Реферат: Методические указания му-идк1-98 Издание официальное Министерство Российской Федерации по атомной энергии Департамент по безопасности, экологии и чрезвычайным ситуациям

Первая редакция


Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования

Российской Федерации

_____________________________________________________________________


2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ.

ДОЗИМЕТРИЯ. ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ КОНТРОЛЬ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

ПЕРСОНАЛА. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ.


МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

МУ-ИДК1-98


Издание официальное


Министерство Российской Федерации по атомной энергии

Департамент по безопасности, экологии и чрезвычайным ситуациям

Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем при Минздраве России


Москва

1998

П Р Е Д И С Л О В И Е


1. Разработаны коллективом специалистов Минатома России, НИЦ “СНИИП” Минатома России, ГНЦ России ”Институт биофизики” Минздрава России, РНЦ “Курчатовский институт”, ГНЦ “Институт медико-биологических проблем” Минздрава России и ГП “ВНИИФТРИ” Госстандарта России:

Б.В. Поленов - д.т.н., с.н.с., НИЦ “СНИИП”, руководитель работы;

И.В. Баранов - Минатом России;

М.П. Гринев - к.т.н., с.н.с., ГНЦ “Институт биофизики”;

И.Б. Кеирим-Маркус - д.т.н., профессор, ГНЦ “Институт биофизики”;

В.А. Кутьков - к.ф.-м.н., с.н.с., РНЦ КИ;

П.Ф. Масляев - к.т.н., чл.-корр. Метрологической академии России, ГП “ВНИИФТРИ”;

И.П. Мысев - НИЦ “СНИИП”;

А.П. Панфилов - Минатом России;

В.И. Петров - к.т.н., с.н.с. ,НИЦ “СНИИП”;

А.Д. Соколов - к.т.н., с.н.с., НИЦ “СНИИП”;

Л.В. Тимофеев - к.т.н., с.н.с., ГНЦ “Институт биофизики”;

К.А. Труханов - к.т.н., с.н.с., ГНЦ “Институт медико-биологических проблем”.

2. Утверждены и введены в действие.

3. В настоящих методических указаниях реализованы нормы законов РФ:

"О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 19.4.1991г;

"Об обеспечении единства измерений" от 27.4.1993 г. N 487-1;

"О стандартизации" от 10.6.1993 г. N 5154-1;

Федеральные законы "О радиационной безопасности населения" и “Об использовании атомной энергии”.

4. Введены впервые.


С О Д Е Р Ж А Н И Е

Лист

1. Область применения .......................................................................................... 4

2. Нормативные ссылки ......................................................................................... 5

3. Термины, определения и сокращения ............................................................ 6

4. Введение ............................................................................................................. 11

5. Цели и задачи индивидуального контроля внешнего облучения .................... 11

6. Классификация видов контроля внешнего облучения ..................................... 12

7. Технические требования к средствам индивидуального дозиметрического

контроля ............................................................................................................... 12

7.1.Определяемые величины ................................................................................. 12

7.2.Диапазон измерений ......................................................................................... 13

7.3.Энергетическая зависимость чувствительности ............................................. 13

7.4. Угловая зависимость чувствительности ......................................................... 14

7.5. Погрешности измерений .................................................................................. 14

7.6. Особенности отдельных дозиметров .............................................................. 16

8. Методы контроля внешнего облучения .............................................................. 16

9. Метрологическое обеспечение ........................................................................... 19

10.Общие нормативные требования к методикам выполнения измерений ........ 22

11. Интерпретация результатов измерений .......................................................... 23

12. Планирование программы индивидуального дозиметрического контроля

внешнего облучения .......................................................................................... 24

12.1. Обоснование принятия решения о введении контроля ............................... 24

12.2. Выбор метода контроля ................................................................................. 24

12.3. Программы контроля для нормальных условий работы и в случае

инцидентов и аварий ...................................................................................... 24

13. Технический регламент дозиметрического контроля ...................................... 25

14. Запись и хранение результатов дозиметрического контроля ........................ 27


^ УТВЕРЖДАЮ УТВЕРЖДАЮ


Руководитель Департамента по Заместитель Главного

безопасности, экологии и государственного

чрезвычайным ситуациям санитарного врача РФ

по специальным вопросам


___________________В.А.Губанов ________________О.И. Шамов

“ ”____________1998г. " "___________ 1998г.

МУ-ИДК1-98

Дата введения -

с момента утверждения


^ 2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ.

ДОЗИМЕТРИЯ. ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ КОНТРОЛЬ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

ПЕРСОНАЛА. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ.


^ МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

МУ-ИДК1-98

_____________________________________________________________________

1. Область применения


Настоящие методические указания (далее - указания) распространяются на организацию индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения персонала при работах с источниками ионизирующих излучений.

В указаниях устанавливаются требования к организации и проведению индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения персонала, подвергающегося воздействию ионизирующего излучения в нормальных условиях и при радиационных авариях.

Указания предназначены для использования при разработке, производстве, приобретении и применении приборов индивидуального дозиметрического контроля.

Указания предназначены для использования на предприятиях Минатома России, на предприятиях и в медико-санитарных частях ФУМБЭП при Минздраве России, осуществляющих контроль внешнего облучения, а также могут быть использованы в подразделениях и на предприятиях других ведомств.


Издание официальное. Настоящие методические указания не мо-

гут быть полностью или частично воспроиз-

ведены без разрешения Минатома России

ФУМБЭП Минздрава России, НИЦ “СНИИП”

и ГНЦ “Институт биофизики”.


^ 2. Нормативные ссылки


В указаниях использованы следующие стандарты:

2.1. ГОСТ 8.070-83. “ГСИ.Средства измерения мощности поглощенной дозы фотонного излучения”.

2.2. ГОСТ Р 22.0.02-94. “Безопасность в чрезвычайных ситуациях. Термины и определения основных понятий”.

2.3. ГОСТ 15484-81. “Излучения ионизирующие и их измерение. Термины и определения”.

2.4. ГОСТ 8.417-81 “ГСИ. Единицы физических величин.

2.5. ГОСТ Р 8.563-96. “ГСИ. Методики выполнения измерений”.

2.6. МИ 1967- 89 “ГСИ. Выбор методов и средств измерений при разработке методик выполнения измерений. Общие положения”.

2.7. МИ 2377-96 “ГСИ. Разработка и аттестация методик выполнений измерений”.

2.8. ГОСТ 14337-78. “Средства измерения ионизирующих излучений. Термины и определения”.

2.9. ГОСТ 4.59-79 “СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей”.

2.10. ГОСТ 27451-87. “Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия”.

2.11. МИ 2174-91. “Аттестация алгоритмов и программ обработки данных при измерениях. Основные положения”.

2.12. ГОСТ Р8.565-96. “Метрологическое обеспечение эксплуатации атомных станций. Основные положения”.

2.13. НРБ-96 “Нормы радиационной безопасности. Гигиенические нормативы”.

2.14. ОСПОРБ-97 “Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (проект)”.

2.15. Временные МУ-97. “Оценка эффективной дозы облучения персонала предприятий Минатома РФ по данным радиационного и индивидуального дозиметрического контроля”.

2.16. ГОСТ 8.508-84 “ГСИ. Метрологические характеристики средств измерений и точностные характеристики средств автоматизации ГСП”.

2.17. ГОСТ 18622-79. “Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом. Химический состав тканеэквивалентного вещества”.

2.18. ГОСТ 8.347-79. “Государственный первичный эталон и общесоюзная поверочная схема для средств измерений мощности поглощенной и эквивалентной доз нейтронного излучения”.

2.19. ГОСТ 8.355-79. “Радиометры нейтронов. Методы и средства поверки”.


^ 3. Термины,определения и сокращения


3.1. Авария радиационная - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которая привела или может привести к повышенному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

3.2. Безопасность населения радиационная - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.


3.3. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы,WR.

Фотоны, электроны и мюоны любых энергий - 1; нейтроны с энергией менее 10 кэВ - 5, от 10 кэВ до 100 кэВ - 10, от 100 кэВ до 2 МэВ - 20, от 2 МэВ до 20 МэВ - 10, более 20 МэВ - 5; протоны с энергией более 2 МэВ - 5; альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра - 20.

3.4. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы, WT.

Гонады - 0,20; красный костный мозг - 0,12; толстый кишечник (нисходящая сигмавидная часть ободочной кишки, прямая кишка) - 0,12; легкие - 0,12; желудок - 0,12; мочевой пузырь - 0,05; молочная железа - 0,05; печень - 0,05; пищевод - 0,05; щитовидная железа - 0,05; кожа - 0,01; клетки костных поверхностей - 0,01; остальные органы и ткани - 0,05.

3.5. Вмешательство - действие, направленное на предотвращение переоблучения либо снижение доз или неблагоприятных последствий облучения, прмиенимое к источнику излучения, к окружающей среде и к человеку.

3.6. Детектор - чувствительный элемент, предназначенный для преобразования энергии ионизирующего излучения в другой вид энергии, удобный для индикации, последующей регистрации и/или измерения.

3.7. Доза - поглощенная доза, доза на орган, эквивалентная или эффективная доза в зависимости от контекста.

3.8. Доза индивидуальная - доза, характеризующая степень воздействия ионизирующего излучения на конкретного человека.

^ 3.9. Доза поглощенная, D - дозиметрическая величина, определяемая выражением:

_

de

D = ----- , ( 1 )

dm

_

где de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением элементарному объему вещества, а dm - масса вещества в этом объеме. Единицей измерения поглощенной дозы является джоуль, деленный на килограмм, имеющий специальное название грей, Гр.

^ 3.10. Доза эквивалентная, HT - дозиметрическая величина, определяется выражением:

HT,R = WR DT,R , ( 2 )

где DT,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а WR- взвешивающий коэффициент для излучения R. Если поле излучения состоит из нескольких видов излучений с различными значениями WR, то эквивалентная доза определяется в виде:

HT=  WRDT,R ( 3 )

R

Единицей эквивалентной дозы является джоуль, деленный на килограмм, имеющий специальное название зиверт, Зв.

^ 3.11. Доза эффективная, HE - величина, используемая как мера риска возникновения стохастических последствий облучения всего тела человека или отдельных его органов с учетом их радиочувствительности:

HE = W. Н, ( 4 )



где W - взвешивающий коэффициент для ткани , а Н-- эквивалентная доза в ткани .

Единица эффективной дозы - зиверт,Зв.

^ 3.12. Доза эффективная коллективная - величина, характеризующая воздействие ионизирующего излучения на группу людей; определяется в виде суммы всех эффективных индивидуальных доз в этой группе.

3.13. Дозовый предел - значение эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которое не должно превышаться за год в условиях нормальной работы.

3.14. Дозиметр - прибор для измерения дозы и/или мощности дозы ионизирующего излучения и/или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им объекту, находящемуся в поле его действия.

3.15. Источник ионизирующего излучения - устройство или вещество, уровень ионизирующего излучения от которого требует применения по отношению к нему норм и правил обеспечения радиационной безопасности.

3.16. Контроль аварийный (специальный) - радиационный контроль в случае радиационной аварии.

^ 3.17. Контроль дозиметрический - измерение мощности дозы излучений в местах производственной деятельности человека, определение эквивалентных или эффективных, накопленных индивидуальных и коллективных доз от различных источников ионизирующего излучения, для сопоставления с установленными нормативами облучения и контрольными уровнями.

3.18. Контроль оперативный - контроль радиационного параметра с получением информации о нем в любой момент или за любой промежуток времени.

3.19. Контроль текущий - контроль радиационного параметра с получением информации о нем за определенный промежуток времени.

^ 3.20. Мощность дозы - отношение приращения дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) dD, dH, dHE к этому интервалу времени d:



D = dD / d ( Гр/с ) ( 5 )



H = dH / d ( Зв/с ) ( 6 )



HE = dHE / d ( Зв/с ) ( 7 )

На практике за единицу времени могут приниматься минута и час.

3.21. Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.

3.22. Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.

^ 3.23. Облучение внешнее - облучение человека от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.

3.24. Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные дозовые пределы, с целью предупреждения развития технологической или радиационной аварии или ограничения ее последствий.

3.25. Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками ионизирующего излучения.

^ 3.26. Облучение производственное - облучение работников от всех видов источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.

3.27. Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе их работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

3.28. Персонал - лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

^ 3.29. Риск радиационный - вероятность того, что у человека в результате облучения возникнут вредные для его здоровья конкретные эффекты.

3.30. Ситуация аварийная - ситуация, близкая к потере управления источником ионизирующего излучения, которая может привести к незапланированному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, превышающему установленные нормативы.

^ 3.31. Уровень вмешательства - значение эффективной (эквивалентной) дозы, равное годовому дозовому пределу персонала группы А, при достижении которого должно быть проведено мероприятие (действие), направленное на предотвращение либо снижение облучения.

^ 3.32. Уровень исследования - значение эффективной (эквивалентной) дозы, равное половине дозового предела персонала группы А, при достижении которого должно быть проведено исследование, направленное на выяснение основных причин, обуславливающих этот уровень облучения.

^ 3.33. Уровень контрольный - значение контролируемой величины - дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое руководством организации по согласованию с территориальным органом госсанэпиднадзора для закрепления достигнутого в организации уровня радиационной безопасности.

^ 3.34. Уровень регистрации - значение эффективной (эквивалентной) дозы, равное 0,05 дозового предела персонала группы А, при повышении которого требуется обязательная регистрация интегральной дозы.

3.35. Уровень собственного фона прибора - показания прибора для измерения ионизирующих излучений в нормальных условиях эксплуатации, обусловленные собственным фоном прибора при отсутствии источника, излучение которого должно измеряться.

3.36. Фильтр - слой вещества, расположенный между источником ионизирующего излучения и детектором, предназначенный для поглощения и ослабления компонентов излучения или выравнивания энергетической зависимости чувствительности детектора.

Сокращения:

ДП - дозовый предел

ЕТ - единые требования

ИДК - индивидуальный дозиметрический контроль

ИИИ - источник ионизирующего излучения

МБТ - мягкая биологическая ткань

МВИ - методика выполнения измерений

ППД - полупроводниковый детектор или дозиметр

ТЛД - термолюминесцентный детектор или дозиметр

ФЭУ - фотоэлектронный умножитель


4. Введение


В настоящее время службы радиационной безопасности и структурные подразделения, осуществляющие функции индивидуального дозиметрического контроля (ИДК) внешнего облучения при работах с источниками ионизирующего излучения (ИИИ), а также организации, связанные с разработкой, производством, приобретением и применением средств ИДК, руководствуются Едиными требованиями к системе приборов индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения (ЕТ ИДК 86) и Методическим руководством “Дозиметрический и радиометрический контроль”, тт.1,2, М., Атомиздат, 1980 г., разработанных на основе НРБ-76/87.

Целью данных указаний является разработка нормативного документа по общим требованиям к ИДК внешнего облучения персонала на основе Норм радиационной безопасности (НРБ-96), а также концепций и подходов, принятых в Публикации № 60 МКРЗ 1990 года и в Международных Основных Нормах Безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений 1994 года.

Для обеспечения единства и систематизации методических подходов к дозиметрическому контролю при внедрении в практику указанных документов устанавливаются:

- общие требования и принципы организации, планирования и осуществления ИДК внешнего облучения с унификацией основных положений системы;

- общие требования к техническим средствам ИДК внешнего облучения;

- методики, требования к ним, а также к средствам измерений и способам интерпретации результатов.

Предлагаемая система ИДК внешнего облучения базируется на использовании отечественного опыта, а также на рекомендациях МКРЗ и руководствах МАГАТЭ по общим принципам радиационного контроля и оценке доз от внешнего облучения профессиональных работников.

Внешнее облучение от техногенных и природных источников учитывается в соответствии с требованиями НРБ-96 и ОСПОРБ-97.


^ 5. Цели и задачи индивидуального контроля внешнего облучения


Контроль внешнего облучения является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной безопасности предприятия, направленной на охрану здоровья людей от воздействия ИИИ.

Цель ИДК внешнего облучения - обеспечить исключение облучения персонала выше установленных основных дозовых пределов (ДП)и, тем самым, достаточность мер по контролю за ИИИ, обеспечивающих безопасное использование источников.

В соответствии с действующей системой ограничения облучения, основанной на использовании дозовых пределов, основной задачей ИДК внешнего облучения персонала является определение накопления в течение года индивидуальной эффективной (эквивалентной) дозы и регулирование совместно с руководителем работ дальнейшей деятельности персонала, если эффективная (эквивалентная) доза приближается к установленному для них контрольному уровню.


^ 6. Классификация видов контроля внешнего облучения


Выделяются три основных вида ИДК внешнего облучения:

текущий контроль;

оперативный контроль;

аварийный (специальный) контроль.

Первый вид контроля осуществляется при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения; третий - при радиационных авариях, второй - в том и/или другом случае.


^ 7. Технические требования к средствам индивидуального дозиметрического контроля


Общие технические требования к индивидуальным дозиметрам как средствам измерений ионизирующих излучений изложены в ГОСТ 27451-87.


^ 7.1. Определяемые величины.


Определяемыми величинами являются эффективная и различные эквивалентные дозы, непосредственно нормируемые НРБ-96, а также дополнительные величины.

Наименования и обозначения определяемых доз и значения толщин tп покровного слоя мягкой биологической ткани (МБТ)и tд - слоя МБТ, которым соответствует эквивалентная доза различных видов ионизирующих излучений, приведены в табл. 7.1.

Таблица 7.1

Наименование и обозначение нормируемой дозы

Вид

излучения

tп ,

мг/см2

tд,

мг/см2

Диапазон из-

мерений, мЗв

Вид

контроля



















Эффективная HE

фотоны,

нейтроны

-

-

0,2 - 500

0,02 - 200

текущий

оперативный

Дозы эквивалент индивидуальный HP(10),

фотоны,

нейтроны


1000


-


то же


то же

Эквивалентная в коже (эпидермис) HS(0,07)

фотоны,

бета


5



5

5 - 5000

0,5 - 5000

2000 - 30000

текущий

оперативный

аварийный

Эквивалентная в коже (эпидермис) HS(0,4)

фотоны,

бета




40


5


то же


то же

Эквивалентная в коже (дерма) HS(1,5)

фотоны,

бета


130


40


то же


то же

Эквивалентная в хрусталике Hl

фотоны,

бета


300


0







Поглощенная в шаре 30 см из МБТ D(10)

фотоны,

нейтроны


1000


0


0,5 - 20 Гр


аварийный


 Нижняя граница диапазона - 0,1 мЗв в полях смешанного гамма-нейтронного излучения при раздельном определении компонентов.

 В качестве нормируемой величины применять в новых разработках не рекомендуется.

 Дозы HP(10), HS(1,5) и D(10) в НРБ-96 отсутствуют.

Диапазоны измерений не распространяются для женщин до 45 лет, студентов и учащихся до 21 года.


^ 7.2. Диапазон измерений


Диапазоны измерений при текущем, оперативном и аварийном контроле приведены в табл. 7.1. Значения нижних и верхних пределов диапазонов установлены из нижеследующих соображений.

Диапазон доз HE, который должен измерять индивидуальный дозиметр текущего контроля, определяется НРБ-96, согласно которым дозовый предел устанавливается до 2,5 ДПА, а при планируемом повышенном облучении - до 10 ДПА. Поэтому верхнюю границу диапазона HE следует с запасом установить равной 25 ДПА, т.е. 500 мЗв. Нижняя граница диапазона должна быть на уровне (1/10) ДПА, а в полях смешанного гамма-нейтронного излучения при раздельных измерениях компонентов - (1/30) ПДА. При месячной периодичности контроля нижняя граница диапазона должна быть около 0,2 мЗв. Для текущего контроля персонала группы Б установлены в 4 раза меньшие нормативы, чем для группы А, но указанные пределы измерения для него приемлемы. Таким образом, диапазон измерений дозы HE при текущем контроле должен быть от 0,2 (0,1) до 500 мЗв.

При текущем контроле облучения кожи НРБ-96 регламентирует только годовой уровень облучения. Поэтому диапазон измерения HS (0,07) и HS(0,4) должен охватывать от 5 мЗв до 5 Зв.

Оперативный контроль распространяется на одну рабочую операцию - смену. Поэтому диапазон измерений HE должен составлять от 20 мкЗв до 200 мЗв, а для HS (0,07) и HS(0,4) - от 0,5 мЗв до 5 Зв.

Аварийный контроль должен обеспечивать измерения доз, приводящих к острому общему или локальному лучевому поражению. Поэтому нижняя граница диапазона измерения D(10) должна быть 0,5 Гр, а в полях смешанного гамма-нейтронного излучения при раздельном измерении компонентов - 0,2 Гр. Верхняя граница диапазона должна составлять 20 Гр, учитывая возможность локальных переоблучений.

При аварийном контроле облучения кожи должны измеряться дозы HS (0,07), HS (0,4) и HS (1,5) в диапазоне 2-30 Зв.


^ 7.3. Энергетическая зависимость чувствительности


Зависимость чувствительности индивидуальных дозиметров от энергии частиц или фотонов (если ее выражать в виде отношения показаний дозиметра к значению физической величины, измеряемой или создаваемой эталонным (образцовым) средством измерений, применяемом при экспериментальном определении чувствительности) должна соответствовать табл. 9.1 и 9.2 (в случае фотонного излучения эти зависимости приведены на рис.2 в разделе 9).

Энергетическая зависимость как отношение показаний дозиметра к значениям доз, приведенных в табл. 7.1, должна быть приведена в эксплуатационной документации. Энергетическая зависимость временно (до накопления опыта разработки дозиметров для контроля новых величин, нормируемых НРБ-96) не нормируется.


^ 7.4. Угловая зависимость чувствительности


Угловая зависимость чувствительности должна быть приведена в эксплуатационной документации.

Угловая зависимость временно (до выхода редакции НРБ или иного документа, содержащего нормируемую угловую зависимость) не нормируется.


^ 7.5. Погрешности измерений

Суммарная относительная погрешность дозиметра  при дозах Н близких к 1ДП не должна превышать для данного направления фотонного излучения +50 %, -33 % при доверительной вероятности 0,95, а для бета- и нейтронного излучения погрешность не нормируется.

Для остальных значений Н границы погрешности  для положительных (+) и отрицательных (-) отклонений показаний дозиметра относительно условно истинных значений дозы указаны на рис.1.


П р и м е ч а н и я:

1. При значениях  в относительной форме, превышающих примерно 0,2, когда равноточным измерениям соответствуют несимметричные пределы +и -, в качестве величины, характеризующей погрешность дозиметра, целесообразно использовать фактор неопределенности F или логарифмическую погрешность L, выражаемую в неперах (Нп), имеющую симметричные пределы L для равноточных измерений.

Данные величины связаны соотношениями:

F = 1 + + = еL = 1 + L + (1/2!) L2 + ...;

1/F = 1 - -= e-L = 1 - L + (1/2!)L2 - ...,

из которых следует, что при малых  (менее 10-15 %), +  -  L.

2. Значения L, Нп на рис.2 вычислены по формуле:

L = 0,4.exp [-0,6931 lg(H/H0)];

H0 = ДП./12,

в которой , мес - время экспонирования дозиметра (периодичность контроля составляет 12/ раз в год), ДП - соответствующий дозовый предел.

Таким образом, допускаемая погрешность L определяется дозой Н, отнесенной к доле Н0 дозового предела, приходящейся на время .

3. На рис.2 приведены в качестве справки сведения по допускаемым погрешностям, пересчитанные для логарифмической погрешности L, из следующих нормативных документов: публикаций 60 и 75 МКРЗ (пунктир,о), доклада 20 МКРЕ (), примечаний к отечественному изданию этого доклада, относящихся к погрешности поглощенной дозы, пересчитанных для ПД=20 мЗв и =12 мес. (штрихпунктир).


Рис.1. Допускаемая логарифмическая погрешность L и соответствующие значения фактора неопределенности F, положительных + и отрицательных - относительных погрешностей дозиметров фотонного излучения (сплошная кривая) при различных значениях H/H0 (нижняя шкала). Верхняя шкала - для дозы HE и  =6 мес.

Численный пример: найти значения величин, характеризующих допускаемую погрешность измерения дозы HE= 15 мЗв при  =3 мес.

Вычисляют H0 = 20.3/12 = 5 мЗв; H/H0 = 15/5 = 3.

Определяют по графику для H/H0= 3 или путем расчета

L = 0,4.exp [-0,6931lg3] = 0,287,

F = eL = 1,33;

+ = F - 1 = 0,33 (в относительной форме) = +33 %;

- - = 1/F - 1 = -0,25 (в относительной форме) = -25 %.


^ 7.6. Особенности отдельных дозиметров


Дозиметр для контроля дозы НЕ в поле гамма-нейтронного излучения должен иметь одинаковую чувствительность по эквиваленту тканевой кермы к нейтронам и фотонам или же должен быть мало чувствителен к фотонному излучению (в последнем случае должен быть также предусмотрен дозиметр фотонного излучения мало чувствительный к нейтронам).

Дозиметр для контроля дозы НЕ в поле фотонного излучения при наличии бета-излучения должен иметь фильтр, поглощающий бета-частицы, а при отсутствии бета-излучения только фильтр, обеспечивающий электронное равновесие в месте расположения детектора согласно ГОСТ 25935-83.

При необходимости контроля нескольких величин HS табл. 7.1, применяемые дозиметры должны иметь толщину материала до чувствительного слоя детектора и толщину чувствительного слоя, эквивалентные слоям из МБТ согласно табл. 7.1.


^ 8. Методы контроля внешнего облучения


Для целей ИДК используют прямой метод измерения дозы. Он основан на нескольких непосредственных измерениях одного или нескольких индивидуальных интегрирующих дозиметров.

В дополнение к прямому методу используют косвенный метод определения и исследования индивидуальной дозы на основе результатов контроля мощности дозы на рабочем месте и учете пространственно-временного перемещения персонала в этом поле.

Косвенный метод дает, как правило, меньшую точность, чем прямой. Его используют по согласованию с органами госсанэпиднадзора и службами радиационной безопасности, когда отсутствуют необходимые типы индивидуальных дозиметров, например, нейтронов, излучения ускорителей высоких энергий или, когда при установившейся технологии проведения работ эффективная (эквивалентная) доза персонала не превышает 1/3 основных дозовых пределов.

^ При текущем и оперативном контроле в случае равномерного облучения, в зависимости от отношения HS/HE, применяют (см. табл. 7.1):

- дозиметр для контроля дозы НЕ, располагаемый обычно на уровне груди (при HS/HE <25);

- дозиметр для контроля дозы HS (0,4), усредненной по площади 1 см2, располагаемый на пальцах, либо дозиметр для контроля дозы HS (0,07), располагаемый в других местах (при HS(0,4)/HE >25 либо при HS(0,07)HE >25).

^ При контроле аварийных облучений и работ, связанных с облучением более ДП и с облучением, не равномерным по телу, используют дополнительные дозиметры, расположенные на потенциально наиболее облучаемых участках тела, в том числе кожные дозиметры для контроля дозы HS (1,5).

В зависимости от условий работы используют индивидуальные дозиметры:

- фотонного излучения для контроля дозы НЕ;

- бета-фотонного излучения для контроля доз HS (0,07), HS (1,5) и НЕ;

- наручные бета-фотонного излучения для контроля доз HS (0,4) и HS (1,5);

- нейтронного излучения для контроля дозы НЕ.

При контроле смешанных полей гамма-нейтронного излучения применяют дозиметры, имеющие одинаковую чувствительность по эквиваленту тканевой кермы к нейтронам и фотонам либо нейтронный дозиметр, мало чувствительный к гамма-излучению, совместно с гамма-дозиметром, мало чувствительным к нейтронам.

Часто используют одновременно несколько дозиметров нейтронов, чувствительных к разным участкам энергетического спектра нейтронов.

При аварийном облучении наряду с применением индивидуальных дозиметров аварийного контроля привлекают специализированные лаборатории, использующие методы ретроспективной дозиметрии. К ним относятся методы, основанные на подсчете частоты появления хромосомных аберраций в лимфоцитах периферической крови или подсчете концентрации клеток в пункции костного мозга.

При наличии зубов, удаленных по медицинским показаниям у пострадавших при аварии, по сигналу ЭПР образцов тканей зуба определяют эквивалентную дозу фотонного излучения в месте, где он находился. По сигналу ЭПР образцов ногтей определяют поглощенную дозу бета-фотонного излучения в месте отбора пробы, а по образцам волос с различных участков кожи, образцам тканей одежды пострадавшего и сопутствующих предметов определяют распределение поглощенной дозы фотонного излучения по поверхности тела пострадавшего.

При наличии нейтронного излучения используют гамма-спектрометрию всего тела и радиометрию крови для определения по активации натрия флюенса тепловых нейтронов. При наличии сведений о действовавших спектрах нейтронов по этому флюенсу определяют тканевые дозы от всех нейтронов. По активации серы в волосах, ногтях и одежде из шерсти определяют флюенс быстрых нейтронов и аналогично их дозу в соответствующих точках на поверхности тела. Используют и активацию сопутствующих предметов для оценки поля нейтронного излучения.

Иногда возможно моделировать условия аварии. В таких случаях необходимо использовать антропомофные фантомы, снаряженные набором дозиметров, а в случае нейтронного излучения и активационных детекторов. Фантомы размещают в местах и в позах, которые были у пострадавших в момент аварии. По показаниям детекторов определяют распределение дозы гамма-нейтронного излучения по телу пострадавшего и спектры нейтронов. Начали применять и компьютерное моделирование условий аварийного облучения.

Для индивидуальной дозиметрии можно применять различные дозиметрические методы.

В методах, основанных на использовании ионизационных камер, измеряют разряд конденсаторной ионизационной камеры из-за вызванного излучением тока в ее газовом наполнении и по нему определяют дозу фотонного излучения. Энергетическая зависимость их чувствительности обычно не превышает 15 % в диапазоне энергии фотонов 40 кэВ - 1,25 МэВ, но анизотропия их чувствительности значительна. К сопутствующему нейтронному излучению без специально принятых мер они на порядок менее чувствительны. Эти дозиметры пригодны для решения всех задач индивидуальной дозиметрии фотонного излучения.

Полупроводниковые дозиметры с применением p-n, p-i-n диодов и МОП транзисторов основаны на изменении их параметров вследствие воздействия ионизирующего излучения. Диффузионные дрейфовые и поверхностно-барьерные кремниевые полупроводниковые детекторы работают подобно ионизационной камере. МОП-транзисторы работают как ионизационная камера с очень тонким чувствительным слоем. Для обеспечения избирательной чувствительности к различным видам излучений применяют соответствующие конверторы. Диапазон измерения доз с помощью таких дозиметров от 0,01 мЗв до 10 Зв.


Фотопленочный метод основан на измерении почернения, вызванного облучением и зависящего от дозы. Проявленные пленки сравнивают с образцами, облученными известными дозами. Нижний порог измерения 0,1-0,2 мЗв, поэтому они пригодны для текущего контроля. Аварийный контроль можно обеспечить. применяя вторую низкочувствительную фотопленку. Метод может использоваться и для контроля бета-излучения, но его чувствительность сильно зависит от энергии бета-частиц.

Термолюминесцентный метод основан на использовании активированных добавками веществ, надолго запасающих энергию, переданную им излучением, и освобождающих ее при нагревании в виде фотонов термолюминесценции. В современных модификациях этот метод обладает очень широким диапазоном по дозам - от 10-5 до 105 Зв. Это позволяет использовать его одновременно для текущего и аварийного контроля. В качестве люминофоров нашли применение:

- алюмофосфатные стекла, активированные марганцем;

- монокристаллы фторида лития, активированные магнием и титаном;

- монокристаллы фторида лития, активированные магнием, фосфором и медью;

- монокристаллы корунда без активатора;

- поликристаллы бората магния, активированные диспрозием.

2-ой и 3-ий материалы тканеэквивалентны, 1-ый и 4-ый требуют применения компенсирующих фильтров. Наиболее чувствительны 3-ий, 4-ый и 5-ый, 2-ой чувствителен к медленным нейтронам и для разделения показаний от фотонного и нейтронного излучений используют два разных детектора, либо обеспечивают поглощение нейтронов фильтрами, либо разделяют излучения по пикам термолюминесценции.

Трековый метод основан на регистрации треков заряженных частиц излучения в соответствующем материале. Широкое применение для индивидуальной дозиметрии нейтронов нашел органический полимер CR-39, позволяющий регистрировать треки от протонов отдачи в материале детектора. Для аварийной дозиметрии применяют регистрацию осколков деления из нептуниевой мишени. После облучения детекторы