Крутиков В.Н., Брегадзе Ю.И., Круглов А.Б. (ред.) Контроль физических факторов окружающей среды, опасных для человека

Подождите немного. Документ загружается.

В табл. 3.10 приведено соответствие между нормируемыми и операционными

величинами при ИДК.

Таблица 3.10

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при

индивидуальном дозиметрическом контроле

Операционная величина: индивидуальный эквивалент дозы

Нормируемая величина

Положение индивидуального дозиметра d, мм

Условное

обозначение

Эквивалентная доза внешнего

облучения кожи

Непосредственно на поверхности

наиболее облучаемого участка кожи

0,07 H

(0,07)

Эквивалентная доза внешнего

облучения хрусталика глаза

На лицевой части головы 3 H

(3)

Эквивалентная доза на

поверхности нижней части

области живота женщины

На соответствующем месте

поверхности спецодежды

10 H

(10)

Эффективная доза внешнего

облучения

На нагрудном кармане спецодежды

либо внутри него

10 H

(10)

За значение эффективной дозы внешнего облучения следует принимать

внеш

= F ´ H

(10),

где F - коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при

контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения.

При равномерном облучении человека любым проникающим излучением, за

исключением:

нейтронов с энергиями от 1 эВ до 30 кэВ;

фотонов с энергиями менее 20 кэВ,

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

201

значение коэффициента F следует принимать равным 1.

В случае, когда вклад нейтронов или фотонов указанных энергий в

эффективную дозу превышает 50 %, а также в случае неравномерного облучения

тела человека, когда отношение максимальной плотности потока излучения,

падающего на торс, к средней превышает 2,0, значение коэффициента F

устанавливается в специальных моделях дозиметрического контроля.

За значение эквивалентных доз внешнего облучения органов и тканей (Н

)

следует принимать значения соответствующих операционных величин

индивидуального дозиметрического контроля:

кожа

= Н

(0,07);

стопы и кисти

= Н

(0,07);

хрусталик

= Н

(3);

низ живота

= Н

(10).

В условиях аварийного облучения, когда дозы внешнего облучения превышают

или могут превысить граничные уровни, нормируемые для планируемого

повышенного облучения, для обеспечения радиационной безопасности необходимо

определять поглощенные дозы облучения органов и тканей человека.

При определении поглощенных доз внешнего аварийного облучения отдельных

органов или тканей за значение определяемой величины следует принимать

среднее значение дозы в чувствительном объеме органа или ткани. В случае

радиационной аварии важнейшей задачей дозиметрического контроля является

исследование и детальное восстановление (реконструкция) условий облучения и

определение пространственного распределения поглощенных доз в теле

облученного на основании измеряемых характеристик внешнего облучения.

Прямое определение индивидуальных доз внутреннего облучения невозможно,

и для целей дозиметрического контроля эта задача решается в два этапа:

проведение измерений активности радионуклидов либо во всем теле человека

или отдельных его органах, либо в выделениях или других пробах биологического

происхождения, либо на фильтрах стационарных и индивидуальных

пробоотборников;

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

202

интерпретация результатов указанных измерений, т.е. восстановление величин

поступления радионуклидов за год и ожидаемой эффективной дозы (ОЭД)

внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм данных

радионуклидов, с использованием соответствующих моделей и в рамках

конкретных методик выполнения расчетов.

Физическими величинами, характеризующими внутреннее облучение человека и

измеряемыми при дозиметрическом контроле внутреннего облучения, являются:

U,G

- определяемая в воздухе помещения (рабочего места) величина объемной

активности соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к

типу G;

T,U

- активность радионуклида U, определяемая в органе T либо в

биологических образцах (выделениях или образцах тканей).

Нормируемыми величинами для дозиметрического контроля при внутреннем

облучении являются

U,G

- поступление в организм человека через органы дыхания соединений

радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к типу G;

E(t) - ОЭД;

эквивалентная доза внутреннего облучения органа или ткани в результате

повышенного однократного поступления радионуклида в организм, реализованная

к определенному сроку.

Так же как и при дозиметрическом контроле внешнего облучения для

дозиметрического контроля внутреннего облучения используют групповой

дозиметрический контроль облучения (ГДК) и индивидуальный дозиметрический

контроль облучения (ИДК).

ГДК заключается в определении значения ОЭД человека по результатам

систематических измерений объемной активности в воздухе в месте его

пребывания с учетом времени его пребывания в этом месте. Значения ОЭД,

которые могут быть получены с помощью ГДК, характеризуются значительной

неопределенностью.

3.5.2. Основные методы измерений

Средства измерений ионизирующих излучений условно делятся на следующие

классы: дозиметры, радиометры, спектрометры.

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

203

Дозиметры - средства измерений экспозиционной дозы и ее мощности,

поглощенной дозы и ее мощности, полевой поглощенной дозы и ее мощности,

амбиентного эквивалента дозы и его мощности, полевой эквивалентной дозы и ее

мощности, индивидуального эквивалента дозы.

Радиометры - средства измерений активности радионуклидов в образцах и

объектах, удельной активности радионуклидов в твердых и сыпучих материалах,

объемной активности радионуклидов в жидкостях и газах, объемной активности

радиоактивных аэрозолей, удельной поверхностной активности, плотности потока

частиц и др.

Спектрометры - средства измерений энергии частиц ионизирующих

излучений.

В комбинированных приборах могут объединяться функции средств измерений

из различных классов.

В перечень технических требований на средства измерений ионизирующих

излучений входят следующие основные метрологические характеристики:

диапазон значений измеряемых величин;

диапазон энергий частиц ионизирующих излучений (перечень радионуклидов);

основная погрешность;

дополнительные погрешности при изменении температуры, напряжения,

давления, влажности, электрического и магнитного поля и др.;

энергетическая зависимость чувствительности;

чувствительность к сопутствующим излучениям;

анизотропия.

Основная погрешность - погрешность средства измерений, используемого в

нормальных условиях. Основная погрешность может указываться в виде одного

значения для всего диапазона измерений, разных значений для отдельных

поддиапазонов, в виде аналитического выражения как функции значений

измеряемой величины.

В силу специфики взаимодействия ионизирующего излучения с веществом

значительная часть случайной составляющей погрешности связана со

стохастическим характером процесса взаимодействия и уменьшается при

увеличении суммарного времени измерения, поэтому во многих случаях эту

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

204

составляющую погрешности можно уменьшить, усредняя значение измеряемой

величины за больший промежуток времени или увеличивая количество

наблюдений.

Специфические параметры, характерные для средств измерений ионизирующих

излучений (энергетическая зависимость чувствительности, анизотропия,

чувствительность к сопутствующим излучениям и др.), приводят к увеличению

значения погрешности при измерениях в реальных условиях, так как при поверке

средств измерений используются определённые условия, связанные с этими

параметрами, и они могут не совпадать с условиями измерений. Поэтому в ряде

случаев решающим условием получения достоверности результата измерения

является соблюдение определенной методики выполнения измерений. В табл. 3.11

указаны совпадения (да) или несовпадения (нет) условий поверки и условий

измерений в большинстве практических случаев с учетом методик выполнения

измерений.

Требования к допустимому значению погрешности могут изменяться в

зависимости от использования результатов измерений. Например, из принципа

нормирования следует

инд

+ ΔE

инд

) / Е

доп

£ a,

где E

инд

- индивидуальное значение эффективной дозы, полученное с

использованием значений измеряемых величин, характеризующих внешнее и

внутреннее облучение;

ΔE

инд

- погрешность определения индивидуального значения эффективной

дозы;

доп

- допустимый предел дозы для персонала;

a - фактор неопределенности, который устанавливается отдельными

нормативными документами и отражает реально достижимую на современном

этапе точность измерения.

Отсюда следует, что при приближении измеренных значений к значению

допустимого предела требования к погрешности средства измерения

ужесточаются. В любом случае необходимо установить контрольный уровень

допустимого измеряемого значения ниже допустимого предела на величину

погрешности используемых средств измерений с тем, чтобы гарантировать

непревышение допустимого предела дозы облучения. По мере совершенствования

средств и методов измерения, а также уточнения моделей перехода от измеряемых

(операционных) величин к нормируемым величинам, значение фактора

неопределенности a должно стремиться к 1. В соответствии с методическими

указаниями МУ 2.6.1.016-2000 [15] в настоящее время фактор неопределенности a

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

205

принимается равным 1,5 для эффективной дозы внешнего облучения гамма-

излучением, 2 - для эффективной дозы внешнего облучения нейтронами, 2,5 - для

эффективной дозы внутреннего облучения.

Различие методов измерений связано с использованием различных методов

регистрации излучений, применяемых в измерительных преобразователях (блоках

детектирования), и методов обработки, применяемых в аппаратурных средствах

обработки информации с измерительных преобразователей и отдельных методиках

обработки.

Основные методы регистрации излучений:

калориметрический метод - метод, основанный на измерении изменения

температуры жидкого или твердого поглотителя при поглощении в нем энергии

излучения. Метод имеет ряд модификаций, связанных с различными методами

измерения изменения температуры в поглотителе. Метод в основном используется

в первичных и вторичных эталонах и из-за малой чувствительности и громоздкости

измерительной аппаратуры не используется в обычных условиях в сфере контроля

радиационной безопасности;

ионизационный метод - метод с использованием детекторов с газовым

наполнением (ионизационные камеры, счетчики), в которых заряженные частицы

(непосредственно ионизирующее излучение или вторичные заряженные частицы,

возникающие при взаимодействии косвенно ионизирующего излучения с атомами

вещества стенки детектора или газа) вызывают ионизацию газа. Метод имеет ряд

разновидностей в зависимости от способа регистрации ионизации: регистрация

факта возникновения ионизации от одной частицы независимо от энергии,

потраченной на ионизацию (реализуется в счетчиках с газовым усилением);

регистрация суммарной ионизации, пропорциональной энергии, переданной

каждой заряженной частицей газу (реализуется в пропорциональных счетчиках с

газовым усилением и в импульсных ионизационных камерах без газового

усиления); регистрация суммарной ионизации, образованной всеми заряженными

частицами за определенное время (ионизационные камеры). Метод нашел широкое

применение как в эталонных средствах измерения, так и в рабочих средствах

измерения, используемых в сфере контроля радиационной безопасности;

сцинтилляционный метод - метод с использованием органических и

неорганических сцинтилляторов, в которых энергия, передаваемая излучением,

превращается в световое излучение и регистрируется с помощью детекторов,

чувствительных к световому излучению в данном спектре (фотоумножители,

фотодиоды). Разновидности метода заключаются в регистрации акта

взаимодействия отдельной частицы со сцинтиллятором (счетный режим),

регистрации эффекта взаимодействия ряда частиц со сцинтиллятором за

определенное время (токовый или зарядовый режим); регистрации световой

энергии, пропорциональной энергии, переданной частицей (пропорциональный или

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

206

спектрометрический режим). Метод используется в эталонных и рабочих средствах

измерения;

термолюминесцентный метод - метод, заключающийся в регистрации

энергии, запасенной в специальном веществе при взаимодействии излучения с

этим веществом и освобождаемой в виде светового излучения при последующем

нагревании этого вещества в определенных условиях. Световая энергия

(световыход) пропорциональна энергии, переданной образцу из этого вещества.

Метод нашел широкое применение в рабочих средствах измерения;

полупроводниковый метод - метод, основанный на регистрации изменений

свойств полупроводникового детектора, вызванный взаимодействием излучения с

полупроводниковым материалом, или регистрации импульсов (тока), возникающих

от образования электронов (дырок) в полупроводниковом детекторе падающим на

него излучением. Метод имеет модификации, связанные с регистрацией факта

взаимодействия каждой частицы без учета выделенной энергии (счетный режим);

регистрацией выделения энергии излучением за определенное время (токовый

режим); регистрацией энергии выделенной в детекторе каждой частицей

(спектрометрический режим). Метод используется в эталонных и рабочих

средствах измерения;

фотоэмульсионный метод - метод, основанный на регистрации изменений в

фотоэмульсии, вызванной взаимодействием излучения со светочувствительным

материалом фотоэмульсии. Модификации метода связаны с регистрацией

плотности почернения, вызванного поглощением энергии излучения в

фотоэмульсии за определенное время, или с регистрацией и анализом треков в

фотоэмульсии, образованных каждой частицей. Метод используется в рабочих

средствах измерения;

активационный метод - метод, основанный на регистрации наведенной

активности в детекторах из различных материалов, вызванной в материале при

облучении его нейтронами. Метод используется в эталонных и рабочих средствах

измерения.

3.5.3. Средства измерений, наиболее широко используемые в сфере

контроля радиационной безопасности

Перечень средств измерений приведен в табл. 3.12 - 3.18.

Таблица 3.12

Средства измерений ионизирующих излучений (дозиметры, дозиметры-

радиометры)

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

207

Тип СИ, № в

Госреестре - год

занесения

Измеряемая

величина

Единица

измерения

Вид

излучения:

г - гамма,

б - бета,

а - альфа,

н - нейтроны

Диапазон

энергий, МэВ

Диапазон

измерений

Основная

погрешность,

1 2 3 4 5 6 7

ИФКУ-1 04216-74 ЭксД мР г 0,1 - 1,25 50 - 2000 30

ДРГ-01Т

11036-87

МЭксД мР/ч г 0,05 - 3 10

-2

- 10

-4

15 - 60

МКС-01Р1

11126-87

МЭквД мкЗв/ч г 0,03 - 3 1 - 10

-5

МКС-01Р1

11126-87

МЭквД н 2,5·10

-8

- 10 1 - 10

ПП:

тепловые

-1

-2

н 10

- 10

быстрые н 2,5·10

-8

- 10

б 0,01 - 10 10

- 10

а 0,15 - 4 10

- 10

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

208

Тип СИ, № в

Госреестре - год

занесения

Измеряемая

величина

Единица

измерения

Вид

излучения:

г - гамма,

б - бета,

а - альфа,

н - нейтроны

Диапазон

энергий, МэВ

Диапазон

измерений

Основная

погрешность,

1 2 3 4 5 6 7

4 - 7

КДТ-02М

08735-89

ЭксД Р г 0,06 - 1,25 0,05 - 1000 15 - 45

ТДК-01Ц

12462-90

ИЭквД Зв г 0,05 - 1,25 10

-5

- 10 20 - 30

ДВГ-01П

12440-90

ЭквД мЗв г 0,04 - 3 0,01 - 320 25

ДБГ-01Н

12424-90

МЭквД мкЗв/ч г 0,05 - 3 0,1 - 1000 25 - 90

ДБГ-06Т

12156-90

МЭквД мкЗв/ч г 0,1 - 3 0,1 - 100 25

ДРГ-05М

07831-91

МэксД

ЭксД

мкР/с

мР

г 0,015 - 3 10

-2

- 10

1 - 10

15 - 40

ДКС-90 13304-92 МЭквД мкЗв/ч г 0,015 - 3 0,1 - 1·10

20 - 40

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

209

Тип СИ, № в

Госреестре - год

занесения

Измеряемая

величина

Единица

измерения

Вид

излучения:

г - гамма,

б - бета,

а - альфа,

н - нейтроны

Диапазон

энергий, МэВ

Диапазон

измерений

Основная

погрешность,

1 2 3 4 5 6 7

ДБГ-04А

12840-91

МЭквД мкЗв/ч г 0,05 - 3 0,1 - 100 20 - 60

Экоюникс

13184-92

МэквД

УА

мкЗв/ч

Бк/кг

г 0,05 - 3 0,1-100

3·10

1·10

20 - 60

EL1101 15662-96 МЭквД мкЗв/ч г 0,05 - 1,25 0,1 - 1000 20 - 60

ДКГ-01

«Сталкер»

15802-96

МЭквД мкЗв/ч г 0,05 - 1,25 0,1 - 1000 20 - 60

ДВГ-РМ1103

14959-95

МЭквД мкЗв/ч г 0,05 - 1,25 0,1 - 3000 20 - 60

S2010

SPECTR 14128-94

МЭксД мР/ч г Селективный:

4 - 14; 14 - 35;

35 - 90; 90 -

140; 14 - 140

(кэВ)

0,1 - 9 25

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

210