда вы услышите в наушниках большую частоту щелчков,
посмотрите на прибор и считайте показания. При считывании данных
убедитесь, что вы выждали достаточное время для установки среднего
37
Для выполнения измерений применяют предназначенные для этого приборы ДКС-96, МКС-АТ 1117М, КРБ-1, КРА-1 и др. с соответствующими блоками детектирования.
209
значения. Регистрируйте среднее значение для каждой интересующей
точки.
Примечание. Если прибор не оснащен слуховым индикатором,
скорость перемещения зонда над поверхностью должна соответствовать времени установления показаний прибора. Желательно, чтобы
прибор характеризовался быстрым откликом и чтобы любое значительное загрязнение поверхности можно было определить при равномерном передвижении зонда. При локализации загрязнения желательно перемещать зонд медленнее для четкого очерчивания загрязнения.
Для измерения α-излучения и мягкого β-излучения следует расположить зонд близко к поверхности (расстояние от окна зонда до исследуемой поверхности не должно превышать 0.5 см).
Влажные поверхности могут экранировать α-излучение. Необходимо
провести повторное измерение α-излучения на влажных поверхностях
после того, как они высохнут, либо отобрать пробы поверхностей для
лабораторного анализа.
Примечание. Контроль любых неровных или поглощающих поверхностей может привести к большой недооценке α- и мягкого βизлучения. Прямое измерение в таких случаях может указать на присутствие загрязнения, однако следует проявить большую осторожность при оценке активности. Рекомендуется составлять отчет в виде
«больше, чем XХ частиц в минуту на квадратный сантиметр
(част./см2·мин)».
Для удержания зонда на расстоянии 0.5 см над исследуемой поверхностью следует использовать упоры. Если они отсутствуют, можно
выйти из положения, поместив пальцы в перчатках под нижним краем
зонда и используя их для передвижения зонда на неизменной высоте.
Оценка поверхностного загрязнения α-излучателями больших поверхностей (например, стен) носит качественный характер, поскольку
могут быть проверены только репрезентативные места. Число измерений зависит от размеров поверхности и отпущенного времени.
Действие 3.1.3. Зарегистрировать показания, характеризующие
плотность потока α-, β- и/или γ-излучения (част./см2·мин), а также время и место проведения измерений, любые специфические детали, относящиеся к показаниям. Данные измерений прибора и материалов должны быть приложены к конкретному прибору или материалам и зарегистрированы.
Предупреждение. Члены группы контроля должны проявлять осторожность, чтобы не контактировать с потенциально загрязненными поверхностями для предотвращения загрязнения самих себя, а также распространения радиоактивности.
210
Предупреждение. Периодически проверяйте дозиметры и радиометры в случае, если показания приборов превышают предписанные уровни, уведомляйте руководителя работ и руководство отдела РБ. Следует
проявлять осторожность для предотвращения повреждения окна и/или
загрязнения детектора.
3.2.Косвенный метод мазков38
Примечание. Метод предназначен для оценки только снимаемого загрязнения. Метод мазков – это способ измерения уровней РЗ поверхностей путем определения активности, снятой с контролируемой поверхности контактным путем. Для снятия РЗ используют следующие материалы: хлопчатобумажную ткань, марлю, ткань ФПП (Петрянова), ватные тампоны. Различают методы сухих и влажных мазков. При отборе
пробы методом влажных мазков используемый материал смачивают в
разбавленной азотной кислоте (1 – 1.5 моль/л) или этиловом спирте, что
повышает долю снимаемой активности с загрязненной поверхности. Сухие мазки отбирают обычно фильтровальной бумагой, влажные – при
помощи указанных выше материалов.
Действие 3.2.1. Выбрать участок отбора пробы – 150 cм2 (10 см на
15 см), характеризующий всю загрязненную поверхность. Отметить
выбранное место. Если мазок невозможно взять с поверхности в
150 см2, его берут с меньшей площади, однако впоследствии загрязненность необходимо пересчитать на площадь 150 см2.
Примечание. Место отбора пробы должно быть ровной, гладкой,
неподвижной поверхностью.
Действие 3.2.2. При взятии мазков необходимо обращать внимание на
возможный источник РЗ поверхностей (утечки, пыль и т.д.). Мазки берутся с поверхности площадью 150 см2, для ограничения которой пользуются трафаретом из толстой проволоки, изогнутой в виде прямоугольника размером 10×15 см. После взятия 10 – 30 мазков чистоту
трафарета необходимо проверять на соответствующих установках.
Взятие мазков сухими материалами. Доля снимаемой активности
этим методом не зависит от используемого материала и принимается равной 0.2. На контролируемый участок поверхности размером 10×15 см
кладут лист фильтровальной бумаги того же размера так, чтобы узкая
38
МУК 2.6.1.016-99 Контроль загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, транспортных
средств и других объектов. Методические указания. ДБЭЧС МАЭ РФ,
Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России, 1999.
211
его сторона покрыла узкую сторону контролируемой поверхности на 3 –
4 см. На бумагу в начале контролируемой поверхности кладут резиновый брусок. Короткий край бумаги отгибают к бруску и, прижимая бумагу к поверхности с усилием 3 – 5 кг, проводят ею по всему контролируемому участку поверхности. Перекладывают бумагу и переставляют
брусок так, чтобы он прижимал середину листа к тому же, как и ранее,
месту поверхности, и повторяют операцию. Третий раз проводят бумагой, прижимаемой бруском, на расстоянии 3 – 4 см от второй узкой стороны бумаги.
После взятия мазков лист бумаги или тампон помещают в полиэтиленовый пакет, маркируют и направляют в лабораторию для подготовки
счетных образцов и последующих измерений.
Взятие мазка увлажненными материалами. Доля снимаемой активности этим методом не зависит от используемого материала и принимается равной 0.4 при увлажнении водой и 0.8 при увлажнении азотной кислотой.
Примечание. Взятие мазков увлажненными материалами производят
в тех случаях, когда вода и кислоты не разрушают материал контролируемой поверхности.
Увлажненный водой либо азотной кислотой (1 – 1.5 моль/л) и отжатый тампон накладывают на угол контролируемого участка поверхности размером 10×15 см, прижимают к поверхности с усилием около
0.5 – 1 кг и проводят им параллельно большей стороне от края до края,
затем, последовательно переставляя тампон, проходят весь контролируемый участок в том же направлении. Переворачивают тампон и повторяют операцию, выбрав направление перемещения его перпендикулярно к первому направлению движения тампона, т.е. вдоль меньшей стороны
прямоугольного участка поверхности.
Для более тщательного контроля загрязненности поверхностей
применяется трехкратное взятие мазков. Для этой цели необходимы три
тампона – два
увлажненных
азотной
кислотой
(1 – 1.5 моль/л) и один сухой. Поверхность протирается сначала одним
влажным тампоном, затем вторым влажным тампоном и насухо вытирается третьим сухим. Все три тампона складывают в один пакет (чашку
Петри) и отправляют в лабораторию для подготовки счетных образцов и
последующих измерений.
Действие 3.2.3. Оценить уровень загрязнения мазка с помощью
портативного прибора. Для оценки уровня загрязнения всей площади
или объекта, следует учесть долю активности, удаленной мазком (эффективность снятия загрязнения).
212
Примечание. Загрязненную поверхность мазка помещают на некоторое фиксированное расстояние от детектора, стараясь не располагать
детектор в направлении к любому другому близлежащему источнику,
который может повлиять на показания прибора. Если уровень фона
слишком высок для проведения измерений, перейдите в место с низким фоном или используйте специальный защитный держатель мазка.
Примечание. Самопоглощение активности мазком может привести к
сильной недооценке активности. По возможности, следует сохранять мазки для дальнейших лабораторных анализов.
Примечание. Для определения загрязнения α-излучающими нуклидами поверхностей с большой способностью к адсорбции короткоживущих продуктов распада радона требуется выдержка пробы
(3 – 4 часа) для существенного (примерно на два порядка) уменьшения активности этих продуктов.
Действие 3.2.4. Организовать доставку проб с соответствующим описанием (легендой) в лабораторию для радиометрического анализа39.
Действие 4. По окончании работы провести контроль загрязнения
всех использованных приборов и средств. Зарегистрировать в журнале
результаты контроля и время проверки. Следует как можно скорее провести дезактивацию всего, что оказалось загрязненным. Проверить эффективность дезактивации и зарегистрировать показания в журнале.
Действие 5. Осуществить индивидуальный контроль загрязнения
(инструкция 13.6). Обеспечить контроль каждого, кто покидает зону
загрязнения.
Инструкция 13.4.Оперативный контроль внешнего
облучения
Цель. Оперативно контролировать внешнее облучение персонала,
участвующего в планировании и выполнении радиационно-опасных
работ.
Обсуждение. Оперативный ИДК внешнего облучения проводится
для определения индивидуальной дозы, полученной работником в течение известного короткого промежутка времени при выполнении потенциально опасных и радиационно-опасных работ, включая работу в условиях планируемого повышенного облучения. Оперативный ИДК
внешнего облучения является
39
Допускается использовать любые интегральные аттестованные
или собранные из аттестованных блоков β- и α-радиометры.
213
– вспомогательным видом ИДК в нормальных условиях эксплуатации АЭС;
– основным видом ИДК в условиях планируемого повышенного облучения персонала.
В процессе выполнения радиационно-опасных работ важно избежать
необоснованного облучения персонала; регистрировать и контролировать
облучение персонала; санкционировать вход персонала в зоны высокой
мощности дозы; использовать защиту временем, расстоянием и экранами
для уменьшения облучения работников; иметь информацию о мощности
амбиентного эквивалента дозы в местах работы персонала, индивидуальных дозах, накопленных персоналом за время работы; контролировать соблюдение установленных дозовых уровней. Средства оперативного ИДК
используются вместе со средствами текущего ИДК (см. табл. 9.4).
Примечание. На основании имеющейся информации о характере
планируемых работ следует решить вопрос о необходимости использования защитной одежды, респираторов или других средств и методов защиты.
Действие 1. Проверить дозиметрический наряд, а также выдать контролируемой группе необходимые дозиметрические приборы.
Действие 2. Провести контроль качества работы приборов оперативного ИДК. Прикрепить индивидуальный дозиметр текущего ИДК к
нагрудному карману под защитной одеждой. Надеть необходимые средства индивидуальной защиты.
Примечание. Если существует вероятность, что дозиметр будет
загрязнен радионуклидами либо промокнет, его следует поместить в
защитную пластиковую оболочку. При выполнении сварочных работ
индивидуальный дозиметр текущего ИДК должен быть полностью
защищен от воздействия света.
Действие 3. Проинструктировать контролируемых работников о
правилах обращения с дозиметрами оперативного ИДК. При использовании прямопоказывающего электронного дозиметра
– включить дозиметр, при наличии соответствующего указания установить предупредительную уставку на предопределенный дозовый
уровень;
– поместить дозиметр в нагрудный карман под защитной одеждой;
– обратить внимание на частоту сигналов звукового индикатора, сопоставить частоту сигналов со значением мощности дозы;
– если во время радиационно-опасных работ дозиметр подает предупредительный звуковой сигнал, немедленно выйти из зоны повышенного облучения и передать информацию о ситуации на щит РК;
– периодически (в соответствии с заранее согласованным расписанием) проверять показания дозиметра.
214
Действие 4. Считывать результат определения дозы оперативным дозиметром следует незамедлительно после завершения радиационно-опасных
работ. Результат определения дозы записать в журнал.
Действие 5. Если доза, полученная работником при проведении радиационно-опасных работ, превышает уровень, указанный в дозиметрическом
наряде, то об этом нарушении докладывается руководителю работ и руководству отдела РБ. Принимаются меры к обеспечению сохранности дозиметра текущего ИДК этого работника.
Инструкция 13.5.Индивидуальный контроль
радиоактивного йода в щитовидной железе
Цель. Провести экспресс-оценку поглощения радиоактивного
йода щитовидной железой при выбросе продуктов деления в окружающую среду для своевременного принятия мер медицинской помощи облученным лицам.
Обсуждение. Радиоактивный йод, ингаляционно попавший
внутрь организма, накапливается в щитовидной железе и может
способствовать ее поражению. Прием стабильного (нерадиоактивного) йода до поступления радиоактивного йода либо в течение
первых нескольких часов после такого поступления (йодная профилактика) блокирует щитовидную железу, уменьшая поглощение радиоактивного йода, который затем быстро выводится из организма.
Эффективность йодной профилактики иллюстрирует рис. 13.2.
Рис. 13.2. Степень блокирования щитовидной железы
в зависимости от времени проведения йодной профилактики
Действие 1. Провести санитарную обработку обследуемого и переодеть его в чистую одежду. Провести контроль индивидуального загрязнения (инструкция 13.6).
215
Действие 2. Провести контроль качества работы дозиметра со сцинтилляционным детектором NaI(Tl).
Действие 3. Поместить детектор NaI(Tl) у шеи; измерить мощность
дозы γ-излучения от активности, находящейся в щитовидной железе и
окружающих ее мягких тканях шеи. Для этого проводить измерение
между кадыком и перстневидным хрящом (твердый хрящ вблизи гортани на передней поверхности шеи), как показано на рис. 13.3. Дотронуться до шеи детектором для соблюдения фиксированной и воспроизводимой геометрии. Использовать полиэтиленовую пленку для того,
чтобы избежать загрязнения детектора. Зарегистрировать результат измерения, указав место, дату и время измерения, геометрию измерения и
тип использованного дозиметра.
Примечание. Для экранирования фона рекомендуется использовать свинцовый коллиматор.
Действие 4. Тем же дозиметром измерить фоновую мощность дозы
γ-излучения от активности, находящейся в мягких тканях тела. Для этого
проводить измерение при расположении датчика прибора вплотную к плечевой части руки, как показано на рис. 13.3. Зарегистрировать результат
измерения, указав место, дату и время измерения, геометрию измерения и
тип использованного дозиметра.
Рис. 13.3. Измерение поглощения радиоактивного йода
щитовидной железой
Действие 5. Определить мощность дозы от щитовидной железы,
используя формулу
D& I = D&1 − D& 2 ,
(13.2)
&
&
где D1 и D2 – результаты первого и второго измерений соответственно.
Действие 6. Если величина D& больше D& (т.е. если разница между
I
2
этими величинами положительна в пределах статистической достоверно216
сти), это указывает на наличие существенной активности йода в щитовидной железе обследованного. Об этом факте следует сообщить ответственному за проведение мер медицинской защиты персонала. Обследуемому
дать препараты стабильного йода, блокирующие щитовидную железу, и
направить его в соответствующее медицинское учреждение для дальнейшего обследования.
Примечание. Для приближенной оценки содержания 131I в щитовидной железе40 можно использовать соотношение: при мощности дозы,
равной 10 мР/ч41, в железе содержится 1·106 Бк 131I. Предел годового поступления различных соединений 131I в организм лиц из группы А персонала
лежит
в
пределах
от
1.0·106
6
до 2.6·10 Бк.
Инструкция 13.6.Контроль индивидуального
поверхностного загрязнения
Цель. Провести контроль радиоактивного загрязнения кожных покровов и рабочей одежды работника.
Обсуждение. Персонал, находившийся в зоне производства радиационно-опасных работ, где произошло поступление радиоактивных веществ в окружающую производственную среду, нуждается в контроле
радиоактивного загрязнения кожных покровов и одежды после выхода
из зоны.
Предостережение. Используемые приборы для проведения измерения радиоактивного загрязнения должны позволять определять наличие
и измерять уровень загрязнения в рамках установленных пределов загрязнения кожных покровов и одежды.
Действие 1. Провести контроль качества работы применяемого радиометра (инструкция 13.8).
Действие 2. Включить звуковой индикатор прибора и поместить
датчик в тонкий пластиковый пакет либо обернуть его в пленку для
предотвращения радиоактивного загрязнения. Не закрывать окно датчика.
40
Руководство по оценке облучения щитовидной железы при поступлении радиоактивных изотопов йода в организм человека/ З.С. Арефьева, В.И. Бадьин, Ю.И. Гаврилин и др.// Под ред. Л.А.Ильина – М.:
Энергоатомиздат, 1988.
41
Мощность экспозиционной дозы внешней компоненты природного радиационного фона примерно в 1000 раз меньше и составляет примерно 10 мкР/ч.
217
Действие 3. Периодически
определять
фоновый
уровень
γ-излучения в месте проведения контроля и регистрировать результаты
в журнале.
Предупреждение. Если показания прибора превышают «нормальный фоновый уровень» более, чем в 10 раз, найти более защищенное
место.
Действие 4. Поместить датчик примерно в 1 см от поверхности тела
человека, соблюдая предосторожность, чтобы не дотронуться до него.
Начиная с макушки головы, перемещать датчик вниз по одной стороне
шеи, вдоль воротника, наружной стороны плеча, предплечья, запястья,
руки, внутренней стороны поверхности руки, подмышечной впадины,
боковой поверхности тела, ноги, обшлага брюк, обуви. Провести контроль внутренней поверхности ног и другой стороны тела. Провести
контроль передней и задней поверхностей туловища. Обратить особое
внимание на ступни, ягодицы, локти, руки и лицо. Датчик следует перемещать со скоростью примерно 5 см в секунду. Любое радиоактивное
загрязнение будет выявлено, прежде всего, с помощью звукового индикатора. В условиях повышенного шума может быть полезно использование наушников.
Примечание. Результаты измерений загрязнения кожных покровов и одежды могут быть усреднены на площади поверхности
100 см2, измерений ладоней – на 30 см2, измерений пальцев – на
3 см2.
Для измерения α-излучения поместить датчик менее, чем на 0.5 см
от поверхности туловища.
Примечание. Уровень
поверхностного
загрязнения
выше
200 част./(см2⋅мин) общего загрязнения β-излучающими радионуклидами, усредненный на площади 100 см2, указывает на необходимость проведения дезактивации (см. табл. 9.6).
Уровень поверхностного загрязнения выше 2 част./(см2⋅мин) общего
загрязнения α-излучающими радионуклидами, усредненный на площади
100 см2, указывает на необходимость проведения дезактивации (см. НРБ99).
Действие 5. В случае выявления загрязнения зарегистрировать результаты в журнале. При необходимости загрязненную одежду следует отправить
на дезактивацию, а работников – на санобработку.
Примечание. В тех случаях, когда детектор не может различить
α- и β-излучения, поместите лист бумаги между детектором и источником. Если показания прибора уменьшатся, можно сделать вывод о присутствии α-излучения.
218
Инструкция 13.7.Радиометрия общей α- и β-активности на
воздушных фильтрах
Цель. Определить общую объемную активность α- и
β-излучателей в пробах воздуха.
Обсуждение. С помощью пропорционального газоразрядного α-/βсчетчика анализируют воздушные фильтры с портативных или стационарных пробоотборников на предмет суммарного определения α- и βизлучателей. Воздушные фильтры и подложки для счета должны быть одного размера. Активность определяется в результате сравнения со стандартом и сопоставима только с этим стандартом (т.е. 241Am, 90Sr+90Y, 137Cs и
т.д.). Для определения концентрации радионуклидов в воздухе могут быть
использованы расчеты с учетом объема воздуха, прошедшего через пробоотборник.
Предостережение. Счетчик общей α-/β-активности должен быть откалиброван с помощью стандартов, приготовленных в соответствии с
типом применяемых в радиационно-опасных условиях пробоотборников.
Воздушные фильтры должны быть помещены в подложку для счета такого же размера; необходимо некоторое соответствие между размерами
пробоотборника и зоны счета в счетчике общей α-/β-активности. Не рекомендуется разрезать или подрезать большие фильтры для соответствия
размерам подложек. Для расчета концентрации радионуклидов в воздухе
следует получить данные об эффективности улавливания воздушного
фильтра от производителя или путем проведения других измерений.
Примечание. Каждый воздушный фильтр, установленный в радиационно-опасных условиях, должен быть промаркирован либо на
обратной стороне фильтра, либо на его упаковке или пакете, в котором он содержится.
Действие 1. Зарегистрировать в журнале идентификационные номера
всех проб данной партии. Если номера не были обозначены, присвоить
номера в соответствии с конкретной схемой, указывая всю информацию, необходимую для проведения расчета и получения в качестве конечного результата объемной активности радионуклидов в воздухе. Зарегистрировать в журнале объем воздуха, прошедшего через фильтр.
Значение объема должно быть скорректировано с учетом калибровки
пробоотборника.
Действие 2. Промаркировать нестираемым маркером плоскодонную подложку из нержавеющей стали, в которую будет помещен для
счета фильтр.
Примечание. Не рекомендуется использовать подложки повторно.
Действие 3. Чистым пинцетом осторожно вынуть пробу из пакета.
Поместить фильтр в подложку вверх той стороной, на которую проис219
ходило осаждение. Если размеры фильтра и подложки точно подогнаны, убедиться с помощью пинцета, что фильтр лежит на дне подложки.
Действие 4. Поместить пробу внутрь счетной камеры. Проводить
счет пробы в течение, по крайней мере, 1 минуты.
Примечание. Проведение счета в течение более длительного времени целесообразно для лучшей статистики, однако может оказаться
невозможным в аварийной ситуации.
Действие 5. В течение обычного дня проведения измерений следует
регулярно, по крайней мере, один раз на каждые десять проб, измерять
фон, а также активность α- и β-стандартов. Регистрировать данную информацию в журнале. Выбрать произвольно одну пробу из десяти и измерить ее снова. Зарегистрировать результат повторного измерения
данной пробы в журнале.
Действие 6. Определить объемную активность α- или
β-излучающих нуклидов и минимальную детектируемую активность
(МДА), используя формулу
Si =
n Fi − n Bi
,
ε i ⋅ q ⋅ Va
(13.3)
где Si – скорость рождения частиц в единице объема воздуха, возникающих при распаде α- или β-излучающих радионуклидов [част./(с·м3)]; i –
индекс, обозначающий счет α- или β-частиц; nFi – скорость счета пробы
[имп./с]; nBi – скорость счета фона [имп./с]; εi – эффективность счета αили β-частиц соответственно [имп./част.], указанная в свидетельстве о
поверке или метрологической аттестации радиометра; q – эффективность
фильтра (в спецификации производителя; установленное по умолчанию
значение равно 0.9); Vа – объем прокаченного через фильтр воздуха [м3].
Примечание. Определение
малых
объемных
активностей
α-излучающих нуклидов может быть затруднено присутствием в пробе
короткоживущих продуктов распада радона. Для учета влияния этого
фактора необходимо выдержать фильтр 3 – 4 часа, в течение которых
активность короткоживущих продуктов распада радона уменьшится
примерно на два порядка, и повторить измерение фильтра.
Если фильтр содержит как β-, так и α-излучатели, объемную активность можно оценить с помощью следующей формулы:
Sβ =
nβ − nα ⋅ Fα
ε β ⋅ q ⋅ Va
,
(13.4)
где nβ – скорость чистого счета β-излучателей (скорость суммарного
счета минус скорость фонового счета) при напряжении, соответствующем плато счетчика для β-излучателей; nα – скорость чистого счета α220
излучателей (скорость суммарного счета минус скорость фонового счета) при напряжении, соответствующем плато счетчика для αизлучателей; Fα – коэффициент перекрестного наложения (помеха) для
α-излучателей, равный отношению α-счета при напряжении, соответствующем β-плато, к α-счету при напряжении, соответствующем α-плато;
εβ – эффективность счета для β-излучателей.
Примечание. Необходимо помнить, что активность радионуклида
на фильтре не равна числу частиц, возникающих на фильтре в единицу времени. Для перехода от интенсивности рождения частиц к активности необходимо учитывать схему распада материнского радионуклида, а в случае наличия радиоактивных дочерних продуктов –
также и их превращения (см. раздел 1.2.3).
Действие 7. Рассчитать величину объемной активности, используя
следующую формулу:
Ci =
Si
,
ωi
(13.5)
ωi – суммарное число α- или β-частиц, рождающихся при распаде одного ядра нуклида, объемная активность которого определяется
[част./распад].
Действие 8. Рассчитать относительную погрешность оценки величины объемной активности, используя формулу
δ i = 1.96 n Bi + n Fi ⋅ n Bi
[(n
Bi
]
− n Fi ) ⋅ t BF ,
(13.6)
где δi – относительная погрешность оценки величины объемной активности
при доверительной вероятности равной 0.95, обусловленная статистикой
счета пробы и уровнем фона радиометрической установки; tBF – время счета [с], одинаковое для пробы и фона.
Действие 9. Рассчитать минимальную детектируемую активность
α-/β-излучателей в воздухе, используя формулу
МДА i =
2.71 + 4.65 n Bi
ω i ⋅ ε i ⋅ q ⋅ V ⋅ t BF
.
(13.7)
Действие 10. Зарегистрировать все результаты в журнале.
Инструкция 13.8.Контроль качества радиометра
α-/β-излучений
Цель. Регулярно и перед компанией по проведению измерений
осуществлять контроль качества α-/β-радиометра.
Обсуждение. Контроль качества включает в себя проведение, по
крайней мере, четырех измерений: измерение фона нового незагрязнен221
ного фильтра, измерение известного источника, длительное измерение
фона и повторные измерения проб.
Выполнять ежедневно
Действие 1. Провести счет фона в течение, по крайней мере, 30 мин, поместив новый незагрязненный фильтр в такую же подложку, как и используемая в радиационно-опасных условиях (как правило, ежедневное измерение фона проводят в течение 60 – 100 мин).
Провести измерение при пустой подложке. Зарегистрировать результаты измерений в журнале контроля качества. Определить превышение прибором ошибки счета в одну σ, используя обычную статистику.
Примечание. Если фоновый счет выходит за пределы указанного
в свидетельстве о поверке или метрологической аттестации значения,
следует искать причины этого явления, например, загрязнение подложки или счетной камеры.
Действие 2. Измерять каждый день в течение одинакового времени
известный радиоактивный источник (стандарт). Результаты наносить на
график: скорость счета – дата измерения. Отклонения за пределы обычных статистических расчетов могут свидетельствовать о наличии проблем в системе счета.
Выполнять периодически
Действие 1. Проводить длительное измерение фона (>1000 минут) один
раз в месяц. Такое измерение может выявить очень низкий уровень загрязнения, которое могло возникнуть вследствие неаккуратного обращения с пробами или некачественных методов их подготовки.
Действие 2. Провести повторный счет проб, используя случайную
выборку 10% проб.
Действие 3. Регистрировать и сохранять все данные в журнале α-/βрадиометра.
Инструкция 13.9.Гамма-спектрометрия в
лабораторных условиях
Цель. Определить активность γ-излучателей в пробе.
Обсуждение. Данная методика измерений используется для
определения активности γ-излучающих радионуклидов с энергией от 50 до 2000 кэВ в широком диапазоне активности проб. Однако предполагается, что пользователь имеет некоторый опыт и
навыки в проведении γ-спектрометрии, поскольку описание всех
222
необходимых деталей для неопытного пользователя не входит в
цели настоящей инструкции.
Перед измерением любой пробы следует провести калибровку спектрометра в соответствии с используемой методикой выполнения измерений (МВИ).
В результате γ-спектрометрии соответствующим образом
подготовленной пробы получают спектры, которые анализируются на предмет положения пиков и их интенсивности. Энергии
пиков используют для идентификации радионуклидов; интенсивности пиков преобразуют в уровни активности радионуклидов.
Геометрия измерения, установленная для низкоактивных
проб, может оказаться неадекватной для проб с более высокой
активностью, в связи с чем целесообразно устанавливать различные параметры измерительной системы детектор-проба, обеспечивающие большую гибкость измерения проб в широком диапазоне активности.
Детально описать этапы процедуры для всех различных видов
спектрометров, проб или геометрий измерения трудно, поэтому в
данной инструкции представлена лишь обзорная процедура.
Предостережение. По практическим соображениям следует адаптировать инструкцию так, чтобы в ней были отражены особенности
конкретного спектрометра и геометрии измерения, для которых она будет применяться.
Не изменять установки и настройки системы, а также геометрию
измерения после калибровки.
Следует разделить между собой пробы с различными уровнями радиоактивности. Не следует проводить измерение высокоактивной пробы детектором для низкой активности и наоборот. Следует быть очень
осторожным во избежание любого загрязнения спектрометра и окружающего его пространства.
Настоятельно рекомендуется сохранять в журнале спектрометра записи всех относящихся к самому спектрометру данных, а также параметров пробы и измерений.
Действие 1. Проверить с помощью руководства к спектрометру
правильность его установки. Для предотвращения загрязнения защитить
внутреннюю поверхность свинцового домика, в котором размещается
проба, и, особенно, детектор пластиковой или алюминиевой фольгой.
Действие 2. Включить детектор. Проверить базовые параметры
спектрометра (инструкция 13.10).
Действие 3. Проверить калибровку энергии с помощью выбранных
точечных источников. Если положения пиков не находятся в пределах
223
2 кэВ от характеристических энергий, провести повторную калибровку
энергетической шкалы спектрометра согласно МВИ.
Действие 4. Установить предполагаемое время для измерения пробы
(обычно 100 – 1000 с) и начать измерение фона при отсутствии пробы в
домике (или с холостой пробой, если имеется в наличии). Для дальнейшей
оценки и коррекции результатов измерений пробы сохранить фоновый
спектр под идентификационным кодом. Сделать соответствующие записи в
журнале спектрометра.
Действие 5. В журнале спектрометра зарегистрировать следующие
данные:
– вид и идентификационный код пробы;
– геометрия пробы и измерения;
– масса и матрица (материал) пробы;
– дата и время измерения;
– идентификационный код фонового спектра.
Действие 6. Поместить сосуд с подготовленной пробой в требуемое
положение, установить время измерения и начать измерения. Проверить
при необходимости мертвое время и, если мертвое время > 10%, поместить сосуд с пробой в другое предопределенное положение (на большем
расстоянии от детектора).
Примечание. Время измерения зависит от количества проб, которые необходимо измерить, эффективности детектора, предполагаемой
активности и т.д.
Действие 7. Сохранить измеренный спектр под идентификационным кодом. Зарегистрировать реальное время измерения в журнале
спектрометра. Сделать пометки, если спектр и/или форма линии показались вам сомнительными.
Действие 8. Повторить действия 5 – 7 со всеми подготовленными
для измерения пробами.
Примечание. Большинство существующих в настоящее время
систем спектрометрии имеют возможность анализировать сохраненные спектры одновременно с проведением измерений остальных
проб. Результатом работы таких программ является список радионуклидов и оценки их активности, представленные величиной активности радионуклида в пробе и доверительным интервалом оценки
этой величины.
Действие 9. Зарегистрировать все результаты и соответствующие
параметры измерения в журнале.
224
Примечание. Гамма-излучение смеси радионуклидов, находящихся
в пробе, формирует спектр γ-излучения пробы, при взаимодействии которого с детектором спектрометрической установки образуется его спектрометрический образ, который и регистрирует спектрометр. В основе
работы каждой компьютерной программы анализа сложных спектров γизлучающих радионуклидов лежит алгоритм распознавания такого образа. С математической точки зрения задача распознавания не имеет однозначного решения. Результат анализа спектра следует рассматривать
как набор радионуклидов, спектрометрический образ которого наилучшим
образом
воспроизводит
образ,
сформированный
γ-излучением пробы. При этом выбор радионуклидов ограничивается
библиотекой спектрометрических образов, которую использует программа распознавания. Все вышеизложенное указывает на то, что всякий
результат γ-спектрометрического анализа должен оцениваться с позиции
здравого смысла.42
Инструкция 13.10.Контроль качества спектрометра
Цель. Регулярно и перед компанией по проведению измерений
осуществлять контроль качества системы спектрометрии.
Обсуждение. Следует регулярно проводить проверку спектрометра.
Учитывая комплексность проблемы, не всегда возможно провести полную оценку точности метода. В связи с этим, простые проверки качества
должны осуществляться как интегральная часть программы радиационного контроля. Ниже следует процедура проведения быстрого контроля
качества спектрометра.
Предостережение. Не изменять установки или настройки системы
после проведения калибровки спектрометра.
После калибровки спектрометра
Действие 1. Выбрать точечный источник γ-излучателя с приемлемо
длительным периодом полураспада, имеющим γ-линию (линии) в среднем энергетическом диапазоне (хорошим выбором является 137Cs с линией 662 кэВ).
Действие 2. Установить точную и воспроизводимую геометрию для
спектрометрического измерения, т.е. расположить источник по оси детектора на фиксированном расстоянии от передней поверхности детектора.
42
Известны случаи, когда в пробах из помещений аварийного блока
Чернобыльской АЭС и через 1.5 года после аварии обнаруживали 131I,
хотя его образование прекратилось с прекращением работы реактора в
результате аварии, а период полураспада 131I – 8 суток.
225
Действие 3. Провести спектрометрическое измерение в течение
времени, необходимого для регистрации более 10000 импульсов в интересующем пике. Обратить внимание на формы спектра и линий. Зарегистрировать в журнале измерений спектрометра условия измерений и
число импульсов в пике.
Регулярно
Действие 4. Повторять измерения на регулярной основе (каждый месяц)
и в особых случаях (перед компанией по проведению измерений); регистрировать полученные данные в журнале спектрометра.
Действие 5. Сопоставлять полученные результаты с оценками активности, ожидаемыми в пробе по результатам предыдущих проверок.
Если различие результатов находится в пределах 10%, наиболее вероятно, что спектрометр функционирует правильно. Если результат выходит
за указанные пределы – проверить установки и настройки системы. Если все выглядит нормально, возможно следует повторить калибровку
эффективности.
Примечание. Расчет активности образца проводят с учетом радиоактивного распада радионуклида в пробе.
Инструкция 13.11.Статистическая оценка результатов радиационного контроля
Цель. Рассчитать значение наилучшей оценки для измеренного параметра радиационной обстановки X (мощность амбиентного эквивалента дозы, активность и т.д.) на основании ряда измеренных его значений.
Обсуждение. В большинстве случаев будет проведено несколько измерений параметра X. Ряд независимо измеренных
значений Xj (j = 1, m) имеет статистический смысл, если принято
допущение о том, что параметр X существенно не изменяется в
течение времени проведения измерений. Частотное распределение ряда измеренных значений параметров радиационной обстановки вследствие особенностей ее формирования обычно имеет
логарифмически нормальный характер; при этом наилучшей
оценкой параметра X является геометрическое среднее данного
распределения. Однако, принимая во внимание все возможные
неопределенности, для репрезентативного значения этого параметра может быть использовано простое среднее арифметическое
значение X . При этом можно принять, что с 95-процентной ве-
226
роятностью истинное значение X лежит в диапазоне X ± 2σ ,
где σ – стандартное отклонение величины X.
Действие 1. Рассчитать среднее арифметическое для параметра X в
данном ряду значений:
X =
1 m
∑Xj ,
m j =1
(13.8)
где X – значение наилучшей оценки для параметра X, m – число измерений.
Действие 2. Рассчитать неопределенность σ значения X , используя формулу
m
σ=
∑(X − X
j)
j =1
m(m − 1)
2
.
(13.9)
Действие 3. Зарегистрировать результат в виде пары чисел
X ± 2σ .
Инструкция 13.12.Расчет активности радионуклида
в источнике
Цель. Рассчитать активность радионуклида в источнике в определенный момент времени.
Обсуждение. Зная период полураспада радионуклида и его
активность в источнике в определенный момент времени, можно
рассчитать его активность в любой момент более позднего времени. В решении использован материал раздела 1.1.3.
Исходные данные:
– активность радионуклида в определенный момент времени;
– период полураспада радионуклида.
Необходимо определить активность радионуклида в определенный более поздний момент времени.
Проблема 13.1.Определение активности в определенный
момент времени
Рассчитайте активность в определенный момент времени, пользуясь
следующим уравнением:
227
⎞
⎛ 0.693
A(t ) = A(t0 ) ⋅ exp⎜⎜ −
(t − t0 ) ⎟⎟ ,
(13.10)
⎠
⎝ T1 / 2
где A(t0) – активность радионуклида в источнике в момент времени t0,
[Бк]; A(t) – активность в момент времени t, [Бк]; T1/2 – период полураспада радионуклида. Величины t, t0 и T1/2 должны быть выражены в одних и тех же единицах (секунды, минуты, сутки, годы). Для некоторых
радионуклидов значения T1/2 приведены в табл. 13.1.
Таблица 13.1
Периоды полураспада некоторых радионуклидов2
Радионуклид
3
Н
14
C
51
Cr
54
Mn
59
Fe
58
Co
60
Co
65
Zn
90
Sr
90
Y
T1/2
12.3 лет
5730 лет
27.7 сут
312 сут
44.5 сут
70.8 сут
5.27 лет
244 сут
29.1 лет
2.67 сут
Радионуклид
95
Zr
95
Nb
106
Ru
131
I
134
Cs
137
Cs
144
Ce
154
Eu
192
Ir
239
Pu
T1/2
64.0 сут
35.1 сут
1.01 лет
8.04 сут
2.06 лет
30.0 лет
284 сут
8.80 лет
74.08 сут
2.41E+04 лет
Инструкция 13.13.Расчет мощности дозы от точечного радионуклидного источника
Цель. Оценить мощность воздушной кермы и эффективную дозу от
точечного источника с известной активностью, находящегося за защитным барьером (рис. 13.4), или оценить активность и расстояние до точечного источника на основании результатов измерений мощности дозы.
Обсуждение. В этой инструкции используются гамма-постоянные радионуклидов по мощности эффективной дозы и мощности воздушной кермы. Гамма-постоянная радионуклида по мощности дозиметрической величины G& является отношением мощности дозиметрической величины G& ,
создаваемой фотонами расположенного в вакууме точечного изотропно
излучающего источника данного радионуклида на расстоянии r от источника, умноженной на квадрат этого расстояния, к активности А источника:
ΓG = G& ⋅ r 2 /A .
(13.11)
По физическому смыслу ΓG – мощность дозиметрической величины G&
для источника активностью 1 Бк на расстоянии 1 м в вакууме43.
43
Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излу228
Этим методом можно пользоваться для оценки эффективных доз
для работников или для расчета ожидаемых показаний прибора (например, при планировании поиска утерянного источника). Экранирование
может приниматься во внимание. При расчете показателей истинная
доза может недооцениваться из-за возможного вклада в дозу рассеянного излучения. В решении использован материал разделов 3 и 5.3.1.
Рис. 13.4. Схема оценки мощности дозы от точечного источника, находящегося за защитным барьером
Исходные данные:
– активность точечного источника;
– расстояние до точечного источника;
– продолжительность облучения.
Необходимо определить
– эффективную дозу от точечного источника с известной активностью;
– мощность воздушной кермы от точечного источника с известной
активностью;
– активность и расстояние до точечного источника на основании
измерений мощности воздушной кермы;
– толщину защиты для снижения облучения от точечного источника
до заданного уровня.
Проблема 13.2.Определение эффективной дозы от точечного источника
Рассчитайте эффективную дозу на определенном расстоянии от точечного источника, пользуясь уравнением43
E внеш =
A ⋅ ∆t ⋅ exp(− µχ )
ΓE ,
r2
(13.12)
где Eвнеш – эффективная доза от точечного источника [мЗв];
A – активность источника [кБк]; ∆t – продолжительность облучения [ч];
ΓЕ – гамма-постоянная радионуклида по мощности эффективной дозы
[(мЗв·м2)/(кБк·ч)] из табл. 13.2; r – расстояние от точечного источника
[м]; µ – коэффициент линейного ослабления излучения радионуклида
чений. Справочник. – М: Энергоатомиздат, 1995
229
[см-1] из табл. 13.3; χ – толщина экрана [см]. Если защитный барьер отсутствует, примите толщину экрана χ равной нулю.
Предупреждение. χ измеряется в [см], а r – в [м].
Проблема 13.3.Определение мощности воздушной кермы от точечного источника
Рассчитайте мощность воздушной кермы на определенном расстоянии от точечного источника, пользуясь уравнением
A ⋅ exp(− µχ )
K& a =
ΓK а ,
r2
(13.13)
где K& a – мощность воздушной кермы [мГр/ч]; A – активность источника
[кБк]; ΓK а – гамма-постоянная радионуклида по мощности воздушной
кермы [(мГр·м2)/(кБк·ч)] из табл. 13.2; r – расстояние от точечного источника [м]; µ – коэффициент линейного ослабления излучения радионуклида
[см-1] из табл. 13.3; χ – толщина экрана [см]. Если защитный барьер отсутствует, примите толщину экрана χ равной нулю.
Предупреждение. χ измеряется в [см], а r – в [м].
Проблема 13.4.Определение расстояния до точечного
источника
Приблизительно оценить расстояние до источника можно на основании измерений мощности любой дозиметрической величины (амбиентного эквивалента дозы, воздушной кермы, экспозиционной дозы) в
двух точках, лежащих на зрительной оси (рис 13.1), используя обратно
пропорциональную зависимость дозы от квадрата расстояния, как это
рекомендуется
в
инструкции 13.1.
Проблема 13.5.Определение активности точечного источника
Зная расстояние от источника (рис. 13.4), можно оценить его активность, пользуясь следующим уравнением:
r2
,
A = K& a
(13.14)
Γ K а ⋅ exp(− µχ )
где A – активность источника [кБк];
ной кермы [мГр/ч];
K& a – измеренная мощность воздуш-
Γ K а – гамма-постоянная радионуклида по мощности
воздушной
кермы
[(мГр·м2)/(кБк·ч)]
из
табл. 13.2;
r – расстояние от точечного источника [м]; µ – коэффициент линейного
230
ослабления
излучения
радионуклида
[см-1]
χ – толщина экрана [см]
Предупреждение. χ измеряется в [см], а r – в [м].
из
табл. 13.3;
Проблема 13.6.Определение толщины экрана для защиты от излучения точечного источника
Рассчитайте толщину экрана χ для снижения мощности дозиметрической величины на определенном расстоянии от точечного источника
(рис. 13.4), пользуясь уравнением
χ = ln(δ) / µ ,
(13.15)
где µ – коэффициент линейного ослабления излучения радионуклида [см-1]
из табл. 13.3; χ – толщина экрана [см]; δ – необходимая кратность ослабления мощности дозиметрической величины.
Предупреждение. δ – больше единицы. При δ = 1 толщина защитного экрана равна 0.
Таблица 13.2
Гамма-постоянные некоторых радионуклидов по мощности
эффективной дозы Γ E и мощности воздушной кермы ΓK а
ΓE 35
Радионуклид
(мЗв·м2)/
(кБк·ч)
0.0
0.0
3.4E–09
8.6E–08
1.2E–07
1.0E–07
2.5E–07
6.0E–08
0.0
7.6E–08
7.9E–08
1.4E–09
3.9E–08
3
H
C
51
Cr
54
Mn
59
Fe
58
Co
60
Co
65
Zn
90
Sr+90Y
95
Zr+95mNb
95
Nb
106
Ru+106Rh
131
I
14
231
ΓK а
43
(мГр·м2)/
(кБк·ч)
0.0
0.0
4.2E–09
1.1E–07
1.5E–07
1.3E–07
3.0E–07
7.3E–08
0.0
9.9E–08
1.0E–07
2.7E–08
5.1E–08
ΓK а
ΓE 35
Радионуклид
(мЗв·м2)/
(кБк·ч)
1.6E–07
6.2E–08
3.1E–09
8.3E–08
1.2E–10
134
Cs
Cs+137mBa
144
Ce+144Pr+144mPr
192
Ir
239
Pu
137
43
(мГр·м2)/
(кБк·ч)
2.1E–07
7.7E–08
3.5E–09
1.1E–07
1.3E–09
Таблица 13.3
Линейный коэффициент µ [см-1]ослабления γ-излучения
некоторых радионуклидов35
Радионуклид
3
H
C
51
Cr
54
Mn
59
Fe
58
Co
60
Co
65
Zn
90
Sr+90Y
95
Zr
95
Nb
106
Ru+106Rh
131
I
134
Cs
137
Cs+137mBa
144
Ce+144Pr+144mPr
192
Ir
239
Pu
14
Свинец
ρ = 11.34
г/см3
Железо
ρ = 7.86
г/см3
Вода
ρ = 1.0
г/см3
Бетон
ρ = 2.3
г/см3
4.1E+00
1.0E+00
7.4E–01
9.5E–01
6.9E–01
8.0E–01
9.8E–01
1.2E+00
1.1E+00
1.4E+00
2.8E+00
1.2E+00
1.3E+00
1.4E+01
2.9E+00
6.9E+01
8.5E–01
5.2E–01
4.4E–01
5.2E–01
4.2E–01
4.5E–01
5.0E–01
5.5E–01
5.4E–01
5.9E–01
7.5E–01
5.6E–01
5.8E–01
2.5E+00
7.5E–01
1.7E+01
1.2E–01
7.7E–02
6.6E–02
7.9E–02
6.3E–02
6.8E–02
7.4E–02
8.0E–02
7.9E–02
8.5E–02
1.1E–01
8.2E–02
8.5E–02
3.6E–01
1.1E–01
2.4E+00
2.6E–01
1.6E–01
1.4E–01
1.6E–01
1.3E–01
1.4E–01
1.6E–01
1.7E–01
1.7E–01
1.9E–01
2.3E–01
1.8E–01
1.8E–01
7.5E–01
2.3E–01
5.0E+00
Инструкция 13.14.Расчет мощности дозы от линейного радионуклидного источника
Цель. Оценить эффективную дозу или мощность воздушной кермы на
определенном расстоянии от бесконечного линейного источника, например,
232
трубы с радиоактивным раствором (рис. 13.5); оценить удельную активность
линейного источника на основании результатов измерений мощности воздушной кермы.
Обсуждение. В этой инструкции используются гамма-постоянные радионуклидов по мощности эффективной дозы и мощности воздушной кермы, определенные ранее (инструкция 13.12). Этим методом можно пользоваться для оценки эффективных доз для работников или для расчета
ожидаемых показаний прибора. Экранирование в стенках трубы может
приниматься во внимание. При расчете показателей истинная доза может недооцениваться из-за возможного вклада в дозу рассеянного излучения. В решении использован материал главы 3 и раздела 5.3.1.
Исходные данные:
– удельная активность линейного источника;
– расстояние до источника;
– продолжительность облучения.
Необходимо определить
– эффективную дозу внешнего облучения;
– мощность воздушной кермы;
– удельную активность линейного источника на основании измерений мощности воздушной кермы.
Рис. 13.5. Схема оценки мощности дозы от бесконечного
линейного источника
Проблема 13.7.Определение эффективной дозы от линейного источника
Рассчитайте эффективную дозу внешнего облучения от линейного источника бесконечной длины, пользуясь следующим уравнением:
E внеш =
π ⋅ AL ⋅ ∆t
ΓE ,
r
(13.16)
где Eвнеш – эффективная доза от линейного источника [мЗв];
AL – линейная активность источника [кБк/м]; ∆t – продолжительность облучения [ч]; ΓЕ – гамма-постоянная радионуклида по мощности эффективной
дозы [(мЗв·м2)/(кБк·ч)] из табл. 13.2; r – расстояние от линейного источника
(трубы) [м].
233
Проблема 13.8.Определение мощности воздушной кермы от линейного источника
Рассчитайте мощность воздушной кермы на расстоянии r от линейного источника (трубы), пользуясь следующим выражением:
π ⋅ AL
K& a =
ΓK а ,
r
(13.17)
K& a – мощность воздушной кермы от линейного источника [мГр/ч.];
AL – удельная активность линейного источника [кБк/м]; ΓKа – гамма-
где
постоянная
радионуклида
по
мощности
воздушной
кермы
[(мГр·м2)/(кБк·ч)] из табл. 13.2; r – расстояние от линейного источника
(трубы) [м].
Проблема 13.9.Определение удельной активности линейного источника
Рассчитайте удельную активность линейного источника (трубы) на
основании результатов измерений мощности воздушной кермы, пользуясь следующим выражением:
AL = K& a
r
,
π ⋅ Γ Kа
(13.18)
K& a
– измеренная
мощность воздушной кермы от линейного источника [мГр/ч];
ΓKа – гамма-
где AL – удельная активность линейного источника [кБк/м];
постоянная радионуклида по мощности воздушной кермы [(мГр·м2)/(кБк·ч)] из
табл. 13.2; r – расстояние от линейного источника (трубы) [м].
Инструкция 13.15.Расчет мощности дозы от
радиоактивного пятна
Цель. Оценить эффективную дозу или мощность воздушной кермы
на
определенном
расстоянии
от
радиоактивного
пятна
(рис. 13.6); оценить поверхностную активность пятна на основании результатов измерений мощности воздушной кермы.
Обсуждение. В этой инструкции используются гамма-постоянные
радионуклидов по мощности эффективной дозы и мощности воздушной
кермы, определенные ранее (инструкция 13.13). Этим методом можно
пользоваться для оценки эффективных доз для работников или для расчета ожидаемых показаний прибора. При расчете показателей истинная
доза может недооцениваться из-за возможного вклада в дозу рассеянного излучения. В решении использован материал главы 3 и раздела 5.3.1.
234
Исходные данные:
– поверхностная активность источника;
– расстояние до источника;
– продолжительность облучения.
Необходимо определить
– эффективную дозу внешнего облучения;
– мощность воздушной кермы;
– поверхностную активность радиоактивного пятна на основании
измерений мощности воздушной кермы.
Рис. 13.6. Схема оценки мощности дозы от радиоактивного пятна
Проблема 13.10.Определение эффективной дозы от
радиоактивного пятна
Рассчитайте эффективную дозу внешнего облучения от радиоактивного пятна, пользуясь выражением43
⎛ r2 + R2 ⎞
⎟⎟ ,
E внеш = π ⋅ AS ⋅ ∆t ⋅ ΓE ⋅ ln⎜⎜
2
⎝ r
⎠
(13.19)
где Eвнеш – эффективная доза от линейного источника [мЗв];
Аs – поверхностная активность пятна [кБк/м2]; ∆t – продолжительность облучения [ч]; ΓЕ – гамма-постоянная радионуклида по мощности эффективной дозы [(мЗв·м2)/(кБк·ч)] из табл. 13.2; r – расстояние от центра пятна [м];
R – радиус пятна [м].
Проблема 13.11.Определение мощности воздушной кермы от радиоактивного пятна
Рассчитайте мощность воздушной кермы на расстоянии r от радиоактивного пятна, пользуясь следующим выражением:
235
⎛ r2 + R2 ⎞
⎟⎟ ,
K& a = π ⋅ AS ⋅ Γ K а ⋅ ln⎜⎜
2
⎠
⎝ r
(13.20)
K& a – мощность воздушной кермы от радиоактивного пятна [мГр/ч]; Аs –
поверхностная активность пятна [кБк/м2]; ΓKа – гамма-постоянная радионук-
где
лида по мощности воздушной кермы [(мГр·м2)/(кБк·ч)] из табл. 13.2; r –
расстояние
от
центра
пятна
[м];
R – радиус пятна [м].
Проблема 13.12.Определение поверхностной активности
радиоактивного пятна
Рассчитайте поверхностную активность пятна на основании результатов измерений мощности воздушной кермы, пользуясь следующим
выражением:
AS =
π ⋅ Γ Kа
K& a
,
⎛ r2 + R2 ⎞
⎟⎟
⋅ ln⎜⎜
2
⎝ r
⎠
где Аs – поверхностная активность пятна [кБк/м2];
ной кермы от радиоактивного пятна [мГр/ч];
(13.21)
K& a – мощность воздуш-
ΓKа – гамма-постоянная радио-
нуклида по мощности воздушной кермы [(мГр·м2)/(кБк·ч)] из табл. 13.2; r –
расстояние
от
центра
пятна
[м];
R – радиус пятна [м].
Инструкция 13.16.Расчет эквивалентной дозы
облучения кожи от поверхностного загрязнения
Цель. Оценить дозу облучения кожи от β- и γ-излучений радионуклида, находящегося на коже.
Обсуждение. Дозу облучения кожи трудно измерить непосредственно, поэтому ее часто рассчитывают. Мощность дозы облучения кожи
от β-излучения, выраженная в показателях средней поверхностной концентрации радионуклида на коже, дает обычно надежную оценку этого
пути облучения.
Исходные данные: среднее поверхностное загрязнение кожи
радионуклидом.
Необходимо определить эквивалентную дозу в коже от локального поверхностного загрязнения.
236
Проблема 13.13.Определение эквивалентной дозы в коже от поверхностного загрязнения
Оцените дозу в коже от β-излучения, пользуясь следующим выражением:
H кожа = As ⋅ ∆t ⋅ h&кожа ,
где
Hкожа – эквивалентная
AS – среднее поверхностное
(13.22)
доза
облучения
загрязнение кожи
[расп./(мин⋅см2)]; ∆t – время облучения [ч];
кожи
[мЗв];
радионуклидом
h&кожа – коэффициент пере-
хода от плотности загрязнения кожи к мощности эквивалентной дозы в
коже для данного радионуклида из табл. 13.4 [(мЗв/ч)/(расп./(мин⋅см2))]
Примечание. При расчете значения коэффициента перехода от
поверхностного загрязнения кожи к мощности эквивалентной дозы в
коже учитывались β- и γ-излучений радионуклидов.
Инструкция 13.17.Оценка ожидаемых доз,
обусловленных ингаляцией радионуклидов
Цель. Оценить ожидаемую эффективную дозу, обусловленную ингаляцией радионуклидов.
Обсуждение. Выброс радионуклидов в атмосферу приводит к формированию дозы, обусловленной ингаляцией радионуклидов. Радионуклиды при рассеянии в атмосфере могут выпадать на поверхности, а
также подниматься с поверхностей обратно в атмосферу под воздействием потоков воздуха или механических факторов (вторичное пылеобразование). В настоящей инструкции обсуждаются вопросы, связанные
только с ингаляцией радионуклидов. В решении использован материал
раздела 5.3.2.
Исходные данные:
– концентрация радионуклида в воздухе;
– продолжительность ингаляции.
Необходимо определить обусловленную ингаляцией радионуклида
– ожидаемую эффективную дозу.
Таблица 13.4
Коэффициент перехода от поверхностного загрязнения кожи к мощности эквивалентной дозы в коже для некоторых
радионуклидов
237
h&кожа ,
Радионуклид
[(мЗв/ч)/(расп./(мин⋅см2))]
3
H
C
51
Cr
54
Mn
58
Co
60
Co
65
Zn
90
Sr+90Y
95
Zr+95mNb
95
Nb
106
Ru+106Rh
131
I
134
Cs
137
Cs+137mBa
144
Ce+144Pr+144mPr
192
Ir
239
Pu
0.0E+00
1.9E–02
8.2E–04
2.8E–03
2.5E–02
6.8E–02
4.2E–03
2.5E–01
1.9E–01
1.7E–02
1.6E–01
1.0E–01
8.2E–02
1.2E–01
2.0E–01
1.2E–01
4.9E–05
14
Действие 1. Получите значения концентрации в воздухе главных радионуклидов, формирующих дозу при ингаляции (инструкции 13.2, 13.7).
Проблема 13.14.Определение ожидаемой эффективной дозы, обусловленной ингаляцией радионуклида
Оцените ожидаемую эффективную дозу, пользуясь следующим
уравнением:
E внутр = 1000 ⋅ C ⋅ Va ⋅ ∆t ⋅ eингал ,
где
E
внутр
(13.23)
– ожидаемая эффективная доза, обусловленная ингаляцией ра-
дионуклида [мЗв]; C – средняя концентрация радионуклида в воздухе
[Бк/м3]; Vа – объем дыхания работника, принятый равным 1.5 м3/ч; ∆t – время
ингаляции [ч]; eингал – коэффициент перехода для радионуклида из
табл. 13.5 [Зв/Бк]. В этой таблице приведены данные для наиболее вероятных
форм и химических соединений радионуклидов, присутствующих в воздухе
помещений АЭС. В случае трития и углерода – это газообразные соединения,
для других радионуклидов – аэрозоли определенного химического состава с
АМАД 1 мкм.
238
Таблица 13.5
Коэффициент перехода от поступления радионуклида к
ожидаемой эффективной дозе для некоторых радионуклидов18
Коэффициент перехода eингал ,
[Зв/Бк]
Радионуклид
3
H
C
51
Cr
54
Mn
59
Fe
58
Co
60
Co
65
Zn
95
Zr
95
Nb
106
Ru
131
I
134
Cs
137
Cs
144
Ce
192
Ir
239
Pu
1.8Е–11
5.8Е–10
3.6Е–11
1.5Е–09
3.5Е–09
2.0Е–09
2.9Е–08
2.9Е–09
4.5Е–09
1.6Е–09
6.2Е–08
7.6Е–09
6.8Е–09
4.8Е–09
4.9Е–08
6.2Е–09
4.7Е–05
14
Примечание. В ряде случаев вместе с аэрозолями 131I в воздухе могут
присутствовать элементарный
I ( eингал = 2.0⋅10-8 Зв/Бк) и его органиче-
131
ское соединение – метилйодид-131 ( eингал = 1.5⋅10-8 Зв/Бк). Определение
формы и химического соединения йода в воздухе является сложной задачей,
и ее решение выходит за рамки данного учебного пособия.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Радиационная безопасность на АЭС обеспечивается комплексом
организационно-технических мероприятий, направленных на создание и
поддержание таких условий труда персонала станции, которые исключают возможность превышения установленных дозовых пределов и
снижают реальные дозовые нагрузки до практически достижимого
уровня. Нормативно-технической основой всего комплекса мер являются Нормы и Правила обеспечения радиационной безопасности, опирающиеся на концепцию беспорогового действия ионизирующего излучения и современную систему дозиметрических величин, неразрывно
связанную с этой концепцией.
Введение в действие принципиально нового подхода в нормирова239
нии, основанного на ограничении эффективной дозы, привело к значительной перестройке системы обеспечения радиационной безопасности
и осуществлению дополнительных мер радиационной защиты персонала с целью соблюдения жестких пределов доз.
Настоящее учебное пособие, предназначенное, прежде всего, для
дозиметристов АЭС, содержит материалы, которые должны помочь им
разобраться в научных основах и концепциях обеспечения радиационной безопасности персонала АЭС. Базовые знания по дозиметрии, методам определения радиационной обстановки и контролю доз облучения персонала, содержащиеся в пособии, помогут работникам отделов
радиационной безопасности эффективно использовать современные
дозиметрические приборы в системе радиационного контроля на АЭС.
Особое место в пособии занимают рабочие инструкции, описывающие
последовательность основных действий при выполнении работ, относящихся к компетенции оперативного персонала отделов радиационной
безопасности АЭС.
Авторы выражают надежду, что настоящее пособие будет полезно
для улучшения подготовки персонала отделов радиационной безопасности АЭС и поддержания его квалификации на уровне современных требований.
240
ПРИЛОЖЕНИЕ
П1.Представление физических величин
В физике редко используется обычное десятичное представление чисел. Как правило, числа слишком велики или слишком малы для того, чтобы их представлять в виде целых чисел или десятичных дробей. В физике вместо десятичного используется научное и компьютерное представление чисел, как это показано в
табл. П-1.
Таблица П-1
Представление значений физических величин
Десятичное
представление
1230000
100000
3531
15.6
0.239
0.001
0.000087
Научное
представление
1.23⋅106
105
3.53⋅104
1.56⋅101
2.39⋅10-1
10-3
8.7⋅10-5
Компьютерное
представление
1.23E+06
1E+05
3.53E+04
1.56E+01
2.39E–01
1E–03
8.7E–05
При практическом использовании единиц в физике допускается применение кратных и дольных единиц, образуемых с помощью
десятичных приставок (табл. П-2). Не допускается применение
двух приставок к простому наименованию единицы.
Таблица П-2
Приставки для образования кратных и дольных единиц СИ
Числовое
Приставка
значение
1
экса
пета
тера
гига
мега
2
1018
1015
1012
109
106
Сокращенное обозначение
русскими
латинскими или
буквами
греческими буквами
3
4
Э
E
П
P
Т
Т
Г
G
М
М
241
1
кило
гекто
дека
деци
санти
милли
микро
нано
пико
фемто
атто
2
103
102
101
10-1
10-2
10-3
10-6
10-9
10-12
10-15
10-18
3
к
г
да
д
с
м
мк
н
п
ф
а
Продолжение табл. П-2
4
k
h
da
d
с
m
µ
n
p
f
а
П2.Соотношения между дозиметрическими величинами
Для облегчения перевода числовых значений дозиметрических
единиц из одной системы единиц в другую удобно пользоваться
данными, приведенными в табл. П-3.
Таблица П-3
Соотношения между единицами СИ и внесистемными
единицами активности и характеристик поля излучения
Величина
и
ее символ
1
Активность
А
Энергия
частиц Е
Поглощенная доза D
Название и обозначение
единиц
ВнесисЕдиница СИ
темная
единица
2
3
беккерель (Бк), кюри (Ки)
равный одному
распаду в секунду (расп./с)
джоуль (Дж)
электронвольт (эВ)
грэй (Гр),
рад (рад)
равный одному
джоулю на килограмм (Дж/кг)
242
Связь между
единицами
4
1 Ки = 3.7⋅1010 Бк;
1 Бк =
2.703⋅10-11 Ки
1 эВ =
= 1.602⋅10-19 Дж
1 рад = 1⋅10-2 Гр;
1 Гр = 100 рад
1
Мощность
поглощенной дозы
Эквивалентная доза Н
Мощность
эквивалентной дозы
Экспозиционная доза44
X
Мощность
экспозиционной дозы
Керма45 К
Мощность
кермы
Продолжение табл. П-3
4
2
3
грэй в секунду
(Гр/с), равный
одному джоулю на килограмм в секунду [Дж/(кг⋅с)]
зиверт (Зв)
рад
в секунду
(рад/с)
1 рад/с = 1⋅10-2 Гр/с
1 Гр/с = 100 рад/с
бэр (бэр)
зиверт
в секунду
(Зв/с)
кулон на
килограмм
(Кл/кг)
кулон
на килограмм
в секунду
[Кл/(кг⋅с)]
грэй (Гр),
равный одному джоулю на
килограмм
(Дж/кг)
грэй в секунду
(Гр/с), равный
одному джоулю на килограмм в секунду [Дж/(кг⋅с)]
бэр
в секунду
(бэр/с)
рентген
(Р)
1 Зв = 100 бэр;
1 бэр = 1⋅10-2 Зв
1 Зв/с = 100 бэр/с;
1 бэр/с = 1⋅10-2 Зв/с
рентген
в секунду
(Р/с)
рад (рад)
рад
в секунду
(рад/с)
44
1Р=
= 2.58⋅10-4 Кл/кг;
1 Кл/кг = 3.88⋅103 Р
1 Р/с =
= 2.58⋅10-4 Кл/(кг⋅с);
1 Кл/(кг⋅с) =
3.88⋅103 Р/c
1 рад = 1⋅10-2 Гр;
1 Гр = 100 рад
1 рад/с = 1⋅10-2 Гр/с
1 Гр/с = 100 рад/с
Используется для гамма-излучения с энергией до 3 МэВ.
1Р = 0.87 рад = 0.87⋅10-3 Гр воздушной кермы.
45
Для гамма-излучения с энергией до 10 МэВ керма практически не отличается от поглощенной дозы.
243
КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ
Вопросы к главе 1 «Основы ядерной физики»
1. Что представляет собой атом?
2. Что определяет химические свойства атома?
3. Что определяет ядерно-физические свойства атома?
4. Какую характеристику ядра атома называют массовым числом, зарядовым числом и нейтронным числом?
5. Что такое химические элементы?
6. Что такое изотопы? Как обозначаются изотопы одного и
того же химического элемента?
7. Что называют периодическим законом и как он используется для классификации химических элементов?
8. Какие ядра называют нестабильными или неустойчивыми?
9. Какие ядра называют стабильными?
10. Что такое радиоактивный распад? Какие бывают виды
распада?
11. Что называют таблицей нуклидов и как расположены в
ней изотопы одного элемента?
12. Какие ядра называют нейтронно-дефицитными, а какие –
нейтронно-избыточными?
13. Как изменяется положение нуклида в таблице нуклидов в
результате его ядерного превращения? Какие превращения характерны для нейтронно-дефицитных ядер, а какие для нейтронно-избыточных?
14. Что такое период полураспада?
15. Что такое активность источника?
16. Как изменяется число радиоактивных ядер в источнике со
временем?
17. Что такое цепочки радиоактивного распада?
18. Какие основные законы сохранения выполняются при
ядерных превращениях?
19. Что происходит в ядре атома при бета-минус-распаде ядра?
20. Что происходит при бета-плюс-распаде ядра?
21. Что происходит при электронном захвате?
22. Что происходит при альфа-распаде ядра?
23. Что происходит при спонтанном делении ядра?
244
24. Что такое возбужденное состояние ядра и чем сопровождаются переходы между различными возбужденными состояниями ядра?
25. Что такое изомеры?
26. Что происходит при изомерном переходе?
27. Что такое спектр излучения?
28. Как выглядят спектры альфа-, бета- и гамма-излучений ядер?
Вопросы к главе 2 «Взаимодействие ионизирующего
излучения с веществом»
1. Какое излучение называется ионизирующим? Какие ионизирующие излучения существуют в помещениях АЭС?
2. Что такое поле излучения?
3. Что такое передача энергии излучения веществу?
4. Что такое флюенс излучения?
5. Что такое косвенно ионизирующее излучение?
6. Какие виды взаимодействия гамма-излучения с веществом
имеют значение для формирования дозы персонала АЭС?
7. Что такое фотоэлектрическое поглощение и чем оно
сопровождается?
8. Что такое комптоновское рассеяние и чем оно сопровождается?
9. Что такое образование электрон-позитронных пар и чем
оно сопровождается?
10. Какие виды взаимодействия нейтронного излучения с веществом имеют значение при формировании дозы персонала
АЭС?
11. Какие излучения называют непосредственно ионизирующими?
12. Что такое ионизация и возбуждение атомов?
13. Что такое ядерная реакция и как она обозначается? Какие
виды ядерных реакций существуют?
14. Какие основные законы сохранения выполняются в ядерных реакциях?
15. Какие виды взаимодействия электронов с веществом имеют значение для формирования дозы персонала АЭС?
16. Какие виды взаимодействия альфа-частиц с веществом
имеют значение для формирования дозы персонала АЭС?
17. Какие виды взаимодействия излучения с веществом определяют его проникающую способность?
245
Вопросы к главе 3 «Основы дозиметрии»
1. Что такое поглощенная доза излучения и мощность поглощенной дозы излучения?
2. Что такое линейная передача энергии заряженных частиц
веществу?
3. Как связаны доза и флюенс излучения в веществе?
4. Какие основные процессы взаимодействия излучения определяют изменение его флюенса в веществе?
5. Что такое коэффициент ослабления излучения в веществе?
6. Что такое длина свободного пробега излучения (частиц или
фотонов) в веществе?
7. Как зависят коэффициент ослабления и дозовый коэффициент от энергии гамма-излучения?
Вопросы к главе 4 «Биологическое действие
ионизирующего излучения»
1. В чем заключается радиобиологический парадокс?
2. Какие эффекты излучения называют детерминированными?
3. При каких минимальных дозах облучения всего тела фотонами возможна преждевременная смерть в результате развития
детерминированных эффектов?
4. Какие эффекты излучения называют стохастическими?
5. Доказано ли развитие наследственных эффектов излучения
у человека?
6. Доказано ли развитие радиогенных раков у человека?
7. Когда стохастические эффекты излучения называются детектируемыми, а когда – необнаружимыми?
8. Что лежит в основе предположения о беспороговом действии ионизирующего излучения?
246
Вопросы к главе 5 «Современная система
дозиметрических величин и ее практическое
применение»
1. Что называют качеством излучения и какие величины его
характеризуют?
2. Какие дозиметрические величины называются нормируемыми?
3. Какова связь между предположением о беспороговом действии ионизирующего излучения и нормируемыми дозиметрическими величинами?
4. Развитие каких эффектов излучения характеризует эквивалентная доза?
5. Развитие каких эффектов излучения характеризует эффективная доза?
6. Как связаны величина флюенса излучения и эффективная
доза внешнего облучения?
7. Какие дозиметрические величины называются операционными?
8. Какие дозиметрические величины характеризуют невозмущенное поле излучения, а какие – поле излучения, возмущенное
(искаженное) присутствием в нем тела человека?
9. Каковы основные пути поступления радиоактивных веществ в организм?
10. Какие органы человека называют барьерными и почему?
11. Как попадают радионуклиды внутрь организма? Возможно ли проникновение ингалированных «горячих» аэрозольных
частиц в печень?
12. Почему активность радионуклида, попавшего в организм
человека, изменяется со временем?
13. Как связана величина аэродинамического размера частицы с ее геометрическими размерами и плотностью?
14. Какие свойства аэрозольных частиц отражает классификация
частиц по типам химического соединения при ингаляции?
15. Какую величину называют ожидаемой эквивалентной дозой внутреннего облучения и как она связана с поведением радиоактивного вещества в организме человека?
16. Как связаны величина поступления радионуклида и ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения?
17. Как связаны результаты оценки объемной активности в
воздухе на рабочем месте, полученные с помощью индивидуаль-
247
ного пробоотборника, переносного пробоотборника и стационарного пробоотборника?
18. Как связано поступление радионуклида в организм с временем пребывания в загрязненной атмосфере?
19. Какую величину называют индивидуальной дозой облучения?
20. Чему равна годовая индивидуальная эффективная доза
облучения работника, если известны эффективная доза внешнего
облучения, полученная за год, и ожидаемая эффективная доза
внутреннего облучения за счет поступления радионуклидов в организм за тот же период?
21. Единицы каких дозиметрических величин имеют специальное наименование грей?
22. Единицы каких дозиметрических величин имеют специальное наименование зиверт?
23. Единицы каких дозиметрических величин имеют специальное наименование рентген?
24. Единицы каких дозиметрических величин имеют специальное наименование беккерель?
Вопросы к главе 6 «Источники излучения на АЭС»
1. Какие источники нейтронов существуют в активной зоне
работающего реактора?
2. Какие источники нейтронов существуют за пределами активной зоны работающего реактора?
3. Какие источники нейтронов существуют в активной зоне
остановленного реактора?
4. Какие источники γ-излучения существуют в активной зоне
работающего реактора?
5. Какие источники γ-излучения существуют в активной зоне
остановленного реактора?
6. Какие источники γ-излучения существуют за пределами активной зоны реактора?
7. Что такое собственная активность теплоносителя и какие
радионуклиды ее обусловливают?
8. Что такое активированные продукты коррозии и какие основные радионуклиды к ним относятся?
9. Какие радионуклиды поступают в теплоноситель при наличии в активной зоне негерметичных твэлов?
248
10. Как радионуклиды проникают в воздух рабочих помещений АЭС?
11. Какое излучение возникает в защите работающего реактора?
Вопросы к главе 7 «Основы нормирования в области
обеспечения радиационной безопасности персонала»
1. Какова цель обеспечения радиационной безопасности?
2. Какая стратегия используется для достижения цели обеспечения радиационной безопасности?
3. Какие принципы обеспечения радиационной безопасности
называют основными?
4. Как связана стратегия обеспечения радиационной безопасности с пределами и условиями безопасной эксплуатации, установленными проектом АЭС?
5. Как годовые дозы облучения персонала характеризуют состояние источников техногенного облучения на АЭС?
6. В чем заключается двойное нормирование в отношении радиационных рисков, осуществленное в НРБ-99?
7. Как нормируется величина годовой эффективной дозы профессионального облучения?
8. Как нормируется величина эффективной дозы профессионального облучения, накопленной за весь период трудовой
деятельности?
9. Почему введены дополнительные ограничения на облучение хрусталика глаза, кожи и конечностей?
10. Почему введены дополнительные ограничения на облучение женщин из состава персонала АЭС?
11. На какие группы делится персонал АЭС для целей радиационного нормирования? К какой группе персонала следует отнести ремонтный персонал, персонал столовой и подсобного
хозяйства?
12. Как соотносятся нормативные требования к профессиональному облучению работников АЭС, отнесенных к разным
группам персонала?
13. Как ограничивается облучение студентов и учащихся старше
16 лет, проходящих профессиональное обучение на АЭС?
14. Как ограничивается профессиональное облучение женщин
из состава персонала АЭС?
249
15. Как ограничивается облучение персонала группы А в условиях планируемого повышенного облучения?
16. Какие допустимые уровни профессионального облучения
устанавливают НРБ-99?
Вопросы к главе 8 «Организация работ на АЭС в
соответствии с принципом ALARA»
1. Что означает принцип ALARA?
2. Что нужно сделать на АЭС, чтобы организовать работы в
соответствии с принципом ALARA?
3. В чем заключается «Система управления работами» на
АЭС в соответствии с принципом ALARA?
4. В чем заключается «вовлечение персонала в работу» в соответствии с принципом ALARA?
5. В чем заключается выбор и планирование работ в соответствии с принципом ALARA?
6. В чем заключается подготовка к работе в соответствии с
принципом ALARA?
7. В чем заключается выполнение работ в соответствии с
принципом ALARA?
8. В чем заключается анализ и оценка работ, а также учет полученного опыта в соответствии с принципом ALARA?
Вопросы к главе 9 «Основные требования
нормативных документов к организации и проведению
радиационного контроля на АЭС»
1. Какие основные параметры техногенного облучения подлежат радиационному контролю при эксплуатации АЭС?
2. Какие основные задачи решает методическое обеспечение
контроля профессионального облучения?
3. Какой принимается погрешность результатов контроля
профессионального облучения, если он осуществляется с помощью методов и средств, которые обладают приемлемой неопределенностью?
4. В чем заключается групповой дозиметрический контроль
облучения персонала АЭС?
5. В чем заключается индивидуальный дозиметрический контроль облучения персонала АЭС?
250
6. Для какой цели устанавливаются уровни введения индивидуального дозиметрического контроля и чему равен УВК для годовой эффективной дозы внешнего облучения персонала АЭС
фотонами?
7. С какими радиационными факторами связано облучение
персонала АЭС?
8. Что должны гарантировать установленные на АЭС значения
контрольных уровней отдельных радиационных факторов?
9. Применение каких приборов, предназначенных для контроля радиационной обстановки и индивидуального дозиметрического контроля, допускается в радиационном контроле внешнего облучения на АЭС?
10. Можно ли использовать для индивидуального дозиметрического контроля дозиметры, измеряющие экспозиционную дозу?
11. Для контроля каких радиационных факторов должны использоваться дозиметры, измеряющие Нр(0.07), Нр(3), Нр(10), Н*(10)?
12. В каких условиях облучения на АЭС используется текущий, оперативный и аварийный контроль?
13. Что включает в себя примерный объем дозиметрического
контроля на АЭС?
14. Какова цель контроля поверхностного β-загрязнения помещений, находящегося в них оборудования, спецодежды,
средств индивидуальной защиты и кожных покровов персонала
АЭС?
15. Почему величина допустимого уровня поверхностного загрязнения выражается в единицах част./(см2⋅мин), а не в единицах величины поверхностной активности Бк/см2?
16. Как определяется годовая эффективная доза внешнего облучения при групповом дозиметрическом контроле персонала
АЭС?
17. Как определяется годовая эффективная доза внешнего облучения при индивидуальном дозиметрическом контроле персонала АЭС?
18. Как учитывается облучение, обусловленное внешней компонентой природного радиационного фона, при контроле внешнего облучения персонала АЭС?
19. Как определяется годовая ожидаемая эффективная доза
внутреннего облучения при групповом дозиметрическом контроле персонала АЭС?
251
20. Как определяется годовая ожидаемая эффективная доза
внутреннего облучения при индивидуальном дозиметрическом
контроле персонала АЭС?
21. Что такое неопределенность результата измерений?
22. Каковы основные составляющие неопределенности результатов радиационного контроля?
23. Что такое средство измерения?
24. Какие существуют составляющие погрешности средств
измерений?
25. Какие источники погрешности существуют у методик выполнения измерений?
26. Какое влияние оказывает на неопределенность результата
взаимодействие средства измерения с объектом измерения?
27. Какие способы существуют для оценки доверительных
границ результата однократного измерения?
28. Какие способы существуют для оценки доверительных
границ результата с многократными измерениями?
29. Как суммируются случайная и систематическая составляющие погрешности результатов измерений?
Вопросы к главе 10 «Методы регистрации и дозиметрии
ионизирующих излучений»
1. В чем отличие принципов работы ионизационных камер и
газоразрядных счетчиков?
2. Что такое токовый и счетчиковый режимы работы сцинтилляционных детекторов?
3. Что такое оптическая плотность потемнения фотопленки и
как она связана с дозой облучения?
4. Какие полупроводниковые детекторы используются для
целей дозиметрии и какие – для целей спектрометрии?
5. Что такое кривая термического высвечивания термолюминесцентных детекторов?
6. На каком эффекте основана работа дозиметроврадиометров нейтронов?
7. Почему в альбедных дозиметрах нейтронов используются
пары термолюминесцентных детекторов, содержащих разные
изотопы лития – 6Li и 7Li?
8. Какие величины измеряются с помощью дозиметрических
и радиометрических приборов?
252
9. Какая информация может быть получена с помощью радиометрических приборов?
10. Что такое токовый и счетчиковый режимы работы радиометра?
11. Что такое фоновое излучение в радиометрических измерениях?
12. Какие методы применяются для разделения сигналов от излучений различных видов при радиометрических измерениях?
13. Для чего предназначены энергетические спектрометры?
14. Как происходит преобразование информации в линейном
спектрометре?
15. Что такое форма линии спектрометра?
16. Как формируется пик полного поглощения энергии?
17. Когда необходимо использовать β-спектрометрические
измерения?
18. Для чего необходимо использовать нейтронно-спектрометрические измерения?
Вопросы к главе 11 «Аппаратура для радиационного
контроля на АЭС»
1. На какие основные группы подразделяются приборы, используемые для регистрации различных характеристик поля ионизирующего излучения?
2. Какие приборы с дозиметрами-накопителями используются на
АЭС для определения индивидуальных доз облучения?
3. Какие электронные прямопоказывающие дозиметры используются на АЭС для определения доз γ-излучения?
4. Какие приборы и с какими детекторами используются на
АЭС для определения индивидуальных доз нейтронов?
5. Какие виды контроля обеспечивает автоматизированная
система индивидуального дозиметрического контроля?
6. Какие дозиметры и дозиметры-радиометры используются
на АЭС для измерения амбиентного эквивалента дозы (мощности
амбиентного эквивалента дозы) γ-излучения?
7. Какие дозиметры и дозиметры-радиометры используются
на АЭС для измерения плотностей потоков α-/β-частиц?
253
Вопросы к главе 12 «Системы радиационного контроля
на АЭС»
1. Какие виды контроля обеспечивает система радиационного
контроля на АЭС?
2. Выполнение каких основных задач обеспечивает радиационный технологический контроль?
3. Выполнение каких основных задач обеспечивает радиационный дозиметрический контроль?
4. Выполнение каких основных задач обеспечивает радиационный контроль помещений и промплощадки АЭС?
5. Выполнение каких основных задач обеспечивает радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений?
6. Выполнение каких основных задач обеспечивает радиационный контроль окружающей среды?
7. Какие требования предъявляются к автоматизированной
системе радиационного контроля пятого поколения?
254
ПРИНЯТЫЕ СОКРАЩЕНИЯ
АС
АЭС
ALARA
АРМ
АКИДК
АМАД
АСИДК
АСКРО
АСПЭК
АСРК
БД
ВВЭР
ГДК
Гр
Дж
ДИД
ДСП
ЖКТ
Зв
ИВС
ИДК
ИЗО
ИРГ
атомная станция
атомная электрическая станция
аббревиатура английского понятия «As Low As
Reasonable Achievable» – настолько низко,
насколько это разумно достижимо
автоматизированное рабочее место
автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля
аэродинамический медианный по активности
диаметр аэрозоля
автоматизированная система индивидуального
дозиметрического контроля
автоматизированная система контроля
радиационной обстановки
автоматизированная система периодического и
эпизодического контроля
автоматизированная система радиационного
контроля
база данных
водо-водяной энергетической реактор
групповой дозиметрический контроль облучения
грей, единица СИ кермы и поглощенной дозы в
точке и поглощенной дозы в органе или ткани
джоуль, единица энергии в СИ
дежурный инженер-дозиметрист
длина свободного пробега частиц или фотонов в
веществе
желудочно-кишечный тракт
зиверт, единица СИ эффективной дозы,
эквивалентной дозы в органе или ткани,
индивидуального эквивалента дозы и
амбиентного эквивалента дозы
информационная вычислительная система
индивидуальный дозиметрический контроль
облучения
изотропное облучение
инертный радиоактивный газ
255
керма
КМПЦ
КРО
КСПД
КУ
ЛПЭ
МАГАТЭ
МВИ
МВР
МДА
МКРЗ
МКРЕ
МУ
НРБ-99
НС
ОСПОРБ-99
ПЗ
ППП
ППР
ПРБ АС-99
ПТК
Р
рад
РБМК
РДК
РЗ
РК
аббревиатура английского понятия «Kinetic Energy Released per unit Mass» – кинетическая
энергия, высвобожденная в единице массы
контур многократной принудительной циркуляции
контроль радиационной обстановки
корпоративная сеть передачи данных
контрольный уровень
линейная передача энергии
Международное агентство по атомной энергии
методика выполнения измерений
методика выполнения расчетов
минимальная детектируемая активность
Международная комиссия по радиологической
защите
Международная комиссия по радиационным
единицам и измерениям
методические указания
Нормы радиационной безопасности
СП 2.6.1.758-99
начальник смены
Основные санитарные правила обеспечения
радиационной безопасности СП 2.6.1.799-99
переднезадняя геометрия облучения
пик полного поглощения
планово-предупредительный ремонт
Правила радиационной безопасности атомных
станций СП 2.6.1.28–2000
программно-технический комплекс
рентген, традиционная (внесистемная) единица
экспозиционной дозы
традиционная (внесистемная) единица
поглощенной дозы в точке и кермы,
поглощенной дозы в органе или ткани
реактор большой мощности канальный
радиационный дозиметрический контроль
радиоактивное загрязнение
радиационный контроль
256
РКЗ
РКОС
РКП
РТК
РЭА
СИЧ
СП АС-03
СРК
СУЗ
твэл
ТЛД
ТС
УВК
УНО
ФЭУ
ЦЗ
ЦП
чел.-Зв
радиационный контроль за нераспространением
загрязнений
радиационный контроль окружающей среды
радиационный контроль помещений и
промплощадки
радиационный технологический контроль
Росэнергоатом
спектрометр (счетчик) излучения человека
Санитарные правила проектирования и
эксплуатации атомных станций СП 2.6.1.24–03
система радиационного контроля
система управления и защиты реактора
тепловыделяющий элемент
термолюминесцентный дозиметр
техническое средство
уровень введения индивидуального
дозиметрического контроля
устройство накопления и обработки информации
фотоэлектронный умножитель
центральный зал
центральный пост
человеко-зиверт, название единицы
коллективной дозы
257
ОСНОВНЫЕ УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ
A
A
e
массовое число
активность радионуклида в источнике
(материале)
удельная (массовая) активность радионуклида в
источнике (материале)
поверхностная активность радионуклида в
источнике (материале)
объемная активность радионуклида в источнике
(материале)
поглощенная доза в точке
мощность поглощенной дозы в точке
аэродинамический диаметр частицы аэрозоля
коэффициент дозового преобразования
излучения вида R с энергией Е, равный дозе,
поглощенной в веществе в результате
прохождения через него единицы флюенса
излучения вида R
эффективная доза излучения вида R
энергия излучения вида R
ожидаемая эффективная доза
годовая эффективная доза внешнего облучения
коэффициент дозового преобразования
излучения вида R с энергией Е, равный
эффективной дозе, полученной человеком в
результате прохождения через него единицы
флюенса этого излучения
дозовый коэффициент радионуклида Z, равный
ожидаемой эффективной дозе при
ингаляционном поступлении 1 Бк радионуклида Z
электрон
e
позитрон
Am
AS
AV
D
D&
dae
d (E) R
E
ER
E(τ)
Eвнеш
e( E i ) R
e(τ) ZInh
0
−1
0
1
*
H (d )
HT
HT(τ)
Hр(d)
амбиентный эквивалент дозы
эквивалентная доза в органе- или ткани-мишени Т
ожидаемая эквивалентная доза в органе- или
ткани-мишени Т
индивидуальный эквивалент дозы
258
I ZInh
ингаляционное поступление радионуклида Z
K
Kа
К& а
L
N
керма
воздушная керма (керма в воздухе)
мощность воздушной кермы
1
0
n
(n,α)
(n,γ)
(n,f)
(n,n′)
(n,p)
1
1
p
Q
r
T1/2
Vа
wR
wT
X
Z
Zэфф
(α,n)
β¯-частицы
β+-частицы
β-частицы
χ
(γ,n)
ϕ(Е)R
линейная передача энергии
число нейтронов в ядре
нейтрон
ядерная реакция захвата нейтрона с испусканием
α-частицы
ядерная реакция радиационного захвата
нейтрона
ядерная реакция деления
ядерная реакция неупругого рассеяния нейтрона
ядерная реакция захвата нейтрона с испусканием
протона
протон
кинетическая энергия продуктов реакции
расстояние от источника до детектора при
облучении
период полураспада радионуклида
объем дыхания работника
взвешивающий коэффициент излучения
тканевый взвешивающий коэффициент
экспозиционная доза
атомный номер, т.е. число протонов в ядре или
число электронов в оболочке атома
эффективный атомный номер вещества
ядерная реакция захвата альфа-частицы с
испусканием нейтрона
электроны, образующиеся при β¯-распаде ядра
позитроны, образующиеся при β+-распаде ядра
электроны и позитроны, образующиеся при
распаде ядра
толщина поглотителя между источником и
детектором при облучении
фотоядерная реакция
плотность потока излучения вида R с энергией Е
259
λ
µ
ν
~
ν
в точке
постоянная распада радионуклида
коэффициент ослабления γ-излучения в
веществе
нейтрино
антинейтрино
260