Реферат: Государственное санитарно-эпидемиологическое нормирование Российской Федерации

Государственное

санитарно-эпидемиологическое нормирование

Российской Федерации


2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность


Проведение комплексного экспедиционного радиационно-гигиенического обследования населенного пункта для оценки доз облучения населения


Методические рекомендации

МР 2.6.1.0006-10


Москва

2010


ББК

Проведение комплексного экспедиционного радиационно-гигиенического обследования населенного пункта для оценки доз облучения населения. Методические рекомендации – М.: Федеральный Центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2010 – 48 с.



Авторский коллектив:

Федеральное государственное учреждение науки «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева» Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (ФГУН НИИРГ) (Г.Я. Брук, М.И. Балонов, А.Н. Барковский, В.Ю. Голиков,
А.В. Громов, Т.В. Жеско, М.В. Кадука, О.С. Кравцова, И.Г. Травникова, Н.И. Шевелятова,
В.Н. Шутов, В.А. Яковлев)

Федеральное государственное учреждение здравоохранения «Центр гигиены и эпидемиологии в Рязанской области» (ФГУЗ «Центр гигиены и эпидемиологии в Рязанской области») (В.В. Кучумов)


Разработаны в рамках Федеральной целевой программы «Преодоление последствий радиационных аварий на период до 2010 года», Государственный контракт № 39-Д от 11.06.2010 г. «Оптимизация методик и проведение радиационного мониторинга доз облучения населения на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС»


2. Рекомендованы Государственной Комиссией по санитарно-эпидемиологическому нормированию при Федеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека


3. Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко

«09» августа 2010 г.


4. Введены в действие «01» сентября 2010 г.


5. Введены впервые.


содержание


1. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ 5

2. НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ 5

3. Введение 6

4. Термины и определения 7

5. Проведение обследований 8

5.1. Внешнее облучение 8

5.1.1. Определение индивидуальных доз внешнего облучения 11

5.1.1.1. Особенности индивидуальных ТЛД-дозиметров 16

5.1.2. Измерение мощностей доз гамма-излучения в различных локациях 19

5.2. Внутреннее облучение 30

5.2.1. Определение индивидуальных доз внутреннего облучения 30

5.2.2. Измерение содержания 137Cs и 90Sr в пищевых продуктах 35

ПРИЛОЖЕНИЕ 1 39

ПРИЛОЖЕНИЕ 2 40

ПРИЛОЖЕНИЕ 3 43

ПРИЛОЖЕНИЕ 4 44

ПРИЛОЖЕНИЕ 5 45

ПРИЛОЖЕНИЕ 6 46

ПРИЛОЖЕНИЕ 7 48


^ Обозначения и сокращения:



АЭС

Атомная электростанция

ИДК

Индивидуальный дозиметрический контроль

ЛПХ

Личное подсобное хозяйство

МДА

Минимальная детектируемая активность

МР

Методические рекомендации

МУ

Методические указания

НП

Населенный пункт

ПГТ

Поселок городского типа

СГЭД

Средняя годовая эффективная доза

СИЧ

Счетчик (спектрометр) излучения человека

ТЛД

Термолюминесцентный детектор

ТЛД-дозиметр

Дозиметр с термолюминесцентными детекторами

ФЭУ

Фотоэлектронный умножитель

ЧАЭС

Чернобыльская АЭС


УТВЕРЖДАЮ

Руководитель Федеральной службы
по надзору в сфере защиты прав
потребителей и благополучия человека,
Главный государственный санитарный
врач Российской Федерации


____________________ Г.Г. Онищенко


«09» августа 2010 г.

Дата введения: «01» сентября 2010 г.


2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность


Проведение комплексного экспедиционного радиационно-гигиенического обследования населенного пункта для оценки доз облучения населения


Методические рекомендации

МР 2.6.1.0006-10

________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________________


1. Область применения

Настоящие Методические рекомендации (далее – МР) предназначены для использования органами и организациями Роспотребнадзора при проведении комплексных экспедиционных радиационно-гигиенических обследований населенных пунктов с целью последующего проведения расчетов текущих средних годовых эффективных доз (СГЭД) облучения1 жителей, проживающих в населенных пунктах (НП) Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС (ЧАЭС).


^ 2. Нормативные ссылки

Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009), СанПиН 2.6.1.2523-09.

Концепция радиационной, медицинской, социальной защиты и реабилитации населения Российской Федерации, подвергшегося аварийному облучению. РНКРЗ, 1995.

Закон РФ от 18 июня 1992 г. № 3061-I “О внесении изменений и дополнений в Закон РСФСР “О социальной защите граждан, подвергшихся воздействию радиации вследствие катастрофы на Чернобыльской АЭС” (с изменениями от 24 декабря 1993 г., 24 ноября 1995 г., 11 декабря 1996 г., 16 ноября 1997 г., 17 апреля, 5 июля 1999г.).

Федеральный закон “О радиационной безопасности населения” от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ (в редакции Федерального закона от 22.06.2004
№ 122-ФЗ).

Публикации Международной Комиссии по радиологической защите №№ 43, 60, 67, 74 и 82.



3. Введение

МР содержат рекомендации по проведению комплексных радиационно-гигиенических обследований НП, расположенных на территориях, радиоактивно загрязненных вследствие аварии на ЧАЭС. Проведение таких обследований позволяет решать следующие задачи:

получение данных для выполнения уточненных оценок текущих доз внешнего и внутреннего облучения населения;

прогнозирование долговременных тенденций изменения радиационной обстановки в результате естественных процессов, происходящих в окружающей среде, а также вследствие человеческой деятельности;

получение данных для уточнения параметров радиологических моделей.

Радиационно-гигиеническое обследование обстановки на территории населенного пункта включает в себя:

измерение мощностей доз гамма-излучения в локациях НП и его ареала;

измерение накопленной дозы внешнего облучения за определенный промежуток времени (индивидуальный дозиметрический контроль – ИДК);

измерение удельной активности 137Cs и 90Sr в пищевых продуктах местного происхождения;

измерение содержания 137Cs в организме жителей на установках СИЧ (счетчиках излучения человека);

проведение индивидуальных анкетных опросов жителей о режимах их поведения и структуре рационов питания.



^ 4. Термины и определения

Ареал населенного пункта – прилегающая к населенному пункту территория, на которой население ведет хозяйственную деятельность (огороды, поля, покосы и т.п.) или проводит свободное время (берег реки, озера, лес и т.п.).

Индивидуальный дозиметрический контроль – в рамках данного документа контроль индивидуальных доз внешнего облучения людей с использованием индивидуальных дозиметров, постоянно находящихся на их теле (одежде).

Локация – участки территории населенного пункта и его ареала, являющиеся, с одной стороны, представительными в смысле описания поведения населения, а с другой стороны, характеризующиеся сходными параметрами поля излучения.

Нулевой фон гамма-дозиметра – сумма собственного фона дозиметра и его отклика на космическое излучение.

ТЛД-дозиметр – дозиметр с термолюминесцентными детекторами; средство для индивидуального дозиметрического контроля внешнего гамма-излучения.

Транспортная доза ТЛД-дозиметра – доза, накопленная ТЛД-дозиметром при хранении и в процессе транспортировки из лаборатории к месту проведения обследований и обратно.

Фактор места – отношение мощности дозы чернобыльского компонента гамма-излучения на высоте 1 м над подстилающей поверхностью в данной локации НП или его ареала к аналогичной величине над целинным участком местности.

Фактор поведения – доля времени, проводимого населением в локациях различного типа.

Целинный участок местности – участок местности, не подвергавшийся какой-либо обработке после аварии на Чернобыльской АЭС.

СИЧ – счетчик излучения человека (гамма-спектрометр); средство индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения, предназначенное для идентификации и определения активности гамма-излучающих радионуклидов, содержащихся в теле человека или в отдельных его органах.

Чернобыльский компонент излучения – компонент ионизирующего излучения, обусловленный радиоактивным загрязнением окружающей среды в результате аварии на ЧАЭС.


^ 5. Проведение обследований

5.1. Внешнее облучение

Для определения доз внешнего облучения при проведении радиационно-гигиенических обследований реперных НП используются два вида измерений:

измерение индивидуальных доз внешнего облучения (индивидуальный дозиметрический контроль) методом термолюминесцентной дозиметрии;

измерение мощностей доз гамма-излучения в локациях.

Необходимо особо подчеркнуть, что при проведении измерений на загрязненных территориях определяется доза (мощность дозы), обусловленная всеми источниками излучения, включая природные. Для оценки дозы (мощности дозы), создаваемой за счет гамма-излучения 137Cs, выпавшего в результате аварии на ЧАЭС (чернобыльский компонент облучения), необходимо дополнительно оценить и вычесть из результатов измерений величину дозы (мощности дозы), неизбежно создаваемую природными источниками.

Основной вклад в дозу (мощность дозы) внешнего облучения от природных источников дают следующие компоненты:

космическое излучение, зависящее от широты местности и высоты над уровнем моря;

излучение природных радионуклидов (ряды урана и тория, а также радионуклид 40К), содержащихся в земной коре;

излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных конструкциях зданий.

Оценка вклада природных источников в измеряемую величину мощности дозы гамма-излучения в различных локациях может осуществляться путем проведения в тех же точках гамма-спектрометрических измерений, которые позволяют выделить вклад гамма-излучения природных радионуклидов. При проведении индивидуального дозиметрического контроля населения сделать это невозможно, т.к. существующие индивидуальные дозиметры не позволяют оценить энергетический спектр гамма-излучения. В этом случае приходится из полученных индивидуальных доз вычитать среднее для данной территории значение вклада природных источников. Такой подход приводит к большим погрешностям оценки индивидуальных доз на слабозагрязненных территориях, где вклад природных источников значительно превышает вклад чернобыльского компонента излучения. Поэтому рекомендуется проводить индивидуальный дозиметрический контроль лишь в тех населенных пунктах, плотность радиоактивного загрязнения которых 137Cs составляет не менее 370-555 кБк/м2 (10-15 Ки/км2).

Индивидуальный дозиметрический контроль позволяет наиболее точно учесть все факторы, влияющие на формирование дозы внешнего облучения у жителей загрязненных территорий. Достаточно длительный период ношения дозиметров позволяет исключить влияние различий в режимах поведения людей в отдельные дни (выходные и рабочие дни, дождливые и солнечные дни и т.п.) на результаты измерений, что достаточно трудно достигнуть при использовании иных методов.

При проведении индивидуального дозиметрического контроля жителей загрязненных территорий возможны трудности, которые могут повлиять на достоверность и точность получаемых результатов:

нарушение инструкции по ношению индивидуальных дозиметров, непостоянное ношение индивидуальных дозиметров;

умышленное искажение жителями результатов измерений, посредством помещения дозиметров в места аномально высокой мощности дозы (например, под водостоки);

сложность разделения дозы на составляющие: чернобыльский компонент и природное излучение.

От этих недостатков в значительной мере свободен метод оценки доз облучения населения загрязненных территорий, основанный на измерении мощностей доз гамма-излучения в различных локациях НП. Он позволяет получить детальную информацию о пространственных характеристиках поля гамма-излучения в НП и его ареале. На основе этих данных, используя информацию о режимах поведения жителей, можно оценить дозы их внешнего облучения. Для этого могут использоваться методы стохастического моделирования, позволяющие исследовать влияние различных факторов на формирование этой дозы (например, индивидуальных особенностей режима поведения), а также получать статистические распределения индивидуальных доз. К недостаткам метода следует отнести его большую трудоемкость и необходимость достоверной информации о режимах поведения различных групп населения или отдельных лиц.


5.1.1. Определение индивидуальных доз внешнего облучения

Для измерения индивидуальных доз внешнего облучения применяются индивидуальные дозиметры, постоянно носимые на теле (одежде) обследуемого субъекта в течение всего времени измерения.

Для получения представительной информации о дозах, получаемых человеком, дозиметры экспонируются на протяжении достаточно длительного промежутка времени, включающего все основные периоды деятельности человека (работу, пребывание дома, перемещения, досуг и т.д.), в полной мере характеризующие режим поведения данного субъекта. Кроме того, минимальное время ношения дозиметра определяется с учетом того, что накопленная им доза должна превышать порог чувствительности дозиметрической системы. Как правило, это время составляет от 1 до 3 месяцев.

Количество выдаваемых дозиметров, группы населения, которым их раздают, и срок экспонирования определяются конкретной программой измерений. Как правило, количество выдаваемых дозиметров должно быть не меньше 30 на населенный пункт, а персональный состав субъектов исследования должен быть репрезентативным с точки зрения профессиональной и социально-демографической структуры населения.

Рекомендуется осуществлять выдачу дозиметров в ходе проведения СИЧ измерений лицам, для которых проводилось также определение содержания 137Cs в организме. Это позволит получить одновременно индивидуальные дозы внешнего и внутреннего облучения и, при необходимости, учесть вклад гамма-излучения содержащегося в организме человека 137Cs в показания дозиметра с термолюминесцентными детекторами (ТЛД-дозиметр), который в определенных условиях может достигать 15%.

Дозиметр необходимо постоянно носить на теле (одежде) человека в области груди. При этом должна соблюдаться правильная ориентация дозиметра (ткане-эквивалентным фильтром наружу). В ночное время дозиметр должен находиться в жилом помещении вблизи места, где спит носящий его человек. Запрещается открывать корпус дозиметра, подвергать его тепловому и механическому воздействию, опускать в воду или другие жидкости.

Индивидуальные дозиметры различаются принципом действия и способом регистрации дозы ионизирующего излучения. В настоящее время для проведения индивидуальной дозиметрии на загрязненных территориях, в основном, используются ТЛД-дозиметры.

В силу значительной организационной и технической сложности проведения массового измерения индивидуальных доз внешнего облучения, область использования этого метода, как правило, сводится к верификации дозовых оценок и оценке адекватности применяемых для этого моделей.

При выдаче и сборе ТЛД-дозиметров в населенном пункте заполняется «Лист выдачи/сбора дозиметров», который должен содержать в себе следующую информацию:

Название населенного пункта;

Ф.И.О. лица, получившего дозиметр для ношения;

Адрес проживания;

Номер дозиметра;

Дата получения (с подписью получившего лица);

Дата возврата (с подписью принявшего лица);

Особые отметки (информация о повреждениях дозиметра, особенностях применения – например, случаях, когда дозиметр откреплялся от одежды и экспонировался отдельно от обследуемого лица, сведения о выезде за пределы населенного пункта и т.п.).

Целесообразно выдачу и сбор дозиметров в населенных пунктах осуществлять в присутствии представителей местных органов власти.

При выдаче дозиметров необходимо ознакомить людей с правилами их ношения. Рекомендуется вместе с дозиметром выдавать соответствующую инструкцию (пример инструкции приведен в Приложении 1). При выдаче дозиметров следует подчеркнуть важность проводимого исследования и обратить внимание на значительную ценность, которую представляют выдаваемые дозиметры и та информация, которая будет получена с их помощью. Вместе с тем, не следует чрезмерно заострять внимание на возможных негативных последствиях утери дозиметра, поскольку возможной реакцией на это может стать то, что некоторые люди будут оставлять дозиметры дома или на работе (для надежного хранения) на весь период исследования, вместо их ношения. Для разъяснения населению информации об обеспечении сохранности и правильности ношения дозиметров желательно привлекать представителей местной власти.

Для учета дозы, накопленной за счет транспортировки к месту измерений и обратно, необходимо применять «транспортные» дозиметры.

«Транспортные» дозиметры отжигаются (подготавливаются) вместе с основной партией дозиметров и доставляются к месту проведения обследования. После выдачи индивидуальных дозиметров, «транспортные» возвращаются обратно в лабораторию, где проводится их считывание, не дожидаясь возврата основной партии дозиметров.

Для расчета индивидуальной дозы внешнего облучения, из показаний дозиметра необходимо вычесть «транспортную дозу». Учет ее возможен двумя способами:

1. В случае, если выдача и сбор дозиметров осуществляются по кольцевому маршруту, «транспортная доза» определяется по показаниям «транспортных» дозиметров, которые возвращаются в лабораторию после завершения процедуры выдачи индивидуальных дозиметров. При таком способе учета «транспортной дозы» исходят из того, что транспортирование дозиметров для выдачи и после сбора осуществляется по одному и тому же маршруту и за одинаковое время. Возможно использование двух комплектов транспортных дозиметров – один используется при выдаче индивидуальных дозиметров, а другой - при сборе. В этом случае в качестве оценки «транспортной дозы» следует принимать среднее арифметическое результатов, полученных от этих двух комплектов транспортных дозиметров.

2. «Транспортная доза» может определяться по показаниям фоновых дозиметров, постоянно сопровождающих каждую партию индивидуальных, раздаваемых в определенном населенном пункте. В этом случае в период ношения индивидуальных дозиметров фоновые помещаются на хранение в место с минимальным и хорошо известным гамма-фоном (например, в защитный контейнер). Время хранения фоновых дозиметров фиксируется для оценки дозы, набранной ими за время хранения. За оценку «транспортной дозы» в этом случае принимают усредненные показания фоновых дозиметров за вычетом дозы, накопленной ими за время хранения. При этом доза, накопленная фоновыми дозиметрами за время их хранения, должна быть оценена в тех же дозиметрических величинах, в которых выражаются показания индивидуальных и фоновых дозиметров.

С учетом того, что реальная продолжительность ношения дозиметров для разных людей может отличаться, для получения сопоставимых результатов их необходимо нормировать, т.е. привести результаты измерений к одному временному интервалу, например к месяцу. При этом в качестве длительности реального ношения дозиметров используется разность между датами их сбора и выдачи, по данным «Листа выдачи/сбора дозиметров». Нормирование проводится для измеренной индивидуальной дозы (после вычитания вклада «транспортной дозы»).

Результаты измерений документируются таким образом, чтобы была обеспечена возможность доступа к первичной информации. Сопровождающая измерения документация должна содержать следующую информацию:

характеристика НП – численность и состав (профессиональный и социально-демографический) населения, структура жилого фонда, административное подчинение;

сведения, отражающие радиологические параметры НП – поверхностная активность 137Cs в почве, значения мощностей доз гамма-излучения в отдельных локациях (включая диапазон этих значений);

данные о проведении измерений – в объеме, соответствующем «Листу выдачи/сбора дозиметров»;

возраст, пол, профессии и адреса субъектов исследования;

первичные результаты считывания дозиметров с обязательным указанием номера и типа прибора, даты последней метрологической поверки, даты последней калибровки (сортировки) дозиметров, параметров считывания (температурный профиль) и регистрации сигнала термолюминесценции, Ф.И.О. оператора, даты считывания;

ссылки на методики, использовавшиеся при проведении измерений и оценок доз облучения населения;

иную сопутствующую информацию (например, дату предыдущего обследования).

Результаты документирования хранятся в электронном формате. При этом также сохраняются первичные материалы в виде рабочих журналов, листов выдачи и сбора дозиметров и т.п.


5.1.1.1. Особенности индивидуальных ТЛД-дозиметров

В основе принципа действия ТЛД-дозиметров лежит свойство некоторых диэлектриков (термолюминофоров) накапливать и длительное время сохранять информацию о действии ионизирующего излучения. При нагревании они испускают кванты света, количество которых пропорционально накопленной дозе. Этот свет регистрируется специальным прибором (ТЛД-считывателем), который и дает информацию о накопленной дозиметром дозе облучения. В ходе считывания, информация о накопленной дозе стирается, делая возможным повторное использование ТЛД-дозиметров для определения дозы.

Наиболее часто применяются ТЛД-дозиметры на основе детекторов из фтористого лития, активированные Ti и Mg (TLD-100) или Mg, Cu и P (MCP). К их преимуществам относятся высокая чувствительность, длительное сохранение накопленной информации и практически полная тканеэквивалентность, что обеспечивает слабую зависимость их показаний от энергии гамма-излучения.

ТЛД-дозиметр содержит несколько термолюминесцентных детекторов (ТЛД), помещенных в корпус, конструкция которого обеспечивает измерение той или иной дозиметрической величины. Например, ТЛД-дозиметр для измерения персонального дозового эквивалента Нр(10) содержит расположенный над детекторами фильтр из ткане-эквивалентного материала толщиной 1000 мг∙см-2, необходимый для прямого измерения указанной дозиметрической величины. Именно такие дозиметры чаще всего используются для измерения индивидуальных доз внешнего облучения населения на загрязненных в результате аварии на ЧАЭС территориях.

На результаты измерения дозы с использованием ТЛД-дозиметров оказывают влияние следующие факторы (эффекты):

^ Фединг – самопроизвольная утрата информации о накопленной дозе. Фединг наблюдается даже при нормальных условиях. Его влияние может быть снижено за счет применения специальных режимов подготовки ТЛД (термолюминесцентного детектора) к считыванию, например путем предварительной выдержки их при температуре 80С в течение одного часа. Для ТЛД на основе фтористого лития фединг за 3 месяца достигает 20 % без специальной подготовки дозиметров и не превышает 5 % в случае применения такой подготовки. При условии стандартизации режимов считывания ТЛД и их подготовки к считыванию, может быть внесена поправка на фединг, являющаяся функцией времени, прошедшего после предыдущего считывания ТЛД или момента облучения.

^ Вариации дозиметрических свойств ТЛД. Несмотря на то, что при производстве ТЛД принимаются все возможные меры к их максимальной стандартизации, чувствительность отдельных ТЛД различается даже в пределах одной партии. Кроме вариаций свойств материала ТЛД в разброс их чувствительности вносят вклад различия в массе детекторов, их толщине и оптических свойствах. Наиболее эффективным способом учета вариации чувствительности отдельных ТЛД является индивидуальная калибровка каждого детектора и применение индивидуальных поправочных коэффициентов при анализе результатов определения накопленной ими дозы. Такой подход реализован в автоматизированных ТЛД-системах типа Harshaw и ALNOR (RADOS), в которых для каждого ТЛД используется индивидуальный поправочный коэффициент. В случае применения ручной (неавтоматизированной) установки учет индивидуальной чувствительности каждого из детекторов достаточно сложен. В этом случае применяется предварительная сортировка детекторов для разделения их на группы с малым разбросом параметров чувствительности в пределах одной группы. Очевидно, что при этом невозможно достичь того уровня точности и воспроизводимости результатов измерений, который характерен для автоматизированных ТЛД-систем. Следует учитывать, что чувствительность ТЛД со временем может изменяться и процедуру сортировки (калибровки) необходимо периодически повторять.

^ Нестабильность измерительного тракта ТЛД-считывателя. На точность и воспроизводимость результатов измерений оказывает влияние нестабильность измерительного тракта, который обычно состоит из фотоэлектронного умножителя (ФЭУ), используемого для регистрации термолюминесценции, и электронных схем для регистрации и анализа. Дрейф параметров любого из элементов измерительного тракта может оказывать существенное влияние на результаты измерений. Особенно существенным здесь может быть влияние старения ФЭУ, которое может привести к существенному искажению информации о накопленной дозе. Для контроля параметров ручного (неавтоматизированного) ТЛД-считывателя проводят контрольные измерения детекторов, облученных известной дозой. В автоматизированных ТЛД-считывателях, наряду с указанной процедурой, используются системы автоматического контроля измерительного тракта, которые, обычно, включают в себя стабилизированный контрольный источник света, например, радиолюминофор на основе 14С, обладающий высокими параметрами собственной стабильности. Применение системы автоматического контроля позволяет учитывать изменения чувствительности измерительного тракта и автоматически корректировать полученные результаты. Повышению воспроизводимости результатов измерений служат также специальные схемы термостабилизации ФЭУ, стабилизации каскадов усиления и т.п.

^ Собственный фон установки и ТЛД. Фактором, в наибольшей степени определяющим порог чувствительности ТЛД-дозиметрии, является собственный фон установки и ТЛД, т.е. регистрируемый ТЛД-считывателем сигнал при считывании необлученного детектора (или даже при отсутствии ТЛД в измерительной камере). Для снижения собственного фона прибора применяют охлаждение ФЭУ (с помощью элементов Пельтье), вытеснение воздуха из измерительной камеры инертным газом (обычно азотом), использование более качественных материалов для изготовления ТЛД. Собственный фон определяется на этапе метрологической аттестации ТЛД системы путем считывания серии необлученных дозиметров (дозиметров с нулевой дозой). Среднее значение полученных при этом результатов измерения принимается за величину собственного фона ТЛД-системы.

Метрологические характеристики различных типов ТЛД-считывателей могут существенно различаться. ТЛД-системы, использующие детекторы TLD-100, характеризуются порогом чувствительности (минимальной детектируемой дозой) порядка 10 мкЗв. Основная погрешность измерения поглощенной дозы при этом составляет 2-3% для автоматизированных ТЛД-систем и 15-20% для ручных ТЛД-считывателей.

Применение ТЛД-дозиметров для определения индивидуальных доз предполагает осуществление определенного цикла (последовательности) операций. Он включает подготовку к измерениям, проведение измерений (экспонирование дозиметров), считывание дозиметров, обработку результатов измерений, определение и документирование полученных индивидуальных доз.


5.1.2. Измерение мощностей доз гамма-излучения в различных локациях

Дозы облучения, средние для различных групп жителей населенного пункта, могут быть получены на основе измерения мощностей доз гамма-излучения в различный локациях данного населенного пункта и его ареала. Они также могут использоваться как приемлемая оценка индивидуальных доз жителей.

В этом случае средние дозы внешнего облучения различных групп жителей оцениваются по результатам измерения значений мощности дозы гамма-излучения в различных локациях данного населенного пункта и его ареала с использованием данных о режимах поведения различных групп населения. При этом мощность дозы гамма излучения рекомендуется измерять в следующих локациях: улица, жилой дом, двор жилого дома, огород, производственное здание, рабочие дворы, пашня, целина, зона отдыха, лес.

Для оценки чернобыльского компонента дозы следует вычесть из полученных результатов вклад в мощность дозы гамма-излучения природных источников. Для оценки этого вклада необходимо дополнительно проводить измерения с использованием полевых гамма-спектрометров.

Измерение мощности дозы внешнего гамма-излучения при уровнях, близких к фоновым (а именно такие измерения чаще всего встречаются в практике радиационного контроля), требует учета ряда параметров измерительного прибора, которые обычно не отражаются в технической документации на приборы и в методиках выполнения измерений, и в настоящее время метрологически не обеспечены. Тем не менее, игнорирование их может приводить к заметному искажению результатов измерений.

Каждый гамма-дозиметр имеет собственный фон, т.е. ненулевые показания прибора при истинном значении измеряемой величины равным «0». Для каждого гамма-дозиметра характерна и собственная величина «отклика» на космическое излучение, т.е. вклад космического излучения в его показания, выраженный в единицах мощности дозы гамма-излучения. Он, как правило, не равен реальной мощности дозы космического излучения и может существенно от нее отличаться. Суммарное значение собственного фона гамма-дозиметра и его отклика на космическое излучение, в ряде случаев, может быть сравнимо или даже превышать значение измеряемой величины – мощности дозы гамма-излучения.

При проведении измерений фоновых значений мощности дозы гамма-излучения, учет суммарной величины собственного фона и отклика на космическое излучение (далее по тексту – нулевого фона) используемого гамма-дозиметра является необходимым элементом методики радиационного контроля. Отсутствие в документации на гамма-дозиметры информации об их нулевом фоне приводит к необходимости проведения специальной калибровки, которую пользователь должен периодически проводить для всех используемых им дозиметрических приборов.

При проведении измерений мощности дозы гамма-излучения необходимо учитывать, что показания гамма-дозиметра складываются из трех основных компонентов:

мощность дозы гамма-излучения природных и техногенных радионуклидов;

отклик на космическое излучение;

собственный фон прибора.

Первый компонент является измеряемой величиной, и задачей обработки результатов измерений является получение его из результатов измерений данным дозиметрическим прибором.

Второй компонент определяется вкладом в показания дозиметрического прибора космического излучения. Этот вклад, как правило, не равен истиной мощности дозы космического излучения и различен для разных типов дозиметров. Он может изменяться в зависимости от космических процессов, состояния атмосферы и места проведения измерений. Важен корректный учет этого компонента. Чем меньше чувствительность гамма-дозиметра к космическому излучению, тем меньшую погрешность в измеренную величину мощности дозы гамма-излучения вносит процедура вычитания вклада космического излучения в показания гамма-дозиметра. Чувствительность гамма-дозиметра к космическому излучению принято характеризовать величиной его отклика на космическое излучение в единицах измерения мощности дозы гамма-излучения. Для большинства серийных дозиметрических приборов, основанных на использовании газоразрядных счетчиков, эта величина составляет 18–35 нГр/ч.

Третий компонент характеризует показания дозиметра в условиях отсутствия внешних излучений, обусловленные наличием радиоактивных примесей в материалах его конструкции, особенностями используемых в нем физических принципов регистрации излучений, шумами в электронных схемах и т.д. Чем больше величина собственного фона дозиметра, тем большую погрешность вносит процедура его вычитания в результаты измерений. Поэтому, при прочих равных условиях, следует отдавать предпочтение гамма-дозиметрам, имеющим меньший собственный фон. Собственный фон гамма-дозиметра принято характеризовать средней величиной его показаний в отсутствии внешних излучений в единицах измерения мощности дозы гамма-излучения. Для большинства серийных дозиметрических приборов, основанных на использовании газоразрядных счетчиков, эта величина составляет 35-45 нГр/ч.

Для получения мощности дозы гамма-излучения необходимо из показаний дозиметра вычесть численное значение его нулевого фона, равное сумме его собственного фона и отклика на космическое излучение.

Измерения нулевого фона гамма-дозиметра могут проводиться над поверхностью водоема, где вклад гамма-излучения природных и техногенных радионуклидов незначителен, а показания дозиметра практически полностью определяются суммой его собственного фона и отклика на космическое излучение. Эти условия выполняются при проведении измерений над поверхностью водоема глубиной более 3 м на расстоянии 50-150 м от берега. Наличие таких данных для каждого используемого для проведения измерений гамма-дозиметра позволит корректно интерпретировать результаты измерения мощности дозы гамма-излучения на открытой местности и, с несколько большей погрешностью, в зданиях и сооружениях, т.к. вклад космического излучения в показания дозиметра в домах несколько отличается от этой величины на открытой местности из-за экранирующего действия конструкций дома. Коэффициент экранирования, как правило, составляет 0,9–1,0 и не приводит к существенному увеличению погрешности измерений. Проведение вышеописанной процедуры не составляет большой сложности.

Важную роль в обеспечении качества измерений мощности дозы гамма-излучения играет соблюдение геометрии измерений. При проведении измерений на открытой местности разница в показаниях гамма-дозиметра при размещении его датчика на поверхности земли и на высоте 1 м над землей достигает 1,5 раз, при наличии же неоднородного радиоактивного загрязнения местности или поверхностного загрязнения бета-излучающими радионуклидами эта разница может быть значительно большей. Поэтому при проведении измерений датчик гамма-дозиметра должен устанавливаться на высоте 1 м над поверхностью земли, что наиболее соответствует условиям облучения людей. Следует иметь специальные штатные средства обеспечения точной установки датчика на этой высоте (подставка, штатив и т.п.).

Необходимо учитывать место размещения датчика гамма-дозиметра относительно дозиметриста. При размещении его вблизи тела человека наблюдается занижение показаний дозиметра за счет экранирования датчика телом, которое может составлять 20 и более процентов. Поэтому при проведении измерений дозиметрист должен распола