Т. И. Юрасова основы радиационной безопасности

Вид материала

Документы

Содержание 17.3. Индивидуальный дозиметрический 17.4. Дозиметры и радиометры. 17.5. Организация радиационного контроля. Контрольный уровень 18. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) и основные санитарные Нормируемая величина 18.2. Основные санитарные правила обеспечения Критическая группа населения 19. Аварии на АЭС и родственных предприятиях. 19.1. Типы радиационных аварий. 19.2. Классификация аварий на атомных станциях.

Подобный материал:

• Методические указания по выполнению лабораторной работы по дисциплине «Основы радиационной, 237.73kb.
• Федеральный надзор россии по ядерной и радиационной безопасности, 790.94kb.
• Обеспечение радиационной безопасности населения, 185.1kb.
• Система радиационной безопасности ир ввр-м, 257.59kb.
• Конституция Российской Федерации, федеральные закон, 245.01kb.
• Конституции Российской Федерации и федеральных закон, 327.39kb.
• Ю. А. Александров Основы радиационной экологии Учебное пособие, 5090.11kb.
• Й на радиационно-опасных объектах (роо) применяемых в целях предотвращения хищения, 33.21kb.
• Использование систем индикаторов безопасности органами регулирования ядерной и радиационной, 147.24kb.
• 1. Основные документы нормативно-правового обеспечения радиационной безопасности работ, 239.18kb.

в. Фотографический метод дозиметрии.


С помощью фотографического метода были получены первые сведения об ионизирующих излучениях радиоактивных веществ. В настоящее время этот метод почти совсем вытеснен из практической дозиметрии ионизационным и сцинтилляционным методами и лишь используется для индивидуального контроля дозы рентгеновского, -, - и нейтронного излучения.

В состав светочувствительной эмульсии входит бромистое серебро (AgBr) или хлористое серебро (AgCl), находящееся внутри слоя желатина. Эмульсия наносится на целлулоид, стекло или бумагу, вследствие чего образуется соответственно фотопленка, фотопластинка или фотобумага.

При облучении светочувствительного слоя -лучами воздействие будут оказывать электроны, образованные при поглощении -лучей пространством, окружающим фотоэмульсию, в частности, в кассете и самом слое фотоэмульсии. Предположим, что на заряженную кассету падают -кванты, которые поглощаются, образуя вторичные электроны разной энергии. Электроны с определенной энергией взаимодействуют с AgBr, нейтрализуя положительный ион серебра и образуя таким образом на поверхности зерен AgBr центры проявления – атомы металлического серебра. В дальнейшем под действием проявителя эти центры способствуют восстановлению металлического серебра из зёрен AgBr. При фиксировании кристаллы AgBr не содержащие центров проявления, растворяются и удаляются из эмульсии.

Фотоэмульсии используются для дозиметрических целей в широком диапазоне доз в результате выбора эмульсий различной чувствительности. Фотопленки помещаются в специальные кассеты вместе с фильтром, предназначенным для улучшения энергетической характеристики и измерения отдельных видов излучения. Способность фотоэмульсии регистрировать излучение, преобразованное различными фильтрами, позволяет получить подробные сведения о качестве и количестве измеряемого излучения. Химически обработанная пленка имеет прозрачные и почерневшие места, которые будут соответствовать незасвеченным и засвеченным участкам фотоэмульсии. Используя этот эффект для дозиметрии можно установить связь между степенью почернения пленки и поглощенной дозой.

г. Химический метод дозиметрии.


Химический метод дозиметрии основан на наблюдении необратимых химических изменений, производимых излучением в веществе.

Продукты химических реакций, определяются либо непосредственно по изменению цвета, либо косвенно, с помощью способов химического анализа (титрованием, измерением электропроводности, спектрофотометрией и др.).

В большинстве химических дозиметров используются разбавленные водные растворы солей. Поэтому наиболее вероятно взаимодействие ионизирующих излучений с водой.

Рассмотрим разложение воды под воздействием -излучения. Под воздействием -излучения на молекулу воды образуются электрон и положительный ион:


H₂O H₂O⁺ + e^-.


Образующийся электрон обладает большой энергией и сам способен ионизировать молекулы воды:


H₂O + e^-  H₂O⁺ + 2e^-.


Энергия первичного электрона уменьшается. Когда его энергия будет сравнима с энергией теплового движения молекул воды, он будет захвачен молекулой воды. При этом образуется отрицательный ион:


H₂O + e^-  H₂O^-.


Образующиеся ионы химически неустойчивы и почти мгновенно разлагаются:

H₂O⁺  H⁺ + OH^,

H₂O^-  OH^- + H^.


Одновременно протекает разложение возбужденных молекул воды:


H₂O  H^ + OH^.


При этом образуется ионы гидроксила OH^-, протоны H⁺ (ионы водорода), радикалы OH^ и атомарный водород H. Атомарный водород и OH^- являются сильными восстановителями, а протоны и радикал OH^ – сильными окислителями. Поэтому в воде начинаются химические реакции:


H^· + OH^·  H₂O; 2H₂O₂  2H₂O + O₂;

OH^· + OH^·  H₂O₂; O₂ + H^  HO₂^;

H^· + H^·  H₂; OH^ + H₂O₂  H₂O + HO₂^.


В результате химических реакций вода разлагается на водород и кислород, и в воде появляются сильные окислители – радикалы перекиси водорода HO₂^. Таким образом, конечными продуктами радиолиза воды будут кислород и водород.

Наиболее распространенным является ферросульфатный метод определения дозы. Основой ферросульфатного метода является использование способности ионов двухвалентного железа Fe⁺⁺ окисляться в кислой среде радикалами OH^ и H₂O^ до трехвалентного иона Fe⁺⁺⁺:


Fe⁺⁺ + OH^  Fe⁺⁺⁺ + OH^-,

Fe⁺⁺ + HO₂^  Fe⁺⁺⁺ + HO₂^-,

Fe⁺⁺ + H₂O₂ + H^  Fe⁺⁺⁺ + H₂O + OH^-.

Количество образовавшихся ионов трехвалентного железа может быть определено колориметрическим методом, если в раствор добавить роданистый калий:


3KCNS + Fe⁺⁺⁺  Fe(CNS)₃ + 3K⁺.


Роданистый калий дает красное окрашивание в присутствии ионов трехвалентного железа.

Главный недостаток химических дозиметров – малая чувствительность, что, следовательно, делает невозможным измерение малых доз облучения.


17.3. Индивидуальный дозиметрический

контроль радиоактивных излучений.


Индивидуальный дозиметрический контроль радиоактивных излучений осуществляется в настоящее время в основном с помощью следующих приборов: индивидуального дозиметра ДК-0,2, индивидуального фотопленочного дозиметра ИФК и термолюминисцентных дозиметров.


а. Индивидуальный дозиметр ДК-0,2.


Индивидуальный дозиметр ДК-0,2 предназначен для измерения доз рентгеновского и -излучения в пределах от 10 до 20 мр в диапазоне энергий от 150 кэВ до 2 МэВ. Шкала прибора имеет 20 делений. Точность измерения доз во всем диапазоне порядка  10%. Дополнительная погрешность за счет утечки заряда при изменении температуры от - 30 до +35С и относительной влажности 98% не превышает 10% за сутки.

Карманный дозиметр ДК-0,2 (см. рис. 14) состоит из малой ионизационной камеры и портативного электрометра.

Рис. 14.

Конструкция карманного дозиметра на основе ионизационной камеры с электроскопом.

Перед началом работы электрометр заряжается до такого потенциала, при котором нить электрометра, устанавливается на нулевое деление шкалы. Под действием рентгеновского или -излучения в камере .возникает ионизационный ток, разряжающий электрическую емкость прибора. Ионизационный ток в камере, а следовательно, и потенциал системы электрометра пропорциональны дозе излучения; шкала прибора отградуирована в миллирентгенах.

Как видно из рис. 14, дозиметр внешне напоминает авторучку. На рис. 14 дан разрез дозиметра. Внутри корпуса смонтированы: подвижная система электрометра с держателем, закрепленная в изоляторе; микроскоп, состоящий из объектива, оправы объектива с диафрагмой, отсчетной шкалы и окуляра. Общее увеличение микроскопа – около 45. Подача начального потенциала на электрометр осуществляется через подвижный контакт, закрепленный в эластичной мембране. Для предохранения от загрязнений нижний торец дозиметра закрыт колпачком, который имеет прозрачное дно и открывается только на время зарядки дозиметра. На корпусе дозиметра имеется держатель для крепления его к одежде.

Ионизационная камера представляет собой объем, в котором размещена подвижная система электрометра; держатель выполняет роль собирающего электрода ионизационной камеры. Ионизационный объем ограничен корпусом ионизационной камеры, который изготовлен из прессованной проводящей воздухо-эквивалентной пластмассы.

Зарядное устройство дозиметра выполнено в виде пульта, разрез части которого представлен на рис. 15. Пульт имеет корпус 1, зарядное гнездо 2, потенциометр 3 для установки необходимого напряжения, переключатель 4 и лампочку для подсветки 5.

Пульт заряжается батареей. Она помещается в соответствующее гнездо пульта и подключается к контактной колодке в соответствии с маркировкой.

Перед началом работы дозиметр ДК-0,2 со снятой крышкой вставляется в зарядное гнездо пульта. Вращая ручку потенциометра, устанавливают нить электрометра на 2  3 деления левее нуля, после чего вынимают дозиметр и

Рис. 15.

Зарядное устройство дозиметра ДК-0,2: 1 – корпус, 2 – зарядное гнездо, 3 – потенциометр, 4 – переключатель, 5 – лампочка для подсветки.

касаются каким-либо металлическим предметом контакта зарядника дозиметра, не прогибая диафрагмы (для снятия заряда с диафрагмы).

После окончания зарядки навинчивают колпачок, и дозиметр готов к измерениям.

Показания по шкале микроскопа просматриваются в рассеянном свете со стороны держателя дозиметра.


б. Другие индивидуальные дозиметры.


Индивидуальные дозиметры служат для определения суммарной дозы ионизирующего излучения, полученной человеком за время пребывания в сфере воздействия радиации. Они крепятся на одежде и имеют небольшие размеры и вес.

Практическое применение нашли индивидуальные дозиметры, работающие по принципу ионизационных камер (дозиметры типа ДК-02, ДК-2, КИД и др.).

В основу работы ионизационных дозиметров положено измерение заряда на конденсаторной камере. В дозиметре типа КИД имеется две камеры, одна из которых позволяет измерять дозы в пределах 0.02  0.2 бэр, другая – в пределах 0.2  2 бэр.

Центральные электроды заряжают от специального зарядного устройства, входящего в зарядно-измерительный блок. При нахождении камеры в зоне облучения напряжение на ней уменьшается за счет токов ионизации. При измерении напряжения на камере определяют суммарную дозу, полученную этой камерой и носившим ее человеком.

Дозиметры типа КИД предназначены для индивидуального дозиметрического контроля рентгеновского и гамма-излучения с энергией от 15 кэВ до 2 МэВ.

Индивидуальные дозиметры типа ДК позволяют производить непосредственный отсчет дозы -излучения, получаемой каждым работником. Дозиметр типа ДК-0,2 может работать при мощности экспозиционной дозы не более 25 мкР/с, предел измерений 0.2 Р. Дозиметр типа ДК-50 может работать при мощности экспозиционной дозы до 28000 мкР/с (100 Р/ч) и позволяет измерять дозы от 2 до 50 бэр.


в. Индивидуальный фотопленочный дозиметр ИФК.


Для целей индивидуального дозиметрического контроля широкое распространение получил фотографический метод регистрации излучения, – метод индивидуального фотоконтроля (ИФК). Сущность его состоит в следующем. При воздействии излучений на фотоэмульсию проявляются зерна серебра и фотографическая пластинка в месте облучения темнеет. В дозиметрии этот эффект почернения используется главным образом для определения дозы гамма-излучения; этот метод может быть использован для регистрации других видов ионизирующего излучения.

Почернение определяют по ослаблению светового потока, проходящего через проявленную фотопластинку. Между почернением пленки и дозой существует в определенном диапазоне доз линейная зависимость. Например, диапазон измерений доз -излучения с помощью пленки типа “рентген XX” лежит в пределах 0.05  3, для пленки типа “рентген X” лежит в пределах 0.5  15, для плёнки типа РМ-5-1 – в пределах 0.05  2 бэр. Выпускаются пленки для регистрации -излучения и в других диапазонах доз.

Устранение искажающего влияния -излучения с энергией, меньшей 0.3 МэВ, вызывающего особенно интенсивное почернение, достигается при помощи экранов из свинцовой или кадмиевой фольги толщиной 0.5  1 мм, которые сильнее поглощают -излучение с энергией до 0.2 МэВ и почти не поглощают жесткое -излучение.

Дозиметры, выпускаемые промышленностью, имеют следующее устройство (рис. 16). Фотопленка размером 5030 мм вкладывается в специальную кассету, которая представляет собой пластмассовую прямоугольную коробочку размером 673316 мм. Футляры с пленкой пристегиваются к спецодежде. Иногда пленки вправляют в специальные кольца и браслеты разных размеров, которые надевают на пальцы и запястья.

Индивидуальный фотопленочный дозиметр ИФК применяется для контроля безопасности при работе с излучением и основан на взаимодействии радиоактивного излучения с фотоэмульсией рентгеновской пленки. Под воздействием излучения рентгеновская пленка чернеет после проявления, причем степень почернения. пропорциональна дозе излучения.

Точность метода – около 30%.

В зависимости от дозы излучения употребляют рентгеновские пленки различной чувствительности.

В комплект дозиметра ИФК входят: кассеты, кювета и рамка с зажимами для проявления, промывки и фиксирования плёнок и денситометр типа ИФТ-11, предназначенный для измерения оптической плотности почернения фотопленки.

Кассета представляет собой плоскую пластмассовую коробочку с крышкой.

Зарядка кассеты фотопленкой и все операции по ее обработке (проявление, промывка и фиксирование) производятся в темной комнате при красном свете.

Кювета для проявления, промывки и фиксирования. представляет собой прямоугольный металлический сосуд, в который вставляются рамки, имеющие специальные зажимы для крепления пленок. В одной кювете можно обрабатывать сразу до 50 пленок.

Рис. 16.

Фотопленочный дозиметр с фильтрами для определения дозы, полученной от различных видов излучения.

Доза, полученная пленками, рассчитывается по формуле:


, (7)


где I_j – ионизационная постоянная радия,

C – активность препарата, мг – экв. Ra,

R – расстояние от препарата, см,

t – время облучения, час,

Д – доза -излучения, рентген.

Для обработки пленки необходимо иметь три кюветы. Пленки вставляют в специальные зажимы и помещают в кюветы с проявителем. После проявления пленки хорошо промывают и помещают в бачок с закрепителем. Отфиксированные пленки снова промывают и сушат. Фотообработка также производится в темной комнате при красном свете.

Измерение почернения производят фотометрированием проявленных пленок с помощью денситометров. Соответствующая почернению пленки доза облучения может быть найдена по кривой почернения (рис. 17).

Следует иметь ввиду, что кривая почернения зависит от условий проявления пленок и их хранения, поэтому вместе с дозиметрическими пленками в тех же условиях проявляются контрольные пленки-эталоны. Фото-пленки могут быть использованы и для определения дозы -излучения с энергией более 1 МэВ.


г. Термолюминесцентные дозиметры.


В последние годы для целей индивидуального дозиметрического контроля начали использоваться термолюминесцентные дозиметры. В дозиметрах этого типа используются вспышечные кристалло-фосфоры,

Рис. 17.

Градуировочная кривая для определения дозы, полученной эталонными пленками.

изготавливаемые в виде таблеток. Кристаллофосфоры под воздействием ионизирующих излучений возбуждаются и накапливают энергию излучения. Она сохраняется достаточно длительное время и при освещении таблеток-люминофоров инфракрасным светом проявляется в виде вспышки люминесценции. Яркость вспышки фосфора пропорциональна поглощенной энергии излучения, т.е. пропорциональна дозе. Для предохранения от влаги люминофоры запаивают в стеклянную оболочку. Так как люминофоры могут возбуждаться под воздействием видимого света, то их помещают в специальные светонепроницаемые футляры, являющиеся одновременно экранами.

Яркость свечения люминофоров при одной и той же дозе облучения зависит от энергии излучения, – поэтому, так же как и при методе индивидуального фотоконтроля, в стенках футляров помещают дополнительные фильтры, поглощающие мягкое -излучение.

Дозиметры с кадмиевыми фильтрами могут регистрировать смешанную дозу -излучения и потока тепловых нейтронов. Дозиметры без кадмиевых фильтров нечувствительны к нейтронам и регистрируют -излучение с энергией от 0.12 до 3 МэВ.

Регистрирующий прибор, определяющий интенсивность свечения люминофоров, состоит из фотометра, высоковольтных стабилизированных выпрямителей для питания фотоэлектронного умножителя и для питания источника инфракрасного света и измерительной схемы. Термолюминесцентные дозиметры являются приборами многоразового использования и позволяют определять дозу в пределах от 0.01 до 1000 рад.

Основные характеристики приборов индивидуального дозиметрического контроля приведены в таблице 5.

Таблица 5.

Основные характеристики приборов индивидуального дозиметрического контроля.

Тип дозиметра	Диапазон измерения дозы -излучения, бэр	Основная погрешность, %	Диапазон энергии измеряемого -излучения, МэВ
Конденсаторный: ДК-02 КИД-2 КИД-1	0.01  0.2 0.005  1 0.02  2	 15  15  15	0.15  2.0 0.15  3.0 0.1  3.0
Фотодозиметр: ИФК-2,3 (пленка РМ-5-1) ИФКУ-1 (пленка РМ-5-1)	0.02  2 0.05  2	 20  25	0.1  3.0 0.1  1.25
Термолюминесцентный: ДТУ-01 (термолюминофор из LiF) ИКС-А (алюмофосфатное стекло ИС-7) А-М-254 (термолюминофор из CaFeMn)	0.01 10000 0.5  1000 1.0  1000	 35  10  20	0.01  3.0 0.05  1.25 0.2  3.0

17.4. Дозиметры и радиометры.


Для проведения радиационного контроля используют приборы, позволяющие определять потоки ионизирующих излучений, мощность доз и дозу ионизирующего излучения и могут быть подразделены на переносные и стационарные.

В тех случаях, когда приборы измеряют потоки ионизирующих частиц или -квантов, их шкалы градуируют в имп./мин, а сами приборы называют радиометрами.

Переносные приборы применяются для измерения мощности экспозиционной дозы (или средней дозы) непрерывного и импульсного рентгеновского и -излучений, степени загрязненности поверхности - и -активными веществами, плотности потока и флюенса тепловых, быстрых и промежуточных нейтронов.

Стационарные приборы применяются в основном для наблюдения за изменением мощности экспозиционной дозы -излучения в производственных помещениях, а также для определения степени загрязненности одежды, рук, обуви работающих. Стационарные приборы устанавливают в рабочих помещениях, лабораториях, санпропускниках и т.д.

Большинство переносных приборов радиационного контроля основано на принципе измерения средней интенсивности сцинтилляций воздухоэквивалентного сцинтиллятора, которая прямо пропорциональна измеряемой мощности дозы. В качестве воздухоэквивалентного сцинтиллятора используют сцинтиллирующие пластмассы на основе полистирола, а также комбинированные сцинтилляторы, у которых над основным сцинтилятором располагают компенсатор, например, из ZnS(Ag). Используют также сцинтилляторы из кристаллов антрацена и йодистого натрия.

Наиболее распространенными переносными приборами радиационного контроля являются следующие: ДРГЗ-01 (“Аракс”), ДРГЗ-02 и ДРГЗ-03 (“Аргунь”), ДРГЗ-04, ДРГ-05 и др.

В настоящее время выпускаются различные портативные, так называемые “народные дозиметры” (“БИРИ-1-1”, “Белла” и др.), которые предназначены для установления превышения уровня -излучения над фоновым и оценки мощности дозы -излучения на местности или в помещении.

Основные характеристики дозиметров приведены в таблице 6.

Переносные приборы имеют автономное питание (батарейное или аккумуляторное).

Примером стационарного дозиметра является сигнализатор СПСС-02 или сигнализатор загрязненности поверхности рук -активными веществами СЗБ2-1еМ и СЗБ2-2еМ.

Таблица 6.

Основные характеристики дозиметров и радиометров.

Тип дозиметра (радиометра)	Диапазон измерения мощности экспозиционной дозы -излучения	Основная погрешность, %	Диапазон энергии измеряемого -излучения, МэВ	Питание прибора
1. Переносные приборы
ДРГЗ-01 ДРГЗ-02 ДРГЗ-03 ДРГЗ-04 ДРГ-05М ДКС-04 ДРГ-01Т1 Индикатор -излучения “Белла”	1  300 мкР/с 0.1  100 мкР/с 1  1000 мкР/с 1  3000 мкР/с 0.01  10000 мкР/с 0.1  150 мР/с 0.01  100000 мР/с 0.02  10 мР/с	 15  15  15  15  15  25  25  30	0.015  1.25 0.02  3.0 0.02  3.0 0.03  3.0 0.015  3000 0.05  3.0 0.05  3.0 0.05  1.25	Сетевое, батарейное -  - -  - -  - Аккумулятор - ¢¢ - Батарейное - ¢¢ -
2. Стационарные приборы
Сигнализатор СПСС-02 с блоком дет. излучения БДМГ-01 БДМГ-02 с блоком дет. нейтронов УДБН-02Р	1  1000 мР/с 1  1000 Р/с 0.3  300 мкбэр/с	± 30 ± 30 ± 30	0.12  1.25 0.12  1.25	Сетевое

Так, сигнализатор загрязненности рук -активными веществами СЗБ2-03 (СЗБ-04) состоит из блока детектирования и сигнального пульта. Пульт конструктивно выполнен в настенном исполнении. Блок детектирования сделан выносным и содержит счетчики СТС-5 (СИ-8Б), обеспечивающие регистрацию -частиц с энергией менее 0.5 МэВ. Диапазон установки порога сигнализации о превышении уровней -излучения от 30 до 600 -частиц/(минсм).

Для проведения дозиметрических измерений используются различные стационарные и переносные дозиметрические приборы:

1. Сигнализатор загрязненности поверхности рук -активными веществами СЗБ2-2еМ. Областью применения прибора являются санпропускники и радиохимические лаборатории;
   
2. Дозиметр ДРГЗ-02, предназначенный для измерения мощности дозы рентгеновского и -излучения.
   

Дозиметр используется в лабораторных и производственных условиях.


а. Сигнализатор загрязненности поверхности

рук -активными веществами СЗБ2-2еМ.


Сигнализатор загрязненности поверхности рук -активными веществами СЗБ2-2еМ состоит из трех частей: детектора, прибора с табло, показывающим “чисто”, “грязно” и “измерение”, и прибора счетного одноканального ПСО2-2еМ (см. рис. 18, где приведена блок-схема прибора).

Импульсы с блока детектирования поступают на формирователь. Формирователь предназначен для нормализации импульсов блока детектирования по амплитуде и длительности. Нормализованные импульсы поступают на блок сигнальный.

Блок сигнальный преобразует, нормализованные импульсы в напряжение постоянного тока, пропорциональное средней скорости счета импульсов, и вырабатывает команду для включения световой сигнализации.

Таймер предназначен для задания времени экспозиции и управления блоком сигнальным.

Блок питания предназначен для преобразования напряжения сети 220 В, 50 Гц в постоянные стабилизированные напряжения: + 1.5 В, – 12 В, + 400 В. Кроме того, блок питания выдает переменное напряжение 24 В частотой 50 Гц.

С блока сигнального импульсы подаются на прибор счетный одноканальный ПС02-2еМ, предназначенный для счета числа импульсов в течение интервала времени, заданного вручную и автоматически, или для измерения времени регистрации заданного числа импульсов.

Детектор сигнализатора загрязненности поверхности рук -активными веществами собран на основе галогеновых счетчиков Гейгера-Мюллера СН-8Б.

Рис. 18.

Блок-схема прибора СЗБ2-2еМ.

б. Дозиметр ДРГЗ-02.


Дозиметр ДРГЗ-02 (общий вид прибора см. рис. 19) предназначен для измерения мощности дозы рентгеновского и -излучений в диапазоне от 0 до 100 мкр/с. Диапазон измерения дозиметра имеет следующие поддиапазоны, мкр/с:


от 0 до 0.1; от 0 до 3;

от 0 до 0.3; от 0 до 10;

от 0 до 1; от 0 до 100.


Основная погрешность измерения дозиметра не превышает  15% на поддиапазонах с пределами измерения 0.1 и 0.3 мкр/с и  10% на всех остальных.

Дополнительная погрешность измерения дозиметра не превышает  20% при изменении температуры от - 10° до + 40°С и  5% при изменении относительной влажности до 90% и температуре + 25°С.

Работа дозиметра ДРГЗ-02 основана на принципе измерения средней интенсивности сцинтилляций воздухоэквивалентного сцинтиллятора, которая пропорциональна измеряемой мощности дозы.

Рассмотрим схему сцинтилляционного датчика (см. рис. 20).

-излучение, выходящее из источника 1, поступает на сцинтиллятор 2 и создает в нем сцинтилляционные вспышки. Затем свет проходит через световод 3, стенки которого покрыты отражателем из эмали. Часть фотонов, испускаемых сцинтиллятором, попадает на катод 4 ФЭУ. ФЭУ представляет собой баллон, в котором создан вакуум. На один из участков внутренней поверхности ФЭУ нанесен полупрозрачный сурьмяно-цезиевый слой, служащий катодом. Под воздействием фотонов с катода вырываются фотоэлектроны, которые, пройдя фокусирующую диафрагму 5, электрическим полем последовательно направляются на 'электроды-умножители (диноды или

Рис. 19.	Общий вид прибора ДРГЗ-02:
	1 – показывающая часть прибора, 2 – нижний переключатель,	3 – верхний переключатель, 4 – кнопка “Установка нуля”, 5 – дактчик прибора.

Рис. 20.	Схема сцинцилляционного датчика:
	1 – источник излучения, 2 – кристалл-сцинциллятор, 3 – световод, 4 – сурьмяно-цезиевый катод,	5 – диафрагма, 6 – диноды, 7 – делитель напряжения, 8 – анод.

эмиттеры) 6 и собираются на аноде 8 (коллекторе), Для питания фотоумножителя используются источник стабилизированного напряжения и делитель напряжения 7. Далее через анод потечет ток, и на сопротивлении 6 появится импульс напряжения, который, пройдя усилитель, поступает на измерительный прибор, отградуированный в единицах мощности дозы.


в. Счетчики излучения человека.


В настоящее время все более широкое практическое применение находят специальные установки для измерения содержания радионуклидов в теле человека. Приемниками -излучения таких дозиметров являются жидкие или кристаллические сцинтилляторы. Сцинтилляции регистрируются с помощью фотоумножителей. Обработка информации, получаемая на таких установках, позволяет судить не только о количестве радионуклидов содержащихся в организме человека, во и их изотопном составе.

Следует обратить внимание на то, что измерение радиоактивности тела человека или отдельных органов не позволяет судить о дозе внутреннего облучения от радиоактивных веществ, находящихся в организме. Измерение радиоактивности тела человека позволяет только определить содержание радиоактивных веществ в организме. Для оценки дозы облучения человека необходимо знать динамику поступления и выведения радиоактивных веществ из организма, т.е. необходима дополнительная информация, получение которой является достаточно сложной задачей, требующей специальных исследований.


17.5. Организация радиационного контроля.


Как отмечалось выше целью радиационного контроля является получение с помощью инструментальных методов необходимой информации об уровнях облучения персонала и населения и радиационной обстановки в производственных помещениях и на местности.

Объем, характер и периодичность проведения дозиметрического контроля в различных организациях могут отличаться в зависимости от специфики работ и конкретной радиационной обстановки. Однако, для предприятий и организаций находящихся на территориях, загрязненных радиоактивными веществами, может быть рекомендована следующая периодичность контроля:


загрязнение рабочих мест, бытовых помещений, мест приема пищи и отдыха, внутренних поверхностей зданий и сооружений, спецодежды – ежемесячно;

загрязнение кормов и продукции местного производства – по мере заготовки.


Для лиц, условия труда которых таковы, что возможно превышение годового предела дозы (для группы Б) с учетом дозы, получаемой работниками в месте проживания, должен быть организован контроль индивидуальной дозы облучения.

В зависимости от ожидаемых доз выбирают тип индивидуального дозиметра и определяют время ношения дозиметра, по истечению которого определяют зарегистрированную прибором дозу излучения. Перед началом работы при раздаче дозиметров в дозиметрический журнал записывают дату, время и номер дозиметра, выданного работающему. Регистрация индивидуальных доз ведется в специальном журнале.

В условиях возможного значительного превышения среднего уровня облучения (например, при аварийных работах) или в условиях работы с резко меняющимся режимом облучения измерение доз производят по окончании каждого рабочего дня. В таких случаях для цели дозиметрического контроля удобнее использовать дозиметры с непосредственным отсчетом доз, например, типа ДК, или термолюминесцентные дозиметры.

Индивидуальный дозиметрический контроль должен осуществляться под методическим руководством соответствующих территориальных подразделений Госсанэпиднадзора.

Проведение дозиметрического контроля возлагается на службы радиационного контроля или специалиста по охране труда, прошедшего подготовку на специальных курсах.

При проведении оперативного контроля за уровнем облучения работающих, загрязнение оборудования, машин, одежды и т.п. следует руководствоваться не только допустимыми уровнями, но и контрольными уровнями, устанавливаемыми администрацией совместно с органами Госсанэпиднадзора.

Контрольный уровень, как мера снижения уровня радиационного воздействия, устанавливается на основе достигнутого на предприятии или в учреждении среднего значения. Он должен быть ниже допустимого и во всех случаях его следует устанавливать настолько низким, насколько это практически достижимо.

Результаты всех видов дозиметрического контроля должны регистрироваться и храниться в течение 50 лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовой дозы, а также суммарной дозы за весь период работы.

На основе данных дозиметрического контроля устанавливаются режимы труда работающих. При этом учитываются в первую очередь радиационные характеристики на каждом рабочем месте (на группе однотипных рабочих мест, на участке и т.д.). Продолжительность работы должна планироваться из расчета непревышения установленных контрольных уровней.


18. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) и основные санитарные

правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)


18.1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99).


2 июля 1999 г. Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации утверждены “Нормы радиационной безопасности НРБ-99”, которые применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

НРБ-99 устанавливают следующие категории облучаемых лиц:

1. персонал (группы А и Б),
   
2. все население.
   

Основные пределы доз и все остальные допустимые производные уровни для персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. Предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы – величина эффективной (или эквивалентной) дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться за год. Пределы дозы устанавливаются на уровнях, которые должны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов; вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

В соответствии с рекомендациями Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) численные значения основных дозовых пределов установлены на уровнях, меньших, чем порог возникновения всех вредных детерминированных (не стохастических) эффектов облучения. При этих, уровнях вероятность возникновения стохастических эффектов чрезвычайно мала, что приемлемо для отдельных лиц и общества в целом.

Таблица 2.

Основные дозовые пределы, мЗв.

Нормируемая величина	Для персонала (группа А)	Для населения
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год: в хрусталике коже кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

18.2. Основные санитарные правила обеспечения

радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)


При работе с радионуклидами безопасность обслуживающего персонала и всего населения достигается правильной организацией труда, предусматривающей осуществление комплекса технических, санитарно-гигиенических и организационных мероприятий, направленных на исключение облучения персонала и населения дозами выше регламентируемых НРБ-99.

Руководящий документ, в котором определены мероприятия, снижающие дозы облучения, – “Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности” (ОСПОРБ-99), введенные в действие с 1 июля 2000 г. и заменяющие ОСП-72/87.

Новые правила существенно отличаются от прежних. Рассмотрим некоторые из этих различий. Таковыми являются, например, принципы обоснования радиационной безопасности, классификация радиационных объектов по потенциальной опасности, квоты на облучение населения, санитарно-эпидемиологическое заключение на право работы с использованием источников ионизирующего излучения (ИИИ), которое вводится вместо санитарного паспорта на право работы с ИИИ, и некоторые другие.

В связи с тем, что основные принципы обеспечения радиационной безопасности и классификация радиационных объектов были рассмотрены ранее, остановимся на квотах на облучение населения и др.


а. Квоты облучения населения.


Радиационное воздействие на население, проживающее в зоне наблюдения радиационного объекта первой категории, при нормальной его эксплуатации должно быть ограничено размером квоты облучения населения для данного объекта.

Квота – часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и характера облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом).

Целью установления квот является недопущение превышения предела дозы техногенного облучения населения (1 мЗв/год), установленного НРБ-99 для населения.

Основные значения квот подлежат согласованию с Федеральным органом Государственной санитарно-эпидемиологической службы. Квоты устанавливаются для величин средней индивидуальной эффективной дозы облучения критических групп населения, проживающих в зоне наблюдения.

Критическая группа населения - это группа лиц из населения (не менее 10 человек), однородная по полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию от данного источника излучения при данном характере облучения (внешнем, внутреннем).

Квоты устанавливаются для всех радиационных факторов (воздушных выбросов, водных сбросов и др.), от которых облучение критической группы населения за пределами санитарно-защитной зоны радиационного объекта при его нормальной эксплуатации может превысить минимально значимую величину ~ 10 мкЗв/год. Сумма квот от различных источников излучения не должна превышать предела дозы облучения населения, установленного НРБ-99. Разница между пределом дозы для населения и суммой квот должна рассматриваться как резерв, величина которого характеризует степень радиационной защищенности населения от техногенных источников излучения.


б. Организация работ с источниками излучения.


Получение, хранение источников излучения и проведение с ними работ разрешается только при наличии санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии условий работы с источниками излучения санитарным правилам. Этот документ выдает орган Государственного эпидемиологического надзора по запросу организации, где будут использоваться ИИИ. Основанием для выдачи санитарно-эпидемиологического заключения является акт приемки в эксплуатацию построенного или реконструируемого объекта или акт санитарного обследования действующего объекта. Санитарно-эпидемиологическое заключение выдается на срок не более пяти лет. По истечении срока действия заключения орган санитарно-эпидемиологического надзора по запросу администрации организации решает вопрос о продлении срока его действия.

Деятельность организации, связанная с использованием источников излучения, не допускается без наличия лицензии, выдаваемой в порядке, установленном законодательством Российской Федерации.


19. Аварии на АЭС и родственных предприятиях.


Научно-технический прогресс неизбежно связан с повышением энергоемкости отдельных агрегатов и систем, накоплением на огромной территории значительных источников энергии. Это тепловые и атомные электростанции, химические комбинаты, ракетно-техническая техника, крупные гидротехнические сооружения, магистральные нефте- и газопроводы и т.п. Такой процесс неизбежен и необходим для улучшения жизни людей. Но вместе с тем, грозит повышением вероятности возникновения аварий, с серьезными, а подчас и необратимыми последствиями для человечества.

Для ликвидации аварий и их последствий в России существует Министерство по чрезвычайным ситуациям (ему больше 10 лет), которое возглавляет Сергей Кожугетович Шойгу. Россия поделена на девять регионов, в каждом – свой центр по чрезвычайным ситуациям. Региональному центру подчиняются все местные штабы и подразделения. Сначала в дело включаются местные (городские) штабы, подразделения поисково-спасательной службы и войск гражданской обороны вместе с комиссией по чрезвычайным ситуациям. Затем – штабы областного масштаба, республиканского, регионального. Самые крупные ЧС – федерального уровня и с трансграничными последствиями, например, на ЧАЭС, чернобыльская катастрофа.

При министерстве есть свой научно-исследовательский институт. Российская Академия Наук (РАН) для министерства ведет большую программу безопасности, в ней задействованы десятки институтов, научно-производственных центров.

Последние годы человечество преследует цепь тяжелых промышленных катастроф. Вот некоторые из них. Полностью разрушен в результате пожара и взрыва завод типографской краски в Чикаго (1973 г.). Взрыв в Англии парового облака циклогексана (1974 г.), повреждено и разрушено несколько тысяч домов в радиусе 5 км. Взрыв хранилища сжиженного газа в Мехико (1988 г.), погибло более 500 человек, 7000 получили ранения. Взрыв магистрального газопровода в Башкирии (1989 г.), более 1000 пассажиров двух поездов сгорели в адском огне. И это только самые крупные аварии.

Эти аварии и другие обострили внимание к проблемам безопасности во всем мире. Ужесточились требования, предъявляемые к качеству строительно-монтажных работ, выбору материалов, точности монтажа отдельных узлов и агрегатов и т.д. Общая тенденция в настоящее время – это создание, в первую очередь, техники без опасности, наряду с повышением требований по технике безопасности. Анализ происшедших аварий показал, что большинство промышленных аварий и катастроф в значительной степени обусловлено профессиональной безграмотностью, некомпетентностью, неумением прогнозировать последствия принятых решений.

Аналогичная картина наблюдалась и в области производственной деятельности, связанной с использованием атомной энергии. Как грибы росли атомные электростанции, возрастали единичные мощности блоков АЭС, достигнув 1000 МВт.

Атомные электростанции не выбрасывают пыль и газы подобно ТЭС. Систематические измерения радиоактивных веществ в атмосферном воздухе, реках и озерах, измерение радиоактивности почвы и растительности вокруг даже длительно работающих АЭС (10 и более лет) не позволили обнаружить какое-либо изменение радиоактивной обстановки. Проведенные расчетные оценки показывают, что дополнительное облучение населения, обусловленное работой всех АЭС, составляет 0.1  1% от среднего значения естественного радиационного фона (1 мЗв, т.е. 50 мбэр в год). Кроме того, с момента пуска первой АЭС в 1954 г. по 1986 г. произошли лишь две крупные радиационные аварии, в результате которых произошли выбросы значительного количества радиоактивных веществ во внешнюю атмосферу. Это аварии на атомных станциях “Уиндскейл” (Великобритания, 1957 г.) и “Три Майл Айлэнд” (США, 1979 г.). Облучению подвергся незначительный контингент населения, проживающего в непосредственной близости от АЭС. Причем разовые нагрузки были существенно ниже тех, при которых возможно проявление каких-либо негативных воздействий на состояние здоровья. Кроме упомянутых аварий было зарегистрировано ~ 150 нарушений нормального течения технологического процесса на АЭС, которые удалось эффективно локализовать. Однако, опыт эксплуатации АЭС был еще недостаточен, чтобы предусмотреть все ситуации, могущие привести к аварии.

В аварии на ЧАЭС особенно ярко проявились ситуации, когда негативные технические решения на стадии проектирования, усугубленные невероятным наслоением неверных эксплутационных решений персонала, привели к радиационной катастрофе, которая рассматривалась как невероятная.

После Чернобыля стало очевидным, что реактор должен обладать “внутренней безопасностью”. Что касается действующих АЭС, то приняты технические меры по повышению их безопасности и совершенствованию систем контроля параметров работы реактора. Проведена переаттестация всего технического персонала. Приняты меры по повышению технической дисциплины, неукоснительному выполнению регламента. Представители МАГАТЭ, побывавшие на ряде действующих АЭС, отметили, что в настоящее время все АЭС бывшего СССР отвечают международным стандартам безопасности.

Важно отметить принципиальную особенность радиационной аварии, сопровождающейся выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду. Особенность обусловлена продолжительным временем действия негативных факторов, что приводит к серьезному экономическому и социальному ущербу и требует больших затрат по ликвидации последствий. Это связано с отчуждением или ограничением жизнедеятельности на значительных территориях в результате радиоактивного загрязнения.

Примером тому могут служить Кыштымская и Чернобыльская аварии. Крупнейшая авария на производстве по изготовлению ядерного топлива, приведшая к массовому радиоактивному загрязнению, произошла на Южном Урале в 1957 г. Произошел взрыв в хранилище, где помещалось ~ 80 т высокоактивных отходов радиохимического производства в виде нитратно-ацетатных соединений активностью 20 МКи.

Свыше 10% этой активности было выброшено в окружающую среду. Образовалось радиоактивное облако, высота которого достигла 1 км. Радиоактивные загрязнения, состоящие из радионуклидов Sr-90, Ru-106 и Ce-144, распространились на территорию Челябинской, Свердловской и Тюменских областей. Площадь радиоактивных загрязнений составила 23000 км², в том числе ограниченная поверхностная активность 2 Ки/км² по Sr-90 ~ 1000 км². Загрязнению подверглись лесные массивы и целинные почвы, 217 населенных пунктов, 30 озер и 4 реки. Кроме того, загрязнились овощи и зерновые культуры, жилищные и хозяйственные постройки и все то, что находилось по следу радиоактивного облака. Эта авария – типичный пример массовых загрязнений.

В результате Чернобыльской катастрофы с 26 апреля до 6 мая 1986 г. было выброшено около 50 млн. Кюри продуктов деления урана, без учета инертных радиоактивных газов. Наиболее мощная струя радиоактивных выбросов наблюдалась в течении первых 2  3 суток после аварии. Это потребовало немедленной эвакуации г. Припять (~ 50000 человек), а затем (6  7 мая 1986 г.) дополнительного выселения населения из 30 км зоны вокруг аварийного реактора (~ 70000 человек). Таким образом, пришлось исключить из хозяйственной деятельности территорию площадью ~ 1000 км². В ряде районов России, Белоруссии и Украины до сих пор ограничено потребление продуктов местного производства.

Наиболее распространенные источники радиоактивных загрязнений:

1. производственные;
   
2. радиоактивные загрязнения после снятия с эксплуатации отработавших ядерных энергетических установок (ЯЭУ);
   
3. Аварийные радиоактивные загрязнения, связанные с локальным выбросом радиоактивных продуктов, представляющих опасность для персонала;
   
4. Аварийные, приводящие к выбросу радиоактивных продуктов и затрагивающие безопасность населения;
   
5. Радиоактивные загрязнения в результате взрыва ядерных зарядов и аварий, связанных с ними.
   

19.1. Типы радиационных аварий.


Под термином радиационная авария понимается потеря управления ядерной установкой или источником ионизирующих излучений, вызванная неисправностью оборудования, неправильным действием персонала, стихийными бедствиями или другими причинами, которые могли привести или привели к облучению людей сверх установленных нормативов.

К ядерным установкам относятся ядерные реакторы атомных станций, судов, плавсредств, космических и летательных аппаратов и других транспортных средств, промышленные и исследовательские реакторы, промышленные установки (предприятия) для радиохимической переработки отработанного ядерного топлива и др.

К источникам ионизирующих излучений относятся установки, агрегаты, оборудование и материалы, в которых содержатся радиоактивные вещества или генерируется ионизирующее облучение. В частности, к ИИИ относятся установки -дефектоскопии, -терапии, аппараты технологического контроля, различного рода радионуклидные источники, а также рентгеновские аппараты и ускорители заряженных частиц.

Наибольшую потенциальную опасность представляют радиационные аварии на ядерных реакторах, где в процессе выгорания ядерного топлива накапливаются продукты деления урана, активность которых достигает миллиона Кюри. Например, после эксплуатации в течение 1 года реактора типа ВВЭР-440 (тепловая мощность 440 МВт) активность образовавшихся в процессе деления ядер урана достигает 410¹⁹ Бк (10⁹ Кюри).

Для сравнения – суммарная активность урана с обогащением 3% по урану-235 при полной загрузке реактора ВВЭР-440 составляет всего 610¹¹ Бк (16 Ки). Поэтому на радиохимических производствах, где осуществляется переработка отработанного ядерного топлива, радиационные аварии также являются потенциально высокоопасными.


19.2. Классификация аварий на атомных станциях.


Международное агентство по атомной энергетике (МАГАТЭ) разработало для оценки серьезности происшедшего, быстрого оповещения и выбора необходимых мер безопасности шкалу событий на АЭС (таблица 7).

При этом события категорий 0  2 относятся к локальным, категории 3 – к местным, а категории 4  7 – к общим (региональным и глобальным).

По своим масштабам радиационные аварии могут быть локальные, местные и носить общий характер (см. рис. 21).

При локальной аварии радиационные последствия ограничиваются одним зданием или сооружением, где создается повышенный уровень внешнего облучения, радиационного загрязнения воздуха в рабочих помещениях, а также загрязнения наружных поверхностей оборудования и помещения.

Радиационные последствия при местной аварии ограничены зданиями и территорией АЭС, где возможно облучение персонала в дозах выше предельно допустимых. Концентрация радиоактивных веществ в воздухе, а также уровень радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и территории превышает регламентируемый.

К общей – относятся аварии, при которых радиоактивные продукты, выбрасываемые из реактора, распространяются на пределы территории АЭС. В результате возможно облучение населения и радиоактивное загрязнение объектов окружающей природной среды (воздуха, почвы, растительности).

Таблица 7.

Международная шкала событий на АЭС.