Дозиметрический контроль внутреннего облучения

Несмотря на герметизацию всего оборудования АЭС, содержащего радиоактивные среды, а также максимальную изоляцию всех помещений с этим оборудованием небольшая часть газообразных и летучих радиоактивных веществ проникает в рабочие помещения, а затем через органы дыхания попадает внутрь организма. В этом отношении наиболее опасными являются периоды проведения ремонтных и перегрузочных работ на остановленном реакторе. Когда оборудование разуплотнено и производятся такие операции, как сварка, шлифовка, зачистка, поступление радионуклидов в организм может быть максимальным.

Главными способами контроля внутреннего облучения персонала являются прямые измерения содержания или поступления радиоактивных веществ в организм, осуществляемые при помощи счетчиков или спектрометров излучения человека - СИЧ или методами биофизического контроля (радиометрией проб крови и мочи).

Метод прямого измерения содержания радионуклидов в организме или критическом органе (щитовидной железе, легких, ЖКТ и др.) по -излучению свободен от многих недостатков и учитывает индивидуальные особенности человека. Например, если у данного индивидуума пониженное усвоение и удержание йода щитовидной железой, это проявится при измерении ее радиоактивности. Поэтому основным видом контроля за поступлением и содержанием -излучающих радионуклидов у персонала АЭС является регистрация -излучения с помощью установок СИЧ.

Как показывает опыт эксплуатации АЭС, основным в облучении персонала является внешнее -излучение. Доза внутреннего облучения ремонтного персонала составляет несколько процентов (не более 10%) допустимой дозы за год. Чтобы исключить облучение отдельных лиц из персонала выше ПД, а большей части персонала - облучение на уровне 0,1-0,2 ПД, требуется контролировать суммарное содержание всех поступивших в организм радионуклидов на уровне 0,1 ДС_А, а отдельных радионуклидов - на уровне 0,01-0,05 ДС_А. Отсюда вытекает требование высокой чувствительности СИЧ, которая для измерения содержания йода в щитовидной железе должна составлять несколько сот беккерелей, радионуклидов в легких -10³ Бк, во всем теле -10⁴ Бк.

Для достижения очень высокой чувствительности детектор (или несколько параллельно включенных детекторов) СИЧ и обследуемого человека помещают в стальную (или чугунную) камеру со стенками толщиной 15-20 см, эффективно (в 30-300 раз) снижающую космическое и фоновое излучение.

Большое значение имеет геометрия измерения, которая также определяет чувствительность установки и погрешность определения инкорпорированных радионуклидов при различном распределении их активности в организме.

Геометрия измерения может быть различной: человек лежит на спине, детекторы находятся сверху и снизу (а); человек сидит в кресле типа шезлонга, единственный детектор помещен над животом (б); человек лежит на дугообразном ложе, детектор расположен на расстоянии 1,5-2,0 м в центре дуги (в); человек стоит на расстоянии 1,5-2,0 м от детектора (е); человек сидит, пригнувшись к коленям, детектор располагается у живота (ж); человек стоит, детектор в защите со сменным коллиматором регистрирует -излучение щитовидной железы или легких (д); человек стоит, детектор установлен вплотную к разным точкам тела (г).

Геометрии а и б соответствуют наивысшей чувствительности (1-10 Бк для равномерно распределенных в теле радионуклидов, например ¹³⁷Сs, ²⁴Na), но неприемлемы в повседневной практике массовых измерений персонала АЭС из-за сложности и большой стоимости стальной защиты и применяемой аппаратуры.

Остальные виды геометрии измерения используются при контроле внутреннего облучения персонала АЭС. Контроль может быть трех видов: текущий, операционный и послеаварийный; они различаются по целям, объему и допустимой погрешности измерений.

Текущий контроль всего персонала АЭС, работающего в зоне строгого режима, проводится не реже одного раза в год (как правило, при ежегодных медицинских осмотрах).

Ежеквартально обследуются контрольные группы лиц из основных подразделений: цех централизованного ремонта, реакторный цех, химический цех, служба дозиметрии.

В случае обнаружения в контрольной группе содержания радионуклидов более 0,05 ДС_А ежеквартальный контроль распространяют на всех работников цеха, выполняющих операции в зоне строгого режима АЭС.

Операционный контроль - это обследование персонала до начала и после окончания определенных радиационно-опасных работ (например, разуплотнение первого контура реактора, сопровождающееся выходом ИРГ, йода и других летучих продуктов деления, ремонт парогенераторов, сварка и зачистка загрязненного оборудования, перегрузка топлива). Этот вид контроля позволяет оперативно и с большей точностью оценить дозу внутреннего облучения и выявить недостатки защитных мер безопасности.

Послеаварийный контроль проводится в возможно ранние сроки (от 3 до 48 ч) с момента установления факта аварийной ситуации или регистрации высоких концентраций радионуклидов (более 30 ДОА) в воздухе рабочих помещений.

После аварии на реакторе, возникшей в результате самопроизвольной цепной реакции, возможно повышенное облучение персонала нейтронами. Информацию для оценки аварийной дозы нейтронного облучения может дать измерение на СИЧ наведенной активности ²⁴Na в теле человека.

При текущем контроле большое значение имеет чувствительность используемых СИЧ, поэтому часто применяют геометрии измерения, обеспечивающие максимум чувствительности (соответственно геометрии в - ж).

Метод прямого измерения на СИЧе используется только для радионуклидов, в спектре излучения которых содержится гамма- или характеристическое излучение (см. таблицу 11). С помощью СИЧ возможно оценить и содержание в организме некоторых бета-излучателей, например, стронция, регистрируя тормозное излучение.

Таблица 11 - Перечень гамма-излучающих радионуклидов, для которых

проводится контроль с использованием СИЧ

Радионук­лид	Период полураспада, Тфиз		Период полувыведения, Тэфф(*1), сут	Дозовый коэффициент, , Зв/Бк	Предел годового поступле­ния, ПГП, Бк/год	Допусти­мая объемная активность, ДОА, Бк/м3
51Cr	27,7 сут	М	20	3,6-11	5,6+8	2,2+5
54Mn	312 сут	П	40/80	1,5-9	1,3+7	5,3+3
59Fe	44,5 сут	П	5/50(*3)	3,5-9	5,7+6	2,3+3
57Co	271 сут	М	60/190	9,4-10	2,1+7	8,5+3
58Co	70,8 сут	М	40/60	2,0-9	1,0+7	4,0+3
60Co	5,27 лет	М	70/400	2,9-8	6,9+5	2,8+2
95Zr	64,0 сут	П	25/40	4,5-9	4,4+6	1,8+3
95Nb	35,1 сут	М	25	1,6-9	1,3+7	5,0+3
103Ru	39,3 сут	М	30	2,8-9	7,1+6	2,9+3
106Ru	1,01 сут	М	50/200	6,2-8	3,2+5	1,3+2
110mAg	250 сут	М	50/175	1,2-8	1,7+6	6,7+2
124Sb	60,2 сут	П	30	6,1-9	3,3+6	1,3+3
125Sb	2,77 лет	П	50/100	4,5-9	4,4+6	1,8+3
131I	8,04 сут	Б	8(*2)	7,6-9	2,6+6	1,1+3
133I	0,867 сут	Б	1(*2)	1,5-9	1,3+7	5,3+3
134Cs	2,06 лет	Б	100(*3)	6,8-9	2,9+6	1,2+3
137Cs	30,0 лет	Б	100(*3)	4,8-9	4,2+6	1,7+3
140Ba	12,7 сут	Б	2(*3)	1,0-9	2,0+7	8,0+3
141Ce	32,5 сут	М	30	3,6-9	5,6+6	2,2+3
144Ce	284 сут	М	50/200	4,9-8	4,1+5	1,6+2
Примечания: (*1) – эффективный период полувыведения радионуклида из легких (от 1 до 10 суток / от 10 суток до ); (*2) – выведение из щитовидной железы; (*3) – выведение из всего тела.

К косвенному методу дозиметрии внутреннего облучения относятся измерения активности в биопробах (преимущественно в крови и моче), используемые в первую очередь для чистых альфа-, бета-излучающих радионуклидов (при отсутствии гамма-излучения). Метод основан на радиохимическом анализе специально подготовленных биологических проб с последующей их радиометрией (или спектрометрией) с помощью специализированных низкофоновых радиометров (или спектрометров). Методики выполнения таких измерений, включающие способы подготовки проб для измерений, могут различаться в зависимости от диапазона измеряемой активности и особенно энергии бета-излучения. (при энергии бета-частиц более 1 МэВ можно использовать и прямой метод регистрации СИЧом тормозного излучения бета-частиц).

Ниже приведены описание и технические характеристики современного спектрометра излучения человека НПП «Атомтех» Республики Беларусь.