56 Носовский - Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на АЭС

Целесообразно показания индивидуальных аварийных дозиметров сравнивать и дополнять другими данными о дозе, получаемыми по ходу дозиметрического и медицинского обследования в клинике и на стационарной аппаратуре. Так, при аварийном облучении нейтронами во всех случаях проводится оценка дозы по активации натрия в организме и крови пострадавших. Дополнительные сведения об ориентации тела относительно источника излучения могут быть получены по активации серы в волосах и одежде, по активации предметов, находящихся на пострадавших. Распределение дозы γ—n-излучения по телу пострадавших может быть сделано более детальным измерением интенсивности радиолиолюминесценции или электронного парамагнитного резонанса от образцов облученной одежды, документов, волос, ногтей и др.

В отсутствие индивидуальных аварийных дозиметров информация о дозе нейтронов может быть получена измерением наведенной активности в теле человека. Наиболее значительно активируются 37Cl, 18О, 23Na, 26Mg, 31P и 41K. Определяющими в активации являются натрий и хлор. В сумме они в момент облучения дают около 70% активности, а через 10 мин — 90%. Для более позднего времени (более 3 ч) основным в активности становится один 24Na, а спустя много дней 32P. Наиболее пригодным и широко используемым методом является измерение активности 24Na. Этот нуклид образуется преимущественно при захвате тепловых нейтронов 23Nа и распадается с периодом полураспада 15 ч, испуская β-частицы с граничной энергией 1 36 МэВ и фотоны с энергией 1,38 МэВ. Период

полувыведения натрия из организма составляет 11—13 сут, что можно не учитывать при определении активности 24Na после аварийного облучения.

Натрий встречается во всех тканях организма. Однако считают, что оценка дозы по активности 24Na в крови более надежна, чем по его активности во всем организме.

Наличие других продуктов активации приходится учитывать при определении дозы нейтронов по 24Na, особенно если измерения проводят в первые минуты после аварийного облучения и не спектрометрическими методами.

Особенно просто и с наименьшей погрешностью определяется флюенс нейтронов, если известен относительный вклад тепловых промежуточных и быстрых нейтронов в месте расположения человека при аварии, например, на основании заранее проведенных измерений пространственно-энергетического распределения нейтронов в помещении.

Необходимая для нахождения флюенса нейтронов и дозы активность 24Na в теле человека определяется экспериментально либо измерением удельной активности 24Na в пробах крови β-счегчиками и cцинтилляционными гамма-спектрометрами, либо измерением содержания 24Na в организме с помощью счетчиков излучения человека (СИЧ). Минимальная удельная акгивность 24Na в крови измеряемая со статистической погрешностью не бочее ±10% при проведении измерений в течение 30 мин составляет около 2,5. 10-5 мкКи. мл-1. Для быстрой ориентировочной оценки дозы нейтронов используют тот факт, что удельной активности

24Na 1 пкКи.мл-1 соответствует доза нейтронов 160 рад.

Содержание 24Na в организме человека может быть измерено с помощью СИЧ. Этот счетчик представчяет собой сцинтилляционный спектрометр с многоканальным анализатором. Минимальная измеряемая активностьсоставляет0,6 мкКипристатистической

погрешности не более ±10% ипроведении измерений в течение 30 мин.

Для быстрой ориентировочной оценки дозы нейтронов в радах измеренную активность 24Na, мкКи, нужно умножить на коэффициент, равный 4±1.

Для оценки дозы нейтронов по наведенной активности в теле человека кроме 24Na может быть использован 32P, образующийся в волосах и ногтях по реакции 32S (n,p) 32P с порогом около 2,5 МэВ. Приведенные в литературе результаты анализа большого числа образцов волос свидетельствуют о постоянном содержании серы в волосах, равном 48±5 мг серы на 1 г волос, независимо от их цвета, густоты, расположения, возраста и пола человека.

Содержание в волосах фосфора, на шторок с сечением того же порядка идет реакция на тепловых нейтронах 31Ρ(n, γ)32Ρ, составляет только 0,155±0,042 мг г-1, что позволяет не учитывать вклад в активность от последней реакции, за исключением спектров с большой долей тепловых нейтронов

Пороговый характер сечения реакции 32S(n, p)32P позволяет определять дозу быстрых нейтронов, а при известном энергетическом спектре нейтронов — полную дозу от нейтронов всего спектра Сравнивая активность образцов волос из различных частей тела, можно определить ориентацию тела человека во время аварии и получить дополнительную информацию к данным, основанным на измерениях содержания 24Na в крови.

При содержании серы в человеческих волосах ~5% флюенс нейтронов с энергией

выше

2 5 МзВ равен F = 1, 4. 108A, нейтр. см-2, где А — удельная активность 32Р,расп. мин-1 .г-1. Для быстрого приблизительного определения дозы нейтронов с энергией выше 2,5 МэВ

активность 32P расп.мин-1 . г-1 нужно разделить на 2 для получения дозы нейтронов в радах. К преимуществам указанной дозиметрической методики относятся большой период полураспада 32P (14,3 сут) позволяющий проводить измерения через несколько суток или даже недель после облучения, возможность ориентировочной оценки распределения дозы на поверхностинулеваястоимостьидоступностьдетектора, возможностьиспользованияпростых и повсеместно распространенных низкофоновых установок для измерения β-активности. К недостаткам относятся возможность корректного сопоставления наведенной активности 32P в волосах только по дозе быстрых нейтронов и сравнительно сложная методика выделения фосфора, невысокие чувствительность и точность, ограниченный энергетический диапазон,

как и у серного активационного детектора.

Определенную информацию о дозе нейтронов может дать наведенная активность предметов, находившихся у пострадавших. В той или иной степени активируются одежда документы ключи, золотые коронки, часы оправа очков и др. Разнообразие этих предметов, их формы и состава не позроляет дать заранее известные коэффициенты для перехода от измеренной на какой-либоустановкескоростисчетакдозенейтронов. Исключениемявляютсяметаллические монеты, которые отличаются постоянным составом, что облегчает интерпретацию результатов измерения наведенной активности. Кроме того монеты часто оказываются у пострадавших.

Сточкизрениявзаимодействия снейтронамисущественно, чтовмедныхмонетахсодержатся медьимарганец, авникелевых, крометогоникель. Активациямедиимарганцаопределяется тепловыми и промежуточными нейтронами и может быть использована для нахождения их флюенса. Активация никеля может дать сведения о флюенсе и дозе быстрых нейтронов с энергией выше 2,3 МэВ.

Правда, точность оценок невелика, что связано с плохими дозиметрическими характеристиками активационных детекторов вообще.

Для оценки дозы нейтронов по активации сопутствующих предметов их образцы должны быть обсчитаны на низкофоновой установке. При этом снимают кривую поглощения

β-излучения для выделения скорости счета от необходимого радионуклида. Если это не монеты, то проводят градуировку предметов в известном поле нейтронов для получения эффективности регистрации тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов.

Радиолиолюминесценция (РЛЛ) — это испускание света при растворении предварительно облученных твердых тел. Хотяизвестноэтоявление давно, ноособыйинтерескнему появился

впоследние годы благодаря исследованиям, которые использовали радиолиолюминесценцию для дозиметрии ионизирующих излучений. С этой точки зрения они изучали РЛЛ таких органических и неорганических веществ как хлориды щелочных металлов и сахариды (глюкоза, манноза, трегалоза и т. п.). Особенно привлекательны для дозиметрии органические вещества, поскольку их состав близок к элементарному составу биологической ткани. Выход РЛЛ для

сахаридов велик и позволяет измерять дозу, начиная с десятых долей рада (трегалоза) или несколькихрад(манноза). РЛЛустойчивактемпературеистабильнапридлительномхранении сахаридов.

Сравнивая объективно характеристики радиолиолюминесцентных дозиметров с существующими, например, с радиотермолюминесцентными или радиофотолюминесцентными, следует сказать, что при всех преимуществах они вряд ли составятимзначительнуюконкуренцию. Этосвязаностем, чтоподобныедозиметрыобладают сравнительно невысокой для серийных дозиметров воспроизводимостью показаний, чувствительны к влажности, требуют соблюдения режима растворения и пригодны лишь для однократного применения. Поэтому основное достоинство радиолиолюминесценции состоит не столько в возможности создания нового типа дозиметров, сколько в том, что благодаря растворению и освобождению запасенной при облучении энергии наблюдается люминесценция у веществ, которые обычно какой-либо радиолюминесценцией не обладают.

Возможно существование РЛЛ не только у сахаридов, но и других органических веществ,

вчастности у биологических тканей человека. Образцы таких тканей, как волосы, ногти, роговой слой кожи, всегда без ущерба могут быть взяты у человека, подвергшегося аварийному или случайному облучению, а по выходу РЛЛ этих образцов может быть определена доза излучения. Полученные данные об РЛЛ образцов из разных участков поверхности тела могут быть дополнением к имеющейся системе индивидуального аварийного контроля при определении распределения дозы по телу человека. Они также могут быть практически единственным источником информации о дозе при случайном облучении, когда какие-либо индивидуальные дозиметры вообще отсутствуют.

Для обнаружения РЛЛ биологических тканей используют сцинтилляционный датчик с фотоумножителем. Над фотокатодом располагается стеклянная кювета с растворителем. Образцы биологических тканей находятся в чашке на вращающейся оси и при поворачивании высыпаются в кювету. Импульс тока ФЭУ, вызванный свечением в момент растворения

образцов, поступает на измерительную установку для определения параметров лиолюминесценции.

РЛЛ обнаружена у таких биологических тканей, как волосы ногти, роговой слой кожи, при воздействии γ - n-излучением. В качестве растворителя использовали водный раствор сернистого натрия масса образцов составляла около 10мг. Дозовая чувствительность волос и ногтей различается в 1,5 — 2 раза, если оценк) чувствительности проводить по амплитудному значению импульса тока ФЭУ, обусловленного РЛЛ.

Механизм возникновения РЛЛ биологических тканей, по-видимому, такой же, как и у других органических веществ. При их облучении образуются радикалы R, которые находятся

всвязанном состоянии и потому в течение определенного времени устойчивы. При

растворении они приобретают подвижность и взаимодействуют с кислородом растворителя R+O2 -> RO2. Далее молекулы RO2 объединяются с образованием бимолекулярной группы кислорода, находящейся в возбужденном состоянии· RO2 + RO2 -» R + R + (О2)2. При переходе этой группы в основное состояние испускается видимый свет с длиной волны около 480 нм. В использованном растворителе сернистый натрий обеспечивает растворение биологических тканей и подвижность радикалов, а вода является той средой, в которой происходит их взаимодействие с кислородом.

Вместе с человеком облучению подвергаются его одежда, документы и др. У образцов этих предметов также была обнаружена РЛЛ.

Дозовая чувствительность тканей и бумаги в 5 — 7 раз ниже, чем биологических тканей, но при добавлении в органический растворитель такого усилителя люминесценции, как люминол, в концентрации порядка 10-2 %, увеличивается более чем на порядок.

РЛЛ биологических тканей и сопутствующих предметов из органических веществ постепенно уменьшается после облучения, так как со временем спадает концентрация радикалов. Хотя некоторые типы радикалов исчезают уже в первые минуты после облучения, тем не менее, имеются радикалы с большим временем жизни. Они позволяют вызывать РЛЛ спустя длительное время после облучения, но требуют получения и введения поправки на временной спад РЛЛ при определении дозы для конкретного аварийного облучения, а также учета фоновой люминесценции.

Свободные радикалы, которые вызывают радиолиолюминесценцию органических веществ, могут быть зарегистрированы не только по испусканию света при их взаимодействии с кислородом, но и другими методами. Имея в своей электронной оболочке неспаренный электрон с определенным магнитным моментом, они могут быть обнаружены по электронному парамагнитному резонансу (ЭПР). ЭПР в биологических тканях (волосы, ногти) известен давно. Рассмотрена возможность его применения для аварийной дозиметрии. Наряду со многими веществами изучали ЭПР волос, ногтей, пуговиц от одежды.

Показано, что доза может быть измерена с помощью волос спустя длительное время после облучения, хотя чувствительность будет ниже, чем сразу после облучения. Образование радикалов в хлопчатобумажной ткани, составляющей основу при изготовлении халатов и комбинезонов, более пригодно для измерения дозы. Здесь положение благоприятнее, чем в случае облучения волос, поскольку большим по выходу оказался сравнительно долгоживущий радикал. Это придает методу ЭПР более высокую чувствительность и открывает для него более широкие дозиметрические возможности.

Что касается чувствительности, то она зависит от типа вещества, времени и условий проведения измерений. Для измерения спектров ЭПР при низких температурах спустя небольшое время после облучения чувствительность оценивается в несколько рад. При этом нужно иметь в виду, что в волосах и ногтях помимо радикалов, созданных ионизирующим излучением, имеются фоновые радикалы нерадиационного происхождения.

В необлученных веществах на основе целлюлозы (бумага, хлопчатобумажные ткани) свободные радикалы отсутствуют, поэтому проблемы исключения фоновых показаний здесь нет.

При применении биологических явлений для оценки поглощенной дозы заранее предполагается известной кривая доза-эффект для конкретного наблюдаемого результата, определенных качества излучения мощности дозы и степени равномерности облучения. Подобныекривыедоза-эффектдлячеловекаплохоизвестныприлюбомсочетаниифизических

условий. И хотя продолжающиеся наблюдения и сбор данных неизбежно повышают применимость подобных биологических индикаторов дозы в конкретных условиях, эти методы в настоящее время имеют все же ограниченное применение в радиобиологической дозиметрии.

Задача экспериментального определения дозовых нагрузок, существовавших в отдаленном прошлом, оказывается принципиально разрешимой в связи с тем, что в природе достаточно широко распространены естественные дозиметрические кристаллы. Вообще говоря, многие твердые вещества сохраняют следы воздействия проникающих излучений. Однако стабильность таких следов и простота их наблюдения в наибольшей степени присущи диэлектрическим кристаллам. В настоящее время считается, что из природных веществ наиболее удобны для дозиметрии кварц и эмаль зубов человека и животных.

Кварц является известным дозиметрическим кристаллом. Под влиянием ионизирующей радиации в кварце возникают "радиационные центры" — электронные ловушки, захватившие свободные электроны, созданные радиацией. Концентрация радиационных центров пропорциональна поглощенной дозе. Дозиметрические свойства кварца первоначально были использованы для геологического датирования осадочных пород и археологического датирования керамики. Кварц, входящий в состав песка, разнообразен по составу примесей

исодержит ловушки электронов разной природы и разной глубины залегания. В связи с этим каждый исследуемый образец необходимо калибровать по чувствительности к радиации посредством дооблучения от калиброванного источника γ-лучей. Детектирование

радиационных центров в кварце осуществляется методом ТЛ и методом ЭПР.

Эмаль зубов человека и животных приблизительно на 97% состоит из кристаллического вещества карбонат - гидроксил - апатит (3% объема эмали приходится на органическое вещество лимфоэмаль). Апатит является широкозонным диэлектриком. Под влиянием ионизирующих

излучений в эмали возникают свободные электроны, которые захватываются примесным центром СО32- и образуют парамагнитный радикал CO33. Концентрация парамагнитных центров пропорциональна дозе. Однако структура и примесный состав эмали могут в определенных пределах изменяться. Поэтому необходима индивидуальная калибровка чувствительности. Как и в случае кварца, она выполняется посредством дооблучения образца последовательно несколькими дозами от калиброванного источника γ-излучения. Детектирование парамагнитных радиационных центров в эмали зуба осуществляется методом электронного парамагнитного резонанса.

Для измерения дозы, накопленной кварцевыми частицами, необходимо использовать кварцевые частицы, извлеченные из керамических материалов, кирпича и черепицы, так как эти материалы в процессе изготовления проходят стадию высокотемпературного технологического отжига, в результате которого исчезают радиационные центры, накопленные при естественном облучении в течение очень длительных (геологических) периодов существования кварца.

Обычно кварцевые частицы в керамике используют для измерения внешнего γ-облучения. Для выделения кварцевых частиц кирпичиличерепица измельчаются механическими способами досостояниякрупнозернистогопорошка. Затемпорошокподвергаетсяхимическойобработке

имагнитной сепарации в результате чего получают фракцию кварцевой компоненты. Полученный таким образом образец подвергают термолюминесцентному анализу. Чувствительность зависит от разновидности методики ТЛ. В прямом методе ("метод

высокотемпературного пика") чувствительность составляет около 100 сГр. В более сложной и трудоемкой методике ("метод предозы") чувствительность достигает 10 сГр. Возможно

также применение метода ЭПР, однако в этом случае чувствительность в несколько раз ниже. В некоторых случаях метод ЭПР может иметь преимущество перед ТЛ, например, при исследованиях неотожженных частиц кварца в бетоне и других объектах.

Спектры ЭПР радиационных центров в эмали обычно наблюдаются на спектрометрах ЭПРприкомнатнойтемпературе. ЛинияЭПРрадиационныхцентровоказываетсяналоженной на линию ЭПР органического радикала, обычно присутствующего в спектре ЭПР зуба и не связанную с радиационными центрами. Это обстоятельство затрудняет наблюдение ЭПР радиационных центров, уменьшает чувствительность метода и требует компьютерной расшифровки спектра — разложения его на составляющие. Для приготовления образцов, пригодных для наблюдения ЭПР, эмаль отделяется от дентина с помощью механических приспособлений и измельчается в порошок с размерами зерен около 0,1 мм. Обычно масса образца 0,2 — 0,3 г. Чувствительность метода ЭПР эмали зуба около 20 сГр. Эмаль зуба используется для измерения дозы внешнего γ-излучения и не может быть использована для оценки внутренней дозы за счет загрязнения организма радионуклидами. Для определения концентрации радиационных центров в эмали зуба в настоящее время применяется только метод ЭПР.

Эти методы ретроспективной дозиметрии были использованы для регистрации доз радиационного поражения объектов в зоне отчуждения ЧАЭС. Так метод ТЛ дал ценную информацию о колебаниях дозовых нагрузок, связанных со значительными локальными неоднородностями выпадения радиоактивной пыли. С помощью ЭПР дозиметрии по эмали зубов выполнена реконструкция индивидуальных доз облучения группы ликвидаторов. Получены также данные об индивидуальных дозах диких животных в 30-км зона ЧАЭС (дикие кабаны, лоси, олени, косули).

В ситуациях, связанных с аварийным облучением людей, также можно косвенно использовать для оценки количества излучения, полученного тканью измерение степени биологической реакции этой ткани. Можно даже сказать, что в этом случае биологические методы дозиметрии исключительно полезны.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЕ ОБСЛЕДОВАНИЕ ПОСТРАДАВШИХ

Первой задачей, возникающей при радиационной аварии, является обнаружение лиц, подвергшихся переоблучению, и распределение их по тяжести поражения. Следующая неотложная задача состоит в том, чтобы предоставить клиницистам объективные физические данные о дозе излучения. Первые дозиметрические сведения должны быть получены практически сразу после аварии, а в первые сутки нужно иметь довольно полную дозиметрическую картину облучения. Очевидно, что дозиметрическое обследование должно быть четко организовано, и его необходимо проводить в последовательности, наиболее целесообразной для медицинского обеспечения пострадавших.

Первым этапом дозиметрического обследования является сам момент аварии или ближайшие минуты после ее начала. В это время персонал должен оперативно получить дозиметрическую информацию о внезапном превышении некоего порога дозы или мощности дозы.

Второй этап ограничен минимально-необходимым временем после аварии. За это время должны быть получены сведения о характере облучения, персональном составе участников аварии и лицах, подвергшихся облучению в дозе, представляющей опасность для здоровья.

Характер облучения определяется в основном типом реактора, на котором произошла авария, а также особенностями аварии. Необходимо получить сведения о том, было ли внешнее общее воздействие обусловлено рентгеновским излучением низкой энергии, β- и γ-излучением или их смесью, была ли возможность поступления внутрь организма β-, α- или γ-активных веществ, особенно тяжелых элементов.

Уточняют список лиц, подвергшихся при аварии общему облучению в максимальной дозе выше 2 Гр. Это позволяет определить показания к применению специальных лечебных препаратов и первоочередной госпитализации лиц данной категории.

Контроль аварийного облучения персонала производится в два этапа:

• в течение 5 минут после возникновения аварии служба радиационной безопасности обеспечиваетвключениеаварийныхприборови, пользуясьпоказаниямистационарнойсистемы радиационного контроля, выявляет помещения и участки на территории, где доза внешнего облучения может превышать 2 Гр за любой интервал времени (до 2-х часов после начала аварии), а доза облучения критических органов, включая щитовидную железу, за счет поступления радиоактивных веществ в организм персонала за указанный период может превысить 6 Гр;

•для определения указанных помещений и участков оперативный персонал просматривает показания контрольных точек, на дисплее системы радиационного контроля. При этом он

должен определить и записать все контрольные точки, показания которых составляют по мощности гамма-излучения более 0,5 Р/ч, по активности ИРГ более 1.10-7 Ки/л, по активности аэрозолей — более 6 . 10-10 Ки/л. Используя указанные данные, вид аварии и экспликациипомещенийисхемытерриториистанции, специалистыРБинтерполяционнымии эксполяционными методами определяют другие помещения и участки, где доза может превышать величину в 5 ПДД.

Помимо этого, необходимо обеспечить как можно скорее в условиях здравпункта или диагностического отделения:

•сбор первых порций мочи от момента аварийного поступления и кала — за первые сутки;

•измерение на спектрометрах излучения человека попавшей в организм активности нуклидов по их основному или по сопутствующему гамма-излучению;

•срочный анализ первых образцов биопроб (моча, кал), включая пробу крови;

•контроль полноты отмывания кожи, раны, а при показаниях дальнейшее проведение деконтаминации, включая местное и системное назначение средств эриотропной терапии;

•определение показаний к срочному оперативному вмешательству.

Полученные данные от дозиметрической службы предприятия должны поступить врану, руководителюпредприятияивспециализированноемедицинскоеучреждение. Первые два этапа обследования проводят на месте аварии.

Отличительной особенностью обследования пострадавших на месте аварии является необходимость получения дозиметрической информации хотя и с невысокой точностью но в очень сжатые сроки и в условиях когда проводят локализацию аварии или ее прекращение

и ликвидацию последствий аварии. Одновременно положение может быть осложнено необходимостью оказания неотложной помощи пострадавшим, в частности устранения поверхностного загрязнения тела или ускорения выведения радиоактивных веществ, в больших количествах попавших в организм.

Необходимость получения информации об уровне облучения в течение 10 мин после аварии требует, чтобы не только персонал, работающий на аварийно-опасном участке, был оснащен индивидуальными дозиметрами, но и чтобы при проведении работ в исправном и включенном состоянии имелась аппаратура, позволяющая проводить экспрессное измерение дозы.

Персонал и прикомандированные к АЭС лица должны быть оснащены индивидуальными дозиметрами внешнего гамма-бета-излучения, соответствующими ET ИДК-86 для определения поглощенных доз при возникновении аварии или при ведении аварийновосстановительных работ.

Для экспрессной оценки уровней внешнего облучения персонал должен быть оснащен дозиметрами оперативного контроля, соответствующими ET ИДК-86.

Служба РБ АЭС должна быть оснащена счетчиками излучения человека (СИЧ) для измерения содержания радиоактивных радионуклидов в организме и последующего расчета доз внутреннего облучения.

Служба РБ АЭС должна быть оснащена консервативными расчетными оценками дозовых нагрузок персонала по помещениям АЭС при проектных и запроектных авариях для принятия оперативных решений по защите и эвакуации персонала из опасных зон.

Служба РБ АЭС должна быть оснащена программой расчета аварийных доз облучения персонала и населения, находящегося за пределами территории АЭС для принятия решений по выбору маршрута эвакуации, защите персонала и населения.

При возникновении радиационной аварии и установлении ее типа персоналом службы радиационной безопасности по расчетным оценкам дозовых нагрузок персонала и показаниям переносных и стационарных гамма-датчиков определяются возможные дозы внешнего и внутреннего облучения по формулам.

(9.5)

где Dвнешн.— доза внешнего гамма облучения персонала;

Pі — мощность экспозиционной дозы Р/ч в і-ом помещении; Tі — время нахождения в і-ом помещении в час.

При отсутствии измерений, D внешнего облучения может быть оценена исходя из рассчитанных заранее возможных доз облучения.

(9.6)

Экспресс-оценка дозы на щитовидную железу определяется

DЩ = Dвнешн..K1.K2.K3 (9.7)

где K1 — расчетное и экспериментальное (при запроектной аварии) соотношение дозы на щитовидную железу и дозы внешнего облучения.

K2 — отношение дозы на щитовидную железу при применении йодистого калия к дозе без применения йодистого калия;

K3 — величина проскока через средства индивидуальной зашиты органов дыхания изотопов йода.

При неприменении СИЗ ОД и йодистого калия K2 и K3 равно 1. Экспресс-оценка дозы на кожу определяется:

где: K4 — расчетные соотношения дозы внешнего облучения кожи к дозе внешнего гамма облучения всего тела.

В течение нескольких часов после облучения уточняются дозы на щитовидную железу, для этого датчик радиометра СРП-68-01, ДРГЗ-01 или ДП-5В торцом прислоняется к поверхности шеи и определяется доза на щитовидную железу по формулам:

где: Pn — максимальное значение мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, измеренное при установлении датчика прибора вплотную к основанию шеи между долями щитовидной железы, мкР/ч;

Pf — мощностьэкспозиционнойдозыгамма-излученияприрасположениидатчикаприбора вплотную к плечевой части руки (фон метода), мкР/ч.

Аварийные дозы внутреннего облучения персонала в основном определяются. Дозами облучения щитовидной железы при аварийном поступлении радиоактивных изотопов йода.

Обязательное условие корректности измерения содержания 131I в щитовидной железе является отсутствие наружного радиоактивного загрязнения тела и одежды. Для этого необходимо проконтролировать загрязнение с помощью гамма-радиометра (значения показаний радиометра не должны превышать фоновых).

Установленный порядок дозиметрического обследования пострадавших при радиационных авариях в радиологическом центре направлен на ускорение дозиметрического обследования и обеспечение достаточной его полноты.

При подозрении на нейтронное облучение или радиоактивное загрязнение в радиологическом центре у пострадавших отбирают пробы крови, волос с различных участков тела, делают мазки с поверхности тела для последующего радиометрического анализа. В специальный мешок складывают одежду, металлические предметы, монеты, кольца и т. д. для определения загрязнения радиоактивными веществами и активации нейтронами. Все перечисленные мероприятия выполняют в течение первого часа после поступления пострадавших в радиологический центр.

Следующий период дозиметрического обследования связан с установлением характера лучевого воздействия на пострадавших. Факт воздействия внешнего γ - n-излучения устанавливают по индивидуальным аварийным дозиметрам, данным стационарной

дозиметрической аппаратуры, показаниям пострадавших, сопровождающих лиц и имеющимся документам. Воздействие нейтронов устанавливают дополнительно по наведенной активности

24Na в крови и организме пострадавших, 32P в волосах и по активации сопутствующих предметов. Если по условиям аварии нельзя исключить попадание радиоактивных веществ внутрь организма, то они могут быть обнаружены порезкому различию в оценках наведенной активности, сделанных по внешнему γ-излучению организма и по активности крови. Все эти мероприятия должны быть выполнены в течение первых 6 ч, а при большом числе пострадавших — в течение 24 ч, причем пострадавшие предположительно в наибольшей степени должны быть обследованы в первую очередь. Также в течение первых суток должна быть определена доза излучения. Дозу внешнего γ - n-излучения устанавливают по данным службы радиационного контроля с места аварии. Ее значения могут быть получены наиболее точно по показаниям индивидуальных дозиметров, находящихся на пострадавших. Если на пострадавших аварийные дозиметры отсутствовали, то оценку дозы излучения проводят по косвенным данным с места аварии.

При отсутствии на пострадавших индивидуальных дозиметров нейтронов, дозу нейтронов определяют по наведенной активности 24Na в крови и организме пострадавших (это делается и при наличии индивидуальных дозиметров). Первоначальную оценку дозы проводят прибором УИМ2-2 или MKC-01P. Датчик прикладывают вплотную к груди пострадавшего.

Более точное определение наведенной активности 24Na в организме проводят с помощью счетчиков излучения человека.

При γ-облучении использование этих методов, естественно, невозможно. Определение дозы излучения при отсутствии дозиметров можно проводить измерением интенсивности радиолиолюминесценции или электронного парамагнитного резонанса образцов облученных биологических тканей человека (волосы, ногти, роговой слой кожи), одежды, документов и других сопутствующих предметов. В равной степени их можно использовать и для определения дозы нейтронов. Это же позволяет наитии распределение дозы γ - n-излучения по телу пострадавших. Некоторую информацию о дозе, правда, с качественной стороны, может дать первичная реакция организма на облучение: сроки проявления и длительность тошноты, рвоты, сроки проявления и локализация покраснений кожи. Эти оценки проводит медицинский персонал, и в количественном отношении они весьма приближенные. Более пригодны они для уточнения дозы пострадавшего при аварии.

Вцелом следует определенно сказать, что при отсутствии индивидуального аварийного контроля оценка доз γ - n-излучения по косвенным, даже дозиметрическим, данным хотя и может случайно оказаться близкой к истине, но не удовлетворяет требованиям клиники ни на одном из этапов обследования пострадавших.

Ещесложнееобстоитделосопределениемдозынакожуиподкожныетканипривнешнем

иконтактном β-облучении. В некоторых случаях доза внешнего β-излучения может быть определена дозиметрами. Однако эта ситуация сложнее, чем при внешнем γ - n-излучении, поскольку облучение сильно локализовано, а число дозиметров ограничено. Подобные сложности возникают и при оценке доз от контактного облучения, связанного с радиоактивным загрязнением кожи и одежды.

Вэтих случаях локализация на коже и уровень доз устанавливаются приборами для определения поверхностного загрязнения путем непосредственного счета β-частиц с загрязненной поверхности, или методом мазков. По флюенсу β-частиц с кожи или на кожу