К вопросу о технических требованиях к средствам контроля радиационных нагрузок и системе их метрологического обеспечения

Оценки радиационных нагрузок при внутреннем облучении по предельно допустимому поступлению ПДП, пределу годового поступления КГП через органы дыхания и допустимой концентрации ДК смеси радионуклидов неизвестного или частично известного состава, приведенные выше, и допустимому содержанию радионуклида в критическом органе могут существенно отличаться. Так, для 137С5 составляет 33; 3,5; 0,34; 4 и 2 мкКи для всего тела, печени, селезенки, мышц и легких, соответственно, для ПГП в зависимости от сведений о составе смеси радионуклидов, поступающей через органы дыхания, изменяется от 0,001 до 8 мкКи/год. Как показано в гл. 2 при содержании в организме 0,1 мкКи |37С$ (Двнеш ~ 25 Р) доза внутреннего облучения, создаваемого этим радионуклидом, может оцениваться от 1,5 до 4410 мР. Она существенно ниже 5 ПДД внешнего облучения. Радиометры гамма-излучения, использующие сцинтилляцион- ные детекторы, не позволят однозначно определить состав радионуклидов.

Все это свидетельствует о том, что оценки радиационных нагрузок от внутреннего облучения могут быть существенно завышенными или заниженными (от нескольких до 100 раз). Сличения различных типов дозиметров внешнего облучения на вторичных эталонах и в реальных условиях радиоактивно зараженной местности ЧАЭС также указывают на большой разброс их показаний (от единиц до сотен раз) в зависимости от радиационной толщины чувствительных объемов детекторов дозиметров. Это свидетельствует об отсутствии единства измерений и оценок радиационных нагрузок в условиях смешанного ионизирующего излучения, а также системы их метрологического обеспечения.

Эту задачу, по-видимому, можно решить путем использования средств измерений поглощенной дозы, отградуированных в представительных точках на антропоморфном фантоме по ГОСТ 25645—83, заполненном тканеэквивалентным веществом по ГОСТ 18622—79.

При этом для внешнего излучения зависимость показаний дозиметров от энергии ионизирующего излучения должна быть подобна дозовым характеристикам моноэнергетического излучения за радиационной толщиной, эквивалентной толщине экранирующего слоя критического органа. Основная погрешность рабочих средств измерений не должна превышать 10—15 % при Р — 95 %. Диапазон эквивалентной дозы должен составить от 0,01 до 50 сЗв, а поглощенных доз — от 0,1 сГр до 200 Гр. Передача размера единицы от эталона к рабочим средствам измерений должна производиться в нижнем звене поверочной схемы с помощью переходных коэффициентов, а в верхнем и среднем звене (1 и 2 разряды) с помощью цилиндрической и шаровой моделей антропоморфного фантома. Оценку доз внутреннего излучения целесообразно производить с помощью средств измерений активности радионуклидов в представительных критических органах человека, отградуированных по антропоморфному фантому, а также по удельной активности радионуклидов в пробах окружающей среды, продуктах питания и питьевой воды. Разрешающая способность измерителей активности радионуклидов в критических органах человека должна соответствовать их допустимому содержанию в критическом органе ДСА и ДСВ с основной погрешностью не хуже 15—20 %. Для передачи размера единицы от эталона к образцовым и рабочим средствам должны использоваться представительные радионуклиды (образцовые источники) для условий радиоактивного заражения местности при ядерном взрыве, аварии энергетического реактора и условий их нормальной эксплуатации лицами групп А и В.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ ОРИГИНАЛ   След >