Контрольные вопросы

1. Поглощенная доза, эквивалентная доза в ткани, эффективная доза. Единицы их измерения.

2. Классификация нейтронов по энергии, взвешивающие тканевые коэффициенты W_Т и взвешивающие коэффициенты W_R по энергетическим интервалам нейтронов.

3. Процессы взаимодействия нейтронов в защите.

4. Механизм формирования дозы нейтронов. Связь между мощностью эффективной дозы и плотностью потока нейтронов различных энергетических групп.

5. Принцип оценки эффективной дозы по амбиентному эквиваленту дозы и эквиваленту дозы по показаниям МКС.

6. Сцинтилляционный метод измерения плотности потока нейтронов.

ЛИТЕРАТУРА

1. Иванов В.И. Курс дозиметрии. – М.: Энергоатомиздат, 1988.

2. Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. Т.1. – М.: Атомиздат, 1980.

3. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций. – М.- Обнинск, 2003.

Работа №3. Термолюминесцентный метод индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения

Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) внешнего облучения является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной безопасности, направленной на охрану здоровья людей от воздействия ионизирующего излучения.

Согласно международной практике, в отечественных нормах радиационной безопасности (НРБ-99) сформулированы цели и задачи обеспечения радиационной безопасности персонала при работе в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения (контролируемые условия) и при радиационной аварии (выход источника излучения из-под контроля).

Цель индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения в нормальных (контролируемых) условиях заключается в достоверном определении

• индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей;

• индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала.

В качестве операционной величины для индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения принят эквивалент индивидуальной дозы Н_р(d), определяемый на глубине d (мм) в мягкой биологической ткани под рассматриваемой точкой на теле.

Значение параметра d (мм), а также положение дозиметра на теле работника определяются тем, для определения какой нормируемой величины (эквивалентная доза в органе или эффективная доза) используется ее эквивалент. Конструкция средства измерения, используемого для дозиметрии внешнего облучения, изображена на рис. 3.1. Основными элементами конструкции являются поглотитель из тканеэквивалентного материала толщиной d_п,мм, при плотности 1 г/см³ и детектор из материала, близкого по свойствам к тканеэквивалентному, с толщиной d_Д,мм, при плотности 1 г/см³. Для определения величины Н_р(10) в поле фотонного излучения d_п = 10 мм, d_d = 1  5 мм¹. Рекомендуемая единица эквивалентной и эффективной доз – мЗв. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в индивидуальном дозиметрическом контроле, представлено в табл. 3.1.

Таблица 3.1

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами

при индивидуальном дозиметрическом контроле

Нормируемая величина	Операционная величина: индивидуальный эквивалент дозы
	Положение индивидуального дозиметра			d, мм		Условное обозначение
Эквивалентная доза внешнего облучения кожи		Непосредственно на поверхности наиболее облучаемого участка кожи	0,07		НР(0,07)
Эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза		На лицевой части головы	3		НР(3)
Эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщины		На соответствующем месте поверх спецодежды	10		НР(10)
Эффективная доза внешнего облучения		На нагрудном кармане спецодежды, либо внутри его	10		НР(10)

За значение эффективной дозы внешнего облучения следует принимать Е^внеш = FH_p(10), где F  коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения. При равномерном облучении человека любым проникающим излучением (за исключением нейтронов с энергией 1 эВ  30 кэВ и фотонов с энергией меньше 20 кэВ) значение коэффициента F следует принимать равным 1.

Диапазон измеряемых величин, определяемых при текущем индивидуальном дозиметрическом контроле внешнего облучения, составляет: для Н_р(10) 0,2  500 мЗв; для Н_р(0,07) 2,0  5000 мЗв; для Н_р(3) 0,5  1500 мЗв.

Цель индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения в условиях радиационной аварии заключается в достоверном определении индивидуальных доз работника для оценки медицинских последствий его аварийного облучения.

В условиях аварийного облучения, когда дозы внешнего облучения могут превысить граничные уровни облучения, при которых возможны клинически определяемые детерминируемые эффекты, операционные величины для определения поглощенных доз не устанавливаются. Для характеристики внешнего облучения при радиационной аварии при облучении фотонами используется эквивалент индивидуальной поглощенной дозы внешнего облучения органа или ткани D_Р(10), соответствующий поглощенной дозе в мягкой биологической ткани на глубине 10 мм под рассматриваемой точкой на теле. Дозы аварийного облучения регистрируются независимо от доз облучения при нормальной эксплуатации источника ионизирующего излучения. Рекомендуемая единица эквивалента поглощенной дозы – грей (Гр). Диапазон измеряемых эквивалентов доз при аварийном индивидуальном дозиметрическом контроле внешнего облучения фотонами составляет 0,05 – 50 Гр. В НРБ-99 пределы для индивидуальных доз аварийного облучения не устанавливаются, однако определены значения поглощенных доз кратковременного облучения (длительностью не более 2 суток), при их превышении возможны клинически определяемые детерминированные эффекты, которые могут привести к стойкой потере человеком трудоспособности (инвалидности) или к его гибели в течение короткого промежутка времени. Значения указанных уровней доз за двое суток: все тело - 1 Гр, хрусталик глаза - 2, кожа - 3 Гр.