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

Подождите немного. Документ загружается.

Рис .9.1. Индивидуальные дозиметры γ-излучения ИКС-А:

а — аварийные; б — многократного пользования; β — экспериментальные:

1 — крышка; 2 — свинцовый фильтр; 3 — держатель стеклянной пластины; 4 — стеклянная пластина; 5 — крепежное

кольцо;

6 — пружина; 7 — фильтр о алюминия; 8 - свинцовый фильтр; 9 — основание кассеты; 10 — фильтр го алюминия; г

11 — прокладка из резины.

Таблща 9.5

Свойства РФЛ, ТЛ и фотопленочных дозиметров

Параметр ТЛ-стекло ТЛ-LiF ТЛ-CaF РФЛ-стекло

Фотопленочны

дозиметр

Нижний предел

ере

ния

2·10

-5

ю-

5·10

-4

5·10

-4

Верхний предел

линейного

участка измерений и

общий

- 2·10

- 10

-10

С тремя

эмульсиями

Фоновая доза, Гр

5·10

-6

5-Ю-

10-1, 5·10

-3

(3-5)·10

-4

Максимальный

ход

с жесткостью

3,5 - 10 1,35 14 4-8 15-35

Фединг 18%/мес < 3%/3 мес < 5%/2

мес

< 5%/3 мес <10%/мес

Срок хранения до

облучения

не

ограничен

не

ограничен

не

ограничен

не

ограничен

1-2 года

Время снятия показаний < 1 мин < 1 мин < 1 мин > 10 мин >1ч

Повторное

считывание

показаний

невозможно невозможно невозможн

возможно невозможно

Внешние влияния,

искажающие

показания

Нагрев >

интенсивно

освещение

Нагрев >

интенсивное

освещение

Нагрев

>80°С,

интенсивн

ое

освещение

Нагрев>150

°С,

интенсивно

освещение,

загрязнение,

Нагрев >

освещение,

влажность

Чувствительность к

тепловым

нейтронам по сравнению

~2,5

LiF~2,5

LiF~220

<0,1 ~3 c Cd-фильтром

В табл. 9.5 приведены для сопоставления свойства РФЛ, ТЛ и фотопленочных дозиметров.

ИНДИВИДУАЛЬНАЯ АВАРИЙНАЯ ДОЗИМЕТРИЯ НЕЙТРОНОВ

Анализ полей нейтронов в помещениях критических сборок и исследовательских

реакторов показывает, что различные части спектра дают непостоянный вклад в дозу.

Можно лишь сказать, что практически для всех условий более 80% дозы приходится на

область энергии нейтронов ниже 3 МэВ. Доля нейтронов с энергией ниже 0,5 МэВ составляет

только 20%, если активная зона невелика, а достаточно толстый отражатель увеличивает ее

до 50%. Вклад тепловых нейтронов в дозу чаще всего мал. но при использовании

замедлителей из тяжелой воды и графита формируемая тепловыми нейтронами часть дозы

может достигать 15%, а иногда и больше.

В создании индивидуального дозиметра нейтронов всего спектра имеются большие

принципиальные трудности. Задачу можно упростить, если использовать в индивидуальном

дозиметре три детектора — тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов. Они дают

три

значения флюенса нейтронов в трех областях энергии, от которых переходят к дозе.

Граница между тепловыми и промежуточными нейтронами выбирается равной 0,4 эВ и

соответствует границе поглощения нейтронов кадмиевым фильтром. Граница между

промежуточными и быстрыми нейтронами выбирается либо произвольно в области

0,1 —1,5 МэВ, либо совпадающей с началом чувствительности или эффективным порогом

детектора быстрых нейтронов.

Одними из самых старых и распространенных до настоящего времени аварийных

дозиметров являются активационные дозиметры.

В качестве детекторов тепловых нейтронов широкое применение нашли активапионные

детекторы в виде фольг из меди, золота или индия, в качестве детекторов промежуточных

нейтронов — те же фольги в кадмиевом фильтре, а в качестве детекторов быстрых

нейтронов—пороговые активационные детекторы из серы или фосфора. Для определения

дозы измеряют скорость счета на счетных установках. По этой скорости находят

значение

флюенса нейтронов в соответствующих областях энергии. Сумма трех значений дозы дает

полную дозу (тканевую керму) нейтронов в месте расположения дозиметра.

Конкретным примером такого дозиметра является индивидуальный аварийный

дозиметр "Аида".

Аварийный дозиметр "Аида" состоит из трех активационных детекторов, меди и

фосфора в кадмиевом чехле, меди без кадмиевого чехла, позитивной низкочувствительной

фотопленки со свинцовыми и гетинаксовыми фильтрами термолюминесцентного дозиметра

типа ИКС-А.

Три нейтронных детектора, фотопленку и ИКС-А размещают в кассете ИФК и

выдают

персоналу. Медный детектор [

Cu (n, γ)

Cu Т

1/2

=12,8 года] в виде пластины в кадмиевом

чехле предназначен для измерения нейтронов с промежуточной энергией от 0,4 эВ до

1,5 МэВ, медный детектор без кадмиевого чехла — для измерения тепловых. И

промежуточных нейтронов (по разнице показаний второго и первого детекторов определяют

вклад тепловых нейтронов) детектор из фосфора в кадмиевом чехле в виде таблеток,

приготовленных прессованием красного фосфора с полиэтиленовой крошкой, служит для

измерения быстрых нейтронов с энергией более 1,5 МэВ, фотопленка предназначена для

измерения поглощенной дозы γ-излучения от 10 до 10

сГр, ИКС-Α — для измерения

поглощенной дозы от 0,5 до 5 10

сГр.

Значительный прогресс в активационных индивидуальных дозиметрах нейтронов был

достигнут благодаря применению для определения дозы изомерного родиевого детектора

нейтронов. Этот детектор основан на образовании изомера Rh при неупругом рассеянии

быстрых нейтронов ядрами

103

Rh с возбуждением уровня 40 кэВ. Образующийся в результате

реакции

103

Rh (n, n )

103m

Rh изомер переходит в нормальное состояние с периодом полураспада

57 мин, вследствие чего возникает характеристическое рентгеновское излучение с энергией

около 20, 2 кэВ. По этому излучению или конверсионным электронам судят о выходе изомера

103m

Rh.

Сечение реакции

103

Rh(n, n )

103m

Rh аналогично энергетической зависимости удельной

тканевой кермы нейтронов в области энергии выше примерно 1 МэВ. Это позволило

использовать изомерный родиевый детектор для измерения тканевой кермы быстрых

нейтронов. Разброс его дозовой чувствительности составляет примерно ±50% и является

наименьшим среди всех активационных детекторов. Это объясняется самым низким

эффективным энергетическим порогом родиевого детектора (0,7 — 0,9 МэВ) по сравнению

с другими активационными детекторами.

При использовании изомерного родиевого детектора сразу после аварийного облучения

необходимо иметь в виду, что кроме изомера

103m

Rh в фольге за счет радиационного захвата

нейтронов образуется изомер

104m

Rh. Он переходит в нормальное состояние с периодами

полураспада 4,41 мин и 42 с, испуская фотоны. Энергия наиболее интенсивных фотонов,

близких к характеристическому излучению родия, составляет 51 кэВ, причем 34% фотонов

конвергирует на К-оболочке родия и вызывает фоновое характеристическое излучение

детектора с той же энергией, что и излучение изомера

103m

Rh. Вклад фонового излучения

будет наибольшим для низкоэнергетических спектров нейтронов и при расположении

дозиметра на поверхности тела человека. Но во всех случаях через 1 ч после облучения им

можно пренебречь.

Измерительные установки для обсчета родиевых детекторов и определения дозы

нейтронов построены по принципу щелевого спектрометра, который выделяет область

фотопика с энергией 20 кэВ.

Для регистрации нейтронов в широком диапазоне энергий нашли применение трековые

аварийные дозиметры.

Тяжелые частицы, проходящие через некоторые диэлектрики (слюду, стекло,

поликарбонат и др.), образуют в их среде ионные пары. Образовавшиеся при этом

электроны

быстро удаляются от траектории частицы, а положительные ионы подвергаются взаимному

электростатическому отталкиванию. Таким образом, создаются повреждения в

кристаллической структуре диэлектрика вдоль траектории частицы. После этого облученные

слюда, неорганические стекла протравливаются 48%-ной фтористо-водородной кислотой

(от 3 с до нескольких часов при20°С), а полимерные материалы — 6 н. NаОH (от 10

мин

до 2ч при 70°С). Обработанные таким образом следы частиц превращаются в треки в

виде

полых цилиндрических трубочек, которые можно увидеть на поверхности диэлектрика с

помощью микроскопа.

При совместном использовании трекового детектора с делящимся материалом, служащим

источником продуктов деления, можно создать дозиметр нейтронов.

В индивидуальных аварийных дозиметрах нейтронов используют природный уран и его

изотопы

235

U и

238

U, а также

232

Th,

237

Np.

Для примера на рис. 9.2. показана схема индивидуального (аварийного) трекового

дозиметра, состоящего из делящихся веществ (две фольги

235

U, одна из которых экранирована

с обеих сторон слоем кадмия 1 мм,

238

U и

237

NpO

, введенного в полиэфирную пленку

1, вследствие нестойкости

237

Np на воздухе), трековой поликарбонатной пленки 2, двух

алюминиевых пластинок и пластмассового чехла 3.

Рис. 9. 2. Схема индивидуального (аварийного) трекового

дозиметра.

1 — слой кадмия;

2 — т

ековая полика

бонатная пленка

;

Участки диэлектрика, находящиеся под слоями

235

U и

235

U, экранированного Cd,

регистрируют соответственно треки, возникающие в результате деления

235

U тепловыми

(Е

=0,023 эВ) и надтепловыми (Е

> 0,4 эВ) и только над тепловыми нейтронами. Участок

диэлектрика, находящегося под слоем

237

NpO

, регистрирует треки, образующиеся при

делении

237

Nр нейтронами с энергией от 0,4 эВ до 1,5 МэВ. Участок диэлектрика,

находящегося

под слоем

238

U, регистрирует треки, появляющиеся в результате деления

238

U быстрыми

нейтронами с энергией выше 1,5 МэВ.

После облучения стекло травят фтористо-водородной кислотой (концентрацией

от 2,5 до 20%) в течение 5 — 20 мин. Количество треков на обработанном стекле

определяют

с помощью микроскопа.

Трековые нейтронные дозиметры имеют ряд преимуществ по сравнению с другими

методами. К ним относятся нечувствительность к β- и γ-излучениям, отсутствие потери

информации с течением времени, широкий диапазон измеряемых доз (влияние хода с

жесткостью можно регулировать от 0,1 до 1 МэВ подбором соответствующего вещества),

более простая обработка информации (процесс травления вместо проявления ядерных

фотоэмульсий).

Рис 9 3 Конструкция аварийного дозиметра β-, γ- и нейтронного излучения ГНЕЙС

1 — бета-дозиметр, 2 — крышка кассеты индивидуального дозиметра ГНЕЙС, 3 — булавка, 4 — целлулоид,

5 — фотография с инициалами и фамилией, 6—дозиметр промежуточных и быстрых нейтронов, 7 — дозиметры

γ~излучения,

8 — дозиметры тепловых нейтронов, 9 — корпус кассеты индивидуального дозиметра ГНЕЙС.

Для определения доз при аварийных облучениях персонала, обслуживающего ядерные

реакторы, критические сборки и другие системы, где имеется вероятность непредвиденных

превышений критической массы, разработаны термолюминесцентные и трековые детекторы

нейтронов, входящие в комплект индивидуальных аварийных дозиметров ГНЕЙС, рис 9.3.

В кассету комплекта ГНЕЙС входит восемь дозиметров, позволяющих определить

индивидуальную дозу β-, γ- и нейтронного излучений при аварийном облучении. В корпусе

кассеты ГНЕЙС имеется четыре гнезда, в которые вставлены два дозиметра γ-излучения

ИКС и два дозиметра тепловых нейтронов ИКС. Дозиметр промежуточных и быстрых

нейтронов ДИНА с двумя трековыми детекторами, изомерный родиевый и дозиметр

кожной дозы размещены в крышке кассеты, которая вдвигается в корпус и фиксируется

винтом и пломбой.

Дозиметр γ-излучения состоит из двух термолюминесцентных дозиметров на основе стекла

ИС-7. В дозиметре используются пластинки диаметром 8 и толщиной 1 мм, помещенные в

алюминиевые коробочки с компенсирующими фильтрами из свинца. Показания дозиметров

определяются на измерительном пульте ИКС-Α. Диапазон измерений от 0,5 до 5000 рад.

Дозиметр медленных нейтронов состоит из двух термолюминесцентных дозиметров на

основе алюмофосфатного стекла с введенным в него литием. Конструкционное оформление

то же, что и γ-дозиметра. Показание дозиметра медленных нейтронов является суммой

показаний от дозы γ-излучения и кермы медленных нейтронов, причем дозовая

чувствительность к нейтронам примерно в 100 раз выше, чем к γ-излучению. Для более

точного определения кермы медленных нейтронов из показаний литиевого дозиметра нужно

вычесть показания дозиметра γ-излучения с учетом разницы их чувствительности к

γ-излучению. Показания дозиметра медленных нейтронов определяют на измерительном

пульте ИКС-Α. Диапазон измерения кермы медленных нейтронов 0,005 — 50 рад, основная

погрешность ±6%.

РЕТРОСПЕКТИВНЫЕ МЕТОДЫ ДОЗИМЕТРИИ

Описанные индивидуальные дозиметры позволяют надежно измерять дозу γ-излучения

при аварийном облучении персонала, обслуживающего ядерные реакторы, критические

сборки и другие источники ионизирующего излучения. Однако не всегда аварийный контроль

является всеобъемлющим, не всякий раз удается и не всегда можно расположить на

поверхности тела человека столько дозиметров, чтобы получить распределение дозы по

телу. Наконец, довольно часто значительному переоблучению подвергаются пострадавшие

при случайном облучении, когда индивидуальный дозиметрический контроль вообще

отсутствует. Необходимы методы оценки дозы, работоспособные в отсутствие дозиметров.

В настоящее время не существует ни одного метода, применение которого способно

полностью решить проблему ретроспективного определения доз. Только совокупность

расчетных, физических и биологических методов с последующей экспертной оценкой дает

необходимую достоверность результатов.

Поглощенные дозы можно рассчитать, пользуясь некоторыми начальными условиями.

В благоприятном случае это могут быть и результаты моделирования. Восстановление доз

целесообразно начинать методом имитационного моделирования, так как в силу расчетного

характера этот метод применим для оценки любых, в том числе и очень малых доз. Если же

получаемые дозовые оценки будут превосходить порог чувствительности других методов,

тогда переходить к этим методам.

Метод имитационного моделирования был успешно реализован для ретроспективного

определения доз, полученных участниками ликвидации последствий аварии (ЛПА) на ЧАЭС.

Были разработаны три методики:

• методика ретроспективной оценки доз внешнего гамма- и бета-излучения участников

ликвидации последствий аварии на ЧАЭС;

• методика ретроспективной оценки доз внутреннего облучения, полученных лицами из

персонала 30-км зоны ЧАЭС в результате ингаляционного поступления радиоактивных

продуктов выброса;

• ретроспективная оценка индивидуальных доз облучения щитовидной железы (ЩЖ) у

персонала ядерного объекта в случае аварии, сопровождающейся радиоактивным выбросом.

В общем случае ретроспективная оценка доз внешнего облучения должна включать в

себя оценку доз:

• по типу источника: от объемного источника; от поверхностного источника; от контактного

источника;

• по продуктам деления: от короткоживущих нуклидов (Т

1/2

< 1 сут.); от долгоживущих

нуклидов;

• по типу излучения, от гамма-излучения; от бета-излучения.

В методике, разработанной для ЧАЭС, рассмотрены вопросы ретроспективной оценки

доз гамма- и бета-излучения от поверхностного источника, представленного долгоживущими

радионуклидами.

Ретроспективное определение доз внешнего гамма- и бета-излучения выполняется для

каждого отдельного участника ЛПА на основании подготовленного ведомством списка, по

верифицированным данным о радиационной обстановке, верифицированного маршрутного

листа, анкеты, данных о содержании радионуклидов в организме, измеренных на СИЧе и

данных косвенной дозиметрии.

Полный алгоритм ретроспективной оценки доз гамма- и бета-излучения приведен на

рис.9.4. Оценка доз облучения участников ЛПА производится в два этапа.

Первый этап — оценка экспертами исходных данных о возможных уровнях облучения на

основе сведений из анкеты участника ЛПА, его "маршрутного листа", состоящего из ряда

"эпизодов", описывающих законченный этап работ. Каждый эпизод представляется как

совокупность "фреймов", характеризующих часть работы в течение определенного времени,

когда мощность экспозиционной дозы и отношение мощностей поглощенных доз гамма- и

бета-излучения можно считать постоянными величинами.

Второй этап — расчет доз внешнего гамма- и бета-излучения с использованием

закономерностей формирования доз.

На основе рассчитанных величин ВСД (сумма произведений максимального значения

мощности экспозиционной дозы в данном фрейме на продолжительность фрейма) и с

применением теории нечетных множеств рассчитываются максимально возможные дозы

внешнего γ-, β-излучения.

Наряду с расчетом доз внешнего гамма- и бета-излучения в методике учитывался вклад

дозы внешнего облучения от загрязненной радионуклидами одежды с учетом ветрового

подъема и вторичного переноса радионуклидов.

Для расчета доз внутреннего облучения щитовидной железы у персонала ЧАЭС

принимались следующие исходные данные и условия.

В рекомендациях принято, что ингаляционное поступление "П" радиоизотопов йода

(131 — 135) и их предшественников для данной группы лиц могло быть реализовано

преимущественно в течение первых 10 дней с 26.04.86 г. по 05.05.86 г., т.е. в период

основного выброса радионуклидов из аварийного реактора в атмосферу. При расчетах

учитывается возможность однократного и пролонгированного ингаляционного поступления

радиойода в организм.

Пероральный путь поступления радионуклидов в организм считается нехарактерным

для персонала ЧАЭС.

Йодная профилактика персонала ЧАЭС проводилась начиная с первого дня развития

аварии.

Измерение мощности дозы (Рγ) гамма-излучения над щитовидной железой (ЩЖ)

проводились с помощью дозиметрического прибора ДРГ-3-02 и радиометра СРП-68-01 в

период с 30 апреля по 8 мая 1986 г.

Измерения проводились вплотную к основанию шеи (между долями ЩЖ).

Важнейшим условием измерений было отсутствие загрязнения одежды.

Фон прибора определялся путем измерения мощности экспозиционной дозы "Ρ

" в

об ласти предаю латаемого расположения ЩЖ при отсутствии человека.

Методика измерений на поздних этапах аварии (с 3-ей по 4-ю неделю), включает, кроме

измерений ЩЖ, измерение плеча или голени с целью вычитания вклада радиоцезия организма.

Спектральный состав гамма-излучения при дозиметрическом обследовании персонала не

учитывается.

В качестве базового массива данных могут быть использованы результаты

дозиметрического обследования ЩЖ приблизительно у 600 сотрудников ЧАЭС.

Градуировка СРП-68-01 проводилась с помощью калиброванного источника гамма-

излучения

137

Cs. В результате калибровки показания прибора из мкР/час переводились в

единицу активности ЩЖ, мкКи.

В качестве основных моделей поступления радионуклидов йода в организм лиц из числа

персонала ЧАЭС могут быть использованы:

• модель однократного (кратковременного) поступления;

• модель пролонгированного поступления при постоянной концентрации радиойода во

вдыхаемом воздухе;

• комбинация моделей однократного и пролонгированного поступлений.

Уровень облучения ЩЖ, обусловленный поступлением

131

I, в общем случае рассчитывается

по соотношению:

(9.1)

где: D — доза, поглощенная ЩЖ, рад;

E — средняя энергия бета-излучения изотопа на акт распада ядра, Дж/расп;

m—масса ЩЖ, кг;

Щ(t) — содержание Йода-131 в щитовидной железе на момент измерения, Бк (мкКи);

t — время прошедшее после аварийного выброса до момента измерения, суток;

В случае однократного (кратковременного) поступления радионуклида, содержание

Рис 9. 4. Алгоритм ретроспективной оценки доз гамма- и бета-излучения

Иода-131 в щитовидной железе определяется по формуле:

Щ(t) = K [P

(t)- P

/t)]/ u (9.2)

где: t — время, прошедшее после аварийного выброса до момента измерения, суток;

К — пересчетный коэффициент, Бк/(мР/ч)илиБк/(мкР/с),мкКи/(мР/ч), мкКи/(мкР/с),

— максимальное значение мощности экспозиционной дозы гамма-излучения,

измеренное при установлении датчика прибора вплотную к основанию шеи между долями

щитовидной железы, мР/ч (мкР/с);

— мощность экспозиционной дозы гамма-излучения при расположении датчика прибора

вплотную к плечевой части руки (фон метода), мР/ч(мкР/с);

u — поправка на гамма-излучение

133

I в первые дни после начала аварии.

Момент измерения после

начала аварии (суток)

1 2 3 4 5

и более

Значение поправочного

коэффициента (отн. ед.)

3,1 1,8 1,3 1,2 1,1 1,0

Для приборов СРП-68 и ДРГ-01 пересчетный коэффициент для персонала

старше 18 лет:

K=10 мкКи/(мкР/с) = 2,8 мкКи/(мР/ч) = 3,7E + 5 Бк/(мкР/с) = 1,0E + 5 Бк/(мР/ч).

Для прибора ДП-5В К = 4,0 мкКи/(мР/ч). При горизонтальном расположении датчика,

измерение необходимо проводить с закрытым окном датчика, ориентированным к шее

Уровень облучения щитовидной железы, обусловленный

131

I, с момента измерения до

полного выведения радионуклида из организма определяется по формуле:

(t) = d

Щ(t) (9.3)

где: Щ(t) — содержание

131

I, определенное по формуле (9.2);

d — для лиц старше 18 лет численно равно значению 5,9 бэр/мкКи.

Значение ожидаемой эквивалентной дозы, обусловленной обнаруженным содержанием

131

I в щитовидной железе, за время с момента вдыхания до полного выведения радионуклида

из организма определяется по формуле:

(t) = C(t,T)

, бэр (9.4)

где: C(t,T) — поправка на время, прошедшее с момента поступления до измерения для лиц

старше 18 лет, отн. ед.;

T — время после начала аварии до момента поступления, суток,

— ожидаемая эквивалентная доза по формуле, бэр.