Определение радиационных нагрузок по результатам измерений различными дозиметрами

При отсутствии данных по при ?/. < 1,5 г/см2 правильно определить радиационную нагрузку в смешанном поле гамма-бета-из- лучения не представляется возможным, поэтому прежде чем использовать дозиметр, необходимо определить толщину Л..

Если (1ка г где с!ко/ — толщина слоя, за которым согласно НРБ-76 находитсяу-й критический орган человека, то радиационная нагрузка определяется согласно разд. 3.2 и 4.10 НРБ-76.

Радиационную нагрузку на другие критические органы (от фу), кроме всего тела, можно определить из выражения:

По результатам измерений в августе 1986 г. максимальной энергии бета-излучения методом поглощения для проб земли при */ко = Ю0—500 мг/см2 р = 4,5—5,8 = 5,1 см2/г. С течением времени р будет приближаться к 4,7 см2/г.

Как показано выше, с течением времени Д, = Дко тогда выражение (6.7) упрощается и

Радиационную нагрузку на тело можно определить из соотношения:

где 5 = 1,6 - 104 см2 и М = 70 кг — поверхность и масса тела стандартного человека; (1/. = 1 см > 1 г/см2 — толщина слоя тела человека, в котором практически поглощается все бета-излучение. При оценке радиационной нагрузки на все тело с погрешностью не хуже 40 % для панорамных дозиметров и измерителей мощности дозы Дко[ ~ Дпанор без учета влияния тела человека. Если измерения проводились на поверхности тела человека, то Дт необходимо увеличить в два раза по сравнению с выражением (6.10).

Аналогичный учет следует проводить при оценке Дт по результатам измерений дозиметрами, имеющими чувствительность к бета-излучению только в пределах угла 4л.

При установившемся самопоглощении бета-излучения в почвенном слое изменение радиационных нагрузок с течением времени можно оценить по данным изменения Ру + ^/Ру во времени, приведенным в табл. 6.1 и 6.2.

На основе предложенного способа оценки радиационной нагрузки, приведенных выше рекомендаций по использованию показаний специализированных дозиметров, результатов измерений более чем в 40 точках различными дозиметрами, с учетом их анизотропии у земли (на ее поверхности), на высоте 100 и 180 см, а также на фантоме человека и фантомах-кубах, заполненных водой, были проведены оценки на август 1986 г. радиационных нагрузок на ликвидаторов, работающих при ликвидации последствий аварии на ЧАЭС и прилегающих районах на открытой местности по сравнению с расчетными и измеренными измерителями мощности дозы ДП-5В (Дг5)- В этом случае минимальная доза бета-излучения на кожу при 50 мг/см2 по результатам измерений дозиметрами 470А, ДПС-11, РД-03, ДПГ-02, ДПГ-03, ИД-11 на все тело составляет (0,5—1)Ду5, доза для красного костного мозга (по всем дозиметрам в водном фантоме на глубине 5 г/см2) — (0,6—0,8)Д,., доза на хрусталик глаза по результатам измерений дозиметрами УюЮгееп-470А, РД-02, ДПГ-02 и ДПГ-03, — (2—3)Ду5, доза на гонады по результатам измерений дозиметрами УкДогееп-470А, ДПГ-02, ДПГ-03, ДПС-11 и РД-02 на фантоме-кубе и по результатам измерений дозиметрами ДК-02, ИД-02 и 541Ь на пробах земли и в точках измерений у районного дома культуры Чернобыля — (1,3—5)Д^5. Дозы, получаемые ликвидаторами при работе их в кабинах машин и других закрытых объектах, не превышают Ду5.

Эти соотношения до конца 1990 г. должны увеличиваться (см. табл. 6.1 и 6.2).

Из-за отсутствия в подразделениях дозиметров определение ежедневных до 2 Р и суммарных до 25 Р экспозиционных доз облучения ликвидаторов в условиях ЧАЭС проводилось расчетным методом по данным радиационной разведки местности с помощью рентгенметров ДП-5А, ДП-5Б и ДП-5В. Наблюдения за дозиметристами показали, что они проводят измерения в течение 5—15 с. Согласно ТУ и ТО на эти приборы, время измерений должно составлять не менее 45 с. Это приводит к занижению результатов измерений в 1,5—2 раза, что в конечном итоге приводит к заниженным результатам оценки радиационной нагрузки на ликвидаторов.

Для снижения погрешностей оценки радиационных нагрузок на ликвидаторов наряду с расчетным методом можно было рекомендовать для использования ТЛД-детекторы ДТГ-4 в корпусах ДПГ-03 или ДПГ-02 и ДПС-11. В нагрудном кармане следовало располагать два дозиметра ДПГ-03, а на голове — один дозиметр

ДПС-11. Один из дозиметров ДПГ-03 должен быть использован для ежедневного контроля доз облучения при расчетной ежедневной экспозиционной дозе 1—2 Р. Снятие показаний с других дозиметров ДПГ-03 и ДПС-11 проводить после набора расчетной дозы или при пре крашении работ в условиях радиоактивно зараженной местности.

Для уточнения радиационных нагрузок на персонал, а также при реэвакуации населения целесообразно провести дополнительные исследования пространственно-угловых и спектральных характеристик ионизирующих излучений, действующих на персонал или население на характерных участках открытой местности. К ним можно отнести участки местности с травяным покровом, покрытые асфальтом, грунтом и песком, лесопарковую зону. Наиболее удобным для этих исследований по лозовым нагрузкам средств измерений ионизирующих излучений, а также сохранности исследовательской аппаратуры являлся Припять (стадион с асфальтированным и травяным покрытием, прилегающая лесопарковая зона и участки с грунтовым и песчаным покрытием).

Результаты измерений с помощью ДП-5В и У1сЮгееп-470А на ВЭК-19, ВЭ-28 и в условиях ЧАЭС показали на возможность использования ДП-5В без металлического зонда в качестве индикатора мощности эквивалентной дозы смешанного фотонного и бета-излучения радиоактивно зараженной местности с эквивалентной радиационной толщиной стенок чувствительного объема по стронцию-90 530 мг/см2. Поэтому можно рекомендовать для использования ДП-5Б с металлическим и полиэтиленовым чехлами для оценки результатов дезактивации поверхности.

Результаты измерений характеристик полей ионизирующих излучений в зоне ЧАЭС и прилегающих районах показали, что снижения уровня ионизирующих излучений (дезактивация) целесообразно достигать путем использования «чистого» речного и морского песка со слоем более 3 см (3—10 см) при его периодическом смачивании «чистой» водой.

Для снижения уровня ионизирующих излучений на участках с растительным покровом его целесообразно скашивать или собирать листья с последующим сжиганием в районах захоронения (могильника). Общественные места с травяным покровом целесообразно покрыть слоем песка более 3 см. Это позволит проводить

«дезактивацию» при минимальном вреде, наносимом окружающей среде. Запретить (не рекомендовать) нахождение ликвидаторов и населения в лесопарковой зоне без особой производственной необходимости. Перепахивать землю только после механического удаления внешнего растительного слоя.

Результаты измерений характеристик радионуклидов и полей ионизирующих излучений в зонах радиоактивного заражения продуктами четвертого блока ЧАЭС целесообразно уточнить и использовать для ретроспективной оценки радиационных нагрузок на личный состав с начала аварии до полной ликвидации ее последствий. Для этих целей целесообразно разработать специальную методику. Для определения состояния средств измерений, используемых для оценки радиационных нагрузок при внутреннем облучении, необходимо было провести работу, аналогичную проведенной по средствам измерений внешнего радиоактивного излучения в июле—августе 1986 г. в районе ЧАЭС.

Более точные предельные оценки можно получить при использовании дифференциальных характеристик активности продуктов деления, приведенных в работах [25]—[27] для различных интервалов времени. Обобщенные результаты расчетов приведены в табл. 6.3 и 6.4 для продуктов деления реактора типа РБМК-1000 и 235и. В табл. 6.5 приведен состав открытых радионуклидов в смеси продуктов деления взрыва и аварии реактора типа РБМК-1000, определяющий (>50%) мощность поглощенной дозы бета-излучения на глубинах 0,007 и 0,625—1,0 г/см2 в различные времена после взрыва или аварии.

Расчетная зависимость вклада в поглощенную дозу бета-излучения за слоем тканеэквивалентного вещества 7 мг/см2 в процентах от максимальной энергии бета-частиц открытых радионуклидов продуктов деления в различные времена приведена в табл. 6.5.

Результаты расчетов, приведенных в табл. 6.3 и 6.4, показывают, что вклад бега-излучения в показания дозиметров с радиационной толщиной 0,3—0,625 г/см2 может быть существенен и в зависимости от времени после взрыва от 1 ч до 1 года будет изменяться от 3,8 до 213 раз, а после аварии реактора типа РБМК-1000 от 20 до 56 раз.

Максимальный вклад бета-излучения при измерениях дозиметром с радиационной толщиной 1 г/см2 может достигать при взрыве 1,4—21 раза и после аварии реактора типа РБМК-1000

Таблица 6.3. Зависимость расчетных отношений мощности дозы бета- и гамма-излучения К^(с1) и отношений

мощности дозы бета-излучения в воздухе к мощности дозы за слоем поглотителя с!Кр(с1) для смеси продуктов деления 235и нейтронами деления от времени после взрыва по данным [25]—[27]

Зч

я ^

•г <и О.

Время после взрыва

3 з л>

I | и.

1 ч

1 сутки

3 суток

30 суток

90 суток

365 суток

?2 Iе»

С

Щё)

К,(Ч)

к,М)

0

88,6

1

615

1

585,9

1

409,2

1

266,9

1

2627,3

1

0,007

50,2

0,56

496

0,87

472,3

0,80

249

0,61

221,6

0,83

1456

0,55

0,05

34,9

0,39

312

0,54

233,4

0,39

123,6

0,8

118,1

0,44

580

0,2

0,1

25,4

0,28

217

0,33

142,5

0,24

76

0,18

47,18

0,175

440

0,16

0,15

19,0

0,21

150

0,24

92,7

0,15

48

0,11

45,6

0,171

370

0,14

0,31

9,7

0,1

93,1

0,15

28,1

0,048

19,9

0,048

20,5

0,06

213

0,08

0,32

9,6

0,1

69,1

0,11

26,4

0,045

19,07

0,046

18,36

0,06

206

0,078

0,35

8,6

0,09

61

0,09

22,1

0,03

16,77

0,04

11,65

0,036

166

0,07

0,43

6,65

0,07

45,9

0,07

14,6

0,027

11,9

0,027

8,71

0,030

142

0,05

0,48

5,1

0,063

39

0,06

12,6

0,021

9,3

0,022

7,18

0,025

120

0,045

0,5

5,3

0,06

36,5

0,059

9,97

0,018

9,2

0,022

6,68

0,021

112

0,042

0,625

3,82

0,04

25,6

0,041

6,2

0,01

3,8

0,009

4,55

0,01

73

0,02

1,0

1,36

0,01

9,6

0,015

1,8

0,003

2,2

0,005

2,4

0,009

21

0,008

Таблица 6.4. Зависимость расчетных отношений мощности дозы бета- и гамма-излучения Кр/{с1) и отношений мощности доз бета-излучения в воздухе и мощности дозы за слоем поглотителя бК^(б) для смеси продуктов деления тепловыделяющей сборки с обогащением 2% реактора РБМК-1000 от времени выдержки по данным [25]—[27]

К

X 2 2

Время после взрыва

5 х и

I 8>

1 ч

1 С у IX И

3 суток

30 суток

90 суток

365 суток

С

ЛДО)

у

к»«)

Ц*)

К,(с!)

)

у(<о

у4)

к,М)

0

499,2

1

598,2

1

487,9

1

538,6

1

1091,4

1

1355,9

1

0,007

379,3

0,75

388,2

0,64

318

0,65

267

0,49

329,3

0,38

790

0,58

0,05

205,2

0,41

151,1

0,25

107

0,21

1 70,8

0,31

84,5

0,07

159

0,11

0,1

148,7

0,29

86,4

0,14

65

0,13

46,33

0,08

61,59

0,05

101

0,075

0,15

112,8

0,22

55,7

0,09

45,3

0,09

29,2

0,05

49,19

0,048

84,7

0,0625

0,31

56,8

0,115

20,35

0,034

20,1

0,04

8,8

0,0167

30,05

0,027

56,4

0,041

0,32

56,2

0,112

19,2

0,032

19,1

0,039

8,6

0,0161

26,13

0,0218

55,5

0,04

0,35

52,4

0,108

16,5

0,027

17,07

0,034

6,97

0,012

20,5

0,02

51,7

0,038

0,43

51,4

0,103

11,5

0,019

12,68

0,026

6,9

0,009

18,8

0,019

40,2

0,039

0,48

32,5

0,065

10,7

0,017

10,87

0,0228

3,36

0,006

16,3

0,016

38,7

0,028

0,5

30

0,06

9,02

0,015

10,12

0,0203

2,9

0,005

15,4

0,014

29,9

0,025

0,625

19,9

0,041

6,04

0,01

7

0,014

1,5

0,003

11,7

0,009

27,4

0,02

1,0

15,2

0,03

2,2

0,003

3

0,006

0,3

0,001

4,9

0,004

13,5

0,009

Таблица 6.5. Открытые радионуклиды в смеси продуктов деления взрыва и аварии реактора РБМК-1000, определяющие (>50%) мощность поглощенной дозы бета-излучения на глубинах 0,007 и 0,625—1,0 г/см2 в зависимости от времени после взрыва или аварии

Толщина поглотителя D, г/см3

Время после взрыва

1 ч

1 сутки

3 суток

30 суток

90 суток

365 суток

235и

РБМК-

1000

235 и

РБМК-

1000

23SU

РБМК-

1000

235u

РБМК-

1000

235u

РБМ K- 1000

235u

РБМК-

1000

0,007

I36Q.

14'La

97Nb

l40Ba

"Те

l44Ce

l40Ba

l44Ce

91 у

l44Ce

l44Ce

l44Ce

l2sSb

l44Ce

l43Ce

l4lCe

l43Ce

l43Pr

,43Pr

l05Ru

l4lCe

91 у

147 Pm

137Cs

s9Sr

l40Ba

9lSr

l40Ba

97Nb

140Ba

l44Ce

95Zr

95Zr

l34Cs

95Nb

90Sr

l49Nd

l44Pr

99Te

l44Ce

"Mo

l4lCe

95Zr

l4lCe

s9Sr

95Zr

l44Pr

l06Rh

S9Rb

io6Rh

91 у

l43Pr

l40Ba

l40Ba

91y

l4°Bcl

95Nb

l06Rh

95Zr

95Zr

95Zr

"Mo

l47Pm

97Zr

l47Pm

S9Sr

l34Cs

,3sCs

106Rh

93 у

l06Rh

ms Rh

l06Rh

l47Pm

,05Rh

l44Pr

l«6Rh

l44Pr

106 Rh

0,625-1,0

141 Ba

92y

92y

l32Te

97Zr

l32Te

144Pr

l40La

l40La

l06Ru

90у

89 Rb

144Pr

9lSr

153Sm

93y

106 Ru

l32Te

91 у

84

l05Rh

105 Rh

93 Rh

l40La

l40La

'4IL

93y

Таблица 6.6. Расчетная зависимость вклада в поглощенную дозу бета-излучения за слоем тканеэквивалентного вещества 7 мг/см2 в процентах от максимальной энергии бета-частиц открытых радионуклидов продуктов деления в различные времена

Продукты

деления

Время

после взрыва (выдержки)

Диапазон максимальной энергии бета-частиц, МэВ

0-0,225

0,225-0,5

0,5-0,76

0,76-2,2

2,2—4,0

235и

1 ч

0

0

5

38

57

1 сутки

0,4

15,6

2

58

34

5 суток

1

22

8

65

4

30 суток

3

20

9

62

6

90 суток

5

12

21

51

11

1 год

14

45

1

4

36

РБМК-1000

1 ч

7

9

21

23

40

1 сутки

7

15

15

57

6

3 суток

11

41

15

25

8

30 суток

26

12

24

35

3

90 суток

9

45

16

19

11

1 год

1

64

30

4

11

13,5—15,2 раза. Следует отметить, что результаты расчетов существенно зависят от принятых исходных данных по эффективному коэффициенту поглощения бета-частиц в слоях поглотителя.

Анализ результатов данных табл. 6.5 показывает, что с течением времени после взрыва или аварии вклад бета-частиц с энергией меньше 0,5 МэВ в поглощенную дозу увеличивается.

Вышеприведенные расчеты проведены без учета самопо-гло- щения и тормозного излучения бета-частиц в подстилающей поверхности. В этом случае значения АГру() для с! = 1 г/см2 и Ку(с1) будут максимальными и характерны для радиоактивно зараженной местности (лесных массивов, травяного покрова и т. д.).

При нахождении смеси продуктов деления на поверхности грунта, на объектах вооружения при тонком их слое абсолютные значения КК~{с1х) с толщиной поглотителя будут уменьшаться из-за вклада тормозного излучения и самопоглощения смеси с грунтом.

Утверждение о том, что радиационная опасность от внешнего поля фотонного излучения радионуклидов в почве превосходят опасность от внешнего бета-излучения почвы ошибочно. В общем виде оно не соответствует действительности. В ряде случаев бета-излучение в большой степени, чем гамма-излучение воздействует на тело человека, особенно на кожу открытых участков, глаза и околоповерхностные ткани. Результаты расчетов, приведенные выше, показывают, что отношение мощности дозы бета-излучения к мощности дозы гамма-излучения для случая радиоактивного заражения после аварии на ЧАЭС через 1, 120 и 360 суток на высоте 1 м от поверхности земли составляет 30, 70 и 120 раз, соответственно. По сравнению со своим дозовым пределом кожа будет облучаться бета-частицами примерно в 5, 12 и 20 раз сильнее, чем все тело при гамма-излучении по сравнению со своим дозовым пределом. При этом предполагалось, что соотношение рисков нежелательных эффектов во всем теле и в поверхностных тканях при остром и хроническом воздействии одинаково.

Большие значения мощностей доз бета-излучения по сравнению с гамма-излучением при ядерном взрыве или после аварии реактора на открытой радиоактивно зараженной местности могут приводить к большим расхождениям показаний дозиметров, основанных на ионизационных методах измерений с использованием условия электронного равновесия (принцип Брега—Грея) в полости при различных толщинах стенок дозиметров. Наличие существенных доз бета-излучения,как при ядерном взрыве, так и после аварии ядерной энергетической установки приводит к необходимости рассмотрения вопроса о создании и принятии на снабжение войск и подразделений гражданской обороны бета- дозиметров.

Кроме того, определялась мощность поглощенной дозы за слоем 679,3 мг/см2, эквивалентным радиационной нагрузке на гонады после прохождения 100 см слоя воздуха (129,3 мг/см2) и одежды с эквивалентной радиационной толщиной 50 мг/см2.

Сравнение расчетных суммарных мощностей доз гамма-излучения для открытых радионуклидов на поверхности окружающей среды показывает, что отношение суммарной мощности дозы бета- и гамма-излучения к мощности дозы гамма-излучения увеличивается от 773 до 1364 раз, начиная с 26 апреля 1986 г. до января 1987 г., затем падает до 650 раз, причем радиационная нагрузка за счет бета-излучения на гонады от 5,6 до 94,4 и 42,3 раза выше, чем радиационная нагрузка, создаваемая гамма-излучением радионуклидов, соответственно.

Ретроспективная оценка дозовых нагрузок на население и ликвидаторов последствий аварии четвертого блока ЧАЭС может быть проведена с использованием зависимости отношения расчетной суммарной удельной мощности дозы смешанного бета- гамма-излучения р) к суммарной мощности дозы гамма-излучения (Р) от времени после аварии на ЧАЭС (/ и 2) и их отношение С? и 4), приведенной на рис. 6.1, и результатов сличений показаний эталонов-переносчиков в районе ЧАЭС и ее 30-кило- метровой зоны с 27.07 по 07.1986 г. в подразд. 3.3.1 и 3.3.2.

Нейтроны при взрыве четвертого блока могли воздействовать только на персонал внутри блока. Однако защита конструкционных узлов реактора должна была обеспечить защиту практически от всех быстрых нейтронов при первом взрыве. Если предположить продолжение работы реактора после первого взрыва, выход их мог быть только в узком телесном угле вверх. Динамика взрыва и его причины имеют много противоречивых версий, которые приведены в работах [5], [8]. Достоверная информация по наличию нейтронного излучения в открытом пространстве отсутствует. В связи с этим о поражающем действии внешнего нейтронного излучения взрыва четвертого блока не приходится говорить.

Зависимость расчетной суммарной удельной мощности дозы смешанного бета-гамма-излучения

Рис. 6.1. Зависимость расчетной суммарной удельной мощности дозы смешанного бета-гамма-излучения (Р. + ,,) к суммарной мощности дозы гамма-излучения (Р) от времени после аварии на ЧАЭС (/ и 2) и их отношение (3 и 4):

I — Ар на поверхности земли, А — 1 см; 2Р на поверхности земли, А = 1 см; 3 — А, , ,/А, на поверхности земли, А = 1 см; 4 — А,, р; на высоте, А = 100 см, гонады, (1,т = 679 мг/см2

Вопрос о нейтронном излучении при ядерных взрывах в Хиросиме и Нагасаки был снят через 20 лет после их проведения. Поэтому следует рассматривать поражающее действие только «боевых радиоактивных веществ» четвертого блока, выброшенных из него. Их краткая характеристика приведена выше.

Мощность поглощенной дозы Рр(А) и доза Дур/о6) фотонного и бета-излучений в /-Й точке радиоактивного заражения местности радионуклидами четвертого блока можно определить с помощью выражения:

где Рр;.90) — мощность поглощенной дозы фотонного и бета- излучений через 90 суток после аварии четвертого блока ЧАЭС в /-Й точке радиоактивного заражения местности в /'-й точке; K(t:j) — расчетный коэффициент согласно рис. 6.1 (кривая 2) Р (/) для момента времени г = <90 суток после аварии четвертого блока,

На момент аварии K(ty) =7,62, K(t = 90) = 1; P (t90) — результат измерений прибором ДП-5В при расстоянии от поверхности земли 1, 100 и 180 см на 1 августа 1986 г.; Аэд/п1 — коэффициент перехода от экспозиционной к поглощенной дозе фотонного излучения; Кко — коэффициент, учитывающий критический орган человека при оценке эквивалентной или эффективной дозы; То5 — время облучения, ч; Д,рД7;б,.) — доза облучения; Рр = P.t(ti9oy, K^{d) — мощность поглощенной дозы бета-излучения в критическом органе согласно табл. 6.4.

Результаты оценки дозовых нагрузок для точек в зоне ЧАЭС, в Припяти, Чернобыле и в других точках 30-километровой зоны по показаниям прибора ДП-5В приведены в табл. 6.7.

При оценке радиационных нагрузок на персонал в условиях его профессиональной деятельности в поле ионизирующего излучения физическая величина должна определяться для грех групп критических органов.

При оценке воздействия внешнего излучения считается, что чувствительный слой кожи толщиной 100 мг/см2 (3-я группа) расположен под покровным слоем 7 мг/см2. Толщина экранирующего слоя хрусталика глаза (2-я группа) принимается равной 300 мг/см2, мужских гонад; (1-я группа) — 500 мг/см2, красного костного мозга (1-я группа) — в среднем 5 г/см2.

В связи с возможным неравномерным облучением и не одинаковой восприимчивостью различных органов и тканей к радиационному повреждению введено понятие эффективной эквивалентной дозы облучения, которая определяется соотношением:

где // — среднее значение эквивалентной дозы облучения в /'-м органе и ткани человека; И/ — взвешивающий коэффициент, равный отношению ущерба облучения /-го органа или тела человека к ущербу от равномерного облучения всего тела человека при одинаковых эквивалентных дозах облучения. По рекомендациям МКРЗ

Таблица 6.7. Обобщенные результаты оценки дозовых нагрузок для точек в зоне ЧАЭС, в Припяти, Чернобыле и в других точках 30-километровой зоны на момент аварии (на 1 мая 1986 г.) и через 90 суток (на 1 августа 1986 г.) по результатам измерений, приведенных в гл. 2—4

1{, мг/см2

*?>(<0, ! = 0

Время после взрыва реактора четвертого блока ЧАЭС, сут.

Расстояние детектора от зе мл и Н, см

Крита-

ческий

орган

0 (26.04.86 г.)

90(1.08.86 г.)

Р, Р/ч

Р, рао/ч

Показания, ДП-5В, Р/ч

р„, рад/ч

АГ„т(^), / = 90

Припять, стадион (на асфальте беговой дорожке)

0

499,2

1

Кожа

0,251

125,53

0,033

36,0

1091,4

0,007

379,3

95,2

19,9

329,3

0,05

205,2

51,5

2,79

84,5

0,1

148,7

32,3

2,03

61,59

0,15

112,8

29,3

1,62

49,19

0,31

56,8

180

Хрусталик

глаза

0,185

10,5

0,024

0,72

30,05

0,625

19,9

100

Г онады

0,215

4,3

0,028

0,327

11,7

1,0

15,2

100

Все тело

0,172

3,3

0,137

4,9

5,0

100

0,022

Напорный бассейн ЧАЭС, южная сторона (31.08.86 г.)

0

499,2

5

Кожа

885,25

441917

82,5

0,007

379,3

915,45

347230

0,05

205,2

915,45

187850

0,1

148,7

915,45

136127

0,15

112,8

915,45

136127

0,31

56,8

ПО

Хрусталик

глаза

807,75

45 880

75

0,625

19,9

ПО

Гонады

807,75

16 074

75

1,0

15,2

по

Все тело

807,75

12 278

75

5,0

по

646,2

75

Четвертый блок ЧАЭС, радиационная разведка (27.07.86 г.)

0

499,2

5

Кожа

>762-2286

>(380—1141) 103

>100-300

>(109,1—327) 103

1091,4

0,007

379,3

>762-2286

>(289-867)-103

>100-300

>(32,9-98,7)-103

329,3

0,05

205,2

>762-2286

>(156—469) - Ю3

>100-300

>(8,45-25,4)- 103

84,5

0,1

148,7

>762-2286

>(113—340) 103

>100-300

>(6,16—18,5) 103

61,59

0,15

112,8

>762-2286

>(86—258) - 103

>100-300

>(4,9-14,7)- 103

49,19

с1,

мг/см2

1= 0

Время после взрыва реактора четвертого блока ЧАЭС, сут.

Расстояние детектора от земли Н. см

Критический

орган

0(26.04.86 г.)

90(1.08.86 г.)

Рг Р/ч

Р, рад/ч

Показания, ДП-5В, Р/ч

Рр, рад/ч

г0/), > = 90

0,31

56,8

1 10

Хрусталик

глаза

>762-2286

>(43—130) 103

>100-300

>(3,0-9,0)- 103

30,05

0,625

19,9

1 10

Гонад Ея

>762-2286

>15-45

>100-300

>(1,17-3,5)- 103

11,7

1,0

15,2

1 10

Все тело

>762-2286

>(11,6-34,7)- 103

>100-300

>(1,52—4,56) 103

4,9

5,0

1 10

>610-1829

0

>100-300

80-240

0

Фантомы в районе развала четвертого блока ЧАЭС (1.08.86 г.)

0

499,2

1

Кожа

4,95

2471

0,65

709,4

1091,4

0,007

379,3

1877

0,65

214

329,3

0,05

205,2

1015,7

0,65

55

84,5

0,1

148,7

736

0,65

40

61,59

0,15

112,8

558,4

0,65

32

49,19

0,31

56,8

180

Хрусталик

глаза

3,05

173

0,4

12

30,05

0,625

19,9

100

Гонад ея

3,5

68

0,45

5,3

11,7

1,0

15,2

100

Все тело

3,5

53

0,45

2,2

4,9

5,0

100

2,7

0,36

0

Чернобыль «Сельхозтехника», стоянка БРДМ (1.08.86 г.)/Вертолетная площадка (трава)

0

499,2

1

Кожа

36,5/25,9

18 221/12 929

4,8/3,4

5239/3711

1091,4

0,007

379,3

13 844/9824

1581/1120

329,3

0,05

205,2

7490/5315

406/287

84,5

0,1

148,7

5428/3851

296/209

61,59

0,15

112,8

41 17/2941

236/167

49,19

0,31

56,8

180

Хрусталик

глаза

21,3/20,6

1210/1170

2,8/2,7

84/81

30,05

0,625

19,9

100

Гонады

22,9/21,3

456/424

3,0/2,8

35,1/32,8

11,7

1,0

15,2

100

Все тело

22,9/21,3

348/324

3,0/2,8

14,7/13,7

4,9

5,0

100

Красный

костный

мозг

18,3/17

0

0

IV. для половой железы, красного костного мозга, легких, щитовидной железы, поверхности костных тканей составляет 0,25; 0,15; 0,12; 0,12; 0,03; 0,03; 0,03, соответственно. Они определены по выходу индуцированных облучением смертельных злокачественных опухолей и серьезных последствий заболеваний. Из приведенного выше выражения видно, что для определения Нэф необходимо располагать данными по распределению эквивалентной дозы по всем наиболее важным органам и тканям. Такая информация может быть получена либо теоретическим способом с применением математических моделей, либо экспериментальным моделированием реальных условий облучения тела человека с помощью фантомов.

В условиях смешанного гамма-бета-излучения эффективную эквивалентную дозу следует определять с учетом радиационной толщины критического слоя органа с/ко с использованием выражения:

где

— эквивалентная доза гамма-излучения за экранирующим слоем /-го критического органа;

— эквивалентная доза бета-излучения за экранирующим слоем

/-го критического органа; рэффу, цэффр — эффективные массовые коэффициенты поглощения гамма-квантов и бета-частиц за экранирующим слоем /-го критического органа; (1эр = 7 мг/см2

радиационная толщина экранирующего слоя чувствительного слоя детектора дозиметра для фотонного и бета-излучений; #, // — показания дозиметра, отградуированного в стандартных условиях, например, за слоем воды 0,007—5 г/см2 в стандартном водном фантоме для гамма-бета-излучений или за слоем тканеэквивалентного вещества.

Рекомендации МКРЗ национальная комиссия не использовала в НРБ-76 и ввела пределы для каждого органа человека. Это решение связано с тем, что дозовые пределы облучения некоторых органов должны быть установлены исходя из недопущения тех или иных соматических (телесных) эффектов, не связанных с возникновением злокачественных опухолей и необязательно приводящих к смерти.

В порядке убывания радиочувствительности установлена предельно допустимая доза 5, 15 и 30 сЗв/год (бэр/год) для критических органов 1, 2 и 3 групп персонала и в 10 раз соответственно меньше для предела дозы ограниченной части населения (категория Б). Величины дозовых пределов не включают дозу, полученную пациентом при медицинском обследовании и лечении (в среднем по стране эффективная эквивалентная доза ~ 150 мбэр/год) и дозу, обусловленную естественным фоновым облучением, стройматериалами и удобрениями (100—135 мбэр/год, соответственно).

При возникновении аварии и осуществлении мероприятий по ликвидации ее последствий допускается превышение внешнего облучения или поступление радионуклидов в организм или предельно допустимое поступление (ПДП) радионуклидов (кроме урана в растворенной форме) в два раза в каждом отдельном случае или в пять раз на протяжении всего периода работы.

В ранее принятых рекомендациях в области ионизирующих излучений облучение в медицинских диагностических полях не нормируется, поскольку оно используется в интересах самих пациентов и общества в целом.

Как показали исследования эффективной эквивалентной дозы, у пациентов при проведении обзорной рентгенографии грудной клетки, а также сравнительной оценки лучевых нагрузок пациентов при рентгенологическом исследовании органов пищеварительного тракта (ОПТ) с помощью термолюминесцентных дозиметров она может быть существенна. Так, в отдельных случаях в период стационарного лечения пациент с сочетанным заболеванием ОПТ может получить суммарную экспозиционную дозу около 100 Р. Суммарные входные экспозиционные дозы могут колебаться в значительных пределах и в некоторых случаях превышать 70 Р. Численные значения эффективной эквивалентной дозы существенно (до восьми раз меньше) отличались от существующих величин входной экспозиционной и поверхностных доз, которые используются, в основном, для оценки уровня радиационного воздействия на пациентов.

Контроль радиоактивного заражения окружающей среды, объектов и персонала должен производиться при ведении боевых действий с применением ядерного оружия, при ликвидации аварий на ядерных объектах (атомные электростанции, хранилища ядерного топлива, радиоактивные отходы и т. и.), а также при технологическом радиационном контроле ЯЭУ, ЯФУ, радиоизотопных источников и т. и. В мирный период и в аварийных ситуациях он осуществлялся в соответствии с нормами НРБ—76 и ОСП—72 [ 121, а также согласно правилам радиационной безопасности при эксплуатации ЯЭУ, ЯФУ и радиоизотопных источников.

Степень заражения радиоактивными продуктами поверхностей объекта характеризуют либо плотностью заражения 6п расп.Дмин • см2), либо величиной уровня радиации Рп в мР/ч на расстоянии 1 — 1,5 см от поверхности объекта. В особый период степень заражения характеризуется следующими данными, приводимыми в технических описаниях на дозиметрические и радиометрические приборы:

  • • для крупных объектов размерность 1 мР/ч соответствует примерно 25 000 расп.Дмин • см2);
  • • для обмундирования или средств защиты в одетом или развернутом виде 1 мР/ч эквивалентен 70 000 расп.Дмин • см2);
  • • для относительно мелких объектов 1 мР/ч примерно равен 170 000 расп.Дмин • см2).

Допустимая плотность заражения бета-активными продуктами ядерного взрыва кожных покровов и поверхностей различных объектов при возрасте продуктов более одних суток составляет от 1,1 106 до 28 • 106 расп.Дмин • см2) (от 4,5 до 400 мР/ч). Если возраст продуктов взрыва меньше или равен 12—24 ч, то плотность заражения и мощность доз увеличивается в четыре и два раза, соответственно.

Острая форма поражения кожи развивается в результате длительного действия на поверхность тела «молодых» продуктов взрыва при плотности заражения более 30 • 106 бета-расп.Дмин • см2). Допустимая зараженность кожных покровов поверхности всего тела человека бета-активными радионуклидами при профессиональном облучении составляет 100 расп.Дмин • см2).

Ориентировочная активность продуктов взрыва, вызывающая легкую, среднюю и тяжелую степени тяжести поражения при однократном поступлении составляет 75—300 (15—60), 300—600 (60—120) и 600—1000 (120—200) мКи при возрасте продуктов до 1 ч и 0,5—1,0 суток, соответственно.

По ШС$ это соответствует мощности экспозиционной дозы на поверхности тела человека 18—1200 мР/ч. В особое время в качестве предельно допустимого количества продуктов взрыва, поступающих в организм, принимают при однократном поступлении 1 мКи, при многократном (в течение 10 суток) — 2 мКи, а в мирное время — 0,6 мкКи/год для персонала, работающего с ионизирующим излучением.

Из общего количества радиоактивных продуктов, поступивших в организм в зависимости от вида взрыва, попадает в кровь от 0,4 до 25 %. Эти продукты накапливаются в основном в щитовидной железе, печени, легких и в костной ткани. Остальная часть выводится из организма с выделениями в первые 2—3 суток.

Оценка внутреннего облучения радиоактивных продуктов, поступивших в организм в условиях 30-километровой зоны ЧАЭС для ликвидаторов и населения не проводилась из-за отсутствия необходимых средств измерений. Считается, что эти продукты накапливаются в основном в щитовидной железе, печени, легких и в костной ткани. Остальная часть выводится из организма с выделениями в первые 2—3 дня. По телефонному звонку А. Хатю- шина в начале мая 1986 г. по его «хриплому» голосу можно было догадаться о поступивших в его организм радиоактивных продуктах ЧАЭС.

В начале августа после затянувшегося обсуждения дозиметрических проблем я с Ю.И. Брегадзе слушал раннее утреннее «пение» чернобыльских петухов. Оно соответствовало «пению» хора индюков.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ ОРИГИНАЛ   След >