4 курс / Медицина катастроф / Организация_санитарно_гигиенических_и_лечебно_профилактических_мероприятий

•оценку индивидуального поступления радионуклидов в организм;

•радиометрические измерения содержания радионуклидов в ор­ ганизме (отдельных органах, тканях);

•учет индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения за регламентированные периоды времени и их сравнение с дей­ ствующими дозовыми ограничениями.

Измерение доз внешнего гамма- и гамма-нейтронного облучения

сиспользованием индивидуальных термолюминесцентных, радиофотолюминесцентных, фототрековых и других типов дозиметров, которыми штатно обеспечен персонал радиационно опасных про­ изводств, а также участники ЛПА, осуществляется в соответствии

синструкциями для конкретных дозиметрических комплектов по схемам, предусмотренным планами аварийного реагирования.

Вслучае отсутствия у пораженных в момент аварии индивиду­ альных дозиметров для оценки дозы внешнего облучения физи­ ческими методами используются радиолюминесцентный анализ, метод электронного парамагнитного резонанса и др. Для этого необходимо собрать и промаркировать одежду, обувь, перчатки,

СИЗ и сопутствующие предметы, находившиеся на человеке

вмомент аварии, для последующего лабораторного исследования

вспециализированном учреждении.

Определение поверхностного загрязнения кожных покровов осуществляется либо прямым радиометрическим методом с помо­ щью дозиметров типа МКС-01Р, либо с помощью мазков до и по­ сле процедуры дезактивации кожных покровов; дозы слабопрони­ кающего мягкого рентгеновского и бета-излучения измеряют многослойными кожными дозиметрами, определяющими дозы за фиксированными толщинами кожных покровов с помощью тон­ ких (5-7 мг/мм2) тканеэквивалентных дозиметров.

Оценку аварийного индивидуального поступления радионукли­ дов в организм проводят либо расчетным путем, либо используя метод радиометрии СИЗ органов дыхания, СИЧ-измерений. При подозрении на поступление РВ внутрь организма большое значе­ ние приобретает отбор, сохранение и точная маркировка проб (ФИО, наименование пробы, дата и время отбора) с поверхнос­ ти кожи и слизистых (мазки), а также проб кала, мочи, рвотных масс, промывных вод желудка для дальнейшей оценки количест­ ва инкорпорированных радионуклидов.

При крупномасштабной радиационной аварии к массовым дозиметрическим и радиометрическим измерениям могут при­ влекаться лица, не имеющие достаточного опыта таких изме­ рений и их организации. Необходимо в сжатые сроки обучить

161

их методикам выполнения измерений и единым формам записи результатов измерений*.

В Приложении 6.3 даны рекомендации по проведению радио­ метрического обследования содержания 1311 в щитовидной железе у лиц из населения [26-28].

Учет аварийных доз внешнего и внутреннего облучения персо­ нала и населения осуществляется в рамках ведомственных, тер­ риториальных и общероссийских дозиметрических регистров и в соответствии с требованиями основных санитарных правил обес­ печения радиационной безопасности.

6.6.Общие требования

каппаратурно-методическому обеспечению радиационного контроля

Выбор приборов для радиационного контроля - достаточно слож­ ная задача, поскольку требует четкого определения, что необхо­ димо измерить или определить и каким методом с учетом доступ­ ных организационных и материальных ресурсов и затрат. Выбор аппаратурно-методического обеспечения для радиационно-гигие­ нического контроля рассматривался в рамках работ, выполненных в ФГУП ГНЦ - Институт биофизики, а также в ряде монографий и рекомендаций [29-31]. Эта задача многократно усложняется в случае необходимости организации радиационного контроля в аварийных условиях. Современный рынок приборов радиацион­ ного контроля формируется в условиях появления значительного количества относительно новых разработчиков, производителей и поставщиков, использующих самые передовые технические нова­ ции в предлагаемой ими аппаратуре. Это, прежде всего, отечест­ венные предприятия («ДОЗА», «Экспертцентр» и др.), предприятия ближнего зарубежья («Полимастер», «Атомтех» и др.). Следует отметить, что в условиях возникшей конкуренции предприя­ тия-поставщики изъявляют готовность поставлять заказчику оборудование по индивидуальной спецификации для решения конкретных задач. Обширная номенклатура поставляемых при­ боров с подробными техническими характеристиками и рекомен­ дациями по их применению во многом облегчает задачу выбора средства измерения. Вся информация о выпускаемых приборах доступна (проспекты, ежегодно обновляемые каталоги, выставки

* Опыт Чернобыльской аварии показал, что из-за несоблюдения этих требова­ ний около половины проведенных в Белоруссии прямых измерений содержания |311 в щитовидной железе оказались недостоверными

. 6 2

и постоянно действующие сайты в Интернете*. В этих условиях гораздо более сложными остаются вопросы о том, что и как из­ мерять. При этом дозиметрические исследования проводят, исхо­ дя из определенной технологии проведения таких работ.

На начальной стадии радиационной аварии, когда нет четкой дозиметрической картины, первичной задачей является опреде­ ление источника ионизирующего излучения или совокупности источников, в качестве которых могут выступать фрагменты раз­ рушенного источника. При этом, кроме пространственной лока­ лизации и вклада каждого источника, необходимо определить геометрию пучка исходящего излучения: узкий, широкий, расхо­ дящийся или параллельный пучок, вклад отраженного или рассе­ янного излучения. Параллельно проводится определение границ пораженной территории или, при локальной аварии, составляется перечень загрязненных помещений, одновременно оценивается содержание радиоактивных аэрозолей и газов в воздушной среде. При этом спектрометрическими методами проводится исследование нуклидного состава радиоактивного загоязнения (как прямыми измерениями на местности, так и в лабораторных условиях по отобранным пробам грунта, мазкам с поверхностей, с аэрозоль­ ных фильтров, любых других объектов, способных однозначно и представительно рассматриваться в качестве «свидетелей» аварийного загрязнения). С получением сведений о нуклидном составе необходимо приступить к инвентаризации-оценке ба­ ланса радиоактивного вещества, выявленного на загрязненной территории, и остатка в аварийной установке. Такая инвента­ ризация необходима для принятия решения о продолжении по­ иска источников излучения, уточнения границ загрязненной территории.

Другим, не менее важным направлением работы на этом этапе является выявление лиц, подвергшихся острому лучевому воздей­ ствию, а также соответствующему ему внешнему или внутреннему радиоактивному загрязнению.

На втором этапе, как правило, проводится:

• выявление вторичных источников радиоактивного загрязнения и путей их миграции в окружающей среде, с учетом как природ­ ных, так и техногенных путей и определением вклада каждого;

•контроль источников питьевого и технического водоснабжения;

•определение временных закономерностей и факторных связей в развитии радиационной обстановки;

*Технические характеристики всех представленных в этой главе приборов взя­ ты с сайтов фирм-производителей [32—381

163

•оценка доз облучения населения, проживающего в загрязнен­ ной зоне;

•уточнение радиационно-дозиметрических характеристик;

•постоянный радиационный и дозиметрический контроль всех участников ЛПА.

ВНРБ-99 основные пределы доз установлены в единицах, яв­ ляющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека и не поддающихся непосредственному измерению (эффективная до­ за, эквивалентная доза облучения органа или ткани, ожидаемая эффективная доза). В комплексе новых методических документов для соблюдения указанных требований НРБ-99 впервые установ­ лены так называемые операционные величины. Они однозначно определяются через физические характеристики поля излучения

вточке или через физико-химические характеристики аэрозоля

вточке и максимально приближены к нормируемым величинам

встандартных условиях облучения. Операционные величины пред­ назначены для определения соответствующих индивидуальных доз и при дозиметрическом контроле являются консервативными оцен­ ками этих величин. Устанавливается, что средства измерения (СИ), используемые в радиационном контроле, должны градуиро­ ваться в единицах операционных величин. Устанавливается также соотношение между нормируемыми и операционными величинами.

Нормативные документы ГСИ определяют следующие три об­ щих требования к метрологическому обеспечению контроля доз о б л у ч е н и я персонала:

• д л я к о н тр о л я доз облучения персонала должны применяться С И у т в е р ж д е н н о г о типа (прошедшие испытания и внесенные в Г о су д а р ст в ен н ы й реестр СИ) и периодически поверяемые в уста­

тр о л ь , д о л ж н ы быть аккредитованы в установленном порядке. Главное требование к методикам выполнения измерений при

радиационном контроле - определение доз облучения персонала должно проводиться на основании результатов измерений опера­ ционных величин, а также иных величин, характеризующих воз­ действие ионизирующих излучений на работника.

Результат определения значения дозы (искомой величины), по­ лученной в течение периода контроля, характеризуется диапазо­ ном значений (<2мин и <2**акс), в котором с вероятностью 95% находится ее истинное значение.

164

Результат определения значения дозы должен содержать:

•значение искомой величины Q, основанное на измерении или расчете по результатам измерения;

•оценку абсолютной (в единицах величины Q) неопределенности значения искомой величины U, рассчитываемой как U = g MllKC- Q.

Конкретные алгоритмы определения значения дозы и неопреде­ ленности должны регламентироваться методиками определения индивидуальной дозы и входящими в их состав методиками вы­ полнения измерений и методиками выполнения расчетов.

Операционной величиной для контроля радиационной обста­ новки в рабочих помещениях и на рабочих местах в целях груп­ пового дозиметрического контроля персонала является мощность амбиентного эквивалента дозы H*{d) [43]. Как следует из со­ проводительной документации, приборы контроля радиационной обстановки являются измерителями мощности эквивалентной дозы. В действительности они измеряют либо мощность максимального эквивалента дозы, создаваемой в теле человека, либо мощность амбиентного эквивалента дозы. Использование величины «экви­ валентная доза» является следствием неточного перевода понятия «dose equivalent». В настоящее время в документацию на серийно выпускаемые дозиметры вносятся соответствующие исправления. Значение параметра d, мм, определяющего требования к прибо­ рам дозиметрического контроля, зависит от того, для определения какой нормируемой величины используется ее амбиентный экви­ валент согласно рекомендациям МКРЗ, МКРЕ и МАГАТЭ. Соот­ ветствие между нормируемыми и операционными величинами представлено в табл. 6.5.

Таблица 6.5

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами

165

Таким образом, при наличии данных о мощности амбиентного эквивалента дозы на рабочем месте и отсутствии данных об энер­ гетическом спектре частиц за значение эффективной дозы внеш­ него излучения £ внеш, мЗв, следует принимать:

£ вн еш = 0 , 0 0 1 2 # * ( 1 0 ) ^ ,

где Дtk - длительность выполнения &-ой операции работником в течение контролируемого периода в часах при средней мощности амбиентного эквивалента дозы Н*(\0)к, мкЗв/ч.

Это значение будет являться консервативной оценкой эффек­ тивной дозы. В научной литературе рассмотрены и более сложные случаи [44]. |

Если нет сведений об энергетическом спектре излучения, за значение эквивалентной дозы в хрусталике глаза, в коже и экви­ валентной дозы на поверхности низа живота женщины Н т, мЗв, полученных в течение соответствующего контролируемого пери­ ода, следует принимать:

Н т= 0,0012#*(</„) kAtk>

где ДtK - длительность выполнения &-ой операции работником в течение соответствующего контролируемого периода в часах при средней мощности соответствующего эквивалента амбиентной до­ зы H*(dn)kAt, мкЗв/ч.

Приборы оценки радиационной обстановки и поиска источников излучений. Как правило, на первой стадии радиационно-дозиме­ трические задачи решаются прямыми измерениями с использова­ нием универсальных многофункциональных приборов. Наиболее представительными профессиональными дозиметрами-радиомет­ рами этого класса являются приборы ДКС-96, МКС-АТ1117М, МКС-РМ1402М, ДРБП-03. Все приборы имеют малогабаритный пульт и комплект разнообразных детекторов, что обеспечивает контроль всех видов излучений в достаточно широком диапазоне их значений и энергий. Практически все приборы позволяют из­ мерять мощность дозы гамма- и рентгеновского излучения в диапазоне энергий 15 кэВ - 10 МэВ, а рабочий диапазон мощностей доз 0,1—1-106 мкЗв/ч. С помощью многих из них можно измерить дозы от импульсных источников излучения, заносить показания в компьютерную базу данных. Близкими характеристиками обла­ дают приборы серии EL (EL-1101, -1119, -1117), которые отлича­ ются богатым сервисом и современной элементной базой, высокой чувствительностью и малой погрешностью в рабочем диапазоне.

Следует отметить дозиметр EL-1103, который предназначен для измерения мощности дозы рентгеновского излучения в диапазоне

166

энергий 5 -160 кэВ и в диапазоне мощностей доз 0,1-100 мкЗв/ч. Это единственный прибор, позволяющий измерять дозовые на­ грузки на хрусталик и кожу.

При наличии мощного источника нейтронного излучения необ­ ходим дозиметр-спектрометр ДСН-4 или его близкий аналог МКС-03С, позволяющие восстановить групповой энергетический спектр нейтронов в диапазоне 0,4 эВ - 10 МэВ, определить сред­ нюю мощность амбиентного эквивалента дозы в диапазоне 0,1—1-104 мкЗв/ч и коэффициенты перехода к значениям эффек­ тивной дозы для стандартных геометрий облучения (ROT, АР, РА, ISO).

Загрязненность поверхностей помещений, оборудования, спец­ одежды контролируется в помещениях, где имеются РВ в открытом виде, а также в смежных помещениях, куда возможен их перенос с потоками воздуха, на спецодежде и обуви персонала. Для этих из­ мерений также применяют универсальные многофункциональные приборы с блоками детектирования альфа- и бета-излучения.

В тех случаях, когда наблюдается повышенный гамма-фон, влияющий на показания радиометров, или снимаемая радиоак­ тивная загрязненность не допускается, применяют метод мазков. Место контроля выбирают в зависимости от расположения источ­ ника загрязнения, а также при входе и выходе из помещения.

Загрязненность поверхностей определяется как средняя вели­ чина, найденная по результатам 5 измерений (5 точек в форме конверта на площади 1 м2).

Для локализации источника, определения геометрии излуче­ ния, оценки вклада отраженного или рассеянного излучения це­ лесообразно использовать радиометр-дозиметр в совокупности с коллиматором. Так как промышленностью они не выпускают­ ся, то коллиматор придется сделать самому - для этого достаточ­ но свернуть трубу из листового свинца по диаметру используемо­ го детектора и длинней его на 1-5 диаметров. Толщина стенок должна быть не менее 10 мм, задний торец детектора необходи­ мо заглушить свинцовой пробкой такой же толщины.

Радиационно-дозиметрические задачи второй стадии, когда нет необходимости измерять все виды излучений, удобнее решать с помощью малогабаритных «карманных» приборов типа ДКГ-01 «ГАРАНТ», ДКГ-02 «АРБИТР-М» производства НПП «ДОЗА» или МКС-09, ДКГ-01 И, ДКГ-12П производства НИЦ «СНИИП».

При построении картограмм радиоактивного загрязнения, по мощности эквивалентной дозы фотонного излучения чрезвычай­ но удобно использовать дозиметр ДКГ-01 «Сталкер», регистри­ рующий геодезические координаты местонахождения прибора

167

и сохраняющий результаты измерений в запоминающем устрой­ стве. Диапазон измерений эквивалентной дозы фотонного излу­ чения 0,1-1 000 мкЗв/ч.

Аппаратурное обеспечение дозиметрического контроля внеш­ него облучения. В контексте настоящего документа можно рассма­ тривать и задачу осуществления оперативного контроля, который заключается в определении индивидуальной дозы профессио­ нального облучения работника при выполнении запланирован­ ных дозиметрических работ, связанных с возможным повышен­ ным внешним облучением. К таким работам относятся операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение не планируется, а также работы в усло­ виях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий.

Задача аварийного контроля - определение больших доз облу­ чения работника в случае выхода источника из-под контроля. Она, как правило, решается дозиметрической службой предпри­ ятия; для медико-санитарных и исследовательских формирова­ ний органов ФМБА России более актуальной задачей является организация оперативного контроля собственных сил.

Для оперативного контроля индивидуальных доз гамма-излуче­ ния достаточно широко применяются индивидуальные дозиметры с ионизационными камерами ДК-02 (ИД-02), ДП-22, ДП-24, из­ меряющие экспозиционную дозу. Энергетическая зависимость чувствительности измерителей экспозиционной дозы и ее мощно­ сти является одним из существенных источников нормируемой дополнительной погрешности. Дополнительная погрешность от сопутствующего ионизирующего излучения для таких приборов часто не нормировалась. Необходимо подчеркнуть, что именно различная энергетическая зависимость измерителей мощности экспозиционной дозы и различное влияние сопутствующего из­ лучения может в определенных условиях приводить к значитель­ ному расхождению показаний дозиметров различного типа.

На предприятиях, где ведется учет индивидуальных доз персо­ нала, в основном применяют термолюминесцентные дозиметры (ТЛД). Системы с использованием ТЛД представлены в Госреестре приборами КДТ-02М, ДТУ-01, АКИДК-201, «Сапфир», ДВГ-02Т и недавно внесенной в Госреестр системой «Дозакус». Эти системы отличаются степенью сервиса, автоматизации и сто­ имостью. «Дозакус» и АКИДК применяются при контроле и учете индивидуальных доз большого числа людей. С недавних пор для индивидуальной дозиметрии стали применяться радиофотолюминесцентные дозиметры (система «Флюарад»). Верхняя граница

168

диапазона доз у этих дозиметров достаточна высока, что во многих случаях позволяет их использовать и как аварийные дозиметры.

При проведении индивидуального контроля у ограниченного контингента лиц, особенно при проведении радиационно-дозимет­ рической разведки или исследования, целесообразно использовать электронные прямопоказывающие дозиметры типа ДКГ-АТ2503/ 2503А, ДКС-АТ3509 с автоматизированным вводом измеренных значений в базу данных ИДК на компьютере и со звуковой сиг­ нализацией превышения дозового предела. Они компактны, про­ сты и удобны в эксплуатации.

Приборы и методы оценки радиоактивного загрязнения воз­ душной среды. При контроле содержания РВ в воздухе решаются следующие задачи:

•выявляются источники поступления радиоактивных веществ

ввоздушную среду;

•выявляются причины их поступления и разрабатываются меро­ приятия по устранению источников поступления;

•оценивается поступление радиоактивных веществ в организм персонала и населения, а также эффективность санитарно-за­ щитных средств и мероприятий.

Многочисленными исследованиями показано, что данные стацио­ нарного контроля загрязненности воздушной среды могут в де­ сятки и сотни раз отличаться от индивидуальных концентраций радиоактивных веществ в зоне дыхания из-за неправильного вы­ бора места установки стационарного пробоотборника, что указы­ вает на необходимость проведения индивидуального контроля. Отсутствие индивидуальных пробоотборников компенсируется увеличением объема контроля с применением переносных пробо­ отборников, например ПВП-04А.

Оценку дисперсности аэрозолей осуществляют пятикаскадным импактором АИП-2, зарегистрированным в Государственном реес­ тре средств измерений [45, 46]. Открытым остается вопрос о прак­ тических методах определения ингаляционного класса аэрозолей. Принятые международные классы - Б, П, М - лишь отчасти при­ менимы к регламентированным НРБ-99 классам растворимости.

Контроль мазков с поверхностей, жидких, сыпучих, пастооб­ разных и других проб внешней среды. Для контроля мазков с поверхностей, жидких, сыпучих, пастообразных и других проб внешней среды, различных пищевых продуктов, в том числе проб сельскохозяйственной продукции, предназначены радиометры РУБ-01П7, измеряющие в диапазоне 5-2-105 Бк/кг (л). Радиоме­ тры оснащены интерфейсом для связи с ЭВМ и способны рабо­ тать в автономном режиме. Для измерения слабоактивных проб

169

или при измерениях в условиях повышенного фона используется свинцовая защита массой 130 кг.

Для измерения активности проб, фильтров, мазков, для кон­ троля питьевой воды на соответствие нормам НРБ-99, СанПин 2.1.4.559-96 (после выпаривания 1 л воды до сухого остатка) используют низкофоновый радиометр УРФ-1. Являясь интеллек­ туальным многофункциональным прибором на основе блока де­ тектирования с фосвич-детектором, УРФ-1 служит для одновре­ менного и раздельного измерения суммарной альфа- и суммарной бета-активности проб альфа-бета-излучающих нуклидов. Отно­ сительно большая площадь детектора (20 см2) позволяет получать тонкие слои проб при их достаточно большой массе («тонкий» ис­ точник), что обеспечивает малое самопоглощение измеряемого излучения и позволяет проводить замену проб без выключения радиометра и засветки фосвич-детектора. Радиометр запоминает до 300 результатов измерений и обеспечивает вывод результатов измерения на ЭВМ через последовательный канал связи RS-232 и на принтер.

Диапазон измеряемых активностей: при измерении альфа-из­ лучения - 0,01-1 000 Бк; при измерении бета-излучения - 0,1- 1 000 Бк.

Для измерения объемной активности бета-излучающих радио­ нуклидов в питьевой воде и очищенных сбросных технологичес­ ких водах рекомендуется радиометр РЖБ-11П. Диапазон изме­ рения прибора 3,7-3 700 Бк/л.

В низкофоновом радиометре УМФ-2000 впервые в России приме­ нен полупроводниковый детектор на основе высокоомного кремния, регистрирующий альфа- и бета-излучение. По своим техническим характеристикам УМФ-2000 способен заменить применяемые для измерения малых активностей дорогие газопроточные альфа- и бета-радиометры типа NRR-610, НТ-1000 фирмы «Canberra», LB-770 фирмы «EC&G Berthold». Для измерения суммарной аль­ фа- и бета-активности природной и питьевой воды УМФ-2000 рекомендуется в сочетании с методикой пробоподготовки. Диапа­ зон измеряемых активностей составляет 0,01-1 000 Бк. За время измерений 1 000 с нижний предел измерений по бета-каналу - 0,1 Бк и альфа-каналу - 0,02 Бк.

Близкие характеристики имеет портативный альфа-радиометр «Спутник-Ар», позволяющий решать стандартные задачи радио­ метрии.

Сцинтилляционный бета-спектрометр СУБ-01Ф, обладая высо­ кой чувствительностью, позволяет отказаться во многих случаях от пробоподготовки или минимизировать ее. Диапазон измерения

. 7 0