4 курс / Медицина катастроф / Организация_санитарно_гигиенических_и_лечебно_профилактических_мероприятий

удельной активности (без концентрирования пробы) для проб, со­ держащих нуклиды стронция, радия, тория, - 10,0-2,0-105 Бк/кг.

Аппаратурно-методическое обеспечение дозиметрического контроля внутреннего профессионального облучения. При введе­ нии в практику НРБ-99 для обеспечения систематизации и един­ ства методических подходов к дозиметрическому контролю про­ фессионального внутреннего облучения были устанавлены [47]:

•общие требования и принципы методологии определения инди­ видуальных доз, планирования, организации и осуществления дозиметрического контроля (ДК) внутреннего облучения со стан­ дартизацией основных положений системы контроля профессио­ нального внутреннего облучения;

•требования к способам и методам определения ожидаемой эф­ фективной дозы (ОЭД) внутреннего облучения;

•перечень соответствующих методик, требования к ним, а так­

же к средствам измерений, способам интерпретации результатов измерений и метрологическому обеспечению ДК.

Так как прямое определение индивидуальных доз внутреннего облучения невозможно, для целей дозиметрического контроля эта задача решается в два этапа:

•проведение измерений активности радионуклидов либо во всем теле человека или в отдельных его органах, либо в выделениях или других пробах биологического происхождения, либо на фильтрах стационарных и индивидуальных пробоотборников;

•интерпретация результатов указанных измерений, т.е. восста­ новление величин поступления радионуклидов за год и ОЭД вну­ треннего облучения, обусловленной поступлением в организм данных радионуклидов, с использованием соответствующих мо­ делей и в рамках конкретных методйк выполнения расчетов.

Физическими величинами, характеризующими внутреннее об­ лучение работника и измеряемыми при дозиметрическом контро­ ле внутреннего облучения, являются:

•QU G - определяемая в воздухе рабочего помещения (рабочего места) величина объемной активности соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к типу G;

•STy - активность радионуклида U, определяемая в органе Т ли­ бо в ’биологических образцах (выделениях или образцах тканей).

Нормируемыми величинами для дозиметрического контроля при внутреннем облучении персонала являются:

•Пц.с - поступление в организм работника через органы дыха­ ния соединений радионуклида U, которые при ингаляции следу­ ет отнести к типу G;

•Е (т) - ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения;

171

•эквивалентная доза внутреннего облучения органа или ткани

врезультате повышенного однократного поступления радионук­ лида в организм, реализованная к определенному сроку.

Для дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения используют групповой дозиметрический контроль об­ лучения (ГДК) и индивидуальный дозиметрический контроль об­ лучения (ИДК).

Групповой дозиметрический контроль заключается в определе­ нии значения ОЭД персонала по результатам систематических измерений объемной активности в воздухе рабочих помещений (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в этом помещении (на рабочем месте). Значения ОЭД, которые могут быть получены с помощью ГДК, характеризуются значи­ тельной неопределенностью.

Индивидуальный дозиметрический контроль заключается в оп­ ределении значения ОЭД внутреннего облучения персонала по результатам систематических индивидуальных измерений физи­ ческих величин, характеризующих внутреннее облучение работ­ ника, с помощью инструментальных методов.

Определение ингаляционного поступления, Пу с , соединений

внутреннего облучения. Индивидуальное поступление радионук­ лида определяется путем расчета по данным:

•систематических измерений STU - активности радионуклидов в теле человека или в его отдельных органах - с помощью СИЧ (гамма-излучающие радионуклиды);

•систематических измерений STL/ - активности радионуклидов в выделениях (альфа-, бета-излучающие радионуклиды).

Для измерений активности альфа-излучающих радионуклидов в биофизических пробах после их радиохимического выделения служит сцинтилляционный альфа-радиометр «Прогресс-Био». Чувствительность радиометра к альфа-излучению *39Ри при из­ мерении в слое твердого сцинтиллятора не менее 0,76 Бк 'с '1. Ра­ диометр имеет два независимых канала измерения и программу

расчета доз по стандартной модели для широкого перечня радио­ нуклидов по утвержденной методике МБР 2.6.1.60-2002.

Для оценки содержания бета-излучающих нуклидов в биосуб­ стратах после пробоподготовки возможно применение радиомет­ ров УРФ-1, УМФ-2000, СУБ-01Ф.

Спектрометры (счетчики) излучения человека (СИЧ). Прямое измерение содержания радионуклида в теле или органе обеспечива­ ет быстрый и удобный способ оценки дозы внутреннего облучения.

172

Оно применимо только для тех радионуклидов, излучение которых может выходить из тела человека. В принципе этот метод может быть использован для радионуклидов, которые испускают: рентге­ новское или гамма-излучение, позитроны, регистрируемые по ан­ нигиляционному излучению; высокоэнергетические бета-частицы, регистрируемые по тормозному излучению или непосредственно.

Предназначенные для этих целей спектрометры для измерения излучения человека содержат один или несколько детекторов из­ лучения с высокой эффективностью регистрации и энергетичес­ ким разрешением. Прецизионные установки (уровень контроля 1) устанавливаются в хорошо защищенной от естественного излуче­ ния камере, рассчитанной для измерения излучения всего тела или отдельной части тела (область грудной клетки, щитовидная железа и др.). Для массовых измерений могут использоваться пе­ реносные (транспортабельные) коллимированные детекторы ра­ диометров гамма-излучения (теневой СИЧ).

При измерении излучения, выходящего из тела человека, необ­ ходимо исключить поверхностное загрязнение тела. При прове­ дении рутинного индивидуального контроля ряда радионуклидов (цезий) достаточным является измерение содержания во всем теле. В этом случае активность радионуклида во всем теле включает активность, находящуюся в желудочно-кишечном тракте и орга­ нах дыхания. Для других радионуклидов могут быть необходи­ мыми измерения распределения активности в теле человека, осуществляемые путем сканирования, относительного сравнения показаний детекторов, помещенных над различными областями тела человека, а также с использованием поглотителей или кол­ лиматоров.

При проведении дозового контроля гамма-излучающих радио­ нуклидов обычно не требуется высокая чувствительность детек­ торов. Так, часто встречающиеся продукты деления и активации 1311, 137Cs, 60Со могут быть измерены сравнительно простым уст­ ройством (например, теневым СИЧ). Такой СИЧ может состоять из одного детектора с коллиматором, направленным на часть тела, или, при контроле изотопов йода, - из небольшого детектора, по­ мещенного в непосредственной близости к щитовидной железе. Преимущество таких СИЧ состоит в том, что при нормальных условиях работы они могут быть установлены в непосредственной близости к месту работы персонала. Кроме того, такой контроль может проводиться более часто, что создает предпосылки к быстро­ му выявлению случаев повышенного поступления. В случае круп­ ной аварии, например на реакторе, изменение радиационной обста­ новки по внутреннему облучению проходит три фазы: первая -

173

работа персонала в ходе развития самой аварии, характеризую­ щаяся ингаляционным поступлением радионуклидов сложного изотопного состава и значительным загрязнением кожных покро­ вов; вторая - «йодная» фаза - работа участников ликвидации по­ следствий аварии (ЛПА) и проживание населения на загрязненных территориях; третья - «цезиевая» фаза - проживание населения на загрязненной территории и работа участников ЛПА. В этих условиях проблема внутреннего облучения заключается в такой организации измерений, когда необходимо размещать СИЧ в на­ иболее «чистых» местах, а контролируемых людей доставлять в место расположения установки (уровень контроля 2) или ис­ пользовать передвижные лаборатории СИЧ (уровень контроля 3). Возможно проведение измерений с помощью переносных СИЧ (уровень контроля 4). В этом случае необходимо выполнять сле­ дующее условие: число проконтролированных людей для уровня 4 не должно превосходить число проконтролированных людей для суммы уровней 1, 2, 3. Особенности проведения контроля внут­ реннего облучения в условиях ЛПА, а именно психологические аспекты, требуют планомерного, постоянного увеличения чувст­ вительности СИЧ, перехода дозового радиационного контроля в антистрессовый скриннинг.

Предпочтение следует всегда отдавать результатам определе­ ния доз внутреннего облучения с помощью СИЧ.

В настоящее время в большинстве высококачественных СИЧ, как прецизионных, так и теневых, используются полупроводни­ ковые детекторы излучений. Высокая разрешающая способность этих детекторов упрощает интерпретацию сложных спектров из­ лучения, выходящего из тела человека при поступлении в орга­ низм смеси радионуклидов.

Многие гамма-излучающие радионуклиды могут быть зарегис­ трированы на уровнях, много меньших ДСА, с помощью простых установок, не требующих высокой избирательности по энергии. Преимущество этих установок в том, что с их помощью можно обеспечить раннее выявление повышенного поступления радио­ нуклидов в организм персонала и проводить предварительную сортировку для проведения более тщательных измерений на те­ невом или прецизионном СИЧ. Такая предварительная сортировка не только уменьшает неопределенность в оценке индивидуального поступления и ожидаемой эффективной дозы, так как время по­ ступления будет точно известно, но и позволяет быстро выявить

иисследовать причины отклонения от нормальных условий труда. При проведении контроля альфа-излучающих радионуклидов

таких, как торий, уран и трансурановые элементы, имеющих

174

длительный период выведения из организма и низкую энергию излучения, сопутствующего альфа-распаду, требуются высоко­ чувствительные методы измерения.

При проведении контроля внутреннего облучения может воз­ никнуть ситуация, когда поступление радионуклида в организм произошло через раневую поверхность. В этом случае активность радионуклида, попавшего в рану, может быть измерена с помощью хорошо коллимированного детектора. В случае попадания в рану альфа-излучающих нуклидов проведение измерений усложняется сильным поглощением низкоэнергетического рентгеновского излу­ чения, сопровождаемого альфа-распадом, прилегающими тканями тела. Для обеспечения точной оценки активности смеси радионук­ лидов, попавших в рану, требуется СИЧ, имеющий высокое энер­ гетическое разрешение.

В отличие от других методов при использовании СИЧ прихо­ дится иметь дело с нестандартными и объемными объектами из­ мерения. Кроме того, неравномерность и неизвестность распреде­ ления по телу нуклида, несоответствие геометрии измерения условиям градуировки, трудности в обработке спектров и другие факторы могут увеличивать погрешность измерения. Техничес­ кие характеристики широко распространенных счетчиков излу­ чения человека приведены в табл. 6.6.

Таблица 6.6

Технические характеристики счетчиков излучения человека

175

Из последних разработок необходимо отметить портативные многофункциональные спектрометры, снабжаемые по заказу по­ требителей блоками детектирования, выполняющими роль СИЧ. Так, спектрометр «Прогресс-спектр» со специальным блоком об­ разует установку «Спектр-СИЧ». В комплект установки входит программное обеспечение для обработки данных на ПЭВМ и спе­ циальный источник гамма-излучения для проверки метрологиче­ ских характеристик. В этой модификации установка позволяет определять суммарную активность гамма-излучающих нуклидов в теле человека и животных. Минимально измеряемая активность во всем теле человека по ,37Cs составляет 1 200 Бк, в щитовидной железе по 1311 - 100 Бк. Аналогичными возможностями обладает многофункциональный радиометр-спектрометр СКС «Спутник» с соответствующим блоком детектирования.

Определение радионуклидного состава. Определение радионук­ лидного состава пробы является одной из основных практических задач обеспечения радиационной безопасности. Определение нуклидного состава радиоактивных газов и аэрозолей, радиоактивного загрязнения поверхностей оборудования и строительных конст­ рукций, одежды, средств защиты и кожных покровов, определе­ ние их содержания в выбросах в атмосферу и жидких сбросах,

176

вобъектах внешней среды и продуктах питания и, наконец, РВ

ворганизме человека необходимо для нормирования этих ве­ ществ, определения степени и характера загрязнения, характера и величины поражения, потенциальной угрозы здоровью, для принятия управленческих решений.

Знание нуклидного состава позволяет идентифицировать ис­ точник их поступления в окружающую среду (производственную и природную), определить характерные нарушения технологиче­ ского цикла и технического состояния оборудования.

Следует различать радионуклиды, наиболее часто встречающи­ еся в практике, и радионуклиды, имеющие наибольшую радиоло­ гическую значимость. Это, прежде всего нуклиды, относящиеся к ядерным материалам: 239Pu, 235U, 233U, 232Th. Нуклиды, исполь­

зуемые в медицинских целях: 208Т1, 1921г, 133Хе, 1231, 1251, |3|1, 1т1In, 99mTc, 67Ga. Нуклиды, используемые в промышленности и науке: 252Cf, 241Аш, 238Pu, 238U, 237Np, 226Ra, 192Ir, l37Cs, l33Ba, 106Ru, 89Sr, 90Sr, 57Co, б0Со. Особое значение эта информация при­ обретает при авариях на реакторных установках. Так, в табл. 6.7. приведена характерная для АЭС классификация радионуклидов как идентификаторов состояния технологических процессов.

Таблица 6.7

Группы радионуклидов как идентификаторы состояния технологических процессов на АЭС*

* За основу использована аналогичная таблица из книги Панова Е.А. «Практи­ ческая гамма-спектрометрия на атомных станциях». М., Энергоатомиздат, 1990

177

При работе ядерного реактора образуется большое количество радионуклидов - продуктов деления и активации. Радиоактивные продукты деления образуются в ТВЭЛ, а продукты активации - в конструкционных материалах, теплоносителе и оболочках ТВЭЛ. Активность теплоносителя определяется либо активацией примесей, присутствующих в теплоносителе, в том числе естест­ венных и коррозионных примесей, либо активацией самого теп­ лоносителя, либо диффузией продуктов деления из ТВЭЛ через микро- и макротрещины в оболочке ТВЭЛ или непосредственным переходом в теплоноситель при разрушении ТВЭЛ.

В последние годы рядом отечественных приборостроительных фирм освоен выпуск спектрометрической аппаратуры нового по­ коления. Практически все эти спектрометры работают только в сочетании с ЭВМ, которая является их неотъемлемой частью. Поэтому обычно говорят о спектрометрических программно-ап­ паратных комплексах.

В настоящее время все выпускаемые альфа-спектрометры ис­ пользуют полупроводниковые детекторы, что позволяет значи­ тельно повысить надежность их работы и энергетическое разре­ шение. Альфа-спектрометры позволяют исследовать изотопный состав и измерять активность альфа-излучателей в тонких спек­ трометрических счетных образцах, полученных с помощью спе­ циальных радиохимических методик. В сочетании с методиками альфа-спектрометры являются единственным средством, позво­ ляющим посредством прямых измерений получить информацию о содержании альфа-излучающих радионуклидов в почве, воде, биопробах, воздухе и т.д. Минимально измеряемая активность - порядка 0,01 Бк за 1 ч измерений.

В бета-спектрометрах используют блоки детектирования на ос­ нове пластического сцинтиллятора. Фон уменьшают с помощью свинцовой защиты толщиной 50 мм. Серийно выпускаемые в на­ стоящее время бета-спектрометры предназначены для измерений активности 90Sr, 40К, часто и 137Cs. Иногда их применяют для из­ мерения 2l4Bi или других бета-излучающих радионуклидов в про­ дуктах питания, биопробах и т.д. Несмотря на различную конст­ рукцию и программное обеспечение, бета-спектрометры имеют близкие характеристики. Нижний предел измерений для 90Sr со­ ставляет около 1 Бк за 1 ч измерений.

Гамма-спектрометры в зависимости от типа используемого детектора делятся на две группы: полупроводниковые и сцинтилляционные. Наиболее простыми в эксплуатации являются сцинтилляционные спектрометры, в которых используют, как прави­ ло, сцинтилляционные детекторы размерами 63x63 мм в защите

•78

толщиной 50 мм. Пробы размещаются в сосудах Маринелли*, чашках Петри или других сосудах. Спектрометры позволяют из­ мерять активность гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах известного нуклидного состава с небольшим количест­ вом радионуклидов (обычно не более 5). Чаще всего измеряются l37Cs, l34Cs, 40К, 232Th, 226Ra в пробах продуктов питания, строй­ материалах, биопробах, воде и т.д. Спектры гамма-излучения этих радионуклидов хорошо известны, их можно найти в научной литературе. Активность в пробе, минимально измеряемая с помо­ щью таких спектрометров, составляет, как правило: 2-3 Бк - по l37Cs, 3-7 - по 232Th, 4-10 - по 226Ra, 30-80 Бк - по 40К. Прово­ дить измерения проб со сложным, заранее неизвестным нуклидным составом с помощью сцинтилляционных спектрометров нельзя. Для этой цели необходимы полупроводниковые гамма-спектроме­ тры. Эти аппаратные комплексы имеют лучшее энергетическое разрешение, что позволяет решать сложнейшие спектрометриче­ ские задачи, идентифицируя близкие по энергиям гамма-кванты. Для уменьшения фона используется защита из свинца или ком­ бинированная (свинцово-медная) защита толщиной 50-100 мм. Минимально измеряемая активность составляет для таких ком­ плексов 0,1-10 Бк в зависимости от типа детектора. Кроме ста­ ционарных спектрометров, существуют их переносные модифи­ кации, характеристики которых, как правило, несколько хуже.

Ниже перечислены спектрометрические комплексы, наиболее часто используемые при радиационном контроле.

Измерительный комплекс «Прогресс» представляет собой объе­ диненную единой программной оболочкой совокупность спектро­ метрических трактов, подключенных через многовходовый ампли­ тудно-цифровой преобразователь (АЦП) к одной персональной ЭВМ. Пользователь имеет возможность независимо управлять всеми трактами и обрабатывать результаты измерений, используя один компьютер. Управление работой комплекса осуществляется в операционной системе Windows. Таким образом, обеспечивается: возможность (при смене блоков детектирования) измерения ха­ рактеристик различных видов ионизирующего излучения, просто­ та в обращении, возможность подготовки персонала к решению большинства задач без предъявления к нему высоких требований, а также сравнительно низкая стоимость аппаратуры. Вместе

саппаратурой поставляется программное обеспечение, методики

*Сосуд Маринелли представляет собой цилиндрическую емкость, в дне кото­ рой имеется углубление. Благодаря этому такой сосуд, наполненный измеряемым продуктом и установленный на блок детектирования спектрометра, обеспечивает наибольшую чувствительность измерительной установки к гамма-излучению

179

выполнения измерений и - при желании потребителя - проводит­ ся обучение оператора в течение 3-5 дней.

В состав комплекса входят:

Альфа-спектрометр «Прогресс-альфа». Предназначен для оп­ ределения альфа-излучающих радионуклидов в воде, почве, горных породах, стройматериалах. В его состав входят вакуумная альфакамера с встроенным насосом, полупроводниковый блок детектиро­ вания, калибровочный источник, АЦП, ПЭВМ с принтером и про­ граммное обеспечение «Прогресс-альфа». Энергетический диапазон альфа-частиц - 2-8 МэВ. Нижний предел измерения активности изотопов плутония с радиохимической подготовкой пробы состав­ ляет 0,1 Бк на сырую пробу. Масса установки без ПЭВМ - 12 кг.

Бета-спектрометр «Прогресс-бета-М». Предназначен для измерения содержания 9l)Sr в почве, пищевых продуктах и других пробах органического происхождения. В его составе: сцинтилляционный блок детектирования с блоками питания, усиления и свин­ цовой защитой; устройство для подготовки проб и подачи образца; контрольный источник; ПЭВМ с принтером и АЦП, а также про­ граммное обеспечение «Прогресс-бета». Имеется также специ­ альная методика выполнения измерений. Существенным является то, что программное обеспечение позволяет определять актив­ ность 2-3 радионуклидов путем обработки многокомпонентных бета-спектров. Масса спектрометра без ПЭВМ - 50 кг.

Гамма-спектрометр сцинтилляционный «Прогресс-гамма».

Предназначен для определения содержания гамма-излучающих нуклидов в образцах почвы, продуктах питания, стройматериалах, лесоматериалах и других объектах окружающей среды, а также для измерения содержания 222Rn. Спектрометр комплектуется блоками детектирования как с типовым цилиндрическим крис­ таллом, так и с кристаллами с колодцем для помещения в них счетных образцов мелкого размера. В его состав входит также свинцовая защита емкости для проб, АЦП и ПЭВМ, а также про­ граммное обеспечение «Прогресс-гамма». Имеется также соот­ ветствующая методика выполнения измерений. Масса спектроме­ тра без ПЭВМ - 170 кг.

Многофункциональный переносной гамма-бета-спектро- метр «Прогресс» является удобным портативным спектромет­ ром, позволяющим решать разнообразные задачи радиационного контроля как в полевых условиях, так и в лаборатории. Снабжен сцинтилляционными блоками детектирования гамма- и бета-из­ лучения и свинцовым коллиматором. Блок электронного обеспе­ чения и портативная IBM-совместимая ПЭВМ типа Notebook уме­ щается в кейсе. Масса спектрометра без коллиматора - 5 кг.

180