Носовский А.В. Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на атомных электрических станциях

Подождите немного. Документ загружается.

Сечение активации в области надкадмиевых нейтронов может иметь резонансные пики.

Если большой резонансный пик попадает в область низких энергий, то резонансный интеграл

определяется этим пиком, а вклад сечения, пропорционального 1/v невелик. В этом случае

точное знание границ спектра E

и E

необязательно, так как небольшие изменения этих

границ практически не влияют на резонансный интеграл.

Количественно роль сечения, пропорционального 1/v, характеризуется интегралом

(8.32)

где v

— скорость тепловых нейтронов.

Если резонансный интеграл значительно больше, чем 0,5·σ

, он определяется резонансным

пиком. У некоторых нуклидов резонансные пики расположены при высоких энергиях, и для

них резонансный интеграл определяется преимущественно сечением, изменяющимся по закону

1/v. Подобные детекторы удобны для спектральных измерений.

Для спектра быстрых нейтронов деления точно определить σ(Ε) затруднительно. В этом

случае удобны пороговые детекторы, которые характеризуются большим и приблизительно

постоянным значением сечения активации для нейтронов с энергиями выше некоторого порога.

Если σ

—сечение активации порогового детектора, имеющего энергетический порог E

, то

(8.33)

где φ

6ыcтр

— плотность потока быстрых нейтронов.

Применяя одновременно несколько пороговых детекторов, можно оценить плотность

потока нейтронов в пределах отдельных энергетических интервалов.

Активационный метод широко применяют для измерения нейтронных потоков и дозы.

Его основные преимущества: нечувствительность к фотонному излучению, простота

конструкции детекторов, дешевизна, малые габариты, возможность разделения процессов

облучения и измерения. Активационный методуцобен при оценке дозы в аварийных ситуациях,

когда происходит кратковременное облучение большими потоками нейтронов. В этом

случае время облучения мало и λ · t < =1. Формулы для активности детектора в результате

облучения применительно к различным энергетическим группам на основании формул

(8.29), (8.30), (8.33) и (8.28) при кратковременном облучении будут иметь вид:

(8.34)

для тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов соответственно. Различные λ

соответствуют тому, что в общем случае нейтронные потоки различных энергетических групп

измеряют разными детекторами.

В результате длительного облучения детектора постоянным нейтронным потоком

наступает равновесное состояние, при котором число образующихся радиоактивных ядер

равно числу распадающихся. В этом случае вместо формул (8.34) будем иметь:

(8.35)

Формулы (8.34) и (8.35) позволяют оценить интегральный нейтронный поток и дозу по

измеренным значениям активности. В табл. 8.14 и 8.15 приведены основные характеристики

наиболее распространенных активационных детекторов тепловых нейтронов и пороговых

детекторов.

Таблица 8.14

Характеристики радионуклидов, используемых для активационных детекторов

Вещество детектора Продукт активации

Элемен

Сечение

активации

для

тепловых

нейтронов,

Первые

резонансы,

эВ

Резонансны

интеграл

Радио-

нуклид

Период

полураспад

Энергия

излучения,

МэВ

Mn 13,2 340 11,8

Mn 2,58ч

(2,81)

γ (0,882)

197

Au 98,8 4,9 1558

118

Au 2,7 сут

(0,963)

Y (0,41)

115

In 155 1,46 2640

116

In 51 мин

(1)

у(разные)

127

I 5,6 21 140

128

І 25 мин

β(1,25;0,88;0,4

γ(0 36;

0 76)

107

Ag 45 — __

108

Ag 2,3 мин γ

(0,6;0,51;0,43)

Таблица 8. 15

Характеристики радионуклидов, используемых для пороговых детекторов

Реакции

Пороговая энергия, МэВ Период полураспада Вещество детектора

S(n,p)

1,7

14,5 сут Плавленая сера

Р(n,р)

1,8

5,62 ч (NH

) H

А1(n,р)

2,6

10 мин

Si(n,p)

4,4

2,27 мин

Fe(n,p)

5,0

2,6 ч

А1(n, а)

6,5

15,06 ч

127

I(n,2n)

8,5

13,3 сут Кристалл NaI

107

Ag(n,2n)

9,6

24,0 мин

N(n,2n)

10,6 10,9 мин

Ρ(n,2n) 12,2 2,6 мин (NH

) H

0(n,2n) 16,5 2,1 мин

C(n,2n) 20,3 20,5 мин

С ; кристалл

антрацена

Детекторы нейтронов прямой зарядки. Для измерения плотности потока нейтронов в

активной зоне реактора применяются детекторы нейтронов прямой зарядки (ДПЗ). Эти

детекторы основаны на первичных эффектах: захвате нейтронов и β-распаде (захват

нейтронов сопровождается мгновенным испусканием γ-излучения и эмиссией из

возбужденных ядер высокоэнергетических электронов); выходе электронов отдачи и

фотоэлектронов при поглощении внешнего γ-излучения.

Основные элементы ДПЗ показаны на рис.8.4. Эмиттер (2) (диаметром 0,5 — 1 мм),

выполняется из материалов (родий, ванадий), в которых под действием нейтронного облучения

образуются заряженные частицы. С эмиттера частицы переходят на коллектор (3)

(нержавеющая сталь, внешний диаметр 1,5 мм), создавая разность потенциалов, которая

определяет ток (измеряемый прибором 8), пропорциональный измеряемой плотности

потока

нейтронов. Объем между эмиттером и коллектором заполняется изолятором (1) из окиси

алюминия. Коллектор детектора (4) приваривается к оболочке из нержавеющей стали (6)

(диаметром 1 мм), эмиттер — к нихромовой жиле(5). Объем между оболочкой и

нихромовой

жилой заполняют окисью магния (7).

Рис 8 4 Детектор нейтронов прямой зарядки

Чувствительность родиевых ДПЗ составляет (3 — 21)

-20

А см

с/нейтр, предел

линейности более 10

— 10

нейтр /(см

с), рабочая температура — от 250 до 700

C. Ресурс

работы ДПЗ до 10

нейтр /см

. Максимальная допустимая погрешность в определении

плотности потока нейтронов — ± 5 %.

С помощью ДПЗ можно контролировать мощность реактора, определять плотность

потока нейтронов по высоте и радиусу активной зоны.

Основные преимущества ДПЗ большой ресурс работы (несколько лет) при рабочей

температуре до 70O

C, малые габаритные размеры 1 — 2 мм, нечувствительность к фону

реактора, взаимозаменяемость, линейность показаний тока в зависимости от плотности

потока

нейтронов, простые вторичные электронные устройства, низкая стоимость изготовления.

Они не требуют предварительной градуировки. Недостатки этих детекторов временная

инерционность, большая чувствительность к изменениям нейтронного спектра и малый

выходной ток с единичной длины детектора.

КОНТРОЛЬ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

Несмотряна герметизацию всего оборудования АЭС, содержащего радиоактивные среды,

а также максимальную изоляцию всех помещений с этим оборудованием, небольшая часть

газообразных и летучих радиоактивных веществ проникает в рабочие помещения, а затем, в

основном через органы дыхания, попадает внутрь организма. В этом отношении наиболее

опасными являются периоды проведения ремонтных и перегрузочных работ на

остановленном реакторе.

Главными способами контроля внутреннего облучения персонала являются методы

биофизического контроля (радиометрия проб крови и выделений из организма) и прямые

измерения содержания или поступления радиоактивных веществ в организм, осуществляемые

при помощи счетчиков или спектрометров излучения человека (СИЧ).

Биологический анализ. Термин биологический анализ относится к некоторой

процедуре

определения природы и активности внутреннего загрязнения, присутствующего в организме

путем исследования продуктов выделения. Предполагается, что концентрация

радиоактивности в продуктах жизнедеятельности организма пропорциональна активности,

находящейся в теле. Если известны особенности распределения активности в теле то может

быть определено содержание в конкретном органе.

Существует множество продуктов выделения человека которые могут использоваться

в процедуре биологического анализа: выдыхаемый воздух, обрезки ногтей, носовая слизь,

моча, пот, слюна, волосы, фекалии. В программах биологического анализа почти

исключительно

в качестве образца используют урину. Это связано с, простотой сбора и эстетическими

причинами. Мазки из носовой полости и образцы выдыхаемого воздуха (отбираемого в

специальный баллон) также применяются в определенных отраслях атомной промышленности,

где существует существенная вероятность ингаляционного поступления. Отбор мазков из

носа обычно производится и после радиационных аварий.

Радиоактивные загрязнения, которые попадают в организм, часто разбиваются на две

категории "растворимые" и "нерастворимые", где растворимость рассматривается по

отношению к жидкостям организма. Перед проведением анализов определяют также путь

поступления загрязнения в организм, который может быть:

• ингаляционным — через нос;

• пищевым — через рот;

• перкутанным — через кожу;

• травматическим — через повреждения в коже.

Первые два из перечисленных путей поступления являются преобладающими.

Перкутанный путь соответствует поглощению радионуклидов непосредственно через

поверхность кожи. Этим путем обычно поступает в организм тритий ( H), так как размер его

молекул очень мал.

Нерастворимые загрязнители обычно представляют более сложную проблему для

измерения содержания нуклидов в организме. В случае пищевого поступления, из-за того,

что радиоизотоп нерастворим, он проходит относительно невредимым прямо через ЖКТ.

Если нуклид не испускает излучение, которое может быть зарегистрировано снаружи тела,

то осуществляется анализ кала для измерения его содержания. В случае ингаляционного

поступления нерастворимых радионуклидов, скорость очищения организма будет зависеть

от скорости легочной вентиляции (объем и частота дыхания), и размера частиц (который

определяет где частицы будут улавливаться в респираторном дереве). Так как загрязнения

нерастворимы, то они, в конце концов, выводятся из органов дыхания с помощью

волосообразных ресничек, расположенных в дыхательных путях и достигают надгортанника,

где попадают в ЖКТ и выносятся наружу.

Рис.8.5. Классификация внутренних загрязнений

Загрязнения, которые растворяются в жидкостях организма, в свою очередь делятся на

три подкатегории:

• загрязнители, которые растворяются в воде находящейся в теле;

• откладывающиеся в определенном органе (наподобие йода, который откладывается в

щитовидной железе);

• обладающие способностью откладываться в костях скелетной системы (см. рис.8.5).

Первый случай — растворимые в воде тела загрязнения — наиболее прост в обработке.

Обычно предполагается, что эти загрязнения равномерно распределяются по всем жидкостям

тела. Так как моча является одной из этих жидкостей, то концентрация растворимых

радионуклидов в моче принимается равной их концентрации в остальной воде тела. В целях

радаационной защиты анатомические значения, используемые для вычислений в дозиметрии

внутреннего облучения, берутся из публикации № 23 МКРЗ, в которой даются

исчерпывающие данные о массах, размерах и строении человеческих органов и тел от рождения

до зрелости.

У "среднего мужчины" и "средней женщины" общий вес воды в организме равен 42 и

29 кг соответственно. Полное содержание вещества в теле находят путем умножения

концентрации этого вещества в моче на вес воды в теле.

Очищение или выведение радионуклидов, равномерно распределенных в воде тела,

происходит простым поглощением в результате фильтрации в почках. Это приводит к тому,

что концентрация растворимого радионуклида убывает экспоненциально со временем. Если

эту зависимость построить в полулогарифмическом масштабе то график будет изображаться

прямой линией.

Обычно подобный график в полулогарифмическом масштабе строится после аварийного

поступления существенного количества радионуклидов. Отбирается и исследуется ряд

анализов мочи, строится график и подгоняется наиболее подходящей к данным прямой

линией. По этому графику легко получить период полувыведения — время, за которое

выводится половина радионуклида. Для примера скажем, что период полувыведения трития

человеческим организмом равен 10 дней.

Второй случай из трех — это растворимые загрязняющие вещества, поглощаемые

каким-либо органом. Многие различные химические элементы или соединения

концентрируются в определенных органах тела при нормальной активности обменных

процессов. Йод, возможно, наиболее известный пример. Этот элемент необходим

щитовидной

железе для производства гормонов. При прохождении крови через железу йод выделяется и

накапливается. В нормальном возрасте от 25 до 30% йода, оказавшегося в крови в результате

однократного поступления, будет выделяться и накапливаться в ткани щитовидной железы.

Накопление закончится в течение двух дней после употребления пиши или введения

внутривенно. Биологическое очищение самой щитовидной железы происходит с полупериодом

рколо 70 дней. МКРЗ рекомендует для проведения вычислений в радиационной защите

консервативную величину 120 дней. Как только йод выделяется из щитовидной железы, он

опять попадает в воду тела, из которой он может выделяться почками и выводиться с мочой.

МКРЗ рекомендует принять период полувыведения йода из воды организма равным

12 дней. Таким образом, полная "история жизни" йода протекает в две стадии и является

типичной для всех радионуклидов, поглощаемых органами.

Вообще поступление из крови в какой-либо орган обычно происходит быстро. Затем

нуклид выделяется из органа в воду организма, откуда он быстро выводится. Кривая

зависимости концентрации нуклида в моче от времени в полулогарифмическом масштабе для

случая загрязнения, поглощаемого органом, показана на рис. 8.6. Быстрое очищение вначале

идет за счет выведения фракции радионуклидов, которая не поглотилась органом и оставалась

в воде организма. После выведения этой фракции в моче появляется часть, медленно

поступающая из органа в воду организма. Эта концентрация в моче полностью зависит

от скорости выведения из органа. Таким образом, полулогарифмическая кривая отличается

от прямой линии. В самом деле, кривая, в действительности, является суммой двух процессов,

выражающихся прямыми линиями: один — для части радионуклида, остающейся в воде

тела

после начального поступления, и второй — для части, соответствующей медленному

очищению органа (см. рис. 8.6). При графическом разложении на две прямые линии, в случае

действительного поступления, оба периода полувыведения можно легко определить.

Последний случай растворимого загрязнителя получил название поглощаемого костями.

Исторически дозиметрия внутреннего излучения началась в 1920 г. в результате несчастных

случаев с раскрасчиками циферблатов приборов краской, содержащей радий. В

промышленности для нанесения радия, в основном, использовались молодые женщины, у

которых наблюдалось поступление радия в результате облизывания кончика кисточки для

получения тонкого рисунка при рисовании мелких надписей. Радий накапливается в костях

облученных, где альфа-излучение может привести к серьезным последствиям (разрушению

тканей). Первый смертный случай наступил в 1925 г. Они умирали обычно из-за возникших

вследствие облучения анемии, опухолей или рака кости.

Рис.8.6. Кривая выведения для радионуклида, поглощаемого органом с выделенными

составляющими.

Как семейство, накапливаемые в костях радионуклиды, имеют большое время удержания

после внедрения в кость. Изотопы плутония имеют период биологического полувыведения

из костных тканей порядка 200 лет. Если быть до конца последовательным, то

накапливающиеся в костях радионуклиды должны быть отнесены к накапливаемым в органах.

Тем не менее, чрезвычайно высокий период полувыведения в паре с обширным историческим

опытом обращения с этими изотопами привели к их выделению в отдельную категорию.

Для вычислений в целях радиационной защиты принимаются периоды полувыведения для

изотопов кальция и радия 49 и 45 лет соответственно.

Практические применения биологического анализа. С помощью этой методики

можно осуществлять раннее определение возможного ингаляционного поступления у

работников, участвующих в инциденте. Хлопковый тампон обычно смачивается спиртом и

легко снимается мазок с внутренней поверхности одной ноздри. Затем процедура повторяется

для другой ноздри. После отбора образцов мазков их необходимо поместить в двойной

мешок и промаркировать. При размещении второго мазка отдельно от первого уменьшается

возможность перекрестного загрязнения. Эта проблема относится и к переносу активности

на чистый образец с грязного (или на обратную сторону грязного образца), когда весь

набор контейнеров упаковывается вместе для транспортировки в лабораторию.

Очень большое значение имеет правильная маркировка мазков. Принимая во внимание

беспорядок, окружающий любой инцидент, ясно, что будет невозможно впоследствии

определить какой образец, где и когда брался. Основная информация, которая должна быть

изложена при маркировании образцов для биоанализа следующая дата отбора, время отбора,

имя пострадавшего, номер дозиметра пострадавшего, имя отбирающего, необычные

обстоятельства. Другое важное правило при отборе образцов из носа — это необходимость

их отбора до принятия очищающего душа — если это не приводит к дополнительному

риску существенного увеличения кожной дозы загрязненного человека. При мытье в

душе работник должен тщательно промывать носовые отверстия, удаляя, таким образом,

любые проникшие радиоактивные загрязнения. Это приводит к потере значимой информации,

которая могла бы быть использована как основание для начального лечения пострадавшего.

Анализ мочи используется и в условиях инцидента и при нормальной эксплуатации на

многих предприятиях, как обычная методика мониторинга, позволяющая обеспечить хорошие

результаты. Любые, попавшие внутрь загрязнения, которые хотя бы слегка растворимы в

жидкостях организма, немедленно проявятся в моче. В условиях инцидента применяются

некоторые специальные правила. Если к моменту отбора анализа прошло менее 1 часа от

начала инцидента, то пострадавшим предлагают вначале опорожнить мочевой пузырь, и

затем отобрать первый образец, как только будет возможность. Требуется около 4 часов для

того, чтобы наступил максимум концентрации· в моче после острого поступления. Если не

опорожнить первоначально мочевой пузырь, то моча, присутствовавшая в пузыре до

инцидента, разбавит загрязнение и таким образом анализ покажет ложно низкую

концентрацию.

Анализ мочи обычно отбирается в пропарафиненные контейнеры или полиэтиленовые

бутылки. Если при отборе анализа прошло более часа после инцидента, то предварительно

опорожнять мочевой пузырь не нужно. Другое важное правило состоит в том, что анализ

необходимо брать после очищающего душа. Это обычно препятствует загрязнению образца

от внешней активности тела, которая может попасть в него во время отбора. Такое внешнее

загрязнение может легко привести к ложному диагнозу чрезвычайно высокого содержания

радиоактивных веществ в теле. Если предвидится наличие трития, то отбор образцов для

анализа необходимо производить в стеклянную тару.

Наконец, и носовые мазки, и отбор образцов мочи очень важно отбирать не только у

потерпевших. Это позволяет произвести сравнение и разрешить проблемы, связанные с

методикой отбора и используемым счетным оборудованием.

Счетные методики In Vivo. Второй основополагающий метод определения содержания

радионуклидов в организме человека является счет in vivo. Это осуществляется путем

помещения внешних детекторов вокруг тела для измерения излучения от поступивших внутрь

радионуклидов. Более знакомые слова для описания этой процедуры — счетчик излучения

человека (СИЧ). Часто только часть тела подвергается обмеру, то есть осуществляется

измерение излучения щитовидной железы, легких, и т.п. В отличие от методов

биологического

анализа, обсужденных выше, счет in vivo работает только для тех радаонуклидов, излучение

которых может проникать сквозь ткани тела и регистрироваться снаружи. Практически это

означает, что метод ограничен гамма-излучающими изотопами (или в некоторых случаях

элементов с очень высоким Z, испускающих рентгеновское излучение после внутреннего

преобразования). В основном используются сцинтилляционные или полупроводниковые

счетчики с массивной защитой для уменьшения влияния фона.

В 1950-х годах разработка твердых и жидких сцинтилляторов открыла дверь

практическому применению счетчиков in vivo. Конструктивные особенности счетчиков на

твердых сцинтилляторах и счетчиков на жидком сцинтилляторе (в которых используется

раствор сцинтилирующего вещества в светозащищенной емкости) привели кдвум

основным

типам счетчиков излучения человека.

Счетчик излучения человека на жидком сцинтилляторе. Этот тип счетчика был

первым промшенным практически в целях радиационной защиты. Первая

использовавшаяся

модель была изготовлена в США в 1955 г. для первой международной конференции по

мирному использованию атомной энергии, которая проводилась в Женеве. В нем

использовалась вертикальная емкость в виде спирального "листа" заполненная

сцинтиллирующей жидкостью. Открытая сторона спирали была дверью. Емкость была

защищена 10 тоннами свинца, толщиной 3 дюйма. Эффективность регистрации γ-излучения

была около 25%.

Современный счетчик излучения человека на жидком сцинтилляторе содержит, по крайней

мере, несколько сотен галлонов сцинтиллирующей жидкости, несколько сотен

фотоумножителей и несколько тонн окружающей защиты. Обычно он исполняется в виде

горизонтального цилиндра с открытым торцом как показано на рис.8.7. Типичная

эффективность регистрации гамма-излучения в таких счетчиках находится между 15% и

30%. У этой разновидности счетчиков энергетическое разрешение достаточно плохое (около

1 МэВ). Это значит, что счетчик излучения человека на жидком сцинтилляторе не может

определять конкретные радионуклиды, содержащиеся в теле. С другой стороны, высокая

эффективность этих детекторов позволяет детектировать с большой чувствительностью

внутреннюю активность за относительно короткий временной интервал.

Рис. 8.7. Счетчик излучения человека с жидким сцинтиллятором

Счетчики излучения человека на твердых сцинтилляторах. Наиболее часто

применяют обычный кристалл NaI(Tl). Для достижения необходимой чувствительности

при измерении низких уровней радиации, связанных с 6ольшинством внутренне

поступивших

радионуклидов, кристалл должен иметь большие размеры. Большие кристаллы,

используемые в счетчиках излучения человека, обычно просматриваются несколькими

фотоумножителями. Даже при использовании наибольших кристаллов их суммарный объем

значительно меньше, чем объем жидкого сцинтиллятора.

На рис. 8.8 показаны различные варианты исполнения СИЧ с применением детекторов с

твердым сцинтиллятором; человек лежит на спине, детекторы находятся сверху и снизу (а);

человек сидит в кресле типа шезлонга, единственный детектор помещен над животом (б);

человек лежит на дугообразном ложе, детектор расположен на расстоянии 1,5 — 2

в центре дуги (в); человек стоит, детектор установлен вплотную к разным точкам тела (г);

человек стоит, детектор в защите со сменным коллиматором регистрирует γ-излучение

щитовидной железы или легких (д); человек стоит на расстоянии 1,5 — 2 м от детектора (е);

человек сидит, пригнувшись к коленям, детектор расположен у живота (ж).

Кроме перечисленных, применяется геометрия, в которой человек помещается на плоский

стол и детектор "сканируется" вдоль тела с помощью механического механизма перемещения.

Рис. 8.8. Основные типы геометрии измерения активности, инкорпорированной в теле

человека

Одно большое преимущество твердых сцинтилляторов над жидкими в счетчиках излучения

человека заключается в энергетическом разрешении. С кристаллом NaI(Tl) возможно

различить гамма-излучение, которое отличается по энергии на 50 КэВ. Это явно лучше по

сравнению с 1 МэВ для жидких сцинтилляторов. Разрешение 50 КэВ достаточно для

определения большинства инкорпорированных гамма-излучающих нуклидов. Так, если

изотоп, определяющий внутреннее содержание, неизвестен, то с помощью счетчика излучения

человека его можно определить.