/
Автор: Козлов В.Ф.
Теги: радиационная гигиена инженерия справочник ядерная энергетика энергоатомиздат радиационная безопасность
ISBN: 5-283-03063-6
Год: 1991
Текст
очник
лснэадиацион ^oi:
безопасности
В. Ф. Козлов
СПРАВОЧНИК
по радиационной
безопасности
4-е издание,
переработанное и дополненное
Е
МОСКВА
ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ
1991
ББК 51.26
К 59
УДК 1614.876 + 539.1.074] (035.5)
Рецензент В. В. Болятко
Козлов В. Ф.
К 59 Справочник по радиационной безопасности. — 4-е
изд., перераб. и доп. — М..: Энергоатомиздат, 1991.—
352 с.: ил.
ISBN 5-283-03063-6
В четвертом переработанном и дополненном издании (3-е
изд.— 1987 г.) приведены сведения о биологическом действии
излучений; уровнях естествеииого облучения; допустимых дозах;
защите от излучений, термины и единицы ионизирующих излу-
чений. Описаны методы дозиметрии, способы градуировки при-
боров Приведены нормы и правила радиационной безопасности
при работе с источниками излучений, транспортировке радиоак-
тивных веществ, сборе и удалении радиоактивных отходов.
Для инженерно-технических работников отраслей, где ис-
пользуются ядерно-энергетичеекие и ядерно-те.хиические установ-
ки и источники ионизирующих измерений
3604000000-055
051(01)-91
266-91
ББК 51.26
Справочное издание
Козлов Владимир Федорович
Справочник по радиационной безопасности
Заведующий редакцией В. К. Мелешко
Редактор Т. А. Зайцева
Художественный редактор Т. А Дворецкова
Технический редактор Г. В. Преображенская
Корректор Л. С. Тимохова
________________________И Б № 3450_________________________
Сдано в набор 15.01 91 Подписано в печать 27.06.91. Формат 84X1087.2.
Бумага типографская Л» 2. Гарнитура литературная. Печать высокая.
Усл печ. л 16,18. Усл кр.-отт. 18,48. Уч. шд л 27,49. Гараж
20 000 экз. Заказ .Vs 722. Цена 3 р
Энергоатомиздат, 113114, Москна, М-111, Шлюзовая паб,, 10
Владимирская типография Госкомпечати СССР
600000, г. Владимир, Октябрьский проспект, д. 7
ISBN S-283-03063-6 © Энергоатомиздат, 1987
© Легор, 1991, с изменениями
ПРЕДИСЛОВИЕ
С момента выхода третьего издания «Справочника по радиацион-
ной безопасности» [36] прошло более трех лет За эти годы было издано
много новых работ в области радиационной и ядерной безопасности,
дозиметрии ионизирующих излучений и радиационной гнгиеие Было
опубликовано третье переработанное и дополненное издание «Норм
радиационной безопасности НРБ—76/87» и «Основных санитарных
правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками
ионизирующих излучений ОСП—72/87» [4]; были приняты новые «Об-
щие положения обеспечения безопасности атомных станций при проек-
тировании, сооружении п эксплуатации (ОПБ—88)» [6], новые «Сани-
тарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций
(СП АС—88)» [44] и «Правила радиационной безопасности при экс-
плуатации атомных стэппий (ПРБ АС—89)» [44]
Существенно новый подход в защите человека от воздействия
ионизирующих излучении был предложен в публикациях Международ-
ной комиссии по радиологической защите [9—12,20], важное значение
имеют методические указания по внедрению и применению ГОСТ
8 417—81 «ГСИ Единицы физических величин» в области ионизирую-
щих излучений» [3], которыми предусматривается изъятие с 1 01 1990г.
экспозиционной лозы и ее мощности, введение величин керма постоян-
ная и керма эквивалент источников излучения и дается ряд других
обязательных рекомендаций
За истекшие три года были изданы и переизданы ряд справочных
руководств и норматив ю-технических документов, необходимых науч-
ным, инженерно техническим работникам и работникам служб радиа-
ционной безопасно ы в и> повседневной деятельности при эксплуата-
ции АЭС и других ятерно технических установок (Далеко не полный
перечень этих изданий содержится в списке литературы настоящего
справочника )
В четвертом издании «Справочника по радиационной безопасности»
отражены изменения в действующих в СССР нормах по обеспечению
радиационной безопасности, в государственных стандартах по единицам
и терминологии в области ионизирующих излучений, в него включены
данные, опубликованные в советской н зарубежной литературе в основ-
ном до 1990 г по этим вопросам
В связи с предусмотренным увеличением объема включены неко-
торые разделы, отсутствовавшие в третьем издании
Автор считает своим приятным долгом выразить благодарность
рецензенту—кандидату физико-математических наук, доценту В В, Бо-
лятко за ценные предложения по улучшению текста рукописи.
Автор
1*
Глава 1
ТЕРМИНОЛОГИЯ, ВЕЛИЧИНЫ И ЕДИНИЦЫ
ИЗМЕРЕНИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
И РАДИОАКТИВНОСТИ, ХАРАКТЕРИСТИКИ
РАДИОНУКЛИДОВ
1.1. ТЕРМИНОЛОГИЯ в ОБЛАСТИ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ И ДОЗИМЕТРИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ
Принятая в СССР терминология в области радиационной безопас-
ности и дозиметрии ионизирующих излучений основана на ГОСТ, тер-
минах и определениях, изложенных в НРБ—76/87 и в словаре терми-
нов [1—6], рекомендациях МКРЕ [7] и МКРЗ [8—12].
1.1.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ И ЕГО ПОЛЕ
Ионизирующее излучение — излучение, взаимодействие
которого со средой приводит к образованию ионов разных зиакои.
Примечание. Видимый свет и ультрафиолетовое излучение не отно-
сят к ионизирующим излучениям. Допускается использование сокра-
щенного термина «излучение»
Непосредственное ионизирующее излучение —
ионизирующее излучение, состоящее из заряженных частиц, имеющих
кинетическую энергию, достаточную для ионизации при столкновении.
Примечание. Непосредственно ионизирующее излучение может со-
стоять из электронов, протонов, а-частиц и др.
Косвенно ионизирующее излучение — ионизирую-
щее излучение, состоящее из незаряженных частиц, которые могут
создавать непосредственно ионизирующее излучение и (или) вызывать
ядерные превращения
Примечание Косвенно ионизирующее излучение может состоять из,
нейтронов, фотонов и др.
Фотонное излучение — электромагнитное косвенно иони-
зирующее излучение.
у-Излучение — фотонное излучение, возникающее при ядер-
ных превращениях или аннигиляции частиц.
Характеристическое излучение — фотонное излучение
с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении
энергетического состояния электро! ов атома
Тормозное излучение—фотонное излучение с непрерыв-
ным энергетическим спектром, испускаемое прн уменьшении кинетиче-
ской энергии заряженных частиц.
4
Рентгеновское излучение — фотонное излучение, состо-
ящее из тормозного и (или) характеристического излучения, генерируе-
мое рентгеновскими аппаратами
Корпускулярное излучение — ионизирующее излучение,
состоящее из частиц с массой, отличной от нуля (а-, Р частиц, нейтро-
нов, нейтрино н др).
а-И злучсиие — корпускулярное излучение, состоящее из а-час-
тиц (ядер ‘Не), испускаемых при радиоактивном распаде ядер или при
ядериых реакциях, превращениях.
р-Из л учение — корпускулярное излучение с непрерывным
энергетическим спектром, состоящее из отрицательно или положитель-
но заряженных электронов или позитронов (Р-- или р+-частиц) и воз-
никающее при радиоактивном Р распаде ядер или нестабильных частиц.
Характеризуется граничной энергией спектра Eg.
Аннигиляционное излучение — фотонное излучение,
возникающее в результате аннигиляции частицы и античастицы (напри-
мер, при взаимодействии [V-электрона и р+-познтроиа)
Моиоэнергетическое ионизирующее излучение —
ионизирующее излучение, состоящее из фотонов одинаковой энергии
или частиц одного вида с одинаковой кинетической энергией.
Смешанное ионизирующее излучение — ионизирую-
щее излучение, состоящее из частиц различного вида или из частиц и
фотонов
Направленное ионизирующее излучение — иони-
зирующее излучение с выделенным направлением распространения.
Естественный фон излучения — эквивалентная доза
ионизирующего излучения, создаваемая космическим излучением и из-
лучением естественно распределенных природных радиоактивных ве-
ществ (на поверхности Земли, в приземной атмосфере, в продуктах пи-
тания, воде, в организме человека и др )
Фон — ионизирующее излучение, состоящее из естественного фона
и ионизирующих излучений посторонних источников
Космическое излучение — фоновое ионизирующее излу-
чение, которое состоит из первичного излучения, поступающего из кос-
мического пространства, и вторичного излучения, возникающего в ре-
зультате взаимодействия первичного излучения с атмосферой
Узкий пучок излучения — геометрия, при которой детек-
тор регистрирует только нерассеяпное излучение источника
Широкий пучок излучения — геометрия, при которой
детектор регистрирует нерассеянное и рассеянное излучения источника.
Поле ионизирующего излучения — пространственно-
временное распределение ионизирующего излучения в рассматривае-
мой среде
Поток ионизирующих частиц (фотонов) — отношение
числа ионизирующих частиц (фотонов) rf.V, проходящих через данную
поверхность за интервал времени dt, к этому интервалу:
F = dN/dt.
Поток энергии частиц — отношение энергии падающих час-
тиц к интервалу времени dt:
W=dE/dt.
Плотность потока ионизирующих частиц (фото-
нов) — отношение потока ионизирующих частиц (фотоиои) dF, проин-
5
кающих в объем элементарной сферы, к площади центрального попе-
речного сечения dS этой сферы: y=dF/dS=d2N/dtdS.
Примечание. Плотность потока энергии частиц определяется аиало
гичио.
Флюенс (перенос) ионизирующих частиц (фото-
нов) — отношение числа ионизирующих частиц (фотонов) dN, прони-
кающих в объем элементарной сферы, к площади центрального попе-
речного сечеиия dS этой сферы: <I> = dN/dS
Энергетический спектр ионизирующих части ц—
распределение ионизирующих частиц по нх энергии.
Эффективная энергия фотонного излучения —
энергия фотонов такого моноэпергетического фотонного излучения, от-
носительное ослабление которого в поглотителе определенного состава
и определенной толщины то же самое, что и рассматриваемого иемо-
ноэиерготического фотонного излучения
Граничная энергия спектра ^-излучения — наибольшая
энергия ^-частиц в непрерывном энергетическом спектре ^-излучения
данного радионуклида
Альбедо излучения — отношение числа частиц (фотонов),
отражающихся от границы раздела двух сред, к числу части®, (фотонов),
падающих па поверхность раздела.
1,1.2. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
СО СРЕДОЙ И ХАРАКТЕРИСТИКИ
ДОЗЫ ИЗЛУЧЕНИЙ
Энергия излучения, переданная веществу, — раз-
ность между суммарной энергией всех заряженных и незаряженных ча-
стиц (без учета энергии покоя), входящих в данный обьем вещества,
и суммарной энергией всех частиц, выходящих из этого объема, плюс
изменение энергии, связанное с массой покоя частиц при ядерных пре-
вращениях, происходящих в объеме
Поглощенная доза излучения (доза излучения) —
отношение приращения средней энергии dw, переданной излучением ве-
ществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:
D = dw/dm.
Керма — отношение суммы начальных кинетических энергий
dEh всех заряженных частиц, образованных косвенно ионизирующим
излучением в элементарном объеме к массе dm вещества в этом объеме:
К = dEhldm.
Экспозиционная доза фотонного излучения* —
отношение приращения суммарного заряда dQ всех ионов одного зна-
ка, возникающих при полном торможении электронов и позитронов, ко-
торые были образованы фотонами в элементарном объеме воздуха,
к массе dm воздуха в этом объеме:
X = dQldtn.
* Согласно РД50-454-84, использование экспозиционной дозы н ее
мощности после 1 января 1990 г. не рекомендуется [3].
6
Эквивалентная доза излучения — поглощенная доза
излучения D, умноженная на средний коэффициент k качества излуче-
ния для биологической ткани стандартного состава и иа модифицирую-
щий фактор N — произведение коэффициентов, которое в настоящее
время принимается равным единице-
77 = D~kN = '^lDjkjNJ,
i
где / — индекс вида и энергии излучения,
Примечание. Эквивалентная доза используется в радиационной бе-
зопасности для учета вредных эффектов биологического воздействия раз-
личных видов ионизирующих излучений при хроническом облучении
человека малыми дозами, не превышающими 250 мЗв/год (пяти пре-
дельно допустимых доз в год). Ее нельзя использовать для оценки
последствий аварийного облучения человека
С помощью модифицирующего фактора N можно учесть, например,
мощность дозы и фракционирование дозы Стандартный состав мягкой
биологической ткани принимается следующим (по массе): 10,1 % водо-
рода, 11,1 % углерода, 2,6 % азота, 76,2 % кислорода
Коэффициент качества излучения — безразмерный
коэффициент k, на который должна быть умножена поглощенная доза
рассматриваемого излучения для получения эквивалентной дозы этого
излучения.
Примечание Коэффициент качества излучения k предназначен для
учета влияния микрораспределения поглощенной энергии па размер вред-
ного биологического эффекта Он является функцией линейной переда-
чи данного излучения в воде-
L, кэВ/мкм ................ , < 3,5 7,0 23 52 175
k........................... 1 2 5 10 20
и выбирается иа основе имеющихся значений коэффициента относитель-
ной биологической эффективности ОБЭ Однако значения k не соответ-
ствуют ОБЭ ио ряду наблюдаемых вредных эффектов, например сто-
хастическому эффекту при низком уровне поглощенной дозы и нестохас-
тическому эффекту при большой поглощенной дозе у человека
Среднее значение коэффициента качества k для различных видов
излучений, которые используются при неизвестном спектральном соста-
ве, даны в табл 4 2 [4]
Коэффициент относительной биологической
эффективности излучения (коэффициент ОБЭ) — от-
ношение поглощенной дозы Dt, образцового излучения, вызывающей
определенный биологический эффект, к поглощенной дозе D рассмат-
риваемого излучения, вызывающей тот же самый биологический эффект-
т] = 0о/О
Примечание В качестве образцового излучения используют рентге-
новское излучение с напряжением генерирования 180—250 кВ и со сред-
ней ЛПЭ, равной 3 кэВ/мкм воды
Линейная передача энергии (ЛПЭ) —отношение энер-
гии dE, переданной среде движущейся заряженной частицей вследствие
столкновений при перемещении ее иа расстояние dl, к этому расстоянию:
Мощность поглощенной, экспозиционной, экви-
валентной дозы и кермы — отношение приращения поглощен-
ной dD, экспозиционной dX, эквивалентной dH дозы и кермы dK за ин-
7
тервал времени dt к этому интервалу соответственно:
D^dD/dt, X = dX/dt, H — dHIdt,
K — dKIdt.
Средняя эквивалентная доза — среднее значение эк-
вивалентной дозы Нт в ткани или органе Т с массой тт.
Эффективная эквивалентная доза — сумма средних
эквивалентных доз Нт в различных органах, взвешенных с коэффици-
ентами
НЕ = Нт .
Примечание. — навешивающие коэффициенты, которые харак-
теризуют отношение риска стохастического эффекта облучения данного
органа (ткани) к суммарному риску стохастического эффекта (см. разд.
2.1) при равномерном облучении всего тела. Они позволяют выравнять
риск облучения вне зависимости от того, облучается все тело равномер-
но или неравномерно. Значения рекомендованные Международной
комиссией по радиологической защите (МКРЗ) для различных органов
и тканей организма человека [9].
Орган и ткань*
WT WT
Половые железы . , , °.25 Щитовидная железа , 0,03
Молочная железа . . 0,15 Кость (поверхность) , 0,03
Красный костный мозг 0,12 Остальные органы (тка-
Легкие............ 0,12 пн).............. 0,3**
* Облучение хрусталика глаза, рук. предплечий, ступней, лодыжек и кожи
в оценке эффективной эквивалентной дозы не учитывается, так как предел дозы
для этих органов основан на иестохастических эффектах. В некоторых случаях,
когда необходимо учесть стохастические последствия облучения всего кожного
покрова, IT?, для кожи принимается равным 0,01 Числовые значения Ifj, явля-
ются лишь первыми приближенными оценками, которые могут быть существенно
уточнены
*• Для каждого из пяти остальных наиболее облучаемых органов предлагает-
ся 14/^. «=0,06 При этом желудок, тонкий кишечник, восходящая и нисходящая
части толстого кишечника считаются отдельными органами. По данным МКРЗ
1990 г. число указанных органов и тканей увеличено до 13.
Максимальная эквивалентная доза (МЭД) — наи-
большее значение суммарной эквивалентной дозы в теле человека или
каком-либо критическом органе от всех источников внешнего и внут-
реннего облучения: //иакс.
Максимальная эквивалентная доза на единич-
ный перенос (флюенс) частиц (фотонов)'— дозимет-
рическая характеристика внешнего излучения данного вида, энергии
и направления распространения Численно равна отношению дозы
Дмакс в критическом органе или теле человека, созданной данным иони-
зирующим излучением с данным направлением распростраиеиия (угло-
вым распределением), к переносу одной частицы Ф этого излучения на
единицу поверхности (к единичному переносу); Лмакс = //«лхс/Ф или
й»акс = Дмакс/ф, где //макс — мощность максимальной эквивалентной
дозы, — плотность потока частиц этого излучения.
Примечание. МЭД на единичный перенос в НРБ—76/87 неудачно
названа «удельной» максимальной эквивалентной дозой.
8
Индексы эквивалентной дозы — наибольшие значения
эквивалентной дозы в шаре диаметром 300 мм из ткаиеэквивалеитного
вещества плотностью 1 кг/л: Н,, Hi a, Hr,s.
П римечание Индексы эквивалентной дозы заменяют максимальную
эквивалентную дозу //макс. Для оценки Нммс используют глубинный
индекс эквивалентной дозы/Л j, которая создается излучением во внут-
ренней части этого шара диаметром 280 мм. Поверхностный индекс эк-
вивалентной дозы His используют для оценки Н^акс в коже по дозе,
создаваемой во внешнем слое шара между 0,07 и 10,0 мм под его по-
верхностью
Коэффициент изотропности излучения — отноше-
ние //макс при нормальном падении данного внешнего излучения на те-
ло человека со стороны груди к значению //макс при угловом распре-
делении этого излучения в реальных условиях.
Примечание Коэффициент изотропности позволяет учесть самоэк-
ранироваиие тела человека в поле внешнего излучения и используется
при переходе от значении Ншкс в поле излучения в отсутствие челове-
ка к значениям //макс в присутствии человека (см. табл. 4.7—4 10).
Ожидаемая эквивалентная доза (Нс)—эффектив-
ная эквивалентная доза НЕ пли средняя эквивалентная доза Нт в неко-
тором организме (органе), которая может быть получена в результате
какого-либо решения о планируемом облучении или в результате прак-
тической работы с источниками излучений за все время применения
этих источников в дайной группе людей. Вычисляется на одно лицо,
как средняя по этой группе, исходной величиной для расчетов ожидае-
мой эквивалентной дозы является НЕ или Нт.
Примечание. Ожидаемая коллективная эквивалентная доза опре-
деляется аналогично.
Полувековая ожидаемая эквивалентная доз а—
ожидаемая эффективная эквивалентная доза НЕ или ожидаемая сред-
няя эквивалентная доза Нт в некотором организме (органе), которая
накопится в течение 50 лет с момента времени /0 поступления радио-
нуклида в организм человека:
'о Т-50
W50= f W£r(/)d/.
to
Примечание 50 лет — средняя продолжительность периода тру-
довой деятельности (или жизни) после поступления радионуклида,
I — время поступления, годы
Коллективная эквивалентная доза — сумма инди-
видуальных Hi эквивалентных доз у данной группы людей: S='£HiPi,
i
где Pt — число лиц в данной группе, получивших эквивалентную до-
зу Hi. Может быть определена также так:
5 = f HP {H)dH,
где P(H)dH — число лиц в данной группе, получивших эквивалентную
дозу на все тело или на отдельный орган в диапазоне дозы от Н до
dH.
9
Сечение взаимодействия ионизирующих частиц
(сечеиие взаимодействия) — вероятность взаимодействия ионизирующих
частиц е одним атомом, электроном, ядром атома или всеми атомами
(электронами, ядрами), находящимися в данном объеме вещества ”
Примечание Вероятность взаимодействия характеризуется пло-
щадью поперечного сечения такой воображаемой сферы, условно при
писываемой бомбардируемой частице (атому, электрону, ядру), про-
ходя через которую бомбардирующие частицы участвуют в реакциях
или процессах взаимодействия определенного типа с бомбардируемой
частицей. Это сечение взаимодействия часто называют парциальным
Полное сечеиие взаимодействия — сумма всех сече-
ний взаимодействия о; ионизирующих частиц данного вида, соответст-
вующих различным процессам или реакциям- cr=Scr*,
Примечание Указанные сечения взаимодействия ст,-, отнесенные
к одному атому, электрону или ядру атома, называют микроскопичес-
кими, а отнесенные ко всем атомам (электронам, ядрам атомов), нахо-
дящимся в единице объема вещества (т. е. к концентрации С частиц-
мишеней) называют макроскопическими 2,= п1С.
Например, если микроскопическое сечение взаимодействия для од-
ного электрона сь (см2) или одного атома о (см2), то макроскопические
сечения взаимодействия 2 (см~'):
S = оз pZ (Na /А); 2 = пр (N А /А),
где р — плотность вещества; А4 = 6,022-1023 — постояиая Авогадро
(число молекул в грамм-молекуле); Z —атомный номер, А—атомная
масса.
Линейный коэффициент ослабления — полное мак
роскопическое сечение взаимодействия косвенно ионизирующих частит
пли отношение доли dNIN косвенно ионизирующих частиц, испытав-
ших взаимодействие при прохождении пути dl в веществе, к длине этого
пути:
I I dN \
И ~ N \ dl )
Примечание. Массовый коэффициент ослабления излучения цт на
единице массы вещества выражается через линейный коэффициент р
и атомный коэффициент ра’
Hm=P/P=l*aC/P = Ha(^ /А)
Слон половинного ослабления излучения — тол
щниа слоя вещества, ослабляющего узкий (или широкий) пучок моио-
направлеиного излучения в 2 раза. Дт/2
Длина релаксации — толшииа I слоя вещества, ослабляю-
щего пучок монопаправленпого излучения в е раз (где е — основание
натуральных логарифмов) (=Ai/2/0,693
Примечание. Для нейтронов обычно используют длину релаксации
измеренную в геометрии широкого пучка (см разд. 6 3)
Кратность ослабления — величина К, показывающая, во
сколько раз требуется уменьшить защитой плотность потока излучения
или мощность дозы.
Линейный коэффициент передачи энергии —
отношение доли энергии dutf® косвенно ионизирующего излучения (ис-
ключая энергию покоя частиц), которая преобразуется в кинетическую
энергию заряженных частиц при прохождении элементарного пути dl
10
Рис 1 1. Схема формирования дозы и связанных с ней величин
в веществе, к длине этого пхти:
/ 1 \( da \
Р/г — 11 ,, •
\ <о / \ dl I
Примечание. Массовый коэффициент передачи энергии Ц|г,т выра-
жается через линейный: pom=Htr/p, где р — плотность вещества.
Линейный коэффициент поглощения энергии
цт — произведение линейного коэффициента передачи энергии ци на
разность между единицей и долей g энергии вторичных заряженных
частиц, переходящей в тормозное излучение в данном веществе: рёп=<
=Ц«г(1— g).
Примечание. Массовый коэффициент поглощения энергии pen,m
* Индексы и «сп» образованы начальными буквами слов
«transfer» (передача) и «energy» (энергия).
11
выражается через линейный:
М-еп т — Меа/Р = M-tr.m (I в) •
На рис. 1.1 показана схема формирования доз в поле непосредст-
венно н косвенно ионизирующего излучения.
1.1.3. РАДИОАКТИВНЫЕ ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЙ
И ИХ ХАРАКТЕРИСТИКИ
Источник ионизирующего излучения — объект, со-
держащий радиоактивный материал или техническое устройство, испус-
кающее или способное в определенных условиях испускать ионизирую-
щее излучение.
Радионуклидный источник ионизирующего из-
лучения — источник ионизирующего излучения, содержащий радио-
активный материал
Нуклид — вид атомов с данными числами протонов и нейтро-
нов в ядре, характеризующийся массовым числом А (атомной массой)
и атомным номером Z.
Изотоп — нуклид с числом протонов в ядре, свойственным дан-
ному элементу.
Радионуклид — нуклид, обладающий радиоактивностью
Радиоизотоп — изотоп, обладающий радиоактивностью.
Радиоактивность — самопроизвольное превращение неустой-
чивого нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием иони-
зирующего излучения.
Активность радионуклида в источнике (образце)—
отношение числа dN самопроизвольных (спонтанных) ядерных перехо-
дов из определенного ядерно-энергетического состояния радионуклидов,
происходящих в данном его количестве за интервал времени dt, к этому
интервалу Активность — физическая величина, характеризуемая
числом распадов d.V в данном количестве Л'о атомов (ядер) радионук-
лида в единицу времени dt
Jt^dN/dt-, dU/dt=—Mi; Л = kN = 0.693А/Т1/2,
X — постоянная распада, характеризующая вероятность распада па один
атом (ядро) в единицу времени; Tt/2 — период полураспада — время,
за которое распадается половина атомов (ядер).
Удельная активность радионуклида — отношение
активности радионуклида в образце к массе образца т:
^•т — •-£ /Ш
Объемная активность радионуклида — отношение
активности радионуклида, содержащегося в образце, к его объему V:
Поверхностная активность радионуклида — от-
ношение активности радионуклида, содержащегося на поверхности об-
разца, к площади S поверхности этого образца:
= / 5,
Линейная активность радионуклида — отношение
активности радионуклида, содержащейся па длине образца, к его дли-
12
не /:
ЛИ.
Внешнее излучение источника — поток ионизирующих
частиц, выходящих из радионуклидного источника излучения через его
рабочую поверхность.
Закрытый источник — радиоактивный источник излучения,
устройство которого исключает поступления содержащихся в нем радио-
активных веществ в окружающую среду в условиях применения и из-
носа, на которые он рассчитан.
Открытый источник — радиоактивный источник излучения,
при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем
радиоактивных веществ в окружающую среду.
Образцовый источник — радиоактивный источник излуче-
ния, служащий для поверки по нему других источников и (или) при-
боров для измерения ионизирующих излучений и утвержденный (аттес-
тованный) в качестве образцового в установленном порядке.
Контрольный источник —. радиоактивный источник излу-
чения, служащий для проверки работоспособности и стабильности при-
боров для измерения ионизирующих излучений
Точечный источник — радиоактивный источник излучения
слинейиыми размерами, пренебрежимо малыми по сравнению с расстоя-
нием между источником и детектором, и длиной свободного пробега
частиц в материале источника (пренебрежимо малыми самопоглощени-
ем и саморассеянием излучения).
а-Распад в радиоактивном источнике — вылет ос-
настив из ядра, при котором атомный номер Z уменьшается на две еди-
ницы, массовое число Л на четыре единицы
3 (м II н у с)-Р а с п а д в радиоактивном источнике —
вылет из ядра электрона н антинейтрино, при котором атомный номер
увеличивается на одну единицу, а массовое число не изменяется (ней-
трон внутри ядра переходит в протон).
3 (плюс)-Распад в радиоактивном источнике —
вылет из ядра позитрона и нейтрино, при котором атомный номер умень-
шается на одну единицу, а массовое число не изменяется (протон внутри
ядра переходит в нейтрон)
Электронный захват в радиоактивном источ-
нике — захват ядром орбитального электрона атома (обычно с К-обо-
лочкн) с испусканием нейтрино, при котором атомный номер уменьша-
ется на одну единицу, а массовое число не изменяется (протон внутри
ядра превращается в нейтрон)
Изомерный переход в радиоактивном нсточни-
ке—переход ядра из возбужденного состояния в основном путем ис-
пускания фотона у-пзлучення, при котором не изменяются ни атомный
номер, ни массовое число Изомерный переход является одним нз ви-
дов радиоактивного распада
Примечание Ядра с одинаковыми атомными номерами и массовы-
ми числами, но находящиеся в разных энергетических состояниях, на-
зываются ядерными изомерами
Гамма-постоянная — отношение мощности экспозиционной
дозы X, создаваемой у-излучением точечного изотропного источника
данного радионуклида без начальной фильтрации на расстоянии /, ум-
ноженной на квадрат этого расстояния, к активности этого источ-
ника:
Г= ХР1-Л.
13
Примечание. В связи с отказом, согласно РД50-454-84, использова-
ния экспозиционной дозы вместо широко использовавшейся гамма-пос-
тоянной [во внесистемных единицах — Р-см2/(ч-мКн), в СИ вводится
постоянная мощности воздушной кермы радионуклида аГр-м2/(с-Бк)].
Постоянная мощности воздушной кермы радио-
нуклида (керма-постоянная) — отношение мощности воздушной
кермы Кл, создаваемой фотонами с энергией больше заданного поро-
гового значения б от точечного изотропно-излучающего источника дан-
ного радионуклида, находящегося в вакууме, на расстоянии I от ис-
точника, умноженной на квадрат этого расстояния, к активности ис-
точника: Г1Ч = /С6/2/^
Примечание. Значения керма-постоянных различных радионуклидов
приведены в табл. 1 7.
Керма-эквивалент источника — мощность воздушной
кермы фотонного излучения с энергией фотонов больше заданного по-
рогового значения б точечного изотропно-излучающего источника, на-
ходящегося в вакууме, на расстоянии от источника, умноженная на квт-
драт этого расстояния.
Примечание Согласно РД 50-454-84, керма-эквивалент источника
вводится вместо широко использовавшегося на практике i амма-эквнва-
лента с внесистемной единицей миллиграмм-эквивалент радия (мг-экв.
Ra).
1.1.4. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
Радиационная безопасность — комплекс мероприятий
(административных, технических, санитарно-гигиенических и др ), огра-
ничивающих облучение и радиоактивные загрязнения лиц из персонала
и населения и окружающей среды до наиболее низких значений, дости-
гаемых средствами, приемлемыми для общества*.
Нормы радиационной безопасности — система до-
зовых пределов н принципы их применения Являются основным доку-
ментом, регламентирующим уровни воздействия ионизирующих излуче-
ний
Радиационный контроль — контроль за соблюдением
«Норм радиационной безопасности», «Основных санитарных правил ра-
боты с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирую-
щих излучений», «Санитарных правил проектровапия и эксплуатации
атомных станций (АС), исследовательских реакторов, ускорителей за-
ряженных частиц, рентгеновских и других установок», а также получе-
ние информации об уровнях облучения людей и о радиационной обста-
новке в учреждении и в окружающей среде Осуществляется службой
радиационной безопасности учреждения или специально выделенным
должностным лицом, а также соответствующими ведомственными служ-
бами с применением приборов и методик радиационного контроля и рас-
четных методов
* Радиационная безопасное ть — научно-практическая
дисциплина, разрабатывающая способы оценки и прогнозирования ра-
диационной обстановки, исследующая конкретные случаи радиационной
обстановки и дающая рекомендации для приведения ее в соответствие
с установленными нормативами.
14
Радиационная безопасность атомных станций
(АС) — состояние АС, при которых за счет комплекса технических, ор-
ганизационных и гигиенических мероприятий обеспечиваются установ-
ленные пределы эквивалентной дозы внешнего и внутреннего облучения
персонала и населения п установленные предельно допустимые выбросы
и сбросы радионуклидов в окружающую среду при нормальной эксплу-
атации АС и при проектных авариях.
Радиационная авария — нарушение предела безопасной
эксплуатации, при котором произошел выход радиоактивных продук-
тов и/или ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для
нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих уста-
новленные проектом для нормальной эксплуатации значения. Авария
характеризуется исходным событием, путями протекания и радиацион-
ными последствиями.
Аварийная ситуация — состояние установки, характеризу-
ющееся нарушением условий безопасной эксплуатации, не перешедшим
в аварию
Радиационный инцидент — событие, при котором про-
исходит облучение людей в дозах, превышающих установленные пре-
делы для соответствующих лиц
Аварийное облучение — непредвиденное повышенное внеш-
нее облучение и/или поступление радионуклидов (радиоактивных ве-
ществ) внутрь организма персонала или населения вследствие радиа-
ционной аварии или инцидента.
Я дерн а я авария — авария, связанная с повреждением твэ-
лов с превышением установленных проектных пределов ядерного реак-
тора (или ядериой критической сборки) и с потенциально опасным ава-
рийным облучением персонала, вызванная-
нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деле-
ния в активной зоне реактора (критсборки);
образованием критической массы при перегрузке, транспортировке
и хранении твэлов, содержащих ядернос топливо,
нарушением теплоотвода от твэлов.
Проектная авария — авария, исходное событие которой ус-
танавливается действующей нормативно-технической документацией
данной установки. Для такой аварии техническим проектом предусмат-
ривается обеспечение радиационной безопасности персонала н населе-
ния; определены исходные события и конечные состояния и предусмот-
рены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа еди-
ничного отказа систем безопасности или одной ошибки персонала
ограничение ее радиационных последствий установленными для таких
аварий пределами.
Максимальная проектная авария (МПА) — проект-
ная авария с наиболее тяжелым исходным событием, устанавливаемым
для каждого типа установок, реакторов и т. п.
Гипотетическая авария — авария, для которой проектом
ие предусматриваются технические меры, обеспечивающие радиацион-
ную безопасность персонала и населения.
Примечание. Зашита персонала н населения в случае гипотетичес-
кой аварии предусматривается за счет разработки и осуществления иа
территории промышленной площадки учреждения (предприятия) й ок-
ружающей территории плана мероприятий по защите населения и пер-
сонала. Этот план должен быть разработан дирекцией предприятия до
ввода установки в эксплуатацию и согласован в установленном поряд-
ке. Исходные данные о радиоактивных выбросах и сбросах в окружаю-
15
тую среду при событиях, превышающих МПА, должны быть подготов-
лены совместно главным конструктором, генцроектаптом и научным ру-
ководителем.
Максимальная гипотетическая авария — гипотети-
ческая авария, приводящая к максимально возможному выбросу радио-
активных веществ при расплавлении твэлов и разрушении локализую-
щих систем.
Реперная гипотетическая авария — одна из гипоте-
тических аварий, которая методом экспертной оценки выбрана для раз-
работки конкретного плана мероприятий по защите персонала и насе-
ления данной установки, реактора, атомной станции и т п
Запроектная авария — авария, вызванная неучитываемы-
ми исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по
сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх
единичного отказа, ошибочными решениями персонала, уменьшение
последствий которой достигается управлением аварией и/или реализа-
цией планов аварийных мероприятий по защите персонала и населения.
Управление запроектной аварией — действия, на-
правленные на предотвращение развития проектных аварий в запроект-
ные и на ослабление радиационных последствий запроектпых аварий.
Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном
состоянии технические средства, предназначенные для нормальной экс-
плуатации, для обеспечения безопасности при проектных авариях, или
специально предназначенные для уменьшения радиационных последст-
вий запросктных аварий
Уровень вмешательства — радиационные параметры
и характеристики, определяющие радиационную обстановку и ее раз-
витие, совокупность которых требует осуществления мероприятий по за-
щите персонала и населения.
Наряд-допуск — документ, выданный должностным лицом
учреждения руководителю бригады или исполнителю работ в случае,
когда радиационная обтаиовка в месте проведения работ требует огра-
ничивать их продолжительность.
В наряде-допуске указывается конкретный характер н место прове-
дения работы, меры радиационной безопасности, средства индивидуаль-
ной защиты п дозиметрическое обеспечение, сроки проведения работы
н/или доза, которую разрешено получить за это время, а также другие
необходимые сведения
1.1.5. ТЕХНИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ АС
И ЯДЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
Атомная стаипия (АС) — ядерный реактор (реакторы)
с комплексом систем, устройств, оборудования, сооружений и персона-
лом, необходимых для производства энергии в заданных режимах и ус-
ловиях применения, располагающиеся в пределах конкретной территории.
Техническая безопасность АС — достигаемое техниче-
скими средствами и организационными мерами качество АС, характе-
ризуемое прочностью оборудования и трубопроводов, повреждения кото-
рых могут привести к нарушению отвода тепла от активной зоны
реактора, а также качество удерживать в герметичной зоне АС пр» этих
повреждениях радиоактивные вещества
Системы безопасности — по характеру выполняемых ими
функций разделяются на защитные, локализующие, обеспечивающие
и управляющие.
16
Защитные системы безопасности — технологические
системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повре-
ждений ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопро-
водов, содержащих радиоактивные вещества
Локализующие системы безопасности — техноло-
гические системы, предназначенные для предотвращения или ограниче-
ния распространения выделяющихся при авариях радиоактивных ве-
ществ за установленные проектом границы и выхода их в окружающую
среду
Обеспечивающие системы безопасности — техно-
логические системы, предназначенные для снабжения систем безопас-
ности энергией, рабочей средой и создания условий для их функцио-
нирования.
Управляющие системы безопасности — системы,
предназначенные для инициирования действий систем безопасности, осу-
ществления контроля и управления ими в процессе выполнения задан-
ных функций
Активное устройство — устройство, функционирование ко-
торого зависит от нормальной работы другого устройства, например
управляющею устройства, энергоисточника и т п
Пассивное устройство (элемент) — устройство (эле-
мент), функционирование которого связано только с вызвавшим его ра-
боту событием и не зависит от работы другого активного устройства,
например управляющего устройства, энергоисточника и т п
Примечание. По конструктивным признакам пассивные устройства
делятся на пассивные устройства с механическими движущимися час-
тями (например, обратные клапаны) и пассивные устройства без меха-
нически движущихся частей (например, трубопроводы, сосуды).
Принцип единичного отказа — принцип, в соответствии
с которым система должна выполнять заданные функции при любом
требующем се работы исходном событии и при независимом от исход-
ного события отказе одною из ее активных элементов, или пассивных
элементов, имеющих механические движущиеся части
Отказы по общей причине — отказы нескольких важных
для безопасности систем (элементов), возникающие вследствие одного
отказа, ошибки персонала, внутреннего или внешнего воздействия
Примечание. Внутренние воздействия — воздействия, возникающие
при исходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летя-
щие предметы, изменение параметров среды (давление, температура,
химическая активность и т. п ), пожары и т. п.
Внешние воздействия — воздействия характерных для площадки
размещения АС (установки) природных явлений и деятельности чело-
века, включая землетрясения, высокий и низкий уровень наземных
н подземных вод, ураганы, аварии на воздушном, водном и наземном
транспорте и т. п.
Культура безопасности — квалификационная и психоло-
гическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопас-
ности АС (установки) является приоритетной целью и внутренней по-
требностью, приводящей к самосознанию ответственности и к самокон-
тролю при выполнении всех работ, влчяюших на безопасность
Ошибка персонала — единичное непреднамеренное непра-
вильное воздействие на управляющие органы или единичный пропуск
правильного действия, или единичное непреднамеренное неправильное
действие при техническом обслуживании оборудования и систем, важ-
ных для безопасности.
2—722
17
Ошибочное решение — неправильное выполнение или не-
выполнение ряда последовательных действий нз-за неверной оценки
протекающих технологических процессов.
1.1.6. ВОЗДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
НА ОРГАНИЗМ
Облучение— воздействие ионизирующего излучения на объект
(организм человека, животного, растения и т. п.).
Внешнее облучение — облучение организма (тела) иони-
зирующим излучением, приходящим извне.
Внутреннее облучение — облучение организма (тела),
отдельных органов и тканей ионизирующим излучением, испускаемым
содержащимся в них радионуклидами.
Хроническое облучение — постоянное нлн прерывистое
облучение в течение длительного времени.
Острое облучение — однократное кратковременное облуче-
ние объекта дозой, вызывающей неблагоприятные изменения его состоя-
ния.
Дробное облучение — облучение, совершающееся двукрат-
но или многократно с интервалами между отдельными воздействиями.
Общее облучение — облучение всего организма (тела) в це-
лом
Местное облучение (локальное) — облучение неболь-
шой части организма (тела).
Биологическое действие излучения — совокупность
морфологических и функциональных изменений в живом организме,
возникающих под действием облучения
Соматическое последствие облучения — вызванные
облучением изменения в самом обличаемом организме, а не в потомстве.
Генетическое последствие облучения — вызван-
ные облучением генные лучевые повреждения в организме, которые мо-
гут привести к изменениям в организме его потомства.
Радиочувствительность — термин, который в практике
радиационной безопасности характеризует сравнительную радиопора-
жаемость органов и тканей
Лучевая реакция — вызванные облучением обратимые изме-
нения тканей, органов или целого организма и их функций.
Лучевое поражение (повреждение) — обусловленные
лучевым воздействием патологические изменения тканей, органов н их
функций.
Обратимое лучевое поражение — доля поражен^, ко-
торая уменьшается за счет процессов восстановления, протекающих
в облученном организме.
Необратимое лучевое поражение — долг поражения,
которая не изменяется н может обусловливать отдаленные последствия
облучения.
Пороговая доза (лучевого поражения) — мини-
мальная доза, вызывающая данный биологический эффект.
Генное лучевое повреждение — генные мутации, воз-
никающие в результате облучения.
Лучевая болезнь — общее заболевание со специфическими
симптомами, развивающееся вследствие лучевого поражения.
Острая лучевая болезнь — лучевая болезнь, развнваю-
18
щаяся после острого облучения (для человека в дозах, превышающих
1 Гр = 100 рад, см. подробнее гл. 2).
Ближайшие последствия облучения — первичная
реакция и поражение организма, наступающие в течение нескольких
недель после острого облучения.
Отдаленные последствия облучения — изменения
в организме, возникающие в отдаленные сроки (через годы) после об-
лучения
Тканевая доза — поглощенная доза в биологической ткани.
Минимальная абсолютно смертельная доза
(МАСД) — наименьшая доза, при которой наблюдают гибель 100 %
облученных за определенный срок (обычно в течение 30 сут после об-
лучения)
Доза 50%-ного выживания (СДм) — доза излучения,
приводящая к гибели 50 % облученных за определенный срок (обычно
в течение 30—60 сут после облучения, СДм/3о — за 30 сут, СДйо/сэ —
за 60 сут),
Популяция — совокупность людей, осуществляющих воспроиз-
водство потомства нескольких поколений, преимущественно в пределах
этой совокупности Поп).1яция может включать население на ограни-
ченной территории, в крае, республике или в стране в целом.
Генетически значимая доза — среднее значение инди-
видуальной эквивалентной дозы па гонады в популяции с учетом ожи-
даемого числа детей, зачатых после облучения
Генетически значимые нуклиды — радионуклиды,
которые при попадании в организм создают заметное облучение гонад
по сравнению с другими критическими органами.
Соматическая доза — доза облучения, рассматриваемая по
отношению к соматическим последствиям
Радиотоксичность — способность радиоактивного вещества
оказывать лучевое повреждение.
Избирательное накопление (радиоактивного
вещества) — преимущественное накопление радиоактивного веще-
ства в организме или ткани
Остеотропный нуклид — нуклид, накапливающийся преи-
мущественно в костной ткани.
Инкорпорированное радиоактивное вещество —
радиоактивное вещество, которое в результате биологических и физико-
химических процессов находится в тканях организма.
Коэффициент всасывания (радиоактивного ве-
щества)— отношение количества радиоактивного вещества, посту-
пившего в кровь, к общему количеству радиоактивного вещества, вве-
денного в организм.
Коэффициент отложения (радиоактивного ве-
щества в органе) — отношение количества радиоактивного ве-
щества, поступившего в данный орган нз крови, к количеству радиоак-
тивного вещества, находящемуся в крови
Эффективная поглощенная энергия (излучения
нуклида или цепочки нуклидов) — сумма произве-
дений поглощенной энергии Et всех приходящихся на один распад ядра
заряженных частиц и фотонов на соответствующее значение коэффици-
ента качества ki и других необходимых коэффициентов (например,
N{ — коэффициент распределения):
2*
19
УЭЭ=2£< kNilm,
i i
где m — масса органа (ткани).
Эффективная поглощенная энергия выражается в единицах
МэВ/расп. Удельная эффективная поглощенная энергия УЭЭ выража-
ется в МэВ/(кг-расп.)
Метаболизм радиоактивного вещества — участие
радиоактивного вещества в обменных процессах организма.
Выведение радиоактивных веществ — выведение
радиоактивных нуклидов из организма с выделениями.
Естественное выведение — выведение радиоактивных ну-
клидов без дополнительных мер по ускорению или замедлению процес-
сов выведения и при отсутствии патологических изменении в организме,
нарушающих естественное течение процессов обмена.
Период полувыведения (биологический) Тб —
время, за которое активность нуклида, накопленного в организме (или
органе), уменьшается вдвое только вследствие процессов биологическо-
го выделения
Период полувыведсния (эффективный) Г,ф — вре-
мя, в течение которого активность нуклида в организме или его части
уменьшается в 2 раза за счет биологического выведения и радиоактив-
ного распада нуклида:
7'эФ = r6rh2/(r5+ri2),
где 7*1/2 и Тб — период полураспада нуклида (физический) и период
полувыведеиия (биологический)
Радиационная опасность радиоактивного веще-
ства — радиационные и гигиенические характеристики радиоактивного
вещества, определяющие его опасность для облучаемого объекта.
Группы радиационной опасности радиоактивных
веществ (радионуклидов) — группы, на которые разделены
радиоактивные вещества (радионуклиды) по их радиационной опасности,
как потенциальный источник внутреннего облучения. В порядке убыва-
ния радиационной опасности выделены четыре группы с индексами А,
Б. В и Г (см разд. 4.2 4).
Критический орган (при облучении) — орган,
ткань или часть тела, облучение которых в данных условиях неравно-
мерного облучения организма может причинить наибольший ущерб здо-
ровью (с учетом радиочувствительности отдельных органов и распре-
деления эквивалентной дозы по телу) облученного лица или его потом-
ства.
В порядке убывания радиочувствительности критические органы от-
носят к I, II или III группам, для которых установлены разные значе-
ния дозовых пределов. При сравнительно равномерном облучении орга-
низма (тела) ущерб здоровью оценивают по уровню (дозе) облучения
всего тела, что соответствует I группе критических органов (см. 4.1.1),
1.1.7. ДОЗОВЫЕ ПРЕДЕЛЫ ОБЛУЧЕНИЯ
Категории облучаемых лиц — условно выделяемые,
исходя из условий контакта с источниками ионизирующих излучений,
группы облучаемых лиц.
Персонал (профессиональные работники) —лица,
которые постоянно или временно непосредственно работают с источни-
ками ионизирующих излучений (категория А).
20
Ограниченная часть населения — лица, проживающие
иа территории зон наблюдения, которые не работают непосредственно
с источниками излучения, по по условиям проживания, профессиональ-
ной деятельности или размещения рабочих мест могут подвергаться воз-
действию радиоактивных веществ и других источников излучения, при-
меняемых в учреждениях и/илн удаляемых во внешнюю среду с отхо-
дами (категория Б). Уровень облучения лнц категории Б определяется
по критической группе
Население — население области, края, республики, страны (ка-
тегория В).
Критическая группа — небольшая по численности группа
лиц категории Б, однородная по условиям жизни, возрасту, полу или
другим факторам, которая подвергается наибольшему радиационному
воздействию в пределах учреждения, его санитарно-защитной зоны и зо-
ны наблюдения Используется при оценке облучения лиц категории Б.
Предельно допустимая доза (ПДД) — наибольшее
значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, ко-
торое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в со-
стоянии здоровья персонала (категории А) неблагоприятных изменений,
обнаруживаемых современными методами ПДД — это допустимое зна-
чение суммы эквивалентной дозы от внешнего профессионального облу-
чения за год и полувековой эквивалентной дозы от профессионального
поступления радионуклидов за тот же год ПДД является основным до-
зовым пределом для лиц категории А.
Предел дозы (ПД) — предельная эквивалентная доза за ка-
лендарный год для ограниченной части населения (категории Б).
ПД — это наибольшее допустимое за календарный год среднее зна-
чение индивидуальной эквивалентной дозы, получаемой критической
группой лиц из населения нс за счет профессиональной деятельности,
медицинского облучения или естественного фона. ПД является основным
дозовым пределом для лиц категории Б, при котором равномерное об-
лучение в течение 70 лет не может вызвать изменений здоровья, обна-
руживаемых современными методами
Примечание Предел дозы контролируется для критической группы
лиц по усредненной мощности эквивалентной дозы внешнего излучения
на территории и в помещениях и ио уровню радиоактивных сбросов
и выбросов и радиоактивного загрязнения объектов внешней среды
Допустимые уровни — производные нормативные значения
для поступления радиоактивных веществ в организм человека за кален-
дарный год, усредненных за год содержания радиоактивных веществ
в организме, их концентрации (объемной активности) в воздухе, пить-
евой воде и рационе, мощности эквивалентной дозы, плотности потока
частиц (фотонов) и т п , рассчитанные из значений основных дозовых
пределов ПДД и ПД.
Предельно допустимое годовое поступление
(ПДП) — такое поступление радиоактивных веществ в организм (в ос-
новном через органы дыхания) лиц категории А в течение календарного
года, которое за последующие 50 лет создает в критическом органе
максимальную эквивалентную дозу, равную 1 ПДД, т. е за 50 лет со-
здает полувековую эквивалентную дозу в некотором органе (или орга-
низме), равную 1 ПДД
Примечание. При ежегодном поступлении на уровне ПДП эквива-
лентная доза за любой год будет равна или меньше 1 ПДД в зависи-
мости от времени достижения равновесного содержания радиоактивного
вещества в организме.
21
Предел годового поступления (ПГП) — такое посту-
пление радиоактивных веществ в организм через органы дыхания и пи-
щеварения лиц категории Б в течение календарного года, которое за
последующие 70 лет создает в критическом органе максимальную экви-
валентную дозу, равную 1 ПД.
Примечание. При ежегодном поступлении на уровне ПГП средняя
эквивалентная доза за любой календарный год у критической группы
лиц категории Б будет равна или меньше 1 ПД в зависимости от време-
ни достижения равновесного содержания радиоактивного вещества в ор-
ганизме.
Допустимое содержание (ДС) — такое среднегодовое
содержание радиоактивных веществ в организме (критическом органе),
при котором максимальная эквивалентная доза МЭД за календарный
год равна ПДД для лиц категории А или ПД для лиц категории Б.
ДС — это такое содержание радиоактивного вещества в организме лиц
категории А, которое накапливается за календарный год и создает по-
лувековую эквивалентную дозу в некотором органе (или организме),
равную 1 ПДД илн равную 1 ПД для лиц категории Б за 70 лет
Допустимая мощность дозы (ДМД) (допустимый
уровень усредненной за год мощности эквивалент-
ной дозы) — отношение предельно допустимой дозы ПДД или пре-
дела дозы ПД ко времени облучения Т в течение календарного года.
В СССР для категории А время облучения Гд принимается равным
ТА=1700 ч=6,1-10е с/год (в СССР для большей части персонала ус-
тановлена 36-часовая рабочая неделя и 4—б-недельпыи отпуск).
Согласно рекомендациям МКРЗ, продолжительность профессиональной
работы за календарный год принимается равной 2000 ч (7,2- 10е с). Для
лиц категории Б за время облучения в учреждении и санитарно-защит-
ной зоне — Гв=2000 4=7,2-10® с/год, в зоне наблюдения — Т Б=
= 8800 ч=3,2-107 с/год
Примечание. При установлении контрольных } ровней мог\т исполь-
зоваться и другие расчетные значения Гл Б в зависимости от условий
облучения и фактической продолжительности облучения
Допустимая плотность потока частиц (фото-
н о в) (ДПП) — такая плотность потока, при которой создается допус-
тимая мощность дозы ДМД. Численно равна отношению ДМД к мак-
симальной эквивалентной дозе на единичный флюенс (перенос) ЛмпкС.
Допустимая концентрация (ДК) (объемная ак-
тивность в воздухе рабочей зоны производстве ч-
ных помещений персонала нли в атмосферном
воздухе) — отношение предельно допустимого поступления ПДП
(или предела годового поступления ПД) радиоактивного вещества
к объему воздуха, массе питьевой воды (рациона), с которыми оно
поступает в организм лиц категории А (пли категории Б) в течение
календарного года. Согласно рекомендациям МКРЗ и НРБ—76/87, для
категории Л объем потребляемого воздуха в рабочее время принимается
равным 2,5-10s м3/год при Т д=2000 ч/год.
Для категории Б объем потребляемого воздуха взрослого человека
принимается равным 7,3-103 м3/год (20 м3/сут), а массы воды 800 кг/год
(2,2 кг/сут).
Контрольные уровни — значения индивидуальной эквива-
лентной дозы, мощности эквивалентной дозы, плотности потока частиц,
поступления радиоактивного вещества в организм и его содержания
в организме, концентрации (объемной активности) радионуклида в воз-
22
духе, воде и рационе, радиоактивного загрязнения поверхности, радио-
активного выброса и сброса и т. д., устанавливаемые руководством уч-
реждения или органами Госсаинадзора в целях ограничения облучения
персонала и населения, уменьшения радиоактивного загрязнения окру-
жающей среды, для оперативного радиационного контроля, закрепления
достигнутого уровня указанных величии ниже основных дозовых пре-
делов и допустимых уровней.
Примечание. Контрольные уровни устанавливаются отдельно для
категории А и категории Б.
1.1.8. РАДИАЦИОННАЯ ГИГИЕНА И САНИТАРИЯ
Радиоактивное загрязнение — наличие или распрост-
ранение радиоактивных веществ сверх их естественного содержания на
поверхностях и в объемах, в теле человека, в его бытовой и производ-
ственной обстановке и в окружающей среде.
Зональная планировка — выделение зон на предприятии,
установке и т п , отличающихся друг от друга возможными уровнями
внешнего излучения и радиоактивного загрязнения.
Чистая зона — территория части промышленной (производст-
венной) площади, где располагаются административно-служебные по-
мещения, столовые, мастерские по ремонту и изготовлению чистого обо-
рудования и другие объекты, где не проводятся работы с радиоактив-
ными веществами
Зона строгого режима — помещения, здания или соору-
жения, где возможно воздействие на персонал внешнего £-, у- и «-из-
лучений, загрязнение воздушной среды радиоактивными газами и аэро-
золями, загрязнение поверхностей строительных конструкций и обору-
дования радионуклидами или радиоактивными веществами
Зона свободного режима — помещения, здания, где
практически исключается воздействие на персонал ионизирующего из-
лучения
Помещение постоянного пребывания — помещение,
предназначенное для пребывания персонала в течение всей смены.
Рабочее место —место (помещение) пребывания персонала
для выполнения своих производственных функций в течение не менее
50 °/о рабочего времени или двух часов непрерывно.
Необслуживаемое помещение — помещение, которое
во время нормального режима эксплуатации не посещается персона-
лом
Полуобсл у живаемое помещение — место периодичес-
кого пребывания персонала.
Санитарный пропускник — помещение, предназначенное
для смены одежды, санитарной обработки персонала и дозиметрическо-
го контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов и спец-
одежды
Санитарный шлюз — помещение на границе между зонами
строгого и свободного режима, предназначенное для прохода из одной
зоны в другую, снятия дополнительных средств индивидуальной защи-
ты и предотвращения переноса радиоактивных загрязнений между эти-
ми зонами
Средства индивидуальной защиты (СИЗ) — техни-
ческие средства индивидуальной защиты персонала от внешнего излу-
чения радионуклидов от поступления радиоактивных веществ внутрь
организма и радиоактивного загрязнения кожиых покровов (например,
очки, щнткн, респираторы, бахилы, перчатки и т. д).
23
Санитарно-защитная зона — территория вокруг учреж-
дения или источника радиоактивных выбросов и сбросов, на которой уро-
вень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации может пре-
высить предел дозы ПД, устанавливаются определенные ограничения
(например, не допускается проживание и т. п.) и проводится радиаци-
онный контроль.
Зона наблюдения — территория вокруг санитарно-защитной
зоны, на которой возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов
и где облучение проживающего населения может достигать установлен-
ного предела дозы ПД. В зоне наблюдения проводится радиационный
контроль.
Минимально значимая активность (МЗА) — наи-
меньшая активность открытого источника на рабочем месте, при кото-
рой еще требуется регистрация и получение разрешения на работу с ним
органов Государственного еаннтариого надзора.
Неснимаемое фиксированное радиоактивное
загрязнение поверхности — часть загрязнения поверхности
радионуклидами (радиоактивными веществами), которые самопроиз-
вольно или при эксплуатации не переходят в окружающую среду и не
удаляются применяемыми методами дезактивации.
Примечание. При использовании разных методов дезактивации ве-
личина фиксированного загрязнения поверхности может быть различна.
Дезактивация поверхности — удаление радиоактивного
загрязнения физико-химическими пли механическими способами с целью
предупреждения внешнего и внутреннего облучения.
Снимаемое (нефиксированное) загрязнение
(поверхностей) — часть загрязнения поверхностей радионуклида-
ми (радиоактивными веществами), которые самопроизвольно или при
эксплуатации переходят с загрязненной поверхности в окружающую
среду илн удаляются применяемыми способами дезактивации.
Допустимое радиоактивное загрязнение поверх-
пости (ДЗ) — устанавливается на уровне, не допускающем внешнего
и внутреннего облучения людей за счет радиоактивного загрязнения
свыше ПДД (или ПД), а также предупреждающем загрязнение поме-
щений н территории вследствие разноса радиоактивных веществ.
Выброс радиоактивных веществ (выброс) — по-
ступление радионуклидов (радиоактивных веществ) в атмосферный воз-
дух в результате работы предприятия
Допустимый выброс — установленный контрольный выброс
за календарный год через систему вентиляции предприятия.
Радиоактивные выпадения — выпадения нз атмосферы
радионуклидов или радиоактивных веществ.
Сброс радиоактивных веществ (сброс) — поступ-
ление радионуклидов или радиоактивных вешеств в водоемы (моря, озе-
ра, реки) с жидкими отходами (сточными водами) предприятия
Допустимый сброс — установленный контрольный сброс за
календарный год.
Мощность выброса, сброса (скорость выброса,
сброса) — величина радиоактивного выброса, сброса в единицу
времени.
Предельно допустимый выброс — установленная ком-
петентными органами предельная величина активности выбросов.
Предельно допустимый сброс — установленная компе-
тентными органами предельная величина активности радиоактивных
сбросов.
24
Радиоактивные отходы — неиспользуемые жидкие и твер-
дые радиоактивные вещества, образующиеся в результате деятельности
учреждения, общая и удельная активность, радиоактивная загрязнен-
ность которых превышает уровни, установленные НРБ—76/87 и
ОСП-72/87
Биологическая цепочка — естественные пути миграции
радионуклидов (радиоактивных веществ) в биосфере, ведущие к поступ-
лению их нз внешней среды в живые организмы.
Пищевая цепочка — биологическая цепочка, ведущая к по-
ступлению радионуклидов (радиоактивных веществ) в организм чело-
века с пищевыми продуктами.
Средний пищевой рацион — среднесуточный состав и ко-
личество продуктов питания в пересчете па одного человека данного
контингента населения.
1.2. ЕДИНИЦЫ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
И РАДИОАКТИВНОСТИ
В СССР с 1 января 1982 г. введен в действие ГОСТ 8 417—81 «Го-
сударственная система обеспечения единства измерений Единицы физи-
ческих величин», которым предусмотрено обязательное применение еди-
ниц Международной системы СИ.
В СИ имеется семь основных единиц (табл 1.1).
Таблица 1.1. Основные единицы СИ
Величина Единица
Наименование Обозначе- ние Наименование Обозначение
между на родное русское
Длина L Метр ГЛ м
Масса М Килограмм к£ кг
Время т Секунда S с
Сила электричес- I Ампер А А
кого тока Термодинамичес- е Кельвин К К
кая температура Количество веще- N Моль moi МОЛЬ
ства Сила света J Кандела cd кд
Примечания: 1 Кроме температуры Кельвина допускается применять
температуру Цельсия (обозначение международное и русское *С). 2. Кроме основ-
ных имеются две дополнительные единицы, для плоского угла — радиан (рад),
для телесного угла — стерадиан (ср). 3 Соотношения между температурой в еди-
ницах Кельвин, Цельсий и Фаренгейт t C = t К — 273, t °C» (/ F — 32)/l,8.
Наравне с единицами СИ допущены к применению в обоснованных
случаях без ограничения срока несколько внесистемных единиц
(табл 1.2).
Производные единицы СИ образуются из основных (табл 1.3).
Десятичные, кратные и дольные единицы, а также их наименования
25
Таблица 1.2. Внесистемные единицы
Единица
Величина Наименование Обозначение Соотношение с единицей СИ
междуна- родное русское
Время Объем Масса Энергия Минута Час Сутки Год Литр Атомная единица массы Тонна Электрон-вольт min h d а 1 u t eV МИН ч сут год л а. е. м. т эВ 60 о 3-6-103 с 8,64.104 с 3.157-10’ с IO-3 м3 1,66- 10—27 кг 103 кг 1 6-10—19 Дж
и обозначения следует образовывать с помошью множителей и григта-
вок. приведенных в табл 1 4.
В табл 1 5 приведены некоторые производные единицы, используе-
мые в области ионизирующих излучений и радиационной безопасности.
В ней же даиы соотношения между единицами СИ и внесистемными
единицами активности и доз излучения, которые изъяты из употребле-
ния с 1 января 1990 г. (рентген, рад, бэр, кюри)
Имея в виду постепенный отказ, согласно РД 50-454-84, от исполь-
зования экспозиционной дозы и ее мощности до 1 01 1990 г., их значе-
ния следовало указывать во внесистемных единицах (Р, Р/с). Значения
этих величин в единицах СИ (Кл/кг, А/кг) приводить не следовало.
Единица рад определялась как поглощенная доза любого вида иони-
зирующего излучения, равная 100 эрг на 1 г облученного вещества
Таблица 13 Некоторые производные единицы
Величина Г днница
Наименование Ра «мер- ность Наименование Обозначение
междуна- родное РУСС- КОЕ
Площадь Объем Плотность Давление Работа Мощность количество элект- ричества Удельная энерго- выработка ₽j 1 PJ м 5 Квадратный метр Кубический метр Килограмм на куби- ческий метр Паскаль Джоуль Ватт Кулон Джоуль на килограмм п? т3 kg/m3 Ра J W С- J/kg м2 м3 кг/м3 Па Дж Вт Кл Дж/кг
26
Таблица 1.4. Множители и приставки для образования кратных и
дольных единиц и их наименований
Множи- тель Приставка Обозначение Множи- тель Приставка Обозначение
меж дуна- родное русс- кое междуна- родное русс- кое
Ю'8 Экса Е э ю-1 Дени <1 д
10'3 Пета Р п 10-2 Сапги с с
10'- Тера Т т Ю—з Милли m м
10» Гига G г 10-е Микро !' мк
10е Мега М м 10-е Нано п II
10я Кило 1< к 10-12 Пико р п
J02 Гекто h г Ю-Т5 Фемто f ф
10' Дека da да 10-18 Атто 4 а
Примечания: I. Процент (%), промилле (%,), миллионная доля (ррт,
млн- ) 2 Присоединение к наименованию единицы двух н более приставок под-
ряд нс допускается Например, наноианогрей следует обозначить аттогрсй (аГр).
Единица рентген определялась как экспозиционная доча рентгенов-
ского и у-излучснин, при которой сопряженная корпускулярная эмиссия
в 1 см3 сухого атмосферного воздуха производит ионы, несущие заряд
в одну СГСЕ электричества каждого знака
Экспозиционной дозе 1 Р соответствует 1/4,8-10~|0 = 2,08-109 пар
ионов Если принять среднюю энергию образования пары ионов в воз-
духе равной 33,85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р 1 см1 воздуха
передастся энер!ия, равная 2,08-109-33,85-1,6- 10-1г = 0,113 эрг, а 1 г
воздуха — 0,113/рВозл = 0,113/0,001293=87,3 эрг.
В условиях электронного равновесия экспозиционной дозе I Р со-
ответствует поглощенная доза в воздухе, равная 0,873 рад. Электрон-
ное равновесие имеет место, когда неполное поглощение энергии элек-
тронов, образованных в измерительном объеме воздуха, компенсируется
поглощением в этом объеме части энергии электронов, освобожденных
в смежных объемах.
1.3. АКТИВНОСТЬ МАТЕРИНСКОГО И ДОЧЕРНЕГО
РАДИОНУКЛИДОВ
Активность радионуклида или число /V радиоактивных атомов
нуклида в источнике уменьшается во времени по закону радиоактивно-
го распада:
<Л = yZQexp (— л/) = <^оехр(— О.бЭЗ//?'!^);
N = Л'оехр(—А/) = Л’оехр(—0,693//Г]/2), (1.1)
где л/о, Ао—активность радионуклида и число радиоактивных атомов
в источнике в начальный момент времени соответственно, А — постояи
ная распада; и s4-a=Na'k.
Массу т в граммах радионуклида активностью в беккерелях
или кюрн без учета массы неактивного носителя можно рассчитать со-
27
Таблица 1.5. Производные единицы СИ, используемые в дозиметрии ионизирующих излучений,
_____________________и их соотношения с внесистемными единицами
Величина и ее символы Гднница СИ и ее обозначение Внесистемная единица и ее обозначение Соотношение между единицами
междх'н 1- родное русское обозначение и название междуна- родное русское обозначение и название
Активность st- Bq Бк — беккерель а Ки — кюрн 1 Бк=1 расп./с=2,7Х Х10-" Ки 1 Ки=3,7-10’° Бк
Поглощенная доза D Gq Гр — грей rad Рад — рад 1 Гр= 1 Дж/кг=100 рад 1 рад=10~2 Гр
Эквивалентная доза Н Sv Зв — зиверт rem Бэр — бэр 1 Зв=1 Гр//г=1 Дж/кг/ /£=100 рад/&=100 бэр 1 бэр = 1 рад/А = 1X Х10-2 Гр/£= 1 -10-= Зв
Экспозиционная доза X С/kg Кл/кг — кулон на килограмм R Р — рентген 1 Кл/кг-= 3,88 • 103 Р 1 Р=2,58-10~4 Кл/кг
Гамма-постоянная радиону- клида —- г — Р- см2 ч-мКи 1^=0,152^2 ч•мКн с • Бк
Керма-постоянная радио- нуклида Га Gq-m2 s- Bq Гр-м2 с-Бк — — , аГр м2 п Р-см2 1 — 6,о54 C-Бк ч мКи
Керма-эквивалент источни- ка Ко Gy-m2 8 Гр-м2 С — — 1 нГрм2/ся=2 мг-экв Ra
Миллиграмм-эквивалент М — — — мг-экв. Ra — мил- лиграмм-эквива- лент радия 1 мг-экв—0,5 нГрм2/с
Примечание. Определение поглощенной, эквивалентной н экспозиционной доз дано в разд 1.12. керма-постоянной
керма эквивалента — в разд. 1.1.3.
ответственно по формулам:
т = а( ЛТ1/2 т = а^АТ^^Л-, (12)
^ = 61лМ7'1;2; ^=Ь2т!АТ}Ъ (1.3)
где А — атомная масса; Тц2 — период полураспада; Ль &i, а2, b2— конс-
танты, зависящие от единиц, в которых выражается Ту2 и А (табл.
1,6); Oi и bi используют, если — активность выражена в беккерелях,
а2 и Ь2 — в кюри
Таблица 16. Константы для вычисления активности или массы
радионуклида [28]
Конс- танта Т1/2
С мин 1 4 сут | ГОД
<0 2,40-10-24 1,44-10—22 8,62-10—21 2,07-10—1Э 7,56-10-1’
а2 8,86-10-“ 5,32-10-12 3, 9-10-10 7,66-10-» 2,80-10-»
bi 4,17-102-1 6,94-1021 1,16-1020 4,83-Ю18 7,32-10“
ь2 1,13-10“ 1,88-10“ 3,13-10» 1,30-10» 3,57-105
Если в начальный момент времени t—0 имелся материнский радио-
нуклид, характеризуемый числом радиоактивных атомов ,Vrj и актив-
ностью .tfru, то число Nj дочерних радиоактивных атомов и их актив-
ность NjXf в цепочке радиоактивного распада из п последовательно
распадающихся нуклидов с постоянными распада Ль Л2, Л/,..., Лп в за-
висимости от времени t можно рассчитать по формулам:
bl i— bl Qi exp ( А, /); = Л П1 Лг, e^i — Ь1г Л] — ^oi exp (— 0>
N2 = . [exp(— Л10 — exp (— Л2/)]Л’О1;
Aj — Aj
e/^2 ~ bl2 A2i
N , . Г exp(—AJ) exp(—Л2/)
L(A2— Aj) (Aj — Xj) (Aj—Л2)(Л3— Л2)
ехр(—Л3/) 1
(Aj —Л3)(Л2 —Л3) J 01’
Г ехр(— Л, I)
Nn = Л, Х2 An_t ------ Р 1 + ..
ЦЛ2 — Al) (Аз — -.(Лп —Aj)
_________ехр (— Лл I)__________1 .
(А, — Лп) (Л2 — Лп).. .(Ап_1 An) J
= .VnAn, (14)
где индекс / указывает на место дочернего радионуклида в цепочке
распада, начиная с материнского нуклида, а (п—1) — число дочерних
нуклидов в цепочке распада.
29
1.4. РАСЧЕТ АКТИВНОСТИ ИСКУССТВЕННЫХ
РАДИОНУКЛИДОВ
Во многих случаях требуется рассчитать активность искусственного
радионуклида, полученного из исходного элемента путем активации его
в потоке нейтронов [261
Если исходный нуклид нерадиоактивен и можно пренебречь «вы-
горанием» его атомов в процессе облучения, а также изменением плот-
ности потока, вследствие поглощения и рассеяния нейтронов на этих
атомах, то активность в беккерелях определяется по формуле:
«4= I — ехр (—АТ)[ехр(—А/), (15)
А
где р—относительное содержание облучаемого изотопа в химическом
элементе; о — сечение активации нейтронами с данной энергией Е,
см2/атом; ф— плотность потока нейтронов, нейтр/(см2-с); А д_число
Авогадро; А— атомная масса облучаемого нуклида; т — масса облу-
чаемого образца, г, А — постоянная распада получаемого радионукли-
да, с-1; Т —время облучения, t — время после облучения
В некоторых случаях необходимо рассчитать активность искусст-
венного радионуклида, который является дочерним продуктом распа-
да материнского искусственного радионуклида, образовавшегося в ре-
зультате активации начального (исходного) нуклида
Если исходный облучаемый изотоп радиоактивен и взаимодейству-
ет с нейтронами с сечением активации <ть то число атомов исходного
изотопа Na будет убывать с течением времени облучения Т по закону:
Ny= Л'„| ехр(— Л! Г),
где Л| = А1 + <ра1; Na — PNjxmlA, ф<т,— постоянная «выгорания» исход-
ного изотопа
Образование числа атомов материнского искусственного радионук-
лида А2 и их накопления с учетом постоянных распада А2 п «выгора-
ния» фа2 можно рассчитать по формуле
N = фо, А01 |схр (_ Л1 У) _ ехр (_ л2 (16)
Д2 — Л!
где Л2=А2Ч-ф<т2
Если исходный изотоп нерадиоактивен и его выгоранием можно
пренебречь (Ai = 0), то формула (1 6) переходит в формулу (1 5)
Образование числа атомов дочернего изотопа Л\ из исходного че-
рез материнский Л’2 с учетом его распада А3 и выгорания фаз можно
рассчитать по формуле:
[ ехр(—Л, Г)
А3 = А2 фо1 ЛП] F
L (Аг —* Aj) (Ag — Ар
, ехр(А2 7')__________схр(— Л3 Т) j
(Л, — Л2) (А, — Л2) (Л] — Лэ) (Л2 Ля) J
где Лз=А3 + фОз
Активность материнского и дочернего изотопов вычисляется по со-
отношениям. j^2=A2a2 и ^ч=АяА3.
30
Активность по этим соотношениям вычисляется при непрерывном
облхчении в течение времени Т.
Если облучение происходит дискретно, например, несколько часов
в сутки (Л,) и только несколько раз в неделю (/„), то следует внести
поравку на дискретность облучения.
_ Г ехр (Х*/ч — 1) 1 |ехр (X*/,,-24) — 1]
^дискр-^непр^ ехр(А*24_1) J [exp(V.7.24)-l] ’ 1 '
где 24 — число часов в сутках; 7 — число дней в педеле; X* — постоян-
ная распада полученного изотопа в часах. Если Х*-7-24<С1, ^дяскр=
J7llt.np(7//*), где t* — календарное время с момента начала и до мо-
мента окончания облучения.
В работе [26] приведены результаты расчетов по программе
ISOTOP образования 50 «целевых» радионуклидов, имеющих примене-
ние в народном хозяйстве, медицине и науке (14С, “Na, 6uCo, 1I0Tm,
237Хридр). Каждому радионуклиду, получаемому облучением в реак-
торе «стартового» нуклида, отведен отдельный параграф. Приводятся
число ядер и удельная активность целевого нуклида в зависимости от
значений плотности потока тепловых нейтронов и времени облучения,
период полураспада, тип распада и Энергия излучения при распаде це-
левого радионуклида.
1.5. КЕРМА-ПОСТОЯННАЯ И КЕРМА-ЭКВИВАЛЕНТ
Для решения многих задач необходимо знать дозовые характерис-
тики поля фотонною излучения радионуклидов
В этих случаях источники сравнивают по мощности воздушной кер-
мы, создаваемой у излучением, с учетом их керма-постояпной (см разд.
1 1 3).
Полная керма постоянная Гв выражается в аГр-м’(с-Бк), опреде-
ляется как сумма дифференциальных керма-постоянных и рассчитыва-
ется по формуле
г _V EiWr.ni 1.6.10-13.1018 _.,7„Vr ,
Гф — ----------— -------------- 12 750 nt —
i i
= ^гй1, (T9)
где 1,6'10“13 — коэффициент перевода 1 МэВ в джоули, Дж/МэВ; Е(,.
л., Hrr.mf —выражены в МэВ, фотон/расп , м2/кг соответственно; 101’ —
коэффициент пересчета 1 Гр в аттогреи, Г^ — дифференциальная керма»
постоянная
Во внесистемных единицах гамма постоянная радионуклида вычис-
ляется по формуле:
Г-3 7 in. V п‘ 1 ’6- 10-fi-3600
jbJ 4л 87,3
i
= 194,5 2 ,пг = 2Гг, <» W)
i I
где 3,7-Ю7 — число распадов в секунду, соответствующее активности
31
1 мКи, расп/(c-мКи); ц-я — массовый коэффициент поглощения фо-
тонов i энергетической группы в воздухе, см2/г, 1,6-10~5 — коэффици-
ент перевода 1 МэВ в эр1, эрг/МэВ; 3600 — число секунд в часе; 87,3 —
энергетический эквивалент 1 Р в воздухе, эрг/(г-Р); Е<—энергия фо-
тонов, МэВ, i-й энергетической линии спектра с квантовым выходом т,
фотон/расп ; Г,—дифференциальная гамма-постоянная
Из формул (19) и (110) видно, что между Гя и Г< имеется прос-
тое соотношение
г / _a..£p-.^LV ^Ё1Г( (11))
6 ' с-Бк / (1 —g) 1 .ч-мКи /’
где (1—g) =ц(-п,тг./ц<г,т ; 1, так как для воздуха g»0,01 для фотонов
с энергией от 0,01 до 5 МэВ,
Дифференциальные и полные керма постоянные около 120 наи-
более широко используемых на практике радионуклидов даны в табл.
1 7. В столбцах энергии фотонов и их выхода па распад приведены зна-
чения только тех линий, которые дают наибольший вклад в керма по-
стоянную. После горизонтальной черты для каждого нуклида даны
полный квантовый выход фотонов всех энергий Ytii в процентах и пол-
ная керма-постоянная от всех без исключения квантов испускаемых
радионуклидом У некоторых радионуклидов существенный вклад в кер-
ма-постоянную вносит рентгеновское КА'-излучение Оно возникает при
распаде ядер путем /7-захвата (захват ядром электронов с К-оболочки
атома) и последующем заполнении /7-оболочки электронами верхних
оболочек атома.
Для таких нуклидов в табл. 1.7 приведены значения энергии излу-
чения, если она превышает 30 кэВ Фотоны с энергией jtenee 30 кэВ не
имеют практического значения для керма постоянной вследствие значи-
тельного самопоглощения' в материале источника Значение энергии
0,511 МэВ означает, что эти фотоны возникли в процессе аннигиляции
позитрона и электрона при 0+-распаде (два фотона на один пози-
трон)
Посколькт Y'H4J,y4a,0UlHe радионуклиды редко используют в от-
крытом виде, а чаще всего помещают в различные ампулы, емкости
или блочки, стенки которых ослабляют у излучение, необходимо знать
керма-постоянную источника после фильтрации у излучения
Керма постоянные после фильтров различной толщины рассчиты-
вают по формуле
т т
Гб (d, Л — 2 ехР(— И/ di ’ Z) = S Гл; хдг , 12)
/=1
где d,—толщина фильтра из материала с атомным номером Z. см;
Hi — линейный коэффициент ослабления узкого пучка фотонов в мате-
риале фильтра, см-1; Sn(£., d,-, Z) —дозовый фактор накопления
поглощенной в воздухе энергии для барьерной геометрии (см разд 5.1);
хд,=ехр(—p,di)Bu — величина обратная дозовой кратности ослабле-
ния; т — число фотонов разных энергий в энергетическом спектре ра-
дионуклида
В табл 5 3 приведены рассчитанные но этой формуле .значения хд<
для фильтров из свинца, железа и алюминия различной толщины Дан-
ные для алюминиевых фильтров могут быть использованы для фильтров
из стекла с пересчетом плотности. Из табл 1.7 видно, что керма-
постоянная 22,Ra в равновесии с основными дочерними продуктами рас-
32
Таблица 1.7. Дифференциальные и полные керма-постояиные
и гамма-постояиные некоторых радионуклидов* [27]
Нуклид, период полу- распада Энергия фо- тонов, МэВ Квантовый выход на распад, % Керма-посто янная*ф. аГр м’//с Бк) Гамма-пос гоян- ная**, Р см1/ /(« • мКи)
0,47 10,3 1,861 0,284
53,3 сут
0,51 199,6 38,500 5,879
9,9 мин
18 N 8,87 0,08 0,134 2,04—2
/ 7,11 5,0 7,091 1,082
7,11 с 6,13 69,0 88,0 13,42
2,75 1 0,734 0,112
1,90 0,03 0,017 2,62—3
1,72»** 0,1 0,053 8,15—3
75,21 95,95 14,64
2,19 0,5 31,65 4,83—2
z, 17 с 0,87 3,1 0,969 0,148
3,6 1,284 0,196
1,56 1,44 0,714 0,109
О 1,45 3,12 1,468 0,224
26,9 с 1,36 55,4 24,93 3,804
0,19 95,6 6,311 0,963
158,87 33,68 5,14
17f 9^ 0,51 200 38,60 5,890
67,5 с
18f 9Г 0,51 193,4 37,29 5,69
109,8 мин
1,27 99,95 42,71 6,518
181,1 34,95 5,333
2,6 года 0,511 281,2 77,67 11,851
24 МЯ 3,86 0,06 0,055 8,5—3
И Na 2,75 99,87 73,69 11,24
3-722
33
Продолжение табл. 1.7
Нуклгд, период полураспада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад, % Керма-пос тоян- ная**, аГр м1/ /<с Бк) Гамма-постоян* ная**, Р . см1/ / (я . мКи)
99,99 45,11 6,884
15,0 ч 1,36 1 —
199,92 118,8 18,13
27,. 12 Mg 1,01 28,5 10,17 1,552
9,46 миг 0,84 71,5 21,82 3,330
0,17 0,77 0,042 6,51—3
100,77 32,03 4,888
27 Мст 12 1,62 0,29 0,15 2,26—2
1,58 4,7 2,37 0,362
20,94 ч 1,37 4,7 2,12 0,324
1,34 54,0 23,99 3,664
0,94 35,9 12,03 1,838
0,40 35.9 5,37 0,820
0,03 95,0 5,00 0,764
231,0 51,14 7,808
28 А1 13 А| 1,77 103 54,68 8,349
2,24 мин
38q 16° 2,75 1,6 1,179 0,18
2,16 54,5 34,21 5,22
2,87 ч 1,94 85,2 49,54 7,56
2,2 1,186 0,181
1,74 II
143,67 86,19 13,152
й». 1,67 0,05 0,(26 4,00—3
99,1 42,86 6,54
1,83 ч 1,29 99,15 42,86 6,54
40 „ 19 К (f,46| 10,7 5,07 0,774
1,28-10* лет J - w 1
42 „ 1,52 17,9 8,762 1,337
19 1,02 0,02 7,14-з 1,09—3
12,36 <. 0,89 (',05 0,016 2,51—3
0,31 0,33 0,037 5,76—3
18,37 8,861 1,352
34
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полураспада Энергия фотонов, МэВ Кваиторый выход на распад. % Керма-постоян- ная**, аГр м’/ /(с • Вк) Гамма-постоян- ная**, Р . см*/ / (я мКи)
ifg К 0,61 71,80 16,533 2,525
119 0,59 8,90 1,971 0,301
122,64 ч 0,39 9,78 1,454 0,222
89,7 12,406 1,894
X ,0/ 191,72 33,915 5,178
£са 1,29 75 32,49 4,958
20 0,80 6,8 2,00 0,305
4,55>оут 6,8 1,258 0,192
0,48
88,93 35,84 5,469
$Са 4,07 7,0 6,724 1,026
20 3,08 92,1 73,28 11,18
8,72 мин 0,49 0,327 4,99—2
2,37
101,04 81,11 12,37
46 Sc 21 1,12 100 38,64 5,896
100 31,93 4,872
83,8 сут 0,88
200 70,57 10,76
44 т. 22 11 0,078 96,2 2,228 0,340
91 2,018 0,308
47,3 года 0,067
203,4 4,253 0,649
0,511 172 33,19 5,065
£2 174,77 33,30 5,082
3,09 ч
48 23 v 2,24 2,4 1,540 0,235
1,31 98 42,84 6,537
1,97 сут 0,98 100 34,77 5,306
0,94 8,00 2,687 0,410
0,511 99,6 19,22 2,933
319,08 101,5 15,498
61 Сг 24 Сг 0,32 9,83 1,153 0,176
22,6 0,571 8,72—2
27,73 сут 0,049
32,43 1,690 0,258
Йо 5$ мп 1,43 100 46,75 7,134
1,33 5,1 2,254 0,344
3*
35
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полураспада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад, % Керма-постоян- ная**, аГр • м1/ /(с Бк) Г амма-постоян" иая**, Р • см*/ /(ч • мКи)
5,67 сут 1,24 4,7 1,972 0,301
0,93 94 31,36 4,786
0,84 85 23,20 3,54
55 10,61 1,62
0,511 1
366,8 117,7 17,97
SMn 0,83 99,9 30,24 4,614
Я19 .4 ovt
25Mn 2,52 1,0 0,694 0,106
2,57 ч 2,11 14 8,638 1,318
1,81 27 14,94 2,28
99 30,31 4,626
42,25 55,49 8,468
59Fe 26 1,29 44,1 19,05 2,907
55,5 21,12 3,223
45,1 сут 1,09 103,88 40,48 ' 6,177
55Гп 1,4 16,5 7,615 1,162
27е0 1,37 3 1,356 0,207
17,54 ч 1,31 7,1 3,113 0,475
0,93 75,0 24,93 3,805
153,8 29,68 4,529
0,511 1
291,51 72,38 11,045
56г 3,45 0,875 0,753 0,115
27Со 3,27 1,75 1,448 0,221
78,5 сут 3,25 7,41 6,121 0,934
3,20 3,04 2,483 0,379
3,01 1,01 0,793 0,121
2,59 16,9 11,9 1,830
2,03 7,89 4,745 0,724
1,77 15,7 8,559 1,306
1,36 4,33 1,946 0,297
1,23 67,6 28,25 4,311
1,17 2,28 0,917 0,140
1,03 14 5,092 0,777
0,84 100 30,62 4,673
48 9,267 1,414
0,511 ' —
321,39 117,51 17,931
36
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, Энергия Квантовый Керма-постоян- Гамма посто-
период полу- фотонов. ВЫХОД НА ная**, аГр«м»/(С‘Вк) явная**.
распада МэВ распад, % Р см’/рьмКи)
57- 0,69 0,156 0,039 6,09—3
27Со 0,13 11,1 85,2 0,462 7,06—2
271,4 сут 0,12 3,113 0,475
0,014 9,7 2,942 0,449
0,006 55,8 — —
160,186 6,554 1,00
58- 27Со 0,81 99,45 29,32 4,474
70,78 сут 0,511 30,0 5,579 0,884
251,16 44,06 6,724
60— 1,33 99,98 44,21 6,746
27Со 1,17 99,87 40,02 6,107
5,272 года 0,007 0,011 —
199,875 84,23 12,853
5(5* Tj 28N1 1 ,!>& 15 1,14 1
0,81 87 25,67 3,918
6,1 сут 0,75 48 13,21 2,017
0,48 38 6,907 1,054
0,26 39 3,768 0,575
0,15 98,7 4,948 0,755
30,8
0,007
356,5 61,93 9,45
65.,. 28NI 1,48 25,9 12,40 1,892
1,11 15,2 111,0 16,95
2,52 ч 0,50 0,35 0,066 1,02—2
0,36 4,8 0,650 9,93—2
47,83 19,72 3,01
S* 1,34 0,55 0,245 3,74—2
12,71 ч 0,511 37 7,149 1,09
51,5 7,385 1,127
67- 29^11 61,88 ч 0,18 47 2,853 0,435
24,1 0,454 6,93—2
78,73 .”,617 0,552
65- 30Zn 1,11 50,6 19,48 2,97 <
244,1 сут 0,511 2,82 0,543 8,3—2
88,62 20,02 3,056
37
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад. % Керма-посто- янная**, аГр м’Лс • Бх) Гамма-посто- янная**, р-см*/(ч .мКя)
74. 0,63 15,0 3,552 0,542
33As 0,59 59,5 13,28 2,027
17,78 сут 0,511 59 151,43 11,39 28,50 1,738 4,349
76. 1,21 4,11 1,690 0,258
0,65 5,94 1,441 0,22
26,32 ч 0,55 42,8 65,39 8,998 16,66 1,373 2,542
73 - 0,511 121 23,35 3,563
34^ 0,36 94,9 12,67 1,934
7,1 ч 0,06 69,2 1,520 0,232
316,34 53,36 8,143
75с 0,40 12 1,795 0,274
0,27 25 2,523 0,385
118,45 сут 0,26 59,5 5,623 0,858
0,13 56,5 232,7 2,379 42,22 0,363 6,442
82п 1,31 26,9 11,79 1,799
35Вг 1,04 27,4 10,00 1,527
35,3 ч 0,82 24 13,04 1,099
0,77 83,5 23,67 3,613
0,69 28,6 7,379 1,126
0,61 -3,1 9,969 1,52
0,55 70,8 314,21 14,75 87,11 2,251 13,292
85m,» 36 Кг 0,30 14,1 1,55 0,238
75,3 3,57 0,545
0 15 в—**—
4,48 ч 95,34 7,353 1,122
?fiKr оо 0,51 0,435 0,084 1,29—2
10,71 года 87^, 2,55 13 9,090 1,387
36Кг 2,01 2,89 1,723 0,263
76,31 мин 1,74 1,98 1,068 0,163
0,84 7,25 2,215 0,338
0,40 48,3 80,531 7,143 24,38 1,09 3,72
38
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад, % Керма посте- явная**, аГр-м*/(с Бк) Гамма-посто- янная**, Рсм*/(чмКи)
88к. 2,39 37,8 25,Я 9 3,874
2,84 ч 2,23 3,6 2,307 0,352
2,19 14,4 9,444 1,441
2,03 9,6 5,767 0,88
1,52 11,3 5,544 0,846
0,83 13,0 3,932 0,600
0,19 37,8 2,477 0,378
160,46 63,60 9,705
Цкг 3,71 0,94 0,852 0,130
3,07 мин 3,53 1,5 1,310 0,200
3,36 1,2 1,009 0,154
3,14 1,2 0,963 0,147
2,86 2,0 1,523 0,231
2,1 1,1 0,675 0,103
2,01 1,8 1,074 0,164
1,9 1,2 0,688 0,105
1,69 4,9 2,588 0,395
1,53 9,5 4,666 0,712
1,32 3,4 1,494 0,228
1,11 1,9 0,734 0,112
0,90 8,1 2,621 0,400
0,73 4,7 1,271 0,194
0,58 24,9 5,446 0,831
0,49 7,5 1,409 0,215
0,22 22,5 1,710 0,261
184,05 64,50 9,842
37Rb 1,07 8,76 3,277 0,500
18,66 сут 2,67 2,58 1,867 0,285
& 1,83 23 12,87 1,964
17,8 мин 11,6 3,735 0,57
0,89
37Rb 40,772 20,73 3,163
3,50 1,3 1,127 0,172
15,4 мин 2,70 2,3 1,677 0,256
2,19 15,2 9,634 1,470
2,00 2,6 1,546 0,236
0,53 2,8 1,376 0,210
1,24 46,7 19,64 2,997
1,03 64,1 23,20 3,540
0,94 10,1 3,408 0,520
10,9 2,660 0,406
0,65 172,93 74,45 11,360
39
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад, % Керма-посто- янная**, аГр-м*/ (с - Бк) Гамма-посто- янная**, Р'см’/ (чмКи)
i5Sr ?8ЬГ 0,51 99,28 19,25 2,94
64,73 сут
92с 1,37 90 40.61 6,20
0,44 4 0,66 0,101
2,71 ч 97 41,52 6,34
t8v 391 1,83 99,6 55,67 8,50
95,1 30,58 4,67
1С6,6 сут 0,89 257,0 105,32 16,08
91 v 1,48 0,17 0,081 24—2
ЗУ 0,3 0,123 1,88—2
58,51 сут 1,21 0,47 0,204 3,12—2
93v 39 ‘ 1,91 1,67 0,963 0,147
7 0,668 0,102
10,1 ч 0,26
12,89 3,185 0,486
ci 8Sr+ 1,02 0,92 36 4,2 12,94 1,389 1,975 0,212
• 39 1 0,74 25 6,881 1,05
9,75 ч 0,65 11,3 2,746 0,419
(49,7 мив) 0,55 63 13,10 2,0
149,24 39,86 6,087
^Zr+ 4(рг^ 0,75 55,4 15,36 2,345
95/п.т. 0,72 43,7 11,64 1,777
41 Nb 99,83 27,12 4,139
(64,05 сут, 3,61 cjt)
У/7 । /8Zr + 1,75 1,37 0,740 0,113
S7m,. 41 Nb 1,14 2,69 1,061 0,162
0,74 92,5 25,23 3,851
5,15 0,989 0,151
17 ч (1 мии) 0,50 117,54 31,97 4,879
0,23 25 2,044 0,312
3,6’ сут
95... 41Nb 0,99 76,43 27,97 4,269
34, сут
40
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распада овергия фотонов, МэВ Квантовый выход иа распад, % Керма-посто- янная**, аГрм,/(с*Бк) Гамма посто- янная**, Р-см’/(чмКи)
1,02 1,1 0,393 6,0—2
72,1 мин 0,65 98 23,95 3 ,655
99,88
24,61 3,756
0,77 4,45 1,264 0,193
66,02 ч 0,73 12,8 3,473 0,530
(6,0 ч) Л 14 89,8 3,866 0,590
127,08 70,97 1,675
101 м„ 42 Мо 2,08 16 9,765 1,49
14,62 мин 1,66 3 1,559 0,238
1,56 11 5,472 0,835
1,38 9 4,089 0,624
1,28 3 7,284 0,196
1,18 11 4,430 0,676
1,02 25 8,965 1,368
0,191 21,3 1,350 0,206
192 57,41 8,761
^Тс 431С 1,54 100 49,29 7,522
4,4 мин 0,79 100 28,81 4,396
0,511 184 35,51 5,419
0,33 83 10,02 1,53
0,24 14,5 1,219 0,186
0,14 75 3,237 0,494
594,2 133,0 20,3
101 Тп 43 То 0,54 4,8 0,983 0,150
14,2 мин 0,30 90,0 10,08 1,538
103„ , 44Ru+ 101,15 11,86 1,810
0,61 5,85 1,337 0,204
+L<mRh 0,49 90,0 16,90 2,58
1 u. 39,35 сут (56,1 мин) 106,22 19,54 2,982
m5ru+ 0,72 49 13,03 1,99
+ 25mRh 0,67 16,7 4,12 0,63
0,46 17,5 3,07 0,47
44,4 4(45 с) 0.31 11,7 1,31 0,20
150,6 30,58 4,67
41
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, Энергия Квантовый Керма-пос то Гамма-посто-
период полу фотонов, выход на янная**. янная**.
'распаде МэВ распад. % аГр-м’/(с Бк1 Р-см*/(ч мКн)
}>+ 1,12 0,39 0,151 2,31—2
106 г,. 1,05 1,48 0,543 8,29—2
+45Rh о;б2 9,94 2,307 0,352
368 сут 20,6 3,984 0,608
(29,9 а) 0,51
94,23 7,550 1,152
195Rh 0,31 19,1 2,228 0,340
45 25,22 2,896 0,442
35,36 ч
47°mAg 1,50 14,5 70,25 1,072
250,4 сут 1,47 4,5 2,149 0,328
1,38 26,8 12,20 1,862
0,93 32,4 10,82 1,652
0,88 76,4 24,27 3,704
0,81 7,1 1,110 0,322
0,76 21,3 5,957 0,909
0,70 15,6 4,063 0,620
0,68 7,1 1,802 0,275
0,67 12,7 3,191 0,487
0,65 94,2 23,03 3,514
0,62 2,5 0,578 8,83—2
2,8 0,472 7,21—2
0,44
32<Г, 88 100,9 15,41
ШАЯ 47 0,34 8 1,009 0,154
7,45 сут 1,2 0,103 1,58—2
0 24
9; 75 1,153 0,176
0,72 3,5 0,937 0,143
+Й4Ш 0,55 3,57 0,747 0,114
49,51 сут 0,19 16,7 1,068 0,163
(71,9 с) 61,42 6,226 0,95
49 1п 2,11 18 11,10 1,694
54,15 мив 1,75 1,7 0,917 0,140
1,50 13 6,311 0,963
1,29 82 35,45 5,409
1,09 52 19,76 3,015
0,81 15 4,463 0,681
33 5,151 0,786
221,16 83,62 12,76
42
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад. % Керма посто- янная**, аГр м*/(с-Вк) Гамма-посто- янная**, Р • см»/ (ч • мКи)
5O3sn+ 0,39 64,2 9,372 1,430
+U3mln 0,25 1,5 0,135 2,07—2
49 96,1 8,808 1,344
115,2 сут 0,024
(99,4 мин) 161,85 18,32 2,796
124q« 51 Sb 2,09 5,61 3,434 0,524
60,2 сут 1,69 49,0 25,85 3,945
1,43 1,02 0,477 7,29—2
1,36 2,36 1,061 0,162
1,04 1,85 0,675 о.юз
0,72 11,3 3,008 0,459
0,60 98,3 22,17 3,384
0,38 0,026 4,00—3
0,028 1
190,58 63,05 9,621
131 mT 52 1,20 8,2 3,35 0,512
30 ч 1,12 10,3 3,98 0,609
0,85 18,1 5,56 0,850
0,79 11,2 3,24 0,495
0,77 32,7 9,24 1,412
67,2 3,15 0,482
0,14
127,8 15,58 2,38
13U 52 1е 1,14 5,6 2,202 0,336
25 мин 0,99 3,6 1,264 0,193
0,94 2,2 0,740 0,113
0,60 4,8 1 , С81 0,165
0,49 5,1 0,950 0,145
0,45 17,9 3,047 0,465
0,14 67,2 3,159 0,482
12,5 0,773 0,118
0,029 —1 I
127,8 15,62 2,384
132т . 132. 52 Те+бЗ 1 1,92 1,22 0,707 0,108
78,4 ч 1,44 1,46 0,688 0,105
(2,30 ч) 1,39 7,3 3,349 0,511
1,37 2,5 1,127 0,172
1,29 2,0 0,865 0,132
0,95 18,5 6,272 0,957
0,81 5,8 1,710 0,261
0,77 78 22,04 3,364
0,72 6,7 1,795 0,274
43
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад, % Керма-посто- янная**, аГр-м*/(с’Бк) Гамма-посто- янная**, Рсм*/(ч«мКи
0,66 111,8 27,71 4,229
0,52 16,5 3,257 0,497
85 8,061 1,23
0 22
476,6 95,30 14,541
132те 52 1е 0,22 85 6,704 1,023
78,2 ч 71 4,397 0,671
0 029
173,6 11,55 1,763
133Те 52 1е 1,88 1,45 0,825 0,126
12,45 мин 1,71 3,5 1,867 0,285
1,33 10,2 4,515 0,689
1,02 9,2 3,781 0,577
0,93—0,47 22,7 5,898 0,900
0,40 30,8 4,699 0,717
72,5 8,271 1,262
0 31 I
161,51 33,57 • 5,123
,34Те 52 1е 0,76 27 7,571 1,156
41,8 мин 0,43 18 2,940 0,449
0,27 20 1,997 Q.305
18 1,067 0,163
0 18
194,9 28,053 4,283
125, 53 1 0,035 6,7 0,285 4,36—2
59,89 сут 139 9,601 1,465
0 028
145,7 9,889 1,509
129, 53 1 0,039 8,01 0,250 3,82—2
1,574-7 лет 0,034 12,73 0,574 8,76—2
57,82 3,322 0,507
0 029 —
78,56 4,148 0,633
131, 53 1 0,72 1,63 0,433 6,62—2
8,94 сут 0,63 6,9 1,631 0,249
0,36 82,4 11,10 1,695
3,2 0,176 2,69—2
0,030
103,68 14,13 2,156
44
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад. % Керма-посто- янная**, аГр«м*/(с Бк) Гамма-посто- янная**, Р см*/(ч мКн)
132. 53 1 1,92 1,2 0,694 0,106
2,3 ч 1,44 1,42 0,668 0,102
1,13 3,0 1,173 0,179
0,95 18,0 6,101 0,931
0,81 5,6 1,651 0,252
0,77 76,0 21,48 3,278
0,63 13,7 3,218 0,491
0,52 16,1 3,178 0,485
0,50 5,0 0,956 0,146
133, 53 1 298,8 82,51 12,59
1,29 2,1 0,911 0,139
20,8 ч 0,87 4,3 1,356 0,207
0,52 85 16,97 2,59
0,030 0,7 0,038 5,89—3
«II.
134, 53 1 101,9 22,02 3,36
1,8 5,76 3,185 0,486
52,6 мин 1,74 2,87 1,546 0,236
1,61 4,59 2,339 0,357
1,45 2,7 1,278 0,195
1,13 8,15 3,185 0,486
1,07 14,95 5,584 0,852
0,88 65,1 20,68 3,156
0,84 95,6 29,27 4,467
0,67 7,49 1,880 0,287
0,54 7,54 1,533 0,234
0,43 4,24 0,688 0,105
0,030 2,5 0,137 2,1—2
~|
302,6 91,10 13,90
135, , 53 1ф 1,79 8,35 4,387 0,700
Ч-^Хе 1,70 4,32 2,293 0,350
1,67 10,0 5,249 0,801
6,61 ч 1,26 29,4 12,45 1.9
• 1713" • 2272 * 8,651
1,12 3,91 1,513 0,231
1,03 7,8 2,837 0,433
0,83 5,99 1,815 0,277
0,54 6,39 1,310 0,200
0,52 11,4 2,261 0,345
0,030 2,4 0,132 2,02—2
146,7 55,31 8,44
45
Продолжение табл 1.7
Нуклид, период полу- распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад, % Керма-посто- янная**. аГр м*/(с Бк) Гамма-посто- янная**, Р‘см*/(ч мКн)
133тХе 0,23 10,3 0,С83 1,27—2
2,19 сут 0,030 56,8 3,132 2 .478
g3Xe 67,1 3,218 0,491
0,080 36,3 0,943 0,144
5,24 сут 0,031 47 2,359 0,360
1^5/пХе 83,5 3,309 0,505
0,52 80 15,87 2,422
15,65 мии 0,030 14 0,773 0,118
'35Хе 94 16,64 2,54
0,24 90,5 7,976 1,217
9,08 ч 0,031 0,6 0,030 4,6—3
94,3 8,670 1,323
137Хе 54 Ле 0,45 30 5,157 • 0,787
3,83 мин 0,031 0,025 0,001 1,9—4
54 Ае 33,4 6,698 1,022
2,0 11,2 6,681 1,020
14,3 мин 1,76 16,6 9,039 1,380
0,43 20,2 3,47 0,530
0,25 32,5 2,97 0,454
124,7 34,243 5,228
>34Сз 1,36 3,20 1,441 0,220
2,06 года 1,16 1,88 0,747 0,114
0,80 8,8 2,569 0,392
0,79 85,1 24,68 3,766
0,60 97,54 22,07 3,368 >
0,56 23,4 4,981 0,760
0,032 0,83 0,395 6,03—2
223,2 57,17 8,724
1,23 20,4 8.508 1,299 '
. 136mn 1,04 80,0 29,298 4,473
+56 68 0,81 99,5 29,540 4,510
12,9 сут 0,34 42,8 5,351 0,817
(0,3 с) 0,27 11,2 1,093 0,167
12,5 0,713 0,109
302,8 75,92 11,592
46
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, Энергия Квантовый Керма посте- Гамма-посто*
период полу* фотонов, выход на яннан**. янная**.
распада МэВ распад, % аГр м*/(с Бк) Рсм’/Сч-мКи)
137 г-1 55 Cs+ 0,66 85,1 20,92 3,192
. 137mR +б6 В 0,032 6,92 0,329 5,03—2
30,17 года 92,02 21,24 3,242
1.2,55 .мин)
0,35 61,6 8,102 1,237
10,5 года 0,32 18,6 2,05 0,313
0,08 32,5 0,772 0,118
257,3 19,230 2,936
139Ва 56 Ы 1,42 0,309 0,143 2,19—2
84,9 мин 0,16 22,6 1,205 0,184
0,034 4,5 0,203 3,1—2
00 27,49 1,592 0,243
0,53 23,8 4,817 0,735
12,78 сут 0,02 13,1 0,720 0,110
0,034 1,24 0,055 8,5—3
54,21 7,497 1,144
140La 57 2,52 3,44 2,392 0,365
40,22 ч 1,59 96,47 48,30 7,37
0,92 9,3 3,073 0,469
0,86 5,35 1,671 0,255
0,81 22,52 6,678 1,019
0,75 4,22 1,166 0,178
0,48 43,43 7,995 1,22
0,32 18,5 2,234 0,'41
0,035 2,38 0,110 1,68—2
14,La 57 211,3 75,22 11,477
1,37 2 0,904 0,138
3,93 ч 0,14 49,0 2,208 0,337
“‘Се 0,036 16,6 0,626 9,56—2
ОС 32,5 сут 65,6 2,837 0,433
‘43Се 58 W 0,72 5,04 13,37 2,04
33 ч 0,66 5,16 1,271 0,194
0,036 62 2,339 0,357
1 » -II 1-
134,4 11,16 1,703
47
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, Энергия Квантовый Керма пост© Гамма-посто-
период полу- фотонов. выход на янная**, аГр м«/(с Бк) янная**.
распада МэВ распад % Р-смг/(ч .МКн)
И4Се 68 Се 0,13 10,8 0,442 6,75—2
284,3 сут 0,08 1,54 — —
0,036 9,0 0,339 5,18—2
1 '
22,1 0,845 0,129
58*Се+ 2,65—0,033 24,7 1,782 0,272
_)144D +59 *
184,3 сут (17,3 мин)
145^™ 61 Ргп 0,072 2,4 0,053 8,23—3
17,7 года 0,062 1,0 0,021 3,31—3
0,038 82 2,909 0,444
1
60?Nd 85,4 2,982 0,455
0,68—0,09 87,56 5,757 0,879
10,98 сут
147d 61 Pm 0,12 2,7—3 9,76—5 1,49—5
2,6 года
*“=Eu DO 2,76—0,041 236 41,18 6,284
13,2 года
154р.. 63 Eu 2,89—0,043 183,4 42,84 6,537
8,5 года
170т 69 Тт 0,084 3,1 0,076 1,16—2
128,6 сут 0,053 4,1 0,093 1,42—2
0,21 5,6—3 8,6—4
0,050
0,174
7,41 2,66—2
181н{ 72 0,48 86 15,66 2,39
42,4 сут 0,34 14 1,789 0,273
0,13 43 1,743 0,266
0,058 35 0,760 0,116
186,6 20,42 3,117
182Та 73 1 1,45—0,04 226,2 43,86 6,697
115 сут
48
Продолжение табл. t.T
Нуклид, период полу распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад. % Керма-посто- янная**, аГр м*/(с Бк) Гамма носто- янная“*. Р-см«/(ч мКн)
81w 0,058 64,8 1,402 0,214
о4 65,9 1,409 0,215
120,9 сут
l«/w 74 w 0,77 4,11 1,160 0,177
23,9 ч 0,68 27,1 6,881 1,05
0,61 6,31 1,454 0,222
0,55 5,01 1,042 0,159
0,47 21,5 3,899 0,595
18 0,390 5,96—2
0,062 •1 1
100,2 15,95 2,434
184R 75 Ке 0,90 36,5 11,803 1,802
38 сут 0,89 17,8 5,711 0,872
0,79 34 9,811 1,498
15,2 0,495 7,56-2
0,11 **^v*^w
199,9 31,020 4,736
192, 77 1г 0,61 5,2 1,186 0,181
74,0 сут 0,60 8,0 1,808 0,276
0,58 4,5 0,996 0,152
0,46 49,0 8,657 1,321
0,31 83,5 9,654 1,473
0,30 29,6 3,329 0,508
0,29 27,6 2,968 0,453
4,5 0,098 1,5—2
0,064 в-™—
231,3 30,18 4,605
88 Pt 0,47—0,03 130,1 6,248 0,954
10,2 сут
79 А 1,08 0,18 0,068 1,04—2
'2,69 сут 0,67 1,01 0,252 3,86—2
0,41 95,53 14,72 2,247
2,75 0,061 9,4—3
0,072 в-™—
99,47 15,10 2,305
0,20 10,6 0,747 0,114
3,13 сут 0,15 37,3 1,867 0,285
0,072 19 0,427 6,52—2
66,93 3,041 0,464
<—722
49
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад, % Керма-посто- янная**, аГр.м,/(с-Бк) Гамма-посто- янная**, Р’СМ1/ (Ч’МКИ)
80 Пё 0,27 81,4 8,172 1,247
46,7 сут 0,074 13,0 0,294 4,5—2
94,4 8,467 1,292
197Мо 80 Нй 0,26 0,063 6,0—3 9,2—4
64,1 сут 0,19 0,96 6,1—2 9,3—3
0,07 24,3 0,560 8,55—2
71 1,579 0,241
0,07
96,23 2,208 0,337
202т. 81 11 0,43 92 15,18 2,317
12,2 сут 79 1,776 0,271
0,072
182 17,18 2,622
^4Pb (RaB) 0,35 36,3 4,718 0,720
26,8 мин 0,29 18,9 1,025 0,309
21,6 0,498 7,6—2
0,078 —-
91,38 8,847 1,35
|*4Bi (RaC) 2,44 1,52 1,035 0,158
19,7 мин 2,20 5,0 3,178 0,485
2,11 1,18 0,727 0,111
1,84 2,05 1,153 0,176
1,76 15,8 8,592 1,311
1,51 2,3 1,114 0,170
1,4 5,3 2,438 0,372
1,37 4,75 2,156 0,329
1,23 6,8 2,844 0,434
1.12 19,8 7,648 1,167
0,93 3,0 0,996 0,152
0,76 5 1,409 0,215
0,60 47 10,70 1,633'
2,5 0,059 9,0—3
0,081
157,86 56,23 8,581
205Ро 84 10 1,72 1,48 0,792 0,121
1,8 ч 1,51 1,89 0,917 0,140
1,00 28,9 10,198 1,557
0,87 37,0 11,613 1,773
0,84 25,5 7,827 1,195
19,6 5,934 0,906
0,83
237,7 51,856 7,917
50
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распад» Энергия фотонов, МэВ Квантовые выход на распад, % Керма-посто- янная**, аГр-м*/(с-Б<) Гамма-посто- янная**, Р-см’/ (ч-мКа)
2,44—0,078 232,99 59,18 9,031
[в равновесии с дочерними продуктами до Ra (С+ -*-С'+С") включитель- но 1600 лет)
2,61 34,50 25,588 3,754
1,9 года 0,72 6,36 1,703 0,260
0,58 28,7 6,268 0,957
0,23 44.8 3,740 0,571
160,7 42,581 6,501
235,. 92 и 0,20 5,71 0,393 6,0—2
6,85• 108 лет 0,18 54 3,316 0,506
0,16 4,8 0,250 3,82—2
0,14 10,5 0,469 7,16—2
0,10 1.4 0,044 6,82—3
0,095 15 0,039 6,05—3
4,653
193,53 0,710
239и 92 и 1,20—0,08 2,322 0,498 7,6—2
23,4 мин 0,07 59,3 1,350 0,206
0,04 5,6 0,156 2,39—2
0,35 0,010 1,59—3
0,10 ————
67,577 2,012 0,307
238м 93 Np 1,0 25,7 9,261 1,414
2,2 сут 0,98 24,0 8,344 1,274
56,30 19,446 2,969
239м 93 Np 0,50—0,25 22,45 2,215 0,338
2,355 сут 0,22 11,4 0,897 0,137
0,106 27,8 0,858 0,131
0,10 40 1,232 0,188
101,65 5,203 0,794
4*
51
Продолжение табл. 1.7
Нуклид, период полу- распада Энергия фотонов, МэВ Квантовый выход на распад, % Керма-посто- янная**, аГр- м1/ (с* Бк) Гамма-посто- янная**, Р СМ,/(М’МКИ)
98 CI 0,38 66,0 9,536 1,455
351 год 0,33 15,5 1,894 0,289
250rf 98 с 0,11 7,5 93,707 0,024 12,06 3,77—2 1,841
0,04 0,016 4,78—4 7,03—5
13,2 года 252r{ 98 0,10 0,013 3,73—4 5,7—5
2,6 года 0,04 0,015 3,66—4 5,59—5
0,11 6,8—3 3,68—2 2,89—4 1,13—3 4,42—5 1,73—4
* В открытом виде (без начальной фильтрации); использовано значение
34 эВ на образование пары ионов в воздухе вместо 33,85 эВ. Это завышает зна-
чения Г6, К-у на 0,5 %.
•• Написание а—в означает а«10“в.
Последнее значение энергии фотонов для каждого нуклида относится
к последнему значению квантового выхода на распад, керма* н гамма-постоянных
(по всей таблице).
пада и без начального фильтра составляет 59,19аГр-м’/(с-Бк). Плати-
новый фильтр толщиной 0,5 мм, внутри которого помещен Государст-
венный эталон радия, ослабляет у-излучение. Соответствующее значение
керма-постоянной этого эталона составляет 55,3 аГр-м2/(с-Бк).
Единицей гамма-эквивалента источников служит керма-эквивалент
Ке (см. разд. 1.1 3), который широко применяется и рекомендован в РД
50-454-84 [3] взамен упраздненной единицы мг-экв. Ra.
Государственный эталон радия массой 1 мг, заключенный в плати-
новую упаковку толщиной 0,5 мм, создает в равновесии с дочерними
продуктами распада, как принято считать, на расстоянии 1 см за 1 ч
экспозиционную дозу, равную 8,4 Р. Если какой-либо точечный радио-
нуклид, помещенный без фильтра в тождественные условия, даст мощ-
ность дозы, равною 8,4 Р/ч, то его гамма-эквивалент М равен 1 мг-экв.
Ra. Отсюда следует, что между гамма-эквнвалеитом нуклида и его ак-
тивностью существуют соотношения:
М = Гв е^/3,7- 1О’-55,3; Л1=Г<^/8,4, (1.13)
где Г — полная гамма-постоянная нуклида во внесистемных единицах;
— активность, мКн; 8,4 Р-см2/(ч-мКи)—полная гамма-постоянная
радия; (Г(,//)=Ке — керма-эквивалент, аГр-м2/с.
Керма-эквивалент К, (аГр-м’/с) радионуклидного источника может
быть рассчитан с использованием соотношения (1.13) через его гамма-
52
эквивалент Л4:
К = Г. <Л=3,7-10’-55,ЗЛ4 да2-1О’Л4 нли
е О
Ке & 2М (если Ке выражен в нГр м2/с), (1 14)
где st- — активность радионуклида, Бк; 3.7-107 — активность в бекке-
релях 1 мКи (1 мг) радия
1.6. ТОРМОЗНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ
Приведенные в табл. 1 7 значения керма-постоянных не учитыва-
ют вклад в мощность дозы от тормозного излучения, возникающего прн
торможении Р-частнн или электронов внутренней конверсии в материа-
ле источника н в стенке его ампулы. У многих радионуклидов выход
тормозного излучения пренебрежимо мал по сравнению с основным
у-нзлученнем Однако 86Rb, |10Ва, ll0La, l56Eu, 170Tm, 198Аи н некоторые
другие радионуклиды дают заметное тормозное излучение.
Выход тормозного излучения Y^, МэВ, на один распад ядра Р ис-
точника при торможении Р-частнц, обладающих непрерывным спект-
ром, подобным спектру 32Р, можно рассчитать по формуле:
т
1,23- 10-4(Z+ 3)2 п^, (1.15)
где nt — выход Р-частип Z-й энергетической группы на один распад яд-
ра; т — число энергетических групп р частиц в спектре радионуклида;
fpf —граничная энергия P-излучения (Р-спектра), МэВ; Z—атомный
номер вещества, в котором происходит торможение электронов. Для
сложных химических соединений Z определяют по формуле:
2 = п 16)
k k
где а* — доля обшего числа атомов соединения, имеющих атомный но-
мер Z*; k — число элементов в химическом соединении.
Использование этих формул для Р-излучателей, имеющих форму
спектра, отличную от формы спектра 32Р, может дать погрешность до
40%. Меиьшую погрешность (±14 %) при расчете выхода тормозного
излучения дает формула:
—4 т -
Ур— 8,5-10 (7 4-3)2 «,-4р (1 17)
Z=1
где Ер,- — средняя энергия Р-спектра радионуклида i-й энергетической
группы, МэВ
Для моноэнергетпческнх электронов с энергией Е,- выход тормоз-
ного излучения, МэВ/расп можно оценить по формуле:
Ур = C-1O~4Z2 Ebini’ (1.18)
i=i
где Et — энергия электронов, МэВ; л< — выход электронов на один рас-
пад ядра. Значения коэффициентов с и & этой формулы для электронов
с энергией 0,2—2,8 МэВ [28] следующие:
53
с .......
b........
z........
3,5 3,5 3,3 3,2 3,0
2,16 2,02 1,91 2,07 1,90
4 13 26 50 79
Расчетные значения выхода тормозного излучения моноэнергетических
электронов в диапазоне 0,01—1000 МэВ для 25 простых веществ и 50
соединений и смесей имеются в работе [29]
Мощность дозы тормозного излучения можно рассчитать по дан-
ным табл 1 8 об энергетическом распределении интенсивности тормоз-
ного излучения в де яти энергетических интервалах
Таблица 1.8. Энергетическое распределение тормозного излучения
Р-частиц н моноэнергетических электронов
Энергетический интервал в долях Е. или £о 1 Р* Для полной энергии тормоз- ного излучения, % Энергетический интервал в долях или Для полной энергии тормозного излучения, %
1 для (-частиц для мояоэнерге- тическнх элект- ронов для Р-частиц для моноэнерге- тических элект- ронов
0—0,1 43,5 26,9 0,5—0,6 2,0 6,5
0,1—0,2 25,8 20,5 0,6—0,7 0,7 4,5
0,2—0,3 15,2 15,8 0,7—0,8 0,2 2,8
0,3—0,4 8,3 12,1 0,&—0,9 0,03 1,5
0,4—0,5 4,3 9,0 0,9—1,0 0,00 0,4
1.7. РАДИОАКТИВНЫЕ НУКЛИДЫ
КАК р-ИЗЛУЧАТЕЛИ
Мощность дозы р излучения радионуклидов можно охарактеризо-
вать постоянной Kg, аГр/(с-Бк). определяется из условия, что пол-
ная энергия, поглощенная в единице массы бесконечно большого погло-
тителя на один распад (на 1 Бк-с), равна средней энергии Ett р-частиц
на один распад Для радионуклида с простым по форме и непрерывным
спектром р-частиц
=1,28-10~9 р8 £э/р [ЗС2 — (С2 - 1) exp j
или
Кр = 0,2ц3Ё^/р [ЗС2 - (С2 - 1) ехр], (1.19)
где Kg — мощность дозы р излучения соответственно МэВ/(г.<?.Бк) или
аГр/(с/Бк); Eg—средняя энергия Р-частиц на 1 Бк-с, МэВ/расп.; р —
коэффициент ослабления Р-частиц в веществе, см-1; р — плотность по-
глощающего вещества, г/см*; С — эмпирический коэффициент Ловннже-
54
Таблица 1.9. Характеристики fj-излучения радионуклидов [28, 30]
Нуклид я дочерний продукт Г1/2 Vк,в % кэВ/р. част кэВ/ расп.
О) Г СО сч t X со — 12,34 года 18,61 100 5,71 5,71
5730 ли 156,1 100 49,3 49,3
NaMg 15,00 ч 284 1392 0,080 99,92 91 552 551
27 Мя 27.. 12 Mg * 13 AI 9,46 с 1601 1772 31 69 648 727 703
28 м„ 28., 12 Mg-* 1з AI 20,93 ч 459 100 156 156
28 Al i 2® Si 13 hi -> 14ai 2,243 мин 2855 103 1237 1237
31 sj 31 p 14 15й 2,62 ч 210 1480 0,07 99 64 590 590
32d 32q 15 - 165 14,3 сут 1709 100 694 694
35 c 35 p. 16й - 17 u 88 су г 162 100 49 49
38 p. 38 . 17 C1 - 18 Ar 37,18 мин 1103 2745 4913 32,8 Н.2 56,0 418 1179 2240 1523
40 к 41 . 19 Л 18 Аг’ 40 Ca 20 е3 1,28* 10’ лет 1314 89,3 509 445
42 к , 42 л. J9 К -* 20 Са 12,36 ч 70 1090 1683 1995 3520 0,07 0,06 0,18 17,6 82,1 19 410 699 821 1562 1428
45 р, 45 „ gQCa -* 2i Sc 163 сут 245 257 0,002 100 92 77 77
55
Продолжение табл. 1.9
Нуклид н дочерний продукт Г1/2 V *9В п*, % V кэВ/"1» част £о, кэВ/ р рясп.
56,. 56 „ 2,5785 ч 251 0,04 74 842
25 26 326 1,12 99
573 0,030 190
736 14,3 255
1049 27,0 382
1611 0,10 636
2850 58,0 1216
59 р 59 р 26 Fe 27 45,1 сут 80 128 0,10 1,3 21 35 116
269 45,3 79
461 53,1 147
1575 0,18 523
6° ~ 60 м. 97 СО -* ло N1 5,272 года ,418 99,88 f6 96,3
1491 0,12 625
63 эд 63 р £8 NI 29 cu 100,1 года 66 100 17 17
64 Г„ 64 MJ 29Cu -* 28N5’ 64 7 30 Zn ' 12,71 573 38 188 71
52 p 82 v- “Г од i\T 35,30 ч 259 1,4 74 135
439 98,6 136
85 tz 85 p. 36 Kr ** 37 Rb 10,71 года i 150 672 0,43 99,57 41 246 225
86 Dh _ 86 Sr 37KD 38 йг 18,66 сут 692 1772 8,76 91,24 255 707 664,1
89 c_ 89mv 38 5r 39 r 89 v 50,55 сут 580 0,00095 187 582
о У 1489 100 582
90c ‘0v 38 ar * 39 1 28,6 года 546 100 196 196
90 90 _ 39 Y 46 zr 64,1 ч 513 2274 0,02 100 183 928 928
91 Y-> 4 Zr 58,51 сут 340 0,3 100 603,2
□У *v 1545 99,7 605
56
Продолжение табл. 1.9
Lo ,
Нуклид и дочерний T Л ,, . КЭН Pl Ьи, кэВ/ п расП.
продукт 1/2 кэВ/f- ЧпСТ
95 7 95'\,, 40Zr 41 Nb-
41 Nb 64,05 сут 366 54,5 109 116,6
398 44,3 1.1 0,1 120
887 327
1120 404
^Nb->^Mo 34,97 сут 160 99,95 43 43,56
721 0,017 283
925 0,030 321
• С© Ф» CQ 3 co to co о о I Л CO Co cr з <2 66,02 ч 230 0,11 65 386,9
368 0,15 109
452 18,9 139
863 1,6 296
1230 80,5 448
4? Tc -» RU 2,14-10? лег 203 0,0012 81 95,90
4 44 292 99 96
^Ru-^Rh, ПО 112 0,087 6,0 29 30 72,39
*«Rh 39,35 сут 154 225 0,0022 87,1 52 63
404 0,010 121
467 0,231 143
669 0,1.) 218
722 6,4 238
368,2 сут 39,4 100 10 10
’^Rh-’^Pd 29,9 с 269—3540 100 — 1117
i‘;mAg->;>oAg1 250,4 сут 84 531 68,5 30,8 22 166 66,01
110 j 48 Cd 1470 0,10 549
1 l~Ag-*• !lb Cd, 24,7 о 814 0,003 292 1179
47 * 4o 1 1109 0,024 394
IlOp, 1417 0,014 526
46 Pd 1420 0,035 527
2235 4,4 893
2893 95,2 1197
57
Продолжение табл. 1.9
Нуклид и дочерний продукт т 1/2 £₽г “в ПГ % X част Ер, кэВ/ расп
114 Тп _ 114 сп 71,9 с 6 7 0,2 223 761,1
49 *“ 50 ’ 1986 98,0 776
114г, 48 Cd 124 Ch ]24Тр 51 52 Те 60,20 сут 14—2298 100 — 379,4
131 . 13lmve 53 1 54 Хе’ 8,04 cjt 248 2,17 69 179,6
304 0,60 87
131 v 334 7,62 97
54 Хе 607 89,1 192
630 0,06 200
807 0,43 284
’^Cs-l^Ba 2,062 года 89 27,4 23 156,7
55 56 415 2,48 123
658 70,1 210
891 0,045 300
1454 0,008 534
»37Сз^137-Ва, 30,174 года 512 94,7 174 179,8
55 56 * 1173 5,3 272
137 Ця 56 “ ‘^Ва-Л^Ьа 12,789 сут 454 20 136 289,1
56 57 567 7,9 176
873 3,9 307
991 43 339
1005 25 358
'^La-^Ce 57 оо 40,22 ч <41—3761 100 — "44,0
'41 р 141 р 58^ 59 И 32,50 сут 435 581 70 30 130 181 145,0
,44Се-> ,44mPr 58Се 59 Нг* 284,31 сут 149 170 0,6 0,6 48 55 77,38
144 п 182 19,4 49
59 Рг 225 0,35 74
235 4,2 65
316 75,8 86
|44Рг-Л4Ж 17,30 мин 342 0,0002 99 1214
61 60 811 1,02 267
913 0,0062 319
1436 0,00017 526
2301 1,10 892
2997 97,8 1228
58
Продолжение табл. 1.9
Нуклид и дочерний продукт T 1/2 яр., К9В Pi п., % кэВ/Р- част £р, кэВ/ расп.
147 D 147„ 61Pm-*62 Sm 2,62 года 101 0,00008 27 62
225 100 62
154 Р 154 <- 63 Еи * 62 Sm’ 154 га 64 Gd 8,5 года 83—1855 100 — 246,8
155 р 155 г. 63 Еи 64 Gd 4,96 года 101 12) 0,77 2,0 26 34 44,08
141 48,3 38
160 27,2 43
187 8,7 51
247 13 69
198 . 198 „„ 70 Au -» on Hg 2,6946 сут 285 1,19 79 312
961 98,78 314
1373 0,025 466
203 203 T1 80Hg^81 T1 46,76 сут 220 100 60 60
204 T. 204 „ 81 Tl 80 Hg’ 3,78 года 763 97,46 243 237
282Pb 208 208 D, 81 Tl * 82 Pb 3,07 мин 1034 1,0 341 564
1287 8,5 439
1520 8,2 533
1797 18,7 646
ра, полученный из экспериментальных данных и проверенный для 12 нук-
лидов с граничной энергией Р-спектра от 0,167 (3SS) до 2,24 МэВ (”Y);
ехр=2,71 — основание натурального логарифма.
Для мягкой биологической ткани;
р= 18,?р/(£р1.-0,03б)1'37; (1.20)
2,0, 0,17<£р1 <0,5;
1 ,5,
1,0,
0,5 < < 1,5;
1,5 < Ер^ < 3.
Как видно из приведенных выше формул, для расчета мощности до-
зы Р-язлучення необходимо знать период полураспада Ti/3 нуклида
59
и данные об энергетическом спектре, а именно: Е& —граничную энер-
гию спектра; £р( (кэВ/0-част )— среднюю энергию спектра 0-излуче-
ния /-перехода (средняя энергия р-частиц, определяемая по энергети-
ческому спектру Р излучения (-перехода); л; (%)—выход Р-частиц
(-перехода; (кэВ/расп.)—средняя энергия спектра р-нзлучения ра-
дионуклида на 1 распад ядра (средняя энергия р частиц, определенная
по энергетическому спектру р-нзлучення данного радионуклида)
Такие данные для широко используемых нуклидов приведены
в табл. 1.9.
Глава 2
БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ
ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
2.1. МЕХАНИЗМ БИОЛОГИЧЕСКОГО ДЕЙСТВИЯ
ИЗЛУЧЕНИЯ
Биологическое действие ионизирующего излучения условно можно
подразделить на: 1) первичные фнзико-химнческне процессы, возникаю-
щие в молекулах живых клеток и окружающего их субстрата; 2) нару-
шения функций целого организма как следствие первичных процессов.
В результате облучения в живой ткани, как н в любой среде, погло-
щается энергия и возникают возбуждение н ионизация атомов облучае-
мого вещества. Поскольку у человека (и млекопитающих) основную
часть массы тела составляет вода (около 75 %), первичные процессы во
многом определяются поглощением излучения водой клеток, ионизацией
молекул воды с образованием высокоактивных в химическом отноше-
нии свободных радикалов типа ОН или Н и последующими цепными
каталитическими реакциями (в основном окислением этими радикала-
ми молекул белка) Это есть косвенное (непрямое) действие излучения
через продукты радиолиза воды Прямое действие ноннэнрующего излу-
чения может вызвать расщепление молекул белка, разрыв наименее проч-
ных связей, отрыв радикалов и другие денатурацнонные изменения
Необходимо заметить, что прямая ионизация и непосредственная
передача энергии тканям тела не объясняют повреждающего действия
излучения Так, прн абсолютно смертельной дозе, равной для человека
6 Гр на все тело, в 1 см3 ткани образуется 1015 ионов, что составляет
одну ионизованную молекулу воды из 10 млн. молекул.
В дальнейшем под действием первичных процессов в клетках воз-
никают функциональные изменения, подчиняющиеся уже биологическим
законам жизни и гибели клеток.
Наиболее важные изменения в клетках; а) повреждение механиз-
ма митоза (деления) н хромосомного аппарата облученной клетки При-
чем самые ранние эффекты в клетках вызываются не митотической ги-
белью, а обычно связаны с повреждением мембран; б) блокирование
процессов обновления и дифференцировки клеток; в) блокирование
процессов пролиферации н последующей физиологической регенерации
тканей.
60
Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно об-
новляющихся (дифференцирующихся) тканей некоторых органов (кост-
ный мозг, половые железы, селезенка н т. п ) Причем стволовые н про-
лиферативные клетки, претерпевающие множество делений, наиболее
радиочувствительны Изменения на клеточном уровне, гибель клеток
приводят к таким нарушениям в тканях, в функциях отдельных орга-
нов и в межорганиых взаимосвязанных процессах организма, которые
вызывают различные последствия для организма или гибель организма.
2.2. ВОЗМОЖНЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ
ЛЮДЕЙ
Классификация возможных последствий облучения людей показа-
на на схеме.
Хромаммнне
аберрации
[ Генетические —
Соматические (телесные) эффекты — это последствия воздействия
облучения на самого облученного, а не на его потомство. Соматические
эффекты облучения делят на стохастические (вероятностные) и несто-
хастические.
К нестохастическим соматическим эффектам относят поражения,
вероятность возннкновення и степень тяжести которых растут по мере
увеличения дозы облучения н для возникновения которых существует
дозовый порог. К таким эффектам относят, например, локальное незло-
качественное повреждение кожи (лучевой ожог), катаракта глаз (по-
темнение хрусталика), повреждение половых клеток (кратковременная
или постоянная стерилизация) и др. Время появления максимального
эффекта также зависит от дозы: после более высоких доз он наступает
раньше. Значения некоторых доз и эффектов показаны на следующей
схеме (звездочкой отмечено местное илн локальное облучение тела или
органов):
61
Доза, от
естествен-
ного Фона
в год
Предельно Зо-
лустан а я доза
профессиональ-
ного обличения
В год
Цоза оправ-
данного риска
6 чрезвычайных
обстоятель-
ствах
Лейкона-
генный
уровень
||_______________f 0,1_________f f__________
tfin-qzj-io'2Tri2I qzs i,o ~rp
Уровень удвоения* Уровень кратковременной
генных мутаций стерилизации (потери к
воспроизводству потомства)
Доза возникно-
вения пе_рвичной
лучевой реакции
t__________L_
Доза Минимальная Некроз9
SO 7. абсолютна кожи
выживания смертельная *
доза Катаракта
I_________t f ff
15 2,0 3.0 4,0 5,0 0,0 7,0 75 20
| I f I j
Эритема | Эпиляция*]/ Постоянная эпиляция
Эритема* Постоянная А
(ожог кожи} стерилизация *
гр
Эти дозы и эффекты применимы к среднему индивидууму в популяции
здоровых людей, а не к какому-либо конкретному индивидууму, реак-
ция которого может отличаться от средней. Например, у I % населения
может проявиться очень высокая радиочувствительность вследствие
врожденных генетических расстройств На этой же схеме показана пре-
дельно допустимая доза профессионального облучения всего тела и кри-
тических органов 1 группы, равная 50 мЗв/год, которая рассчитана на
50 лет трудовой деятельности [4] МКРЗ рекомендует это значение в ка-
честве норматива профессионального облучения в единицах HF — эф-
фективной эквивалентной дозы [9]
Имеются данные многочисленных и длительных наблюдений за
персоналом и населением, подвергшимся воздействию повышенных доз
(облучение в медицинских целях, проведение ремонтных работ на ядер-
ных установках н т д ) Из этих данных следует, что длительное про-
фессиональное облучение дозами до 50 мЗв в год взрослого практиче-
ски здорового человека не вызывает никаких неблагоприятных сомати-
ческих изменений, реально регистрируемых с помощью современных
методов исследования. Согласно этим биологическим и клиническим
данным, нестохастическне эффекты при длительном хроническом облу-
чении полностью исключаются, если эквивалентная доза излучения не
превышает 500 мЗв в юд на любой орган, за исключением хрусталика
глаза, для которого годовая доза должна бы быть не более 150 мЗв
[9, Ю]
Нестохастические эффекты проявляются при достаточно высоком,
или аварийном облучении всего тела или отдельных органов. Как вид-
но из приведенной выше схемы, порог эффекта зависит от органа или
ткани. Значения доз, меньше которых маловероятно возникновение ие-
стохастических эффектов, приведены в табл. 2.1.
На приведенной выше схеме показано значение дозы 100 %-ной ле-
62
Таблица 2.1. Значения дозы на органы и ткани, ниже которых
исключается возникновение нестохастических эффектов [10—12, 20|
Орган, ткань НестохастяческиЙ эффект Доза, Гр
Все тело Рвота 0,5
Костный мозг Смерть 1.0
Кожа Переходящая эритема, времен- ная эпиляция 3,0
Легкие Пневмония 5,0
Легкие Смерть 10
Щитовидная желе- за Нарушения, не приводящие к полной деструкции железы; микоседема; деструкция желе- зы 10
тальностн (6 Гр) и дозы СДм, относящейся к здоровым людям при од-
нородном облучении всего тела По опубликованным данным, доза СДз»
находится в пределах 2,4—4,0 Гр [13] Однако однородному облучению
практически подвергаются только пациенты, получающие рентгенотера-
певтнческие процедуры, тогда как в аварийных ситуациях обычно облу-
чение неравномерное Поэтому условия облучения, а для нейтронов да-
же размер облучаемого объекта (тела), могут существенно влиять на
величину СДм в сторону снижения или увеличения.
Факторы, которые могут изменить значение СДбо/ео [11, 13]:
понизить — обширные ожоги; имевшиеся ранее заболевания; облу-
чение с высокой ЛПЭ*;
повысить — молодой возраст, женский пол; слабопроннкающее из-
лучение; одностороннее облучение; частичная зашита костного мозга;
специализированное медицинское лечение
В противоположность этому стохастическими эффектами считаются
такие, для которых от дозы зависит только вероятность возникновения,
а не нх тяжесть и отсутствует порог**. Основными стохастическими эф-
фектами являются канцерогенные и генетические. Поскольку эти сома-
тико стохастические и генетические эффекты облучения имеют вероят-
ностную природу и длительный латентный (скрытый) период, измеряе-
мый десятками лет после облучения, они трудно обнаруживаемы.
К соматико-стохастическим эффектам относят злокачественные но-
вообразования и опухоли, индуцированные излучением Вероятность их
появления зависит от дозы облучения и не исключается при малых до-
зах, так как условно полагают, что соматико-стохастические эффекты
«е имеют дозовото порога.
* При однократных дозах нейтронное излучение вызывает в 2—
Зраза большее поражение, чем излучение с низким ЛПЭ. Следует учи-
тывать спектр энергии нейтронов и соответственно более низкую или
высокую их проникающую способность в теле человека. Коэффициент
качества аварийного нейтронного облучения точно не установлен.
** Предварительный анализ, проведенный Комитетом 1 МКРЗ
в 1937 г, показал высокую вероятность существования такого порога
[15]. Следует отметить неокончательность данного заключения.
63
Генетические эффекты — врожденные уродства — возникают в ре
зультате мутаций и других нарушений в половых клеточных структу-
рах, ведующнх наследственностью Генетические эффекты так же, как
соматико-стохастические, ие исключаются при малых дозах и так же
условно не имеют порога
Выход обоих эффектов мало зависит от мощности дозы, а опреде-
ляется суммарной накопленной дозой независимо от того, получена она
за 1 сут или за 50 лет Соматико-стохастические и генетические эффек-
ты должны учитываться при оценке ущерба в результате действия ма-
лых доз на большие группы людей, насчитывающие сотни тысяч чело-
век Выход этих эффектов определяется коллективной дозой, если она
составляет не менее 100 чел-Зв, а выявление эффекта у отдельного ин-
дивидуума практически непредсказуемо Если коллектпвнаи доза со-
ставляет несколько человеко-Знверт, то наиболее вероятно нулевое ко-
личество эффектов
Для целей радиационной защиты, согласно рекомендациям МКРЗ
[9—12], принято допущение, что стохастические эффекты имеют беспо-
роговую линейную зависимость вероятности возникновения при обычно
встречающихся условиях профессионального, медицинского и фонового
облучения Однако коэффициенты этой зависимости доза—эффект были
установлены на основе имеющихся данных о стохастическом воздейст-
вии больших кратковременных доз (больше 1 Гр) Поэтому перенос их
в обычные условия облучения на основе бсспороговой линейной кон-
цепции вдвое завышает реальный риск малых доз по данным МКРЗ
1990 г.
Для оценки вероятности возникновения соматико-стохастических
эффектов облучения были использованы стохастические данные числа
случаев смертельного заболевания лейкемией и другими видами рака
японцев, перенесших взрыв атомных бомб в Хиросиме и Нагасаки, дан-
ные по последствиям рентгенотерапии и др
Было установлено, что выход этих заболеваний (со смертельным
исходом) зависит не только от коллективной дозы, чел-Зв, а также от
возраста и пола н составляет в среднем 125 случаев в год на 104 чсл-Зв
при однородном облучении всего тела Соответствующий риск облуче-
ния выражается значением 125/10* = 1.25-10—2 (чел-Зв)-1 -год-1 Если
к этому риску добавить риск генетических радиационных повреждений,
равный 0,4-16—2 (чел-Зв)-,-год-1 у первых двух поколений потомства
облученных лиц, то общий риск составляет 1,65-10-2 (чел -Зв)-1-год-1.
Это значение риска принято МКРЗ за номинальное Следует отметить,
что генетические последствия облучения так же, как стохастические, изу-
чены весьма приближенно и постоянно уточняются [13] и по данным
МКРЗ 1990 г. составляют соответственно 1 и 5-10-’ (чел-Зв)-1-год-1,
а общий риск 6-Ю-’ (чел-Зв)-1-год-1.
Среднее значение 1,25-10-’Зв-1 получено из вероятности канцеро-
генного эффекта для мужчин 1,0-10-’ Зв-1 и женщин 1,5-10—2 Зв-1.
Более высокое значение риска у женщин обусловлено большей вероят-
ностью рака грудной железы при облучении [14]
Имеется падение риска возникновения соматико стохастических н
генетических эффектов при увеличении возраста от 18 до 65 лет, отне-
сенное к его среднему (номинальному) значению (1,65-10-’ Зв-1).
Риск уменьшается с 1,2 до 0,15-10-’ Зв-1 для мужчин и с 1,5 до
0,35-10-’ Зв-1 у женщин Это связано с существованием латентного
периода развития раковой опухоли после облучения, равного примерно
7—12 годам для лейкемии н 25 годам для остальных злокачественных но-
вообразований. Таким образом, чем больше возраст человека в момент
64
облучения, тем больше вероятность того, что раковая опухоль не успе-
ет развиться до наступления его естественной смерти
Среднее значение риска за период трудовой деятельности от 18 до
65 лет при постоянном облучении с учетом возрастной зависимосгн
риска составляет 0,61 номинального значения у мужчин и 0,85 — у жен-
шин, соответственно только 1,0-Ю-23в—1 и 1,4-10-2Зв_| (табл 2 1,а).
Таблица 2.1,а. Зависимость уровня риска от возраста и пола,
10-‘ Зв-' [14]
Пол и заболевание
В возрасте, лет
Сред-
нее
значе-
ние
Номинальное
значение
Мужчины
Лейкемия
Рак
Генетические
повреждения
Всего
20
80
97
197
20
82
41
133
19
38
1
11 18
16 53
0 29
100
20
105
40
165*
100:165=0,61
Женщины
Лейкемия
Рак
Генетические
повреждения
Всего
20
130
89
239
20
125
23
168
20 20
109 82
2 0
131 102
16
44
0
60
19
98
23
140
20
105
40
165*
140:165=0,85
• Суммарный (соматико стохастический и генетический) риск для всех воз-
растов и обоих полов, принятый МКРЗ в качестве номинального значения для
цепей радиационной защиты. (По данным МКРЗ 1990 г. этот риск составляет
600.)
Новые результаты исследования 1986 г. доз облучения в Хиросиме
н Нагасаки повлияли на оценку риска смерти от индуцированного ра-
ка у переживших атомную бомбардировку. С учетом новых результа-
тов вместо ориентировочных данных 1965 г риск возрастает в 1,4 раза
[13, 15] В дополнение к этому к 1985 г. появились более надежные
оценки по группе японцев, которым во время взрыва было меньше
10 лет. Учет всех этих фактов привел к возрастанию риска для насе
ления (включая все возрасты) более трех раз. Для работающих в воз-
расте 18—65 лет (см. табл. 2.1) изменений меньше [15].
Представленные на схеме радиационные эффекты существенно за
висят от темпа облучения, интервалов между последовательными облу-
чениями и линейной передачи энергии (ЛПЭ) отдельных видов ионизи-
рующего излучения Это свидетельствует о возникновении процессов
восстановления в клетках облученного организма [10, 11]. Если бы та-
5—722
65
кие процессы не возникали, эффект облучения не был бы зависим от
мощности дозы н дробности облучения. Этот эффект обусловлен двумя
основными факторами, репарацией сублетальных повреждений клеток
и заменой летально поврежденных клеток рспопуляцией сохранив-
шихся.
2.3. ЛУЧЕВАЯ БОЛЕЗНЬ ЧЕЛОВЕКА
Гибель клетки и утрата функций тканей и органов приводят к по-
явлению клинических симптомов у облученного человека, называемых
радиационными синдромами В связи с различием в радиочувствитель-
ности клеток, структуре и функциях каждой ткани дисфункция органов
начинается в разные сроки и после различных доз. Теоретически при од-
нородном облучении всего тела дозой, превышающей некоторый порог,
можно выделить три основных синдрома: нервно васкулярный, желу-
дочно кишечный и гематологический. 11а практике эти синдромы часто
сливаются н их трудно распознать в отдельности [13, 16|
Лучевую болезнь подразделяют на острую и хроническую Течение
лучевой болезни различной степени тяжести может проходить в стертой
или явно выраженной форме, что зависит от суммарной дозы и ритма
облучения
В выраженной форме лучевой болезни четко различают период пер-
вичной реакции, скрытый (латентный) период формирования болезни,
восстановительный период и период отдаленных последствий и исходов
заболевания
Первоначальные явные симптомы облучения всего тела проявляются
в течение первых 48 ч К ним относятся жслудочно кишечные (анорек-
сия, тошнота, рвота, диарея, кишечные спазмы, повышенное слюноотде-
ление, дегидратация) и нервно-мышечные (чувство усталости, апатия,
повышенное потоотделение, головные боли, гипотензия) Вероятность
и длительность до момента проявления этих симптомов зависят от до-
зы Например, доза, вызывающая рвоту у 50 % облученных, составляет
около 2 Гр, а период до ее появления примерно 3 ч. доза 3 Гр вызы-
вает рвоту у 100 % облученных через 2 ч [13, 16]
Дозы порядка нескольких грей приводят к костно-мозговому син-
дрому и лейкопении Концентрация лимфоцитов — самый ранний чувст-
вительный симптом поражения крови, причем дозы 1—2 Гр снижают
их концентрацию примерно до 50 % нормы через 48 ч после облучения
[13, 16]
В табл 2 2 приведена сводка клинических эффектов после одно-
родного кратковременного облучения всего тела внешним излучением
или при поступлении внутрь организма радионуклидов с равномерным
распределением внутри тела, создающих равную дозу'fl 1—16]
Время проявления первичной реакции зависит от дозы облучения.
Лучевая болезнь возникает при дозе более 1 Гр у большинства постра-
давших. При дозе 6—10 Гр кроме рвоты, как первичной реакции, воз-
можен однократный жидкий стул
Латентный период — кажущееся клиническое благополучие — ко-
леблется у человека от 14 до 32 сут в зависимости от тяжести пора-
жения При дозе существенно большей 10 Гр после первичной реакции
почти сразу наступает последняя фаза болезни При дозе менее 1 Гр
клинические симптомы острой лучевой болезни не развиваются
В период кажущегося клинического благополучия, как правило,
уменьшается общая слабость, исчезает сонливость, улучшается аппетит,
самочувствие становится вполне удовлетворительным. Однако эти улуч-
66
шения находятся в явном противоречии с состоянием кроветворных ор-
ганов (снижается число лейкоцитов и тромбоцитов в крови, опустоша-
ется костный мозг), кожи, желудочно-кишечного тракта н гонад.
В диапазоне 6—10 Гр переход к периоду выраженных клинических
проявлений особенно четок. Самочувствие больных в этот период резко
ухудшается В зависимости от дозы поднимается температура до 39—
40 °C, на коже, языке и небе появляются высыпания или кровоизлияния.
Поскольку защитные силы организма против инфекции ослаблены,
в этот период угрозой для жизни является возникновение инфекцион-
ных осложнений, а также кровоизлияний в жизненно важные органы.
Для лечения благоприятно раннее применение антибиотиков широкого
спектра, переливание крови и, возможно, пересадка костного мозга, про-
тивогеморрагпческие средства.
Период восстановления длится обычно 4—8 псд, начиная с момента
нормализации температуры Улучшаются самочувствие, аппетит, вос-
станавливается масса, уменьшается кровоточивость неба и десен, по-
врежденные участки кожи зарубцовываются Увеличивается число лей-
коцитов и тромбоцитов в крови, в костном мозге возникает бурная ре-
генерация. К концу 3 ю месяца самочувствие становится вполне удов-
летворительным Рост волос в местах эпиляции начинается на 3—4-м
месяце. Возможные отдаленные последствия перенесенной лучевой бо-
лезни — развитие катаракты, увеличение риска заболевания лейкозом,
умеренная лейко-, нейро- и тромбоцитопения, эндокринные нарушения
Помимо описанных выше общих эффектов при облучении всего тела
особое значение имеют эффекты облучения отдельных органов
Эффекты в облученной коже (эритема, поражение сосудов и дер-
мы) зависят от до’ы и размера облученной поверхности Например,
эритема возникает при дозе около 6 Гр на поле 100 см2 через 4 нед.
При облучении всей кожи эритемная доза уменьшается до ЗГр для
50 % облученных людей
Воспаление и набухание, а затем изъязвление и некроз слизистой
ротовой полости особенно в области щек, мягкого неба и подъязычной
области, возникает после 5—10 Гр, поражение слюнных желез — через
8 ч после доз 6—10 Гр
Для возникновения временной эпиляции при однократном облуче-
нии пороговая доза составляет 3—5 Гр
Острые эффекты в глазах включают эритему кожи век после ми-
нимальной дозы 2 Гр, после 4—10 Гр — кератит в верхнем слое конъ-
юктивы через 20—40 сут. После дозы 6—10 Гр эритема появляется че-
рез 1—3 ч. а частичная эпиляция бровей и ресниц — на протяжении не-
скольких недель Некроз кожи век происходит после доз выше 10 Гр,
прогрессирующая катаракта у всех облученных — после 7,5 Гр, а у от-
дельных лиц после 2 Гр в среднем через 2—3 года
Признаком радиационного поражения легкого является пневмония
через 1—3 мес после дозы более 8 Гр Разовые дозы 4 Гр на гонады
приводят к временной стерилизации некоторых мужчин и женщин, а до-
за 6 или 3—13 Гр — к постоянной стерильности соответственно всех
мужчин или всех женщин, причем женщины более старших возрастов
более уязвимы
По степени тяжести острая лучевая болезнь разделяется на ряд
групп в зависимости от дозы на все тело.
I — легкая (1—2 Гр), 11 — средняя (2—4 Гр), III—тяжелая (4—
6 Гр), крайне тяжелая (6 Гр и более).
Радионуклиды, попавшие в орраннзм человека, вызывают различ-
5’
67
Таблица 2.2. Клинические аффекты при кратковременном общем однородном облучении
Показатель Клинический эффект при дозе, Гр
0-1 | 1-2 | 2—1 5—10 10—15 до 50 свыше 100
Рвота Нет 1 Гр-5 % 2Гр — 50 % От 3 гр— 100 % 100 % 100% —
Время появле- ния первичной реакции — Более 3 ч 1—2 ч 0,5—1 ч 30 мин Минуты Минуты
Основной пора- жаемый орган (синдром) Нет Кроветво эная ткань Кроветворная ткань (костно- мозговой синд- ром) Желудочно-ки- шечный тракт (кишечный синдром) Желудочно- кишечный тракт Центральная нервная система, сосуды головного мозга
Характерные симптомы > Умеренная лейкопения и тромбо- цитопения Тяжелая пура; гем ция; эпи бо лейкопения, пур- □ррагня; инфск- тяция при дозе лее 3 Гр Диарея, лихо- радка; наруше- ния электроли- тического ба- ланса Судороги; тремор; анораксия; летаргия; диарея Судороги; тремор; атаксия; летаргия; кома
Сроки критиче- ских изменений после облуче- ния — 2—6 нед 2—6 нед 3—14 сут 1—48 ч 1—48 ч
Терапия Психо- терапия Психотера пия, гемато- логическое наблюдение Переливание крови, анти- биотики, жидкости, изоляция Возможная пе- ресадка костно- го мозга, вве- дение лейкоци- тов Поддержание электролити- ческого балан- са, паллиатив- ная Успокаи- вающие средства, симптома ги- ческая
Прогноз Благо- получ- ный Благополуч- ный Осторож- ный Неопределен- ный (зависит от терапии) Очень плохой Безнадеж- ный —
Срок выздоров- ления — Несколько недель Недели, месяцы Продолжитель- ный (недели, месяцы) — — —
о Смертность — — 0—80 % 0-90 % 90—100 % 100 %
Срок наступле- ния смерти — — Недели, месяцы 2 нед б—9 су. 2 сут
Причина смер- за — —• — Инфекция, кро- воизлияние Энтероколит, шок Геморрагия, инфекция, дегидрата- ция Нарушение дыхания, отек мозга, кома
Примечание. О—1 Гр — предклнннческий диапазон: 1—10 Гр — терапевтический диапазон; 1—2 Гр — клиническое наблю-
дение; 2—6 Гр—успешная терапия, 6—10 Гр — возможна терапия, 10—15 Гр — летальный диапазон, паллиативная терапия
ныс последствия, схожие с последствиями от внешнего облучения при
равных поглощенных дозах.
В зависимости от природы нуклида и особенностей его локализации
в организме могут возникать радиационные поражения (гипопластиче-
ская анемия, пиевмосклерозы, гепатиты, остеиты, опухоли различной
локализации, лейкозы и т. п ).
Для предотвращения или частичного ослабления воздействия ра-
дионуклидов, попавших в организм, принимают защитные меры, препят-
ствующие отложению нуклидов в организме, понижающие транслока-
цию, снижающие время удержания и ускоряющие их выведение [ 17, 18]:
1 Механическое удаление нуклида из кишечника, рвотные средст-
ва, повторное промывание желудка и кишечника, выдача адсорбентов
нуклидов, коллоидного цитрата циркония, обильное питье Для 24Na,
,37Cs и 3Н применяют метол изотопного разбавления.
2 . Ускорение выведения методом замещения или комплексообразо-
вания для 226Ra, 89Sr, 90Sr, l4uBa используют BaSO< до 50 г/сут, глю-
конат кальция, СаС12, NH«C1; для 239Рц и РЗЭ применяют внутривен-
ное введение пентацина; для |3|“|331 используют стабильный аналог
в виде иодной настойки или таблеток KI.
Насколько эффективна своевременно и умело проведенная терапия
острой лучевой болезни средней и тяжелой степени тяжести, свиде-
тельствуют два случая отечественной медицинской практики [16].
Мужчина 27 лет облучился вблизи активной зоны реактора. Доза
относительно равномерного у, п облучения всего тела составила 3 Зв,
область головы слева и левая рука — 4—6 Зв. Фаза заболевания со-
ставила около 20 сут через 3 мес он был возвращен на работу (с ис-
ключением возможности облучения). Наблюдение за ним в течение
10 лет указывает на полное восстановление работоспособности и отсут-
ствие существенных отклонений в состоянии здоровья. Через 5 лет пос-
ле облучения его жена родила здорового мальчика.
Женщина 19 лет в течение нескольких секунд получила от у, п-ис-
точника дозу 9,8 Зв на все тело (до 12 Зв на отдельные участки тела).
Отношение дозы у облучения к нейтронной дозе было равно единице.
Облучение нейтронами отдельных органов тела — неравномерно.
Начиная с 31—34 х суток самочувствие пострадавшей постепенно
улучшилось, на 68-е сутки она была выписана из больницы в хорошем
состоянии под амбулаторное наблюдение Через 1 год она возобновила
работу в должности лаборанта, затем поступила в медицинский техни-
кум и окончила его На протяжении 11 лет наблюдения ее самочувст-
вие большей частью было хорошим На 3-й год после облучения вы-
явилась медленно прогрессирующая лучевая катаракта. Показатели
крови были на нижней границе нормы или умеренно снижены. С ра-
ботой справлялась успешно; была деятельна, активна Через 9 лет вы-
шла замуж, на втором году замужества родила мальчика, физическое
и умственное развитие которого не имело отклонений от нормы.
После аварии на Чернобыльской АЭС в специализированном ста-
ционаре Москвы начиная со вторых суток лечилось 115 работников,
находившихся в непосредственной близости к аварийной зоне [13].
В результате применения необходимых медикаментозных средств из
43 человек, получивших дозу от 2 до 4 Гр, умер только один, из 21 че-
ловека, получивших дозы внешнего облучения от 4,2 до 6.3 Гр умерло
7, причем некоторые из ннх получили тяжелые поражения кожи в ре-
зультате загрязнения тела P-активными веществами. Из 20 человек,
дозы которых составили от 6 до 16 Гр, умерли 19 Основная клиниче-
ская форма острой лучевой болезни у этих пострадавших определялась
70
сочетанием у-облучеиия всего тела и р облучения обширных участков
поверхности кожи. Нейтронное облучение значения не имело Практи-
чески несущественной (кроме двух случаев) была значимость ингаляци-
онного поступления смеси радионуклидов Определяющим для иих был
вклад в дозу радиойода и изотопов цезия. Значимого содержания
транс) рановых элементов (239Pu, 64|Ат, 243Ст) в теле не обнаружено.
Дозы внутреннего облучения (кроме двух случаев) не превышали 1—
3 % дозы внешнего облучения. У двух пострадавших они были 1,5—
4 Зв (внутреннее облучение) и 4—5 Гр (внешнее облучение), т. е. со-
поставимы
Согласно предварительной оценке НКДАР, расчетная коллективная
эффективная эквивалентная доза в результате чернобыльской аварии
составляет около 7-Ю4 чел-Зв на население подвергшихся воздействию
стран [13]
Если принять общий коэффициент риска смертности от рака для
населения всех возрастов при ннзкнх дозах равным (в отличие от зна-
чения, приведенного в табл. 2 1) 2,8-10-2 чел-Зв -1 год-1, как это в по-
следнее время рекомендует МКРЗ [15], то ожидаемая минимальная ве-
личина для всех будущих лет составит 20 тыс. смертных случаев [13].
Однако поскольку эти случаи будут происходить в течение очень дли-
тельного периода, годовое их количество может составить около 500.
Это означает, что увеличение заболеваемости раком в затронутых стра-
нах составит не более 0,02 % обычной заболеваемости раком По рас-
четам советских специалистов увеличение заболеваемости в СССР со-
ставит 0,01 %, и оно не будет заметным в статистике онкологических
заболеваний [19] Оценки эти получены с использованием ряда перечис-
ленных выше допущений о беспороговости и линейности зависимости
доза—эффект и являются нанлучшими нз всех возможных при настоя-
щем уровне научных знаний.
Описанные клинические симптомы лучевой болезни возникают пос-
ле общего (внешнего или внутреннего) облучения в указанном (1 —
10 Гр) диапазоне доз. Локальное же облучение отдельных участков те-
ла или отдельных органов вызывает заведомо более легкие общие по-
следствия, зависящие от степени поражения наиболее радиочувствитель-
ных органов (костный мозг, гонады, селезенка) На этом базируется
лучевая терапия рака, когда локально расположенные опухоли облуча-
ют значительными дозами (10—102 Гр), а человек переносит затем лу-
чевую болезнь в легкой форме Следует отметить, что клинические
симптомы первичных реакций, данные анализа крови и костного мозга
и особенно выход хромосомных аберраций (повреждений) в клетках
крови н костного мозга позволяют врачам судить о дозе облучения в
диапазоне 1—10 Гр, прогнозировать тяжесть лучевой болезни и прово-
дить необходимое лечение Бноюгические и клинические симптомы слу-
жат ценным дополнением данных индивидуальной дозиметрии, с помо-
щью которой нельзя точно определить неоднородность облучения тела,
спектральный состав излучения и биологическую эффективность дозы
Острая форма местного лучевого поражения (от локального облу-
чения) характеризуется большой длительностью течения заболевания
и может приводить к образованию рецидивирующих отеков, раку кожи
Хроническая лучевая болезнь формируется постепенно прн дли-
тельном облучении дозами, значительно превышающими предельно до-
пустимые для профессионального облучения Эта форма болезни может
возникнуть как при общем облучении (внешнем илн внутреннем) всего
тела, так и при преимущественном поражении отдельных органов или
систем организма. Период формирования хронической лучевой болезни
71
совпадает со временем накопления дозы облучения. После снижения об-
лучения до допустимого уровня или полного прекращения наступает пе-
риод восстановления, а затем следует длительный период последствий
хронической болезни [16].
Хроническая лучевая болезнь от общего обл}чсния подразделяется
на следующие степени-
1 степень (легкая) характеризуется нерворегуляторными нарушени-
ями сердечно сосудистой системы и нестойкой умеренной лейкопенией
и реже тромбоцитопенией
При II степени (средней) наблюдается углубление нерворегулятор-
ных нарушений с появлением функциональной недостаточности пище-
варительных желез, сердечно-сосудистой и нервной системы, нарушение
некоторых обменных процессов- стойкая умеренная лейко- н тромбоци-
топения
При III степени (тяжелой) появляется резкая лейко-, тромбоцито-
пения, развивается анемия, возникают атрофические процессы в слизис-
той ЖКТ
При длительном облучении отдельных органов хроническая лучевая
болезнь характеризуется той или иной степенью их поражения. Только
в наиболее тяжелых случаях в связи с недостаточностью функций по-
раженного органа возникает комплекс вторичных изменений других ор-
ганов и систем
Отдаленными последствиями хронической лучевой болезни могут
быть лейкоз, опухоли, гипопластическая анемия.
2.4. БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ
РАДИОНУКЛИДОВ, ПОПАВШИХ ВНУТРЬ
ОРГАНИЗМА, И ДОЗА ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ
Повышенная опасность радионуклидов, попавших внутрь организ-
ма, обусловлена несколькими причинами Одна из них — способность
некоторых нуклидов избирательно накапливаться в отдельных органах
тела, называемых критическими (например, до 30 % иода депонируется
в шитовидной железе, которая составляет только 0.03 % массы тела),
и, таким образом, отдавать свою энергию относительно небольшому
объему ткани* Другая причина— значительная продолжительность
облучения до момента выведения нуклида из органа нли уменьшения ак-
тивности вследствие радиоактивного распада нуклида. Скорость биоло-
гического выведения (при допущении, что выведение радиоактивных ве-
ществ из органов происходит по экспоненциальному закону) характери-
зуется постоянной Хб, а эффективная скорость-—суммой постоянных
Хэф=Хб+Хр, где Хр — постоянная радиоактивного распада. Тогда эф-
фективный период полувыведения нуклида из организма равен
= 0,693/Х^ = Тс Ti/2/T6 + Т1/2, (2.1)
Третья причина — рост опасности воздействия высокононнзирующих
* Согласно Публикациям 26 и 30 МКРЗ [9, 20], необходим учет
эффективной дозы облучения в результате поступления радионуклида
в организм, т. е облучение не одного какого-то критического органа,
а всех важных органов и тканей, а также облучение этого критическо-
го органа от нуклидов, содержащихся в других органах.
72
а- и р-излученнй, которые не действенны нли малодейственны для
внутренних органов при внешнем облучении ввиду низкой проникаю-
щей способности
Рассматриваются три пути проникновения радиоактивных веществ
в организм: через органы дыхания, через ЖКТ и через кожу или по-
вреждения кожи Этими путями нуклиды вначале попадают в кровь,
а затем током крови разносятся по всему телу или преимущественно
в критические органы.
В некоторых случаях критическим органом становится ЖКТ, его от-
дельные участки, а также легкие
Наиболее опасен первый путь, поскольку за рабочую смену человек,
как это рекомендуют принимать в расчетах НРБ — 76/87, вдыхает за
6 рабочих часов 9 м3 воздуха (в целом за 1 сут 20 м3), а с пищей по-
требляет только 2,2 л воды.
Кроме того, усвоение и отложение в организме нуклидов, попадаю-
щих через органы дыхания, как правило, выше, чем при заглатывании.
Усвоение через неповрежденную кожу в 200—300 раз меньше, чем че-
рез ЖКТ, и не имеет существенного значения по сравнению е первыми
двумя путями Только оксид трития, а также нитрат уранила и изотопы
иода легко проникают через кожу и всасываются в кровь. Радиобио-
логические свойства некоторых нуклидов, поступающих в организм че-
ловека, приведены в табл. 2 3.
В табл 2.3 также даны значения эффективной энергии ЕЭф, погло-
щенной в критическом органе тела взрослого условного человека на
один акт распада радионуклида (см разд 1.1). Медико-биологические
данные по условному человеку, необходимые для расчета дозы обличе-
ния, содержатся в Публикации 23 МКРЗ [22] Как видно из таблицы,
доля нуклида, попадающего в ткани и органы, измеряется в широких
пределах (от 0,01 до 100%). Это происходит из-за различий в природе
нуклидов, зависит от химической формы (растворимое нлн нераство-
римое соединение) нуклида, а для легочного пути—еще и от размеров
(дисперсности) аэрозольных частиц Крупные частицы (более 5 мкм)
эффективно (до 75 %) задерживаются верхними дыхательными путями
(носоглоткой), 8 % достигают альвеол легких В общем случае, соглас-
но рекомендациям МКРЗ [20], для расчетов принимается аэродинами-
ческий диаметр аэрозочей 1 мкм и следующее распределение вдыхае-
мого вещества: выдыхается 35 %; осаждается в верхних дыхательных
путях 30 %; осаждается в альвеолах легких 25 %; около 8 % отклады-
вается в трахеях легких В этой дыхательной системе наиболее критич-
ными с точки зрения радиационной защиты являются альвеолы и трахеи
в виде одного составного органа массой 1000 г, условно называе-
мою легкими Для описания очищения легких от вдыхаемых радиоак-
тивных веществ и выведения их из собственно легочной области по-
следние разделяются иа классы Д, Н, Г с периодом полувыделения 7в=
= 10, от 10 до 100 и более 100 сут
Биологические периоды полувыделения нуклидов из критических
органов и тканей различаются от десятков суток (3Н, 14С, 24Na) до
(практически) бесконечности (полное усвоение: 90Sr, 239Pu).
По характеру распределения нуклидов в организме отчетливо вид-
ны три группы: концентрирующиеся в костях (90Sr, 226Ra, 239Pu, 24,Am
и др), в печени (144Се, 239Pu, 241Аш и др), во всем теле (3Н' «°Со
,oeRu. 137Cs н др )
Приведенные радиобиологические характеристики нуклидов необ-
ходимы для расчетов мощности дозы в критическом органе и допусти-
мою хронического поступления их в организм за год.
73
Таблица 2.3. Радиобиологические свойства некоторых радионуклидов,
поступающих в организм взрослого условного человека [20—22]
Нуклид Критический орган, его масса, эффективный радиус Периоды полураспада и полувыведения, сут Эффективная энергия ЕЭф, МэВ/расп Доля нуклида, попадающая в рассматриваемый орган
Т Т6 при заглаты- вании в кровь. /х При вды- хании L25J, от общего количества в организ- ме.
аН Все тело 7*10* г, 30 см (рав- номерное распределение в во- де всего тела) 4,5-10» 10 0,01 1,о 1,0 1,о
11С Все тело 2-10» 10 0,054 1,0 0,75 1,0
Жировая ткань 104 г 2-10" 12 0,054 1,0 0,38 0,6
Скелет 104 г, 5 см 2.10» 40 2,7 1,0 0,02 0,1
2*N:I Все органы (кроме скелета) Скелет 0,63 0,63 10 10 2,7 2,7 1,0 1,0 0,70 0,7 0,3
32р Мягкие ткани 14,3 19 0,69 0,8 0,6 0,4
Плазма крови 3,1 10’ г 14,3 0,5 0,04 0,8 0,15 0,15
Скелет 14,3 1500 3,5 0,3 0,13 0,3
35S Все органы и ткани (равномер- 87,1 20 0,056 0,8 0,75 0,15
ное распределение) 87,1 2000 0,056 0,8 0,75 0,05
42К То же 0,52 30 Ь6 1,0 0,75 1,0
мМп Все органы (кроме скелета н печени) 300 40 0,4 0,1 0,3 0,2
Скелет 300 40 0,25 0,1 0,3 0,35
Печень 1,8-10’ г, 10 см 300 40 0,01 0,1 0,07 0,15
59ре Все тело (70 % в гемоглоби- не) 45 2000 1,3 0,1 0,3 1,0
««Со Все тело (кроме плазмы крови, равномерное распределение при хроническом поступлении) 1,9-10» 6,0(60 %) 60 (20 %) 1,5 0,05 0,4 0,45
Печень Плазма крови 1,9-10» 1,9-10»
58Со Все тело (кроме плазмы кро- 70,8
ви)
Плазма крови 70,8
88Sr Скелет 50,5
8°Sr » Ю4
soy > 2,68
«Zr Все тело 63,3
Скелет 63,3
1O«RU Все тело (равномерное распре- 367
деление)
131] Все тело (кроме щитовидной 8,05
железы)
Щитовидная железа 20 г, 3 см 8,05
133] То же 0,87
13o] > 0,28
137Cr Все тело (равномерное распре- 1,1•104
деление)
140Ba Все тело (кроме скелета) 12,8
Скелет 12,8
140La Все тело (кроме скелета) 1,68
Скелет 1,68
144Ze Все тело (кроме скелета и пе- 290
чени)
Скелет 290
Печень 290
»’°Tm Все тело (кроме скелета) 127
Скелет 127
l»8Au Все тело 1,7
?l°Po То же (кроме почкн, селезен- 138,4
ки, печени)
9,5 0,04 0,05 0,02 0,05
0,5 0,06 0,05 0,02 0,50
6,0(60%) 0,48 0,05 0,02 0,45
60(20 %)
0,5 0,02 0,05 0,02 0,50
1,8-10* 2,8 0,3 0,28 0,97
1,8-10* 1,1 0,3 0,12 0,97
1,8-10* 4,4 1,0-10-* 0,19 0,45
7,0 1,1 2-Ю-з 0,25 0,5
8-103 1,1 2-1О-з 0,09 0,5
0,3(15%) 1,4 0,05 0,27 0,35
8,0(35 %)
1000(20 %)
35 (30 %)
12 0,41 1,0 0,7 0,7
120 0,20 1,0 0,23 0,3
120 0,54 1,0 0,23 0,3
120 0,52 1.0 0,23 0,3
110(90%) 0,59 1,0 0,75 1,0
2(Ю%)
65 2,3 0,1 0,28 0,5
65 4,2 0,1 0,19 0,5
500 1,9 Ю-з 0,25 0,6
Юа 2,7 IO-3 0,1 0,4
3500 1,3 3-10-* 0,25 0,15
3500 6,3 3-10-* 0,07 0,20
3500 1,3 3-10—* 0,07 0,60
675 0,34 10-* 0,25 0,05
1000 1,7 10-* 0,15 0,95
120 0,58 0,1 0,3 1,0
50 55 0,1 0,28 0,7
Продолжение табл. 2
Нуклид Критический орган, его масса, эффективный радиус Периоды полураспада и полувыведения, сут Эффективная энергия Ерф, МэВ/расп. Доля нуклида, попадающая в рассматриваемый орган
Т 1/2 гб при заглаты- вании в кровь, при вды- хании [25]. /а от общегс количеств.-. в оргаииз ме, f,
Почкн 310 г, 7 см 138,4 50 55 0,1 0,02 0,10
Селезенка 138,4 50 55 0,1 0,01 0,1
Печень 138,4 50 55 0,1 0,05 0,1
22«Ra Все тело (кроме скелета) 5,9-10» 8,1-10» НО 0,2 0,4 0,17
Скелет 5,9-10» 1,64-10" 196 0,2 0,03 0,83
05 2Sb{J Все тело (кроме скелета и по- 2,6-10» 6 86 2,0-10-з 0,25 0,12
чек)
Скелет 2,6-10» 20 20 2,0-Ю-з 0,028 0,2
Почки 2,6-10» 6 88 2,0-Ю-з 0,028 0,12
?»»U Все тело (кроме скелета и по- 2,6-1012 6 84 2,0-10-з 0,25 0,12
чек)
Почки 1,6-10i? 6 86 2,0-Ю-з 0,028 0,12
as»pu Все тело 8,9-10" 6,5-10" 53 10-" 0,25 0,1
Скелет 8,9-10" 3,6-10" 270 10-" 0,20 0,45
Печень 8,9-10" 1,4-10" 53 10-* 0,04 0,45
!41Am Скелет 1,6 10» 3,6-10" 27,0 5-10-" 0,2 0,45
Печень 1-10» 1,4-10" 19,2 5-10-" 0,04 0,45
Примечание. Более подробные данные по метаболизму (распределению в теле) 95 наиболее часто встречающихся на
практике радионуклидов можно найти в Публикации 30 МКРЗ (ч 1—3) [20] и Приложениях к ним на английском языке (21],
Мощность эквивалентной дозы в критическом органе взрослого ус-
ловного человека определяют по соотношению:
l,6.10-w//n, (2 2)
где з/ — равиовесная (т. е. не изменяющаяся во времени) активность
нуклида во всем теле, Бк; ft — доля нуклида в критическом органе от-
носительно общего содержания во всем теле; qfn — равновесное содер-
жание радионуклида в органе, Бк; 1,6-10—13 выражено в Дж/МэВ; т —
масса критического органа или ткани, кг; £эф=2£йп — эффективная
энергия, МэВ/расп , передаваемая органу тела в каждом акте распада
радионуклида с учетом биологической эффективности излучения; k—.
коэффициент качества излучения; п—коэффициент неоднородности
распределения радионуклида в органе, который предполагается рав-
ным единице для рентгеновского и у-излученнй и пяти для а-, Р-час-
тиц и ядер отдачи нуклидов, отлагающихся в костях, за исключением
!26Ra и 32Р Этот коэффициент принят равным единице для всех орга-
нов. кроме костной ткаин
Для P-излучений, пробег Р-частиц которого мал по сравнению с раз-
мерами органа,
0,33£р/ (1 -Z,/2/50) (1 +£^/4). (2 3)
где £g—граничная энергия Р-спектра, МэВ; /— доля распадов рас-
сматриваемого типа; Z — атомный номер нуклида.
Для у-излучеиия
£= Ev/[1 -expf-p^x)], (2 4)
где £v — энергия квантов, вылетающих при распаде нуклида; цгп — ли-
нейный коэффициент поглощения энергии, см-1; х— эффективный ра-
диус органа, содержащего нуклид, см
Для а излучения и ядер отдачи с энергией Еа:
E = EJ. (25)
По формулам типа (2 1) — (25) можно с целью нормирования вы-
числить допустимое содержание нуклида в теле или критическом орга-
не, а также годовое допустимое поступление в организм (ПДП) и до-
пустимые концентрации (ДК) нуклидов в воздухе и воде при непре-
рывном хроническом поступлении (см. табл. 8.1 НРБ—76/87). В этом
случае устанавливается равновесие между поступлением нуклидов в ор-
ганизм н их радиоактивным распадом и выведением. Тогда в предпо-
ложении об экспоненциальном законе биологического выведения из кри-
тических органов (выведение из ЖКТ подчиняется другому закону)
зависимость между скоростью поступления нуклидов в организм
(Бк/сут) и их накоплением в организме или органе определяется выра-
жением:
<?/3 = F [I — exp — (X9rj>/)]/19ф = 1,45/Тяф (1 - ехр (-0,693//ТЯ(Ь)],
*2 6)
где q—активность нуклида, содержащегося во всем теле; /2— доля
нуклида, отложившегося в оргапе, по сравнению с содержанием в теле;
F=FW= (flK)wVaf, (для поступления с водой или с пищей); F=Fa~
•= (HK)aVafr (для поступления С ВОЗДУХОМ),* Тпф — Т . ^Тп/ (Т ] /о+ Те); t-
продолжительность, сут, профессионального облучения, принимаемая
77
равной 50 годам, или продолжительность облучения лиц из населения,
проживающих по соседству с ядерными установками, загрязняющими
внешнюю среду радионуклидами, принимаемая равной 70 годам; fa —
доля нуклида, отложившегося в критическом органе, относительно
полного поступления в организм при вдыхании; — доля нуклида, от-
ложившегося в критическом органе, относительно полного поступления
при потреблении пищи или воды; V,, или Va — количество пищи для
воды и воздуха, потребляемое человеком за рабочую смену (для про-
фессиональных условий) или за 1 сут (для населения, см гл 4);
(ДК)»' — допустимая концентрация в воде, Бк/л; (ДКЬ — допустимая
концентрация в воздухе, Бк/м3
Для большинства нуклидов Тя& мало и /»7Эф, поэтому равнове-
сие наступает быстро, а множитель [1—ехр(—АЭф/)] превращается в еди-
ницу За период /=50—70 лет только для 20 нуклидов не наступает
равновесия и происходит постоянное возрастание содержания нуклида
в критическом органе (или хроническом непрерывном поступлении
в организм). В табл 2 4 приведены некоторые из этих нуклидов Для
них в начальный период накопления qfz=Fi.
Таблица 2.4. Некоторые нуклиды, не достигающие равновесного
состояния в организме за 50 лет
Нуклид Г1/2 . год то. ГОД гэф' г°« Доля от рав- новесного содержания за 50 лет, %
80Sr 28 50 18 86
?2”Ra 1602 45 44 56
««Th 7,7-10* 200 200 16
?87Np 2,2 10е 200 200 16
239pu 2,4-10* 200 200 16
?41Am 433 200 140 22
Исходя из изложенного выше метода расчета ДК и ПДП, следует
с осторожностью применять значение ДК для нс предусмотренных рас-
четом случаев, таких, как кратковременное поступление нуклидов
в больших количествах (острое отравление), аварийные загрязнения
внешней среды, применение ДК в воде для пищевых продуктов и др.
Следует отметить, что ДК рассчитывали, исходя из непрерывного
облучения за 50 лет при постоянном уровне загрязнения радионукли-
дами воздуха и воды и непревышения при этом допустимого уровня
дозы в критических органах в любом году в течение всего этого пе-
риода По нуклидам, указанным в табл- 2 4, берется содержание к кон-
цу периода, т е. для них ДК в начальный период имеет большой за-
пас. Кроме того, распределение нуклидов в теле при кратковременном
поступлении может отличаться от того, что возникает при хроническом
Например, в костях многие нуклиды отлагаются лишь в небольшой до-
ле относительно их содержания в желудке Поэтому разовое значитель-
ное поступление таких нуклидов может быть опаснее для ЖКТ, кото-
рый становится критическим органом, а ие для костей.
Согласно Публикации 30 МКРЗ [20], основным пределом для внут-
реннего облучения, используемым в целях радиационной защиты, яв-
78
>4 ® ф ф <£> О ф ® ® е ® ®‘хакке>вкаа01слс,''сл0' О’ to Ы к N “ «
о ” -> о-о-з е -о о п> г» «- ffq П TJ Z о -£ -1 ftj ЙЗ Радионуклид
ta Jafca ja ja X 5СI-з-з-з-з -з-з j=ij=ij=i ta fata -ч)а х х х a х х Ингаляционный класс
ФФФФФФФФФФФФФО^СЗФФФФФФФФФФФФФФФФФФФФФФ Ф Ф ф ф
Q — Ф OD »U tO — — — tO — — S СЛ — СО -Q — ЬО 00 Л. GO N3 — ГГ1 г।।।г I।।। — ф — ф ф о ф — ф ф ф ф 00бф0б405фф4ф02ф to to Ф — — Ф СО — to — to — ГС Ф Ф to Ф СП to to со 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 ффф — ф ф ф ф ф о ф ООФФОООФООМООФФ ф — — to СП ф 00 00 — to СО Ф — гофогоою — фю-^cj^-^ ।Гг।।।।।।।।।। ОФ — — Ф — ф-ОФФО — о ^ООФОООФФОООСОСФФОО -xj to to to Ф — — Ф ф to b. 1 Г 1 1 1 1 1 — ф ф ф — — Ф Ф Ф 00 — Ф Эффективная эквивалентная доза
о о Ф О ФОФФФ Ф ф ф ф ф ф
1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 со 1 1 1 1 1 1 1 ф lilt to 00 фь Ф — — -О Ю © to О си Дх 00 — ] 1 1 1 1 1 1 1 1 I 1 1 ,64- 18- ,18- ,48- ,11- Гонады
8 О Ф ффффф Ф Ф 00 Ф00Ф00Ф Ф -И -08 -09 -09 -09
О о ф ф ффф ф ф ф ф ф ф
1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 111111 г to III! Й S Й to to 00 — 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 Ф to to ф iiiiгг Красный костный мозг
ф 00 ф О Ф ффф Ф Ф Ф 00 оо Ф 00 Ф 00 — ф ф — Ф Ф 00 —
ф ф ффффффф ффффффффффф фффффффффффффффффф
— to — СО — —• Ф — сл Л “vl ЧОСЛЮЙФ^ 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 II — СО -и — 00 Фк — Ф СЛ СО Ф 0 О Ф 1 1 1 1 1 1 1 Ф Ф *-4 Ф ф СО — ю III to Ф — to СО 00 г * — — СЛФ to 00 си — Ц1ЧФО^ — дх 1 1 N 1 1 1 (I 1 1 1 1 сл to to — to ф Y> ьэ Cjn to ^л ФФ—ФФ— Ф 00 Ф 00 оо — Легкие
8 8 8888888 ф ф ф о о ф ф -4 Ф 00 Ф 00 00 -4 Ф о о ф -О ОС Ф Ф -08 -09 -08 -07 -08 -07 -09 -09 -07 -09 -10 -08
ф ф ф ф ф ф ф О ф фф
tO 4>к — tO «— ф ЬО Ф Ф -Q Ф Ф СО -4 1 1 1 1 I 1 1 1 1 1 1 1 1° 1 1 1 1 1 00 1 1 1 1 1 1 I3 ] 1 1 1 1 1 ей 2 1 1 1 1 1 1 Щитовидная же- леза
08 07 05 06 08 07 09 8 8 8 —
ф ф Ф о ффф ф ф ф ф ф
Ф го 1 1 1 1 1 1 1 1 I Г 1 Г to to W Ф 1 1 1 1 Г 1 СП Л. СП со -о Ф 1111 — — 00 to СЛ СЛ -О Ф 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 ф 11111 г Верхняя часть толстой кишки
8 8 8 8 ффф 00 Ф Ф 8 88 8
Таблица 25 Дозовый коэффициент радионуклидов при ингаляции,
Зв/Бк [20. 23, 24]
Продолжение табл. 2.5
135 ]
154 Cs
laeCs
»”Cs
**"Ba
ио La
»<’Се
мзсе
,44Се
143рг
144 Рг
*«Мо
,47Рт
W3Sm
»»'W
мор0
гзвмр
135U
2з«и
Мврц
гзори
241Лт
0,30—09
0,13—07
0,20—08
0,87—08
0,97—09
0,12—08
0,23—09
0,85—09
0,95—07
0,20—08
0,11 — 10
0,16—08
0,93—08
0,48—09
0,14—11
0,57—09
0,33—04
0,32—04
0,12—03
0,14—03
0,13—07
0,19—08
0,88—08
0,43—09
0,45—09
0,29—10
0,28—04
0,32—04
0,32—04
0,12—07
0,19—08
0,83—08
0,13—08
0,18—03
0,20—03
0,20—03
0,44—09
0,12—07
0,23—08
0,88—08
0,17—08
0,42—08
0,17—07
0,39—08
0,79—06
0,13—07
0,94—10
0,11—07
0,77—07
0,20—08
0,60—09
0,13—04
0,24—08
0,28—03
0,27—03
0,85—08
0,11—07
0,17—08
0,79—08
0,90—08
0,15—08
0,29—08
0,12—08
0,39—09
0,13—08
Примечание Класс растворимости для различных химических форм
радионуклида принимается согласно Публикации 30 МКРЗ [20].
ляется ПДП Подчеркивается, что допустимые концентрации радио-
нуклидов в воздухе ДК должны всегда применяться с осторожностью,
не так как максимальные концентрации в воздухе, которые нельзя
превышать ни при каких обстоятельствах. Очевидно, что превышение
ДК или допустимого содержания ДС для радионуклида с коротким
временем пребывания в теле не обязательно приведет к превышению
пределов дозы, установленных нормами радиационной безопасности
По мнению МКРЗ. содержание радионуклидов в питьевой воде не
подлежит нормированию в форме допустимых концентраций, посколь
ку вода всего лишь одян из источников пищевого поступления нуклида.
Суммарная активность радионуклидов, поступившая через органы пи-
щеварения за любой год, должна контролироваться и сравниваться со
значениями ПДП и ПГП при поступлении через органы пищеварения
Пределы годового поступления радионуклидов ПДП для работаю
щих с радиоактивными веществами в открытом виде представлены
в указанной Публикации 30 МКРЗ Они были рассчитаны по ожидае-
мой полувековой эквивалентной дозе внутреннего облучения, которая
пе должна превышать установленные МКРЗ нормативы годового облу-
80
Таблица 2 6. Дозовый коэффициент радионуклидов при потреблении
продуктов питания, Зв/Бк [20, 23, 24]
Радионуклид Коэффициент всасывания в кровь Эффективная эквивалентная доза Гонады Красный костный мозг Легкие Щитовидная же- леза Верхняя часть толстой кишки
»н 0,17—10
— 0,57—09 0,56-—09 0,56—09 0,56—09 0,56— 09 0,56—09
?2Na 1 JI 0,32—09 0,28—08 0,43—08 0,25—08 0,25- Ов 0,3—08
32р 0,8 —— 0,65—09 0,8—08
«Ст 0,1 0,36—10 0,40—10 0,12—10 0,11—09
ММп 0,1 0,73—09 0,95—09 0,49—09 0,23—09 —. 0,14—08
ИМп 0,1 0,25—09 0,85—10 —. 0,14—08
?SFc 0,1 0,16—09 0,11—09 0,11—09 0,10—09 0,17—09
s’Fe 0,1 0,18—08 0,17—08 0,85—09 0,64—09 0,39—08
88 Со 0,05 0,78—09 0,10—08 0,26—09 __ 0,19—08
“Со 0,05 0,27—08 0,32—08 0,13—08 0,87—09 — 0,57—08
«Ni 0,05 0,14—09 0,85—10 0,85—10 0,85—10 — 0,36—09
“?Zn 0,5 0,39—08 0,35—08 0,45—08 0,32—08 0,32— 08 0,42—08
88 Rb 1,0 0,44—10 ___
8»Sr 0,3 0,22—08 0,32—08 — 0,73—08
««Sr 0,3 0,36—07 0,19—06 —_ —
»0y 0,0001 0,27—08 —. 0,13—07
»iy 0,0001 0,24—08 __ 0,10—07
»?Zr 0,002 0,92—09 0,81—09 —. 0,30—08
”Zr 0,002 0,22—08 0,62—09 __ — 0,12—07
88Nb 0,01 0,61—09 0,80—09 __ — 0,18—08
“Mo 0,05 0,12—08 — — 0,57—08
”Tc 0,8 0,34—09 — — — 0,16— 08 0,41—09
M3Ru 0,05 0,73—09 0,57—09 __ __ 0,25—08
W’Ru 0,05 0,58—08 __ — 0,25—'17
l°?Rh 0,05 0,30—09 — — 0,19—08
Погод* 0,05 0,29—08 0,30—08 0,94—09 0,83—09 — 0,59—08
ззютуе 0,2 0,23—08 0,73—09 — — 0,43— 07 0,46—08
182Те 0,2 0,20—08 0,59—07 —
12» j 1,0 0,74—07 — — — 0,25— 05 —
13JJ 1,0 0,14—07 — — — 0,48— 06 —
13 3J 1,0 0,27—08 — — — 0,91— 07 —
,84Cs 1,0 0,19—07 0,21—07 0,19—07 0,18—07 0,18— 07 —
13eCs 1>о 0,31—08 0,30—08 0,30—08 0,26—08 0,27— 08 —
6—722
81
П Родолжение табл. 2.6
Радионуклид Коэффициент , всасывания в кровь Эффективная эквивалентная доза 1 Гонады Красный костный мозг Легкие Щитовидная же- леза Верхняя часть толстой кишки
137Cs 1,0 0,14—07 0,14—0/ 0,13—07 0,13—07 0,13— 07 0,Х—07
140Ва 0,1 0,23—09 0,10—08 — — — 0,77—08
140La 0,001 0,21—08 0,13—08 — — 0,91—08
14‘Се 0,0003 0,70—09 — — — — 0,30—08
143Се 0,0003 0,11—08 — — — — 0,57—08
44‘Се 0,0003 0,53—('8 — — — — 0,22—07
wpr 0,0003 0,12—08 — — — — 0,51—08
147Pm 0,0003 0,25—09 — — — — 0,11—08
153Sm 0,0003 0,71—09 — — — — 0,37—08
‘"'W 0,01 0,70—09 0,26—09 — — — 0,36—08
22eRa 0,2 0,92—07 0,6—06 — — —
23 9 NJp 0,01 0,80—09 — — — — 0,38—08
235 U 0,002 0,68—08 — 0,28—08 —— — 0,17—07
234J 0,002 0,61—08 — 0,27—08 — — 0,15—07
23xpu 0,0001 0,10—06 0,23—07 0,15—06 — — ——
239pu 0,0001 0,12—06 0,26—07 0,16—06 — — ——
241Am 0,0005 — 0,14—С6 0,84—06 — — —
Примечание Коэффициент всасывания радионуклида из ЖКТ прини-
мается согласно Публикации 30 МКРЗ [20]
чения для профессиональных работников [9] (Нспревышение эффектив-
ной эквивалентной дозы НЕ<50 мЗв в год, эквивалентной дозы па
любой орган //<500 мЗв в год, на хрусталик глаза //<150 мЗв в год.)
Полувековая эквивалентная доза //so для каждого вида ионизирующе-
го излучения i в ткани (органе)-мишени от радионуклида содержа-
щегося в ткаии (органе)-источнике, вычислялась по соотношению:
J/soiJ =/VJ 1,6-10—13 УЭЭ£-10а, (2 7)
где N/ — число ядерных превращений радионуклида j за 50 лет после
поступления этого радионуклида в организм взрослого человека;
1,6-10_ 13 — число Дж/МэВ; 103 — г/кг; УЭЭ — удельная эффективная
энергия (аналог Е.ф в табл 2 3), выделяющаяся при одном ядериом
превращении радионуклида /, МэВ/(г-расн), и поглощенная в ткани
(органе)-мишени Значения Nj и УЭЭ 2УЕЕ; можно найти в рабо-
тах [20, 21]. В этих расчетах ПДП, Бк/год, были использованы дозо-
вые коэффициенты Зв/Бк, а именно числовые значения ожидаемой по-
лувековой дозы, Зв (эквивалентной на отдельные органы и эффектив-
ной) на 1 Бк, поступившей в организм человека активности через
органы дыхания или пищеварения (табл. 2.5, 2.6), и следующие нера-
венства:
ПДП^//Е>50у (на единицу поступлениях 59 мЗв
82
Таблица 2.7. Масса некоторых органов условного человека [21, 22]
Орган илн ткань Масса, г Орган или ткань Масса, г
Все тело 70 000 Плазма крови 3100
Мышцы 28 000 жкт 1200
Кожа 2 600 Печень 1800
Эпидермис 100 Легкие 1000
Дерма 2 500 Почки 310
Подкожная жировая 7 500 Щитовидная железа 20
клетчатка Яичники 11
Скелет 10 000 Яички 35
Красный костный мозг 1 500
Таблица 28 Данные о потреблении продуктов питания, скорости
дыхания и продолжительности контакта человека
с различными объектами внешней среды [22, 23]
Возрастная группа, годы
Параметр 0—1 1-8 8-12 12—17 Взрослые
Молоко и молочные продук- ты, л/год 231 124 302 353 190
Мясо, кг/год 2 27 52 63 60
Рыба, кг/год Растительные продукты, кг/год: — 1,6 3 3,8 5
пшеница 9 54 103 123 112
картофель 12 84 163 203 ПО
капуста — 10 12 21 21
огурцы — 5 5,6 6,8 6,8
Питьевая вода, л/год 182 260 260 260 370
Скорость дыхания, м3/с 2,33-10-5 8,0- IO-3 1,6-10—4 2,2-10-4
Купание или катание на лодке, с — 1,4- 104 3,6-105 —
Время пребывания на бере- гу пли па орошаемой терри- тории, с 3,2 •104 7,2-105 —
Таблица 2 9. Поправочный коэффициент расчета дозы для различных
возрастных групп [23]
Радионуклид Возрастные группы, годы
0—1 1-8 8—12 12-17 Взрослые
НС ао$г> 235{J( 238JJ 2^PU, 2J9PU 3,4 2,4 1,4 1,2 1
Остальные 11,6 4,7 2,4 1,4 1
6*
83
Таблица 2 9,а. Коэффициент увеличения дозы для молодого человека
по отношению к взрослому при иигаляциоииом поступлении одинаковой
активности [24]
Радио- нуклид Возраст, годы 1
0-1 1-я Я—12 12-17 |
«н 10,67 4,10 2,47 1,62
’Be 4,36 2,77 1,89 1,23
14С 9,96 4,67 2,34 1,36
UF 5,38 2,97 2,10 1,28
22Na 6,03 3,16 1,96 1,27
24Na 4,07 3,34 2,03 1,29
32р 10,59 4,65 2,59 1,38
36S 8,89 4,54 2,30 1,35
8СС1 11,19 4,74 2,38 1,38
42К 11,23 4,59 2,36 1,40
«Са 7,21 4,49 2,52 1,25
4’Са 8,14 3,87 2,50 1,34
**Sc 6,74 3,07 2,21 1,53
4,59 2,78 2,00 1,25
РСг 6,06 3,18 1,93 1,28
?2Мп 5,50 2,91 1,84 1,17
НМп 4,47 2,63 1,82 1,29
•«Fe 4,84 3,06 1,75 1,18
•»Fe 5,81 3,12 1,92 1,30
•«Со 4,35 2,59 1,67 1,21
•«Со 3,84 2,55 1,64 1,17
•»Ni 4,75 3,08 1,62 1,11
«Си 8,96 3,87 2,15 1,37
•?Zn 4,17 2,81 1,77 1,19
»’Ga 7,60 3,54 2,22 1,36
”Ge 8,20 3,48 2,16 1,47
,3As 8,76 3,71 2,21 1,48
’•Se 4,70 2,74 1,83 1,29
82Br 6,10 3,10 1,88 1,27
«•Rb 10,05 4,44 2,35 1,36
«•Sr 4,63 2,84 1,85 1,23
««Sr 8,83 4,52 2,74 1,36
«•Sr 3,06 2,18 1,32 1,05
«1Sr 9,12 4,13 1,61 1,36
toy 10,25 3,71 2,44 1,70
»imY 5,57 2,91 1,81 1,26
fly 8,66 4,51 2,72 1,35
®?Y 8,37 3,22 2,14 1,54
взу 7,15 2,91 1,95 1,45
««Zr 6,60 3,72 1,38 1,29
«’Zr 8,84 3,95 2,36 1,35
»«Nb 6,25 3,41 2,24 1,29
««Mo 8,97 3,77 2,27 1,46
”Tc 7,42 3,68 2,03 1,-1
Радио- нуклид Возраст» годы
fi—I 1— fi 8-12 12—17
«»тТс 8,86 4,68 2,20 1,46
J«3Ru 6,02 3,25 1,92 1,27
J05RU 8,48 3,73 2,10 1,35
,0«Ru 7,18 4,15 2,13 1,27
105Rh 10,33 4,26 2,29 1,41
110/nAg 8,69 3,70 2,26 1,56
111 Ag 9,82 3,92 2,29 1,55
109Cd 3,53 2,19 1,55 1,17
H«mCd 6,83 3,14 1,00 1,42
U1ln 5,56 2,77 1,84 1,35
ll3Sn 4,82 3,04 2,02 1,22
122Sb 9,60 4,00 2,31 1,45
124Sb 7,41 3,40 2,16 1,42
12«mTe 6,91 4,26 2,93 1,33
>?’mTe 7,65 4,38 2,65 1,29
12’Te 10,73 4,34 2,30 1,41
12»mTe 9,32 4,49 2,71 1,38
129Te 10,05 4,07 2,26 1,43
132Te 8,96 3,93 2,19 1,43
nq 12,77 6,72 2,60 1,60
130] 12,51 6,77 2,63 1,71
131J 13,54 7,21 2,72 1,74
132J 7,33 3,45 1,98 1,28
134] 13,25 7,10 2,70 1,73
1S4Cs 5,15 3,13 1,85 1,23
w.'Cs 5,86 3,09 1,87 1,26
137Cs 8,45 4,52 2,27 1,32
133Ba 2,41 1,86 1,25 1,03
140 Ba 9,44 4,38 2,72 1,37
141 La 5,15 2,64 1,84 1,38
13«Ce 5,57 3,09 2,03 1,34
141Ce 8,56 3,59 2,31 1,57
143Ce 9,62 3,52 2,34 1,65
144Ce 4,36 2,62 1,77 1,24
мзрг 9,69 3,63 2,39 1,66
iwpr 5,72 2,51 1,80 1,38
147Nd 9,52 3,58 2,36 1,65
^’Pm 5,12 3,31 1,83 1,16
l81Sm 2,97 2,09 1,32 1,06
l84Eu 3,05 2,15 1,40 1,08
18«Eu 3,99 2,70 1,58 1,11
U’Tb 3,99 2,29 1,71 1,33
181 Ho 7,50 3,06 1,95 1,42
iesEr 10,17 4,58 2,81 1,39
Пр я uni те. Особенности метаболизма радионуклидов в организме по-
воды* людей иа учитывались [принимались одинаковыми со взрослыми).
84
Таблица 2.9, б. Коэффициент увеличения дозы для молодого человека
по отношению к взрослому при иигаляциоином поступлении одинаковой
активности (с учетом метаболизма у молодых люден) [24]
Радио- нуклид Ингаля- ционный класс Возраст, годы Радио- нуклид Ингаля- ционный класс Возраст, годы
1-8 8—12 12—20 1—8 8-12 12—20
ь’Сг н, д 3,51 2,42 1,63 imRu г 2,66 1,34 1,13
6Ч2г н, г 3,32 1,99 1,30 i"»Ru д,н 4,61 3,03 1,66
мСг г 2,38 1,36 1,15 i»»Ru н, г 5,03 2,98 1,56
62Мп н, г 2,74 1,75 1,23 io’Ru г 3,76 1,64 1 24
62Мп г 2,09 1,36 1,14 129J Д, н 4,85 2,47 2,09
64Мп г 1,96 1,43 1,13 12₽J г 4,10 2,26 2,04
6 «Со н, г 1,89 1,18 1,08 131J Д.Н 8,59 3,61 2,20
з «Со г 2,12 1 ,22 1,09 13Ц Г 7,35 3,35 2,17
‘°Со н, г 3,56 2,31 1,36 134Cs Д, Н 1,92 1,76 1,33
в0Со г 1,85 2,35 1,48 134Cs Г 1,63 1,62 1,29
i°3Ru Д, н 3,80 2,35 1,48 is’Cs д,н 2,68 2,22 1,49
ioiRu н, г 4,32 2,57 1,49 i3’Cs г 2,28 2,03 1,45
или
ПДГГ S/7r50 (на единицу поступления) < 50 мЗв. (2 8)
Данные табл. 2 3, 2 5, 2 6 удобны при вычислении дозы внутрен-
него облучения от радионуклидов, поступивших в организм перораль-
ным или ингаляционным путем, как при хроническом поступлении, так
и при кратковременном или аварийном В них учтены распределение
(метаболизм) радионуклидов в теле человека, их эффективный период
полувыведения из организма эффективная или удельная эффективная
энергия и т п
Для этих вычислений могут быть необходимы также сведения о
массе органов условного человека (табл 2.7), скорости дыхания в зави-
симости от возраста и о потреблении продуктов питания и воды
(табл 2.8)
Дополнением к табл 2 8 служат поправочные коэффициенты, на
которые требуется умножать дозовый коэффициент (см табл. 2.5,2.6)
в зависимости от возраста человека (табл 2 9).
При кратковременном поступлении нуклидов в организм для рас-
чета дозы в критическом органе вместо соотношений (2.2) — (2 7) необ-
ходимо применять специальные формулы Предполагается, что перво-
начальный период накопления нуклида в рассматриваемом органе при
кратковременном поступлении его в организм не влияет на значение
дозы в органе и выведение из органа описывается только одной экс-
понентой qf? = <?о/2схр(—0,693//ГЭф) Тогда можно использовать сле-
дующую формулу для расчета эквивалентной дозы за время i:
t
Н= f q0f2exp (—0,693//7'эф) 1,6.10-м£эфЛ/т==
о
= <7о Аг 2,31 • 10-м £эф Гвф (1 _ ехр (—0,693//Гвф)]//п. (2.9)
85
Выражение (2.9) получено интегрированием соотношения <22), в ко-
тором вместо qfi подставлено изменение во времени начальной удельной
активности Соехр(—АЭф/), где C^qtftlm—начальная удельная актив-
ность в органе, Бк/кг (/ измеряется в с).
Если ОЛф, выражение (2 9) упрощается
Н = 2,31- IO-»» £эфТэфС0. (2.10)
Когда /кСЬф,
Н = Пб-Ю-’зЕэфСоЛ (2 11)
Если поступивший в организм нуклид медленно накапливается в рас-
сматриваемом органе, ф0РмУ'лы (29)—(2 11) неверны, так как они не
учитывают начальный период накопления (например, при переходе
нуклида из легких в кровь и далее в какой нибудь орган или когда
71/2<Гб). Это можно откорректировать введением постоянной накоп-
ления Хи или периода полунакоплеиия Тп в выражение для измене-
ния начальной удельной активности С( и получить уравнение для рас-
чета средней удельной активности нуклида в органе:
С = Со [ехр (— 0,693//Тэф) — ехр (— 0,693//Гц)], (2.12)
где Со — максимальная средняя активность, получаемая экстраполяци-
ей экспоненты выведения к моменту времени / = 0; Т„ —
Н-Гнб — эффективный период пол> накопления, а ГПб—биологический
период полунакоплеиия, всегда Т3$>Та и Т^>ТпЪ
Дозу в ткани или органе при полном выведении нуклида можно
найти по формуле:
Я = 2,0-IO-» £эф (Гэф_ Гн) Со = 2,0-10-»£эф Г9ф (1 - Т„/Тэф).
(2 13)
Из формулы (2 13) следует, что если ГВф>7'в, то с погрешностью
около 5 % можно считать скорость накопления мгновенной и вместо
выражения (2 13) использовать соотношение (2.10), а следовательно,
и формулы (2 9) и (211)
Если поступление нуклидов в организм продолжается ограничен-
ное время /t, сут, а равновесие между поступлением н выведением не
наступало, эквивалентная доза облучения органа, Зв, за время поступ-
ления /t, сут, может быть получена из уравнения (2 6):
t,
Wt, = ( F [1 — ехр(— Лэф/)] Еэф 1,6- 10—13 с///тЛ.эф ==
()
= (2- 1С-8^эфТаф/т) Г/ь — ( ' ~~ ехр_(~ Кзф YI, (2.14)
I \ Аэф /J
где F=Cvf— скорость поступления нуклида в организм, Бк/сут; С —
содержание нуклида в потребляемой пище, воде или воздухе, Бк/мэ;
v — скорость дыхания или потребления воды, м3/сут; f— доля нуклида,
поступившего с водой (fw) или воздухом (fa) в рассматриваемый ор-
ган относительно полного поступления в организм; m — масса орга-
на, кг.
Эквивалентная доза облучения критического органа за время /г,
86
сут, после прекращения поступления следующая:
G
Ht2 = f F11 - ехР хэф *t)l Еэф 1, 6-10—13 ехр (— ЛЭф О Л//иХЭф =
и
= (2-Ю-8 Г£эфТЭф/тЛэф) [1 — ехр (—Хэф*i)lU — ехр(— Лэф^)].
(2.15)
Доза за все время:
2-Ю-8 FE т
lit. + Ht,=------------------------?-ф эф X
m
X pi - - ~-ехр (~Лзф/1) ехр (- Лэф /2)]. (2 16)
L "-эф J
Выражение (2 9) для дозы при кратковременном поступлении может
быть получено из соотношения (2.16), если принять /2=*, а Л—»-0 Тог-
да [1—ехр(—Хзф/О/Лаф]»/!, a = — разовое поступление в кри-
тический орган за время G. Время в формулах (2.9)—(2 11) измеряется
в секундах, в формулах (2.13)—(2 16) —в сутках.
Важно помнить, что выражения (2 2), (2.9)—(2 11) и (2 13) — (2 16)
справедливы при условии равномерного распределения а- и Р-активпо-
го нуклида внутри рассматриваемого органа или ткани, и пробег р час-
тиц мал по сравнению с их размерами
Поглощение фотонного излучения неравномерно даже тогда, когда
нуклид равномерно распределен в ткани. Поглощение квантов зависит
от размеров и геометрической формы органа. Поэтому в уравнение
(24), используемое для вычисления поглощенной энергии фотонного
излучения, подставляют эффективный радиус органа X н вносят по-
правку на геометрический фактор g, зависящий от формы и размеров
органа.
Вместо уравнений (2 4) можно записать:
Dv^CpV6g, (2 17)
где Dy—мощность дозы, аГр/с=10_'8 Гр/с; С — средняя удельная ак-
тивность в органе, Бк/кг; р — плотность ткани органа, кг/м3, Г6—
керма-постоянная, аГрм2/(с-Бк); g— геометрический фактор, м Если
вместо Г6 использовать внесистемную единицу Г, Р-см’/(ч-мКи); С, р
и g выразить в Бк/кг, г/см3 и см, то приведенное выше соотношение
будет иметь вид:
Dv = 7,5-10-15СрГ^г;
Dy= 6,5-1О~10 Cpl’gz, (2 18)
где ?=Гр/Р«0.87-10“’ (для фотонов с энергией около 1 МэВ н ли-
нейным коэффициентом ослабления ц = 0,03 см-1 для мягкой ткани);
Dy — в Гр/с или Гр/сут соответственно.
Для расчета дозы отдельные органы тела приближенно считают
сферическими, цилиндрическими, коническими и пр
При равномерном распределении нуклида внутри сферы мощность
дозы достигает наибольшего значения в центре сферы, а геометрический
фактор составляет g=4nR, где Л —радиус сферы. Мощность дозы на
87
поверхности сферы вдвое меньше, чем в центре, а в среднем геометри-
ческий фактор g=3/4g=3n/?. Это соотношение справедливо в диапа-
зоне энергии фотонов 0,2 — 2 МэВ, для органов, имеющих эффектив-
ный радиус сферы, /?<10 см, однако оно непригодно, например, для
вычисления дозы в костном мозге, так как отличие от сферы очень ве-
лико. Средний геометрический фактор g условного человека массой
70 кг с равномерным распределением нуклида в теле зависит от роста
и увеличивается от 123 до 135 см при уменьшении роста от 200 до
140 см
С учетом сказанного средняя доза в органе (ткани) за время после
поступления может быть получена интегрированием по времени мощ-
ности дозы: Z)v=
'о
Если выведение радионуклида из органа (ткани) описывается од-
ной экспоненциальной функцией С=Сехр(—0,693//7Эф) с эффектив-
ным периодом полувыведения Лф, то среднюю поглощенную дозу в
этом органе за t можно вычислить по соотношениям
5?= 1,45С0 рГй^[1 -ехр(-0,693/77^)];
при /»ТЭф
5?=1,45С0рГвгТэф; (2.19)
при /<ТЭф
Dv= 1,45СорГ6£/,
где I и Т,ф выражаются в с; £>v— в аГр=10~18 Гр; Со — начальная
удельная активность ткани, Бк/кг.
Соответствующие (2 18) выражения, прн использовании внесистем-
ной единицы гамма-постоянная, будут:
Z)v= 1,1 • 10~14 Со prz^j, [ 1 -ехр(-0,693//7’аф)];
5V = 9,4- IO”10 Со рГг гТ’эф [1 - ехр (о,693//Т^)];
прн
5v=i,i.io-14coprZgT^
= 9,4-10~10 СрГг^; (2.20)
при t <Тэф
1,1 -IO-14 Со przgZi
Dv = 9.^10-,0CoprZg/.
где все обозначения соответствуют (2 18); Ьу выражается в Гр.
Вкладом фотонного излучения в суммарную дозу от инкорпориро-
ванных в органе у- и Р-излучаюших нуклидов можно пренебречь, если
Ёэ/Гл> 7,1.10~3g;
Ё₽/Г> 4,7- 10~4Ь (2.21)
88
Таблица 2.10. Эффективные периоды полунакоплеиия Т„
и полу выделения Т,ф радиоизотопов иода в щитовидной железе
человека и максимальное содержание в ней изотопов иода [21]
Изотоп иода г1/2, СУТ гэф’ сут гп’ сут Содержание, % введенного G* 4 ч
13Ц 8,05 6,9 0,28 42 32 720
133] 0,87 0,86 0,21 23 14 100
135] 0,28 0,28 0,12 12 7 36
Примечание. /1 —время наступления максимального содержания изото-
пов иода в щитовидной железе; /а —время наступления равновесия при длитель-
ном поступлении.
где — средняя энергия ₽-частнц, МэВ; g выражается в м нли см со-
ответственно
Ввиду особой важности в табл. 2.10 н 2 11 приведены отечествен-
ные, отличающиеся от рекомендованных МКРЗ [20], данные о динами-
Таблица 2.11. Дозовый коэффициент для расчета облучения
щитовидной железы радиоизотопами иода [21]
Изотоп Доля /. пос- тупающая из крови в щитовидную железу £эф’ МэВ/расп. Дозовый коэффициент при поступлении
в щитовидную железу, мкГр/Бк перорально, мкГр/Бк иигаляциоино, мкГр-л/(Бк с)
129] 0,48 0,07 3,2 1,62 0,27
131] 0,42 0,23 1,6 0,76 0,13
132] 0,05 0,65 0,06 0,03 0,01
133] 0,18 0,54 0,46 0,17 0,03
134] 0,02 0,82 0,03 0,02 0,0003
135] 0,13 0,52 0,14 0,04 0,007
Примечания: 1. При расчете учитывался период полунакоплеиия
(см. табл. 2 10) и использовалось уравнение типа (2.12). 2. Согласно первым ре-
комендациям МКРЗ [25], коэффициент f принимался равным 0,3 для всех изото-
пов иода независимо от их периода полураспада в содержания стабильного иода
в пище, а модель выведения иода описывалась одной экспонентой тнпа уравне-
ния (2 6) Это занижает примерно в 15 раза опасность облучения 13Ч и завышает
в 2—3 раза опасность короткоживущих изотопов иода132”134 I (в НРБ—76/87
использованы эти рекомендации МКРЗ) 3 Дозовый коэффициент при ингаляция
нормирован на скорость дыхания При расчете дозы облучения щитовидной же-
лезы ребенка этот дозовый коэффициент следует увеличить в 1,7 раза из за раз-
ницы в массе щитовидных желез, скорости дыхания взрослого человека в ребенка
и метаболизма иода.
ке накопления и выведения радиоизотопов нода для щитовидной же-
лезы человека при разовом и длительном поступлении их в организм,
а также дозовые коэффициенты облучения щитовидной железы изото-
пами иода, которые являются одинмн из потенциально опасных про-
дуктов деления, по'.адлющих в воздух производственных помещений и
во внешнюю среду при работе ядерных реакторов и АЭС, заводов но
89
переработке отработанного ядерного горючего, а также при мирных
и испытательных взрывах ядериых устройств
Из табл 2 11 следует два вывода
1 Критическим контингентом с точки зрения опасности облучения
изотопами иода населения являются дети в возрасте до двух лет.
2 . Основным фактором радиационной опасности в период пасбищ-
ного содержания скота является пероральное поступление иода с мо-
локом, а не ингаляция (вдыхание) иода.
В случае разового (аварийного) выброса иода во внешнюю среду
загрязнение молока достигает максимума на четвертые сутки, а доза
на шитовидную железу у ребенка от потребления молока (1 л/сут) мо-
жет в сотни раз превзойти дозу от вдыхания воздуха, загрязненного ра-
диоактивным иодом.
Глава 3
ФОНОВОЕ ОБЛУЧЕНИЕ ЧЕЛОВЕКА
Фоновое облучение человека создается космическим излучением, ес-
тественными и искусственными радиоактивными веществами, содержа-
щимися в теле человека и в окружающей среде Обличение от естест-
венных источников превосходит облучение от многих других источни-
ков и является важным фактором мутагенеза, существенного для эво-
люции живых организмов в биосфере
3.1. ДОЗА КОСМИЧЕСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Космическое излучение подразделяют на галактическое излучение
и солнечное, которое связано с солнечными вспышками Солнечное кос-
мическое излучение играет важную роль за пределами земной атмосфе-
ры, но нз-за сравнительно низкой энергии (примерно до 40 МэВ) не
приводит к заметному увеличению дозы излучения на поверхности зем-
ли. Следует различать первичные космические частицы, вторичные и
фотонные излучения, которые образуются в результате взаимодействия
первичных частиц с ядрами атомов атмосферы.
Первичные космические частииы составляют в основном протоны,
а также более тяжелые ядра, обладающие чрезвычайно высокой энер-
гией (отдельные частицы до 1019 эВ). Взаимодействуя с атмосферой
Земли, эти частицы проникают до высоты 20 км над уровнем моря и об-
разуют вторичное высокоэнергетическое излучение, состоящее из мезо-
нов, нейтронов, протонов, электронов, фотонов и т. п
Интенсивность космического излучения зависит от солнечной актив-
ности, географического расположения обьекта и возрастает с высотой
над уровнем моря (табл. 3 1). Для средних широт на уровне моря до-
за на открытой местности на мягкие ткани вследствие космическою
излучения (без нейтронной компоненты) составляет 0,28 мГр/год, ней-
тронная компонента дает дополнительную дозу 3,5-10-’ Гр/год [31}.
Если коэффициент качества облучения нейтронами (см табл, 3.1) при-
нять равным шести то эффективная эквивалентная доза космического
излучения составляет примерно 300 мкЗв/год. В связи с недавними ре-
90
Таблица 31. Мощность поглощенной и эквивалентной дозы
космического излучения в зависимости от высоты* [31]
Высота, км Мощность поглощенной дозы, мк! р/ч Мощность эквивалент- ной дозы, мкЗв/ч** Высота, км Мощность поглощенной дозы. мкГр/ч Мощность эквивалент- ной дозы, мкЗв/ч**
0 0,032 0,035 12 3,01 4,93
4 0,14 0,20 14 4,62 7,56
6 0,33 0,51 16 5,92 9,70
8 0,84 1,35 18 7,09 11,64
10 1,75 2,88 20 8,72 12,75
♦ Приведены средние значения для двух широт (43 и 55”) и двух периодов
активности Солнца (минимальной и максимальной).
** Без корректировки ни увеличение вдвое коэффициентов качества нейтро-
нов и дозы нейтронгой компоненты
комендациями МКРЗ по коэффициенту качества нейтронов эффектив-
ную эквивалентную дозу нейтронной компоненты следует увеличить
вдвое (см табл 3 7),
3.2. ДОЗА ОТ ПРИРОДНЫХ источников
В биосфере Земли содержится более 60 естественных ^КЗДэнуклн-
дов, которые можно разделить на две категории: первичные н космо-
1спные Первичные подразделены на две группы, радионуклиды урано-
радиевого и ториевою рядов (табл 3 2 и 3 3) и радионуклиды, нахо-
дящиеся вне этих радиоактивных рядов.
В первую группу входит 32 радионуклида — продукты распада
урана и тория; во вторую—11 долгоживущих радионуклидов (40К,
87 Rb и др ), имеющих Г! 2 от 107 до 1015 лет.
Космогенные радионуклиды образуются в основном в атмосфере
(табл. 3 4) в результате взаимодействия протонов и нейтронов с ядра-
ми N, О п Аг, а затем поступают на земную поверхность с атмосфер-
ными осадками К ним относят,.я 3Н, |4С, 7Ве, 22Na и др. (всего 14 ра-
дионуклидов). Главными реакциями образования 14С и 3Н являются:
I4N + n-^l2C + 3H и ’’N + n-^C-l-p. 3Н и ,4С являются космогенными
источниками последующего внутреннего облучения человека на Земле.
Основными космогенными радионуклидами — источниками внешнего об-
лучения— являются 7Ве, 22Na и 2iNa.
Внешнее у облучение человека от указанных естественных радио-
нуклидов вне помещений (зданий) обусловлено их присутствием в раз-
личных природных средах (почве, приземном воздухе, гидросфере и био-
сфере). В табл 3 5 приведено содержание радионуклидов в этих средах.
Основной вклад в дозу внешнего у облучения дают у-излучаюшие
нуклиды уранорадиевого и ториевого рядов, а также 40К.
Главными источниками внешнего у-облучения в воздухе ториевой
серии радионуклидов являются 2!8Th и 228Ас, а в урановом ряду 99 %
дозы определяется у излучением il4Pb (RaB) н 214Bi (RaC). По непо-
средственным измерениям в ряде стран мощность поглощенной дозы
в воздухе (на высоте 1 м) от радионуклидов, находящихся во внеш.
91
Таблица 3 2. Характеристики нуклидов семейства S3’U
Нуклиды и цепочки распада Истори- ческое название Г>/2 Энергия излучения, МэВ
а ₽
238 тт 92 и Уран 1 4,47-10» 4,15(25 %) __
4 а лет 4,20(75 %)
234 Th Of, In Уран Xj 24,1 сут 0,103(21 %) 0,063 (3,5 %)
*0 0,193(79 %) 0,093 (4%)
234m р 91 Иа IP 234 p 92 u Уран Х2 1,17 мин — 2,29(98 %) 0,765(0,30 %)
1,001 (0,60%)
Уран 11 2,45-105 4,72(28%) 0,053 (0,2 %)
|a лет 4,77(72 %)
230 90 Th Ионий 7,7-13’ 4,62(24 %) 0,068 (0,6 %)
4 а лет 4,68 (76 %) 0,142 (0,07%)
Радий 1600 лет 4,60 (5 %) 1 1 — 0,186(4 %)
|а 4,78(95 %)
Радон 3,823сут 5,49 (100%) 0,510
1 а (0,07 %)
218г. 84 й0 Радий А 3,05 мин 6,00 0,33
4 а (-100%) (-0,019%)
>Ь Радий В 26,8 мин 0,65 (50 %) 0,295 (19 %)
IP 0,71 (40%) 0,98(6 %) 0,352(36 %)
214 Ri 83 ь Радий С 19,9 мин 5,45(0,012%) 1,0(23%) 0,669(47 %)
IP 5,51 (0,008%) 1,51 (40%) 1.120(17%)
2“ро 3,26(19%) 1,764 (17%)
Радий С' 0,164 мкс 7,69 (100 %) — 0,799 (0,014%)
210 „ | 81 Т| 4 а IP и. 82 Радий С" 1,3 мин 1,3(25%) 0,296(80%;
1,9(56%) 0,795(100 %)
2,3(19 %) 1,32(21 %)
Радий D 22,3 года 3,72 0,016 (85 %) 0,047(4 %)
IP (0,000002 %) 0,061 (15 %)
210 Ri ЯЗ ° Радий Е 5,01 сут 4,65 1,61 __
IP (0,000007 %) 4,69 (-100%)
(0,0005 %)
92
Продолжение табл. 3.2
Нуклиды и цепочки распада Истори- ческое название г1/2 Энергия излучения, МэВ
а 6 V
2Й>о.Ш Радий F 138,4 сут 5,305 (100 %) 0,803 (0,0011 %)
206 Т1 | 81 “|а IP Радий Е" 4,19 мии — 1,571 (100 %) —
206 р. 82 НЬ Радий G Ста Силь- ный — — —
Таблица 3.3. Характеристики нуклидов семейства 232Th
Нуклид Исто рическое название ТМЧ Энергия излучения, МэВ
3 V
232т. 90Th Торий 1,4Ы010 лет 3,95(14 %) — —
1«
228Ra 88К Мезоторнй 1 5,8 года — 0,055(10 %) —
1₽
228 Ас 89ас IP Мезоторий ]] 6,13 ч — 1,18(35%) 1,75(12%) 2,09(12%) 0,34(15%) 0,908 (25 %) 0,96(20 %)
228т. 90Th I а Радноторнй 1,91 года 5,34(28 %) 5,43(72 %) — 0,084(1,6 %) 0,214(0,3%)
224Ра 88 <а |а Торий 3,66 сут 5,45(6%) 5,68(94 %) — 0.241 (3,7 %)
2>Я оо ЧП Торой 55,6 с 6,29(100 %) — 0,55 (0,07 %)
1 а
216 Ро 84 10 Торий А 0,15 с 6,78(100 %) — —
| а
212 рк 82 но IP Торий В 10,61 ч — 0,346 (81 %) 0,586(14 %) 0,239 (47 %) 0,300 (3,2 %)
Ч2 Bi ОО IP Торий С 6П,6 мин 6,05(25 %) 6,09(10 %) 1,55(5%) 2,26(55 %) 0,040(2 %) 0,627(7 %) 1,620(1,8%)
93
Продолжение табл. 3.3
Нуклид Историческое название г1/2 Энергия излучения, МэВ
а ₽ V
212Ро, 84НО Торин С 304 мс 8,78(100 %) — —
208т. 1 fit * * J п Торий С" 3,1 мин , 1,28(25 %) 0,511 (23%)
I к 1,52(21 %) 0,583(86 %)
♦ Р 1,80(50%) 0,860(12 %)
2°*РЬ Торий £> Стабиль- —
ный
Таблица 3.4 Характеристики естественных радионуклидов,
индуцированных космическим излучением [32]
Радионуклид Скорость образова- ния, атом/(см’«с) кэВ
ЗН 0,20 12,3 года 18
’Be 8.1.10-2 53 сут Электронный
захват
10 Be 4,5-10—2 2,5-106 лет 555
2,5 5700 лет 156
22Na 8,6-10—з 2,6 года 545 (В+)
24Na 3,0-lC-s 15 ч 1,389
?eMg 1,7-10—1 21,2 ч 460
2вА1 2,4-10—4 7,4-Ю8 лет 1.17
3»Si 4,4-10—4 2,6 ч 1,48
3’Si 1,6-10—4 700 лет 210
32p 8,1-10—1 14,3 сут 1,71
ззр 6,8-1'—4 25 сут 248
3?S 1,4-10-з 87 cvt 167
3«S 4,9-К-5 2,9 ч 1.1
3‘mCl 2,0-10—4 32,0 мнн
3«C1 1,1-10-з 3,1•105 лет
з«С1 2,о.1С-з 37,3 мин 4,19
з»С1 1,4-Ю-з 55,5 мии 1,91
з®Аг 5,6-Ю-з 270 лет 565
«Кг 1^-10-’ 2,1•105 лет Электронный
захват
ней среде, колеблется в пределах от 3,7 до 9,4-10-8 Гр/ч в зависимости
от различных условий на местности. В некоторых районах с повышен-
ным содержанием ”’Th в почве илн 276Ra в воде (в Индии, Бразилии,
Франции, Иране н других странах) эта мощность дозы достигает 2-10~в
и 5-Ю-5 Гр/ч [31].
94
Таблица 3.5. Содержание некоторых естественных радионуклиде*
в гидросфере (г), биосфере (б), воздухе (в) и почве (п)
Радионуклид Объемная или удельная активность
Диапазон значений Среднее значение
3Н 200—900 Бк/м3 (г) 400 Бк/м3 (г)
’Be 3-10-3 Бк/м3 (в) 0,7-10~3 Бк/м3 (г)
14С 227 Бк/кг (б)
40К 60 Бк/кг (б) 100—700 Бк/кг (п) 370 Бк/кг (п)
f7Rb 629 Бк/кг (г) 948 Бк/кг (п)
228Ra 0,1—2.7 Бк/кг (г) 3,7—48 Бк/кг (п) 38 Бк/кг (п)
222Rn 0,1 — 10 Бк/м3 (в) вне здания 5—25 Бк/м3 (в) в зданиях 3 Бк/м3 (в)
23HJJ 1,2 мкБк/м3 (в) 0,24 мБк/кг — 2,6 Бк/кг (г) 10—50 Бк/кг (п) 25 Бк/кг (п)
232Th 7—50 Бк/кг (п) 25 Бк/кг (п)
Среднспопуляцнонная мощность дозы внешнего облучения для на-
селения всего земного шара принята равной 4,5-10-8 Гр/ч, а мощность
дозы от космогенных радионуклидов — 2-10~10 Гр/ч [31]
Если человек находится в помещении, доза внешнего облучения из-
меняется под влиянием двух противоположно действующих факторов:
экранирования внешнего излучения зданием и излучения естественных
радионуклидов, находящихся в материалах, из которых построено зда-
ние. В зависимости от концентрации 40К, 226Ra и 232Th в различных
строительных материалах мощность дозы в домах изменяется от 4-10 •
до 12-10-8 Гр/ч. В среднем в кирпичных, каменных, бетонных зданиях
мощность дозы в 2—3 раза больше, чем в деревянных домах и в домах
нз синтетических материалов, где она обычно составляет (4—5)Х
X 10-8 Гр/ч.
Внутреннее облучение человека создается радионуклидами, по-
падающими с воздухом, пищей и водой внутрь организма Из них наи-
более высокий вклад в эффективную эквивалентную дозу дают 40К,
14С, 87Rb, 2"’Ро, 226Ra, а также 222Rn и 220 Rn (Tn)
В табл. 3 6 приведены значения среднегодовой дозы внутреннего об-
лучения для районов с нормальным уровнем радиоактивности природ-
ной среды
В табл 3 7 даны расчетные значения годовой эффективной дозы
облучения от различных источников естественного излучения людей,
проживающих в районах с нормальным радиационным фоном. Облуче-
ние относится к взрослому населению и выражено в эффективной эк-
вивалентной дозе с тем, чтобы можно было сравнить роль различных
источников нзлучеиия.
05
Таблица 3 6. Среднегодовая поглощенная доза (мкГр) внутреннего
облучения различных органов от некоторых естественных радионуклидов
Радио- нуклид Гонады Легкие Красный костный мозг Костная ткань Щито- видная железа Осталь- ны * ткани Средне- годовая эффектив- ная экви- валентная доза, мкЗв
зн (₽) 0,01 0,01 0,01 0,01 0,01 0,01 0,01
’Ве(Р,у) 5,7 — 1,2 — — 3
14Сф) 5,0 5,7 24 22 5,9 13 12
40К (₽, ?) 180 180 270 140 100 170 180
87Rb (Р) 10 4,5 7,0 14 3 4 6
210Ро (а) 5,4 2,7 5,1 36 5,4 5,4 130
2зоТЬ(а) — 0,5 0,6 7,4 * — 7
^Thfa) 0,4 0,2 2,0 —- 3
22<>Rn (Tn) 0,02 520— 6400* 0,07 0,87 0,02 0,02 170—220*
222Rn (а) 0,03 730— 9300* 0,08 0,9 0,03 0,03 800— 1000*
?28Ra (а) 0,07 0,07 0,2 2,2 0,07 0,07 7
?28Ra (₽) 0,03 0,42 0,11 0,87 0,03 0,03 13
?з«и (а) 0,25 0,25 0,6 4,0 0,25 0,11
♦ Колебания годовой дозы объясняются различиями в атмосферных и поч-
венных условиях, материалах жилых домов н используемого топлива, окружаю-
щих горных породах, скорости дыхания и массе облучаемой легочной ткани
По сравнению с данными НКДАР за 1982 г. [31] в табл. 3 7 вне-
сены следующие изменения
доза ионизирующей компоненты уменьшена на 40 мкЗв в связи
с учетом экранирующего эффекта строительных материалов зданий,
доза нейтронной компоненты увеличена вдвое в связи с увеличе-
нием коэффициента качества для нейтронов, которое рекомеидо* <но
МКРЗ [15];
доза внешнего облучения от источников в земле увеличена и а
60 мкЗв в связи с уточнением дозовых коэффициентов у излучения в за-
крытых помещениях;
дозы внутреннего облучения от 238U-*23‘tU, 2l0Pb->2,nPo, 222Rn->-
~»-2НРо несколько снижены Однако для короткоживущих продуктов
распада 222Rn опн увеличены примерно на 200 мкЗв;
в целом годовая эффективная эквивалентная доза от естественных
источников увеличилась на 10 % и составляет 2,2 мЗв
Как видно нз тдбл 3 7, эффективная доза внутреннего облучения
вдвое больше дозы внешнего облучения Короткоживущие продукты
распада 222Rn имеют важнейшее значение, поскольку создают около 60 %
эффективного дозового эквивалента внутреннего облучения, далее сле-
дует ,0К (13 %), короткоживущие продукты распада 220Rn (Tn)— 13 %
и 2|0РЬ->2!<,Ро (8 %). Вклад космического излучения в эффективную
дозу внешнего облучения заметно меньше, чем излучение от Земли.
96
Таблица 3.7 Расчетные значения годовой эффективной
эквивалентной дозы от природных источников в районах
с нормальным фоном [13]
Источник излучения Годовая эффективная эквивалентная доза. мЗв
Внешнее облучение Внутреннее облучение Суммарная Доза
Космическое излучение: 0,240 0,240
ионизирующая компонен- ——
та 0,042
нейтронная компонента 0,042 —
Космогенные радионуклиды: 0,12 0,015 0,015
40К 0,18 0,330
87Rb — 0,006 0,006
Урановый ряд: 0,10 1,14 1,24
238^J_^234|J 0,005 —
23°Th; 228Ra — 0,007 230Th; 0,0072?«Ra —
222Rn->-2HPo — 1,00 —
siopb_^2iop0 — 0,12
Ториевый ряд: 0,16 0,18 0,34
,32Th — 0,003 ——
228Ra-*224Ra —- 0,013 —
220Rn->-208Tl — 0,16 —
Всего 0,7(0,62)* 1,5(0,370)’ 2,2(0,990)*
* Расчетные значения средневзвешенных доз облучения населения СССР [33].
Значительно большую дозу получают люди, проживающие высоко
над уровнем моря (рис. 3.1) или в районах с высокой природной ра-
диоактивностью. Однако вклады этих районов в годовую глобальную
эффективную эквивалентную дозу пока не оценены. В первом прибли-
жении глобальная эффективная эквивалентная годовая доза облучения
природными источниками ионизирующего излучения составляет по
оценкам около 107 чел-Зв [31].
Из табл 3.7 видно, что средняя эффективная доза для лиц, про-
живающих в районах с нормальным природным радиационным фоном,
составляет 2,2 мЗв в год Для детей в возрасте до 10 лет эта доза
немного больше в основном из-за ингаляции продуктов распада ра-
дона и составляет 3 мЗв в год.
В табл 3.7 приведены также расчетные значения средневзвешен-
ной дозы облучения населения СССР, в основном проживающего на
равнинных территориях [33].
Измеренная в 1964—1965 гг. с помощью термолюминесцентных до-
зиметров среднегодовая доза внешнего фонового облучения населения
ряда городов СССР приведена в табл. 3.8. В ней также показа-
ны уровни мощности дозы у-нзлучення в зданиях и на открытой
местности.
7—722
97
Таблица 3.8. Среднегодовая доза внешнего фонового облучения населения некоторых городов СССР
в 1964—1965 гг. [21] и мощность дозы (без космического излучения) [34]
Город Мощность до.<ы, 10—2мкГр/ч Доза. мГр Город Мощность дозы. 10 мкГр/ч Доза. мГр
в здании на грунте в здании на грунте
Алма-Ата — — 1,6=1=0,1 Москва II ,0±0,9 9,5 0,9±0,05
Астрахань — — 0,8±0,06 Мурманск — — 1,11=1=0,10
Ашхабад — — 1,0=1=0,07 Новосибирск — — 0,8±0,03
Баку — — О,75±0,02 Оренбург — — 0,8±0,04
Вильнюс 7,5=1=! 5,2±0,5 1,0+0,6 Пятигорск 16,3±2,1 10,0±0,9 —
Воронеж 8,2±1,3 5,6±2.4 — Петропавловск- — — 0,9±0,08
Владивосток — — 0,75±0,02 Камчатский
Выборг 23,5+2,1 16,0=1=1,2 — Рига 8,0±1,4 3,0±1,0 1, 1=1=0,11
Душанбе — —. 1,3=1=0,06 Севастополь 3,3±1,3 3,4 0,45±0,03
Ереван 0,75=1=0,05 Сочи 0,7±0,07
—- ——
Иркутск — 1, 1=1=0,07 Ташкент — — 1,2±0,07
Киев — — 0,95±0,04 Таллии 4,6+2,1 3,2±2 0,9±0,05
Кишинев — —. 0,6=1=0,02 Тбилиси — — 0,9+0,02
Ленинград 12,8+1,5 8,1±2,2 1,2±0,08 Хабаровск — — 0,75±0,08
Львов — •а* 1,0±0,04 Чита — — 1,1±0,06
Минск — — 1,0+0,07 Якутск — — 0,7±0,06
Рис. 3 1. Дозное поле естественного радиационного фона, мкГр/год
3.3. ДОЗА от искусственных источников
В ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЕ И В БЫТУ
В результате деятельности человека во внешней среде появились
искусственные радионуклиды и источники излучения. В связи с инду-
стриализацией в природную среду стали поступать в больших количе-
ствах естественные радионуклиды, извлекаемые из глубин земли вместе
с углем, газом, нефтью, минеральными удобрениями, строительными ма-
териалами и др
Для оценки изменения естественного радиационного фона под влия-
нием хозяйственной деятельности человека используют термин «техно-
логически повышенный естественный радиационный фон».
В него не включают поступившие в среду искусственные радиоак-
тивные вещества от испытаний ядерного оружия, от работы предприя-
тий ядерно-эпергетического топливного цикла Однако к нему относят
такие источники, как геотермические электростанции, создающие в сред-
нем выброс около 400 ТБк 222Rn па I ГВт.год выработанной электро-
энергии; фосфорные удобрения, содержащие, например, 226Ra и 23811
до 70 Бк/кг в Кольском аппатите и 400 Бк/кг в фосфорите; дополнитель-
ное облучение при полете в самолете, 226Ra, 1,,7Pm н 3Н, используемые
7»
99
для светосоставов постоянного действия; цветные телевизоры, а также
электронные н электрические устройства, содержащие радионуклиды
или излучающие рентгеновское излучение; радионуклид 310Ро, исполь-
зуемый для снятия статического заряда в некоторых производствах;
пожарные дымовые детекторы, содержащие 228Ra, 238Pu или 2UAm; ке-
рамическая и стеклянная посуда, содержащие уран и торий, и др.
3.4. ТЕХНОЛОГИЧЕСКИ ПОВЫШЕННЫЙ
РАДИАЦИОННЫЙ ФОН
Уголь, сжигаемый в электростанциях или в жилых домах, содер-
жит естественные радиоактивные 40К, а также 238U и 232Th в равно-
весии с их продуктами распада. На современных тепловых электростан-
циях для производства I ГВт-год=8,7-109 кВт-ч электроэнергии сжи-
гается около 3 млн г угля.
В угольной золе содержится в среднем такая удельная активность,
Бк/кг- ‘265 — «К, 200 — 238U, 240— 228Ra, 930— 2|“РЬ, 1700 —21“Ро,
70 — 232Th, ПО — 238Th и 130 —228Ra [31]
Выброс этих нуклидов в атмосферу зависит от зольности угля
и эффективности очистных фильтров электростанции Если принять золь-
ность угля равной 10 %, а коэффициент очистки образующейся золы
0,975, то в год такая элсктро( танция может выбрасывать в атмосферу
по расчету, ГБк- 4,0 — 4"К, 1,5 — 238U и 2:8Ra, 5,0— 2|“РЬ и 210Ро и 1,5 —
232Th с продуктами его распада Отечественные электростанции, рабо-
тающие на угле с большей зольностью, дают более высокое значение
выбросог, естественных радионуклидов в атмосферу. Расчетные значения
доз внешнего и внутреннего облучения населения СССР в районе рас-
положения таких электростанций приведены в табл 3 9 [33].
Сравнивая данные табл 3 9с дозой облучения населения, прожи-
вающего в районе АЭС такой же мощности (см разд. 3 6.2), можно
констатировать, что эффективная доза в результате выбросов угольной
ТЭС существенно (в 5—40 раз) больше, даже если принять коэффи-
циент очистки выбросов золы ТЭС равным 0,975, хотя в ряде случаев
он снижается до 0,90
Поданным НКДАР, глобальная комитментиая коллективная эффек-
тивная эквивалентная доза за счет выбросов ТЭС в 1979 г. была равной
2000 чел-Зв, с учетом того, что в том году в мире было добыто
3700 млн т угля, 70 % которого пошло на производство электроэнер-
гии В 1975 г. в СССР коллективная эффективная эквивалентная доза
облучения, при суммарной мощности угольных ТЭС равной 66 ГВт (эл),
была около 230 чел-Зв в год, а индивидуальная эффективная эквива-
лентная доза 1,9 мкЗв/год [33]
В табл 3 10 представлены расчетные коллективные дозы внутрен-
него и внешнего облучения при использовании фосфорных удобрений
с учетом нх накопления в почве и поступления с пищей. В расчете при-
нимали. что в тонне удобрений содержится 3-105 Бк 238U и 2-105 Бк
!28Ra вместе со своими продуктами распада. Активностью 40К и 5S2Th
пренебрегали Глобальная коллективная доза в 1977 г. при производстве
1300 млн т этих удобрений по расчету составила 3-103 чел-Зв
Определенное облучение человека возникает в быту и при полетах
в самолете (табл. 3 11).
100
Таблица 3 9. Средние индивидуальные дозы облучения в районе
расположения ТЭС электрической мощностью 1 ГВт, мкЗв/год*
Облучаемый орган 226Ra 228Ra 210pb ?10PO ?32Th WK Суммарная доза
Костная ткань 7,4 1,7-10-? 193 930 __ 4,5 1140
Костный мозг 0,5 5,3-IO-3 19 120 — 4,5 145
Легкие 7,1 1 14,4 8,8 380 4,5 420
Все тело — — — —- — 5,3 5,3**
* В расчете принимался район радиусом 20 км в площадью около 1000 км’.
• Такое же значение приведено в работе (31).
Таблица 3.10 Расчетная ожидаемая (комнтмеитиая) коллективная
доза облучения при использовании фосфорных удобрений,
10~7 чел-Гр/т [31]
Орган 23ьи 234 и 23OTh 22eRa a33Rn ?10РЬ Всего*
Внутреннее облуче- ние: легкие костная ткань красный костный МОЗГ печень почки Остальные ткани Внешнее облучение всех тканей этими ра- дионуклидами * По оценкам, для фективная доза облученн 0,3 5,3 0,9 0,3 3,1 0,3 щесленн всего 0,3 4,8 0,6 0,3 2,9 0,3 я СССР гела сос 1,1 18 1,3 0,02 0,6 0,02 средне! тавляет 0,3 9,0 0,9 0,3 0,3 0,3 эвешень примерь 190 26 ая индн ю 7,5 mi 5,0 66 22 9,3 9,3 9,3 вндуаль (Зв в го 190 33 100 15 10 16 10 1,5 <а я эф, д
Таблица 3.11. Мощность дозы облучения всего тела при полете
в самолете, от часов с циферблатом, содержащим радий, тритий
или прометий, а также от цветного телевизора [31]
Источник излучения Актив- ность, Бк Мощность дозы Мощность экв дозы, мкЗв/ч Глобаль- ная доза, чел • Зв
мкГр/ч мкГр/год
Самолет на высоте — 0,84 — 1,35 2000
8 км Часы- 22’Ra 3,7-Ю3 0,074 1 0,074
3Н 40-10’ 3,7-10—6 0,3 3,7-10—6 —
1,7Рт 1,5-10’ 2-10—* 2 2-10—4
Цветной телевизор иа расстоянии: 250 см от экрана 2,5-10-3 10 2,5-10-3
5 см от экрана —- 100 —- 100 —*
101
3.5. ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ОТ ИСПЫТАНИЙ
ядерного оружия
Источником искусственной радиоактивности во внешней среде в за-
метном количестве являются радиоактивные выпадения от испытатель-
ных ядерных взрывов в атмосфере
Испытания ядерного оружия в атмосфере были начаты США в
1945 г. Наибольший размах испытаний н выход радиоактивных продук-
тов в атмосферу имел место в период 1954—1958 гг. и 1961—1962 гг.
После этого испытания ядерного оружия (кроме подземных) были за-
прещены в большинстве стран мира.
За период 1945—1962 гг. США, Великобританией, СССР и Фран-
цией проведены испытания оружия общей мощностью эквивалентной
513 Мт тринитротолуола (тротилового эквивалента) [31] После 1963 г.
испытания проводили Франция и Китай. Общая мощность испытаний до
1981 г. составила 32,5 Мт Взрыву мощностью в 1 Мт соответствует
1,45-102в актов деления ядерного топлива. Один акт деления эквива-
лентен 3,2-10~" Дж 1 Вт=1 Дж/с=3,1 • 1010 актов деления в I с.
Выход основных радиационно опасных продуктов деления н их ак-
тивность приведены в табл. 3 12
Таблица 312. Выход некоторых продуктов деления при взрыве
ядерного оружия [31]
Радионуклид Период полураспада Выход на^дежннр Активность на 1 Мт, ПБк
MSr 50,5 сут 2,56 590
»«Sr 28,6 года 3,5 3,9
wZr 64,0 сут 5,07 920
>°sRu 39,5 сут 5,2 1500
ieeRu 368 сут 2,44 78
131j 8,04 сут 2,90 4200
J3«Cs 13,2 сут 0,036 32
137Cs 30,2 года 5,57 5,9
i«°Ba 12,8 cvt 5,18 470)
141Ce 32,5 сут 4,58 1600
144Ce 284 сут 4,69 19)
3H 12,3 года 0,01 2,6-10—2
12,3 года Выход при реак- 740
цпи синтеза терлю-
ядерного оружия
После атмосферного взрыва около 50 % образовавшихся активных
продуктов выпадают в районе испытаний (в радиусе около 100 км) па
земную или водную поверхность. Остальная часть уходит в тропосферу
или стратосферу В тропосферу попадают мелкие аэрозольные частицы
и находятся в ней до 30 сут, в течение которых они выпадают на
землю Поэтому с точки зрения дозы облучения в результате выпаде-
ний из тропосферы наибольшее значение имеют радионуклиды с перио-
дом полураспада от нескольких суток до двух месяцев, такие, как13|1,
1,0Ва н 89Sr.
102
В стратосферу уходит большая часть радионуклидов, которые гло-
бально перемешиваются в стратосфере и затем долгое время выпада-
ют в различном количестве на различные участки поверхности всего
земного шара. Поэтому глобальные выпадения из стратосферы в убы-
вающем порядке значимости определяются долгоживущими продуктами
деления — “С, 137Cs, "Zr, "Sr, loeRu, 144Ce, 3H и 239Pu, !4»Pu, ,41Am,
причем три последних нуклида вносят 0,1 % общей дозы.
В отношении долгоживущих радионуклидов необходимо отметить
следующее. До 1970 г. образование трития вследствие испытания ядер-
ного и термоядерного оружия с учетом его выхода на 1 Мт составило:
220 Мт-2,6-1013 Бк/Мт=5,7-10'5 Бк, а термоядерного оружия —
330 Мт-7,4-1017 Бк/Мт=2,4-102» Бк, итого: 2,4-10" Бк.
Природное содержание трития составляет 2,6= 5,2-1012 Бк, т. е. на-
много меньше, чем его поступило в результате испытании оружия в стра-
тосферу, тропосферу н в форме тритиевон воды — в гидрологический
цикл земного шара
Радиоактивный !4С образуется прн захвате азотом воздуха ней-
тронов, испускаемых во время ядерного взрыва. По оценкам НКДАР,
суммарная активность ,4С, накопившаяся в результате испытаний ору-
жия, проведенных до 1981 г., составила 220 ПБк Природное образо
вание 14С в атмосфере космическими нейтронами составляет 1 ПБк
Общее количество "Sr, образованного в результате всех проведен-
ных до 1981 г испытаний, составило 600 ПБк. За вычетом локальных
выпадений общее глобальное накопление 90Sr составляет к концу
1980 г. около 400 ПБк. Поскольку период полураспада 137Cs (7’1/2=
=30,2 года) близок с "Sr (7’1/2=28,6 года), часто используют отноше-
ние их активностей, которое продолжительное время сохраняется посто-
янным и равным примерно 1,6. При таком подсчете количество 137Cs,
попавшего в стратосферу до 1981 г, составило 600 ПБк, 1,6=960 ПБк.
Облучение людей радиоактивными продуктами, образовавшимися
после испытаний ядерного оружия (табл. 3 13), складывается из внут-
реннего облучения (ингаляция радионуклидов с приземным воздухом
и поступления их с пищей и водой) и внешнего облучения (излучение
радионуклидов, содержащихся в приземном воздухе и на поверхности
земли) В табл 3 13 не включены дозы облучения от S4Mn, в5Кг, 13’Св,
I40Ba, 238Ри и других, поскольку их вкладом можно пренебречь
В табл 3.14 представлен относительный вклад в эффективную эк-
вивалентную ожидаемую дозу облучения всего населения Земли от
различных наиболее значимых радионуклидов, образовавшихся в ре-
зультате атмосферных испытаний ядерного оружия, проведенных до
1982 г
Данные табл 3 14 получены с использованием взвешивающих ко-
эффициентов W, (см разд 1.1.3). Расчетные значения ожидаемых доз,
представленных в табл 3 13 и 3 14, позволяют провести непосредствен-
ное сравнение важности различных путей поступления в организм раз-
личных радионуклидов. В полную эффективную дозу, равную 3,8 мЗв,
наиболее существенную часть, а именно 3,0 мЗв, вносит поступление ра-
дионуклидов, в основном “С, с пищей и водой и только 0,13 мЗв —
ингаляция их с воздухом. Внешнее облучение дает около 0,7 мЗв Од-
нако если подсчитать эффективную дозу только до 2000 г„ то на первое
место выйдет вклад внешнего облучения в полную дозу, так как до-
за внутреннего облучения от 14С составит всего 7,7 %, т. е, 200 мкЗв.
В отношении 93Zr, 106Ru и 144Се ожидаемая доза в основном уже
реализована, а по l37Cs, "Sr и 3Н большая часть дозы будет реализо-
вана до 2000 г. Таким образом, если дальнейших испытаний в атмосфе-
103
Таблица 3.13 Ожидаемая (комитментиая) дева от проведенных
до 1981 г. испытаний ядерного оружия, мкГр [31]
Источник излу- чения Северное полушарие Южное полушарие Все население Земли
Гонады Красный костный мозг Костная ткань Легкие Гонады Красный костный мозг Костная ткань Легкие Гонады Красный костный мозг Костная ткань Легкие
Внешнее Короткоживу- щие нуклиды 470 470 470 470 80 80 80 80 310 310 310 310
13’Cs Внутреннее 600 600 600 600 170 170 170 170 >70 370 370 370
3Н 51 51 51 51 14 14 14 14 47 47 47 47
«с» 77 370 340 91 77 370 340 91 77 370 340 91
66Fe 10 6 10 10 2 1 2 2 9 5 9 9
S9Sr — 2 3 24 — 0,6 0,9 6 1 2 15
"Sr — 940 2100 120 — 260 570 34 570 1300 74
ioeRu — — —— 410 — 95 —-- 250
137Cs 2с 0 280 280 280 78 78 78 78 170 170 170 170
i«Ce — — 500 — —— 140 250
239Ru** 0,04 3 .39 12 0,06 0,9 11 3 0,03 2 25 7
24фи*** 3 16 20 30 0,8 4 54 8 2 10 120 18
0,07 0,4 5 — 0,02 0,1 1 — 0,04 0,2 3
Итого округлен- но) 1500 2700 3900 2600 420 980 1300 720 990 1900 . 2700 1700
31J4* 1600 200 1100
• Дозы рассчитаны до 2000 г Полная ожидаемая доза реализуется более чем за тысячу лет, а до 2000 г — только 7,7 % этой
полной лозы
*• Включены дозы от
••* Дозы от поглощения а частиц
4* Доза облучения щитовидной железы.
Таблица 3.14. Эффективная эквивалентная ожидаемая
(комитмеитиа) доза населения Земли от проведенных до 1981 г.
испытаний ядерного оружия [31]
Радионук- лид Эффективная эквивалент- ная ожидае- мая доза, мкЗв Вклад в полную Дозу, % Радионук- лид Эффективная эквивалент- ная ожидае- мая доза, мкЗв Вклад в полную дозу, %
“С 2600 69 240ри 17 0,4
137Cs 540 14 241 ри 9 0,2
35Zr 200 5,3 “Fe 9 0,2
»°Sr 120 3,2 241 Am 4 0,1
io«Ru 83 2,2 8»Sr 3 0,08
144Ce 54 1,4 141 Се 1 0,03
3H 47 1,2 23ври 1 0,03
131J 33 0,9 43’Cs 0,06 0,002
?3SPu 27 0,7 “Мп 0,04 0,001
)40Ba 25 0,7 86Кг 0,005 0,0001
i«3Ru 17 0,4
Итого: — — 3800 100
ре проводиться не будет, то только 14С будет давать сравнительно за-
метный вклад в дозу в третьем тысячелетии.
По оценкам НКДАР 1982 г., ожидаемая коллективная эффектив-
ная эквивалентная доза населения земного шара от всех атмосферных
испытаний ядерного оружия, проведенных до 1981 г, составит
3-107 чел-Зв, что равно четырем годовым дозам естественного облуче-
ния за этот же период [31]. В указанной коллективной дозе значи-
тельная часть (2,6-107 чел-Зв) создает облучение от В * * * * * 14С Указанные
оценки сохраняют свою значимость до настоящего времени [13].
3.6. ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ОТ ВЫБРОСОВ
ПРЕДПРИЯТИИ ЯДЕРНОИ ЭНЕРГЕТИКИ
В конце 1989 г. в 26 странах эксплуатировалось в общей сложно-
сти 416 энергетических реакторов обшей мощностью 274 МВт. 100 ре-
акторов строится
По прогнозу НКДАР, в 2000 г в мире будет действовать АЭС об-
щей электрической мощностью 500 ГВт, хотя этот прогноз до некоторой
степени носит умозрительный характер [13].
Работа АЭС требует добычи урановой руды, ее переработки в обо-
гащенное 235U ядерное топливо, производства твэлов, переработки от-
работавшего топлива для последующего использования извлеченного де-
лящегося материала, переработки и захоронения образующихся радио-
активных отходов
Перечисленные стадии входят в так называемый ЯТЦ (ядерный
топливный цикл). К ним добавляется также транспортировка радио-
активных материалов для обеспечения всех этих стадий.
105
3.6.1. ПРЕДПРИЯТИЯ начальной и конечной стадии
ядерного ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА
Облучение населения, проживающего в районе урановых рудников
и гидрометаллургических заводов, связано с поступлением в окружаю-
щую среду газообразных, жидких и твердых отходов, содержащих ес-
тественные радиоактивные вещества — в основном уран и дочерние про-
дукты его распада (см табл 3.2). Из рудников вместе с вентиляцион-
ным воздухом в атмосферу выбрасывается 222Rii Основным источнй-
ком радиоактивного загрязнения являются отходы, образующиеся при
переработке руды При 0,2 %-ном содержании урана в руде на каждые
200 т получаемого урана (годовая потребность АЭС мощностью 1 ГВт)
образуется 105 т отходов, которые накапливаются в хвостохранилнщах
[33]. Суммарная удельная активность урана и продуктов его распада
составляет 1,5-108 Бк/кг UsO^
Выход 222Rn зависит от содержания урана в урановой руде (обыч-
но от 0,1 до 3 % в UjOa) и составляет от 0,1 до 2,0 ГБк/т, а в среднем
принимается равным 20 ТБк/ГВт-год [31] Это среднее значение иа
1 ГВт-год производимой электроэнергии рассчитано из необходимого
количества урановой руды для приготовления диоксида урана, обога-
щенного до 3 % 2351)
В результате мер, принимаемых для предотвращения эрозии хвос-
тохранилища и очистки жидких и газообразных отходов рудников
и гидрометаллургических заводов, индивидуальные годовые дозы на-
селения вблизи них составляют сотые доли микрозиверта, а локальны-
ми коллективными дозами можно пренебречь по сравнению с дозами в
результате выбросов радиохимических заводов по переработке облу-
ченного топлива (табл. 3 15) на конечной стадии ЯТЦ.
Таблица 3 15. Нормализованные коллективные эффективные
•квивалентиые ожидаемые дозы облучения населения вблизи рудников
и гидрометаллургических заводов, 10~2 чел-Зв/[ГВт-год] [31]
Параметр Ингаля- ция Поступление с пищей в водой Внешнее облучение Итого
Рудник 222Rn н продукты распа- 50 50
да Завод Аэрозоли 1,3 0,2 1,5
S22Rn и продукты распа- 2,3 0,1 0,02 2,4
да Итого: 53,6 0,3 0,02 54
Радиохимический завод мощностью 1500 т/год может перерабаты-
вать топливо 50 легководных АЭС мощностью 1 ГВт, в которых КПД
33 %, выгорание топлива 30 МВт-сут/кг и коэффициент использования
мощности КИМ-0,8, т. е. годовой расход 30 т урана (обогащенного до
3 % 23SU).
Из табл. 3.17 видно, что наибольший вклад в дозу от атмосфер-
ных выбросов РХЗ дает 14С, а от жидких сбросов в море — 137Cs.
106
Таблица 3.16. Расчетные выбросы в5Кг, НС, 3Н н '”1
с газоаэрозольными отходами гипотетического РХЗ производительностью
1500 т/год и соответствующие локальные и региональные дозы
облучения населения [33]
Радионуклид Мощность рыброса. ТБк/год Эффективная эквивалентная локальная доза, мкЗв/год Эффективная кол- лективная доза, чел-Зв/год
"маке. Критический орган
85Кг 5,9-Ю6 1 200 Все тело Кожа Около 1 (локаль- ная, на расстоянии до 100 км)
1!С 29,6 6 Жировая ткань
*Н 129J 2,9-10* 2,9-10—2 (0,74) 60 24 (600) Все тело Щитовидная железа Около 10 (регио- нальная, на рас- стоянии до 1000 км)
Примечания I WMaI(c — локальные индивидуальные дозы облучения
в точке максимальной приземной концентрации 2. Коллективная доза рассчитана
прн плотности населения 25 чел /км2. 3 Для 1291 в скобках указаны выброс и доза
без системы улавливания иода 4 При расчете эффективной дозы для кожи
и щитовидной железы использован взвешивающий фактор 1Гт»0.03 5, Прн вы-
держке топлива более 150 сут выбросом ,3'Хе и 131 можно пренебречь.
Значительный вклад в глобальное загрязнение биосферы и гло-
бальную дозу облучения населения всего мира вносят долгоживущие
радионуклиды !1С,.85Кг, 3Н и I29I, присутствующие в выбросах и сбро-
сах РХЗ на конечной стадии ЯТЦ при переработке облученного топ-
лива. На эту стадию приходится 70—80 % отходов |4С и более 99 %
каждого из трех других радионуклидов (85Кг, 3Н и l29I), а иа основ-
ную стадию — АЭС — остальные 20—30 % |4С и мсиее 1% 8SKr, 3Н
и ,29Т. Таким образом, глобальное загрязнение биосферы определяется
в основном сбросами (выбросами) радиоактивных отходов РХЗ. Сле-
дует отметить, что в мире пока имеется только три действующих ком-
Таблнца 317. Расчетное значение индивидуальной годовой
эффективной эквивалентной дозы в районе завода по переработке
облученного топлива для легководных АЭС [33]
Радионуклид Годовая эффективная эквивалентная доза, мкЗв Радионуклид Годовая эффектигпая эквивалентная доза, мкЗв
Атмосферный выброс Жидкий сброс в море
3Н 5 *°Sr 2
пС 10 mRu 50
8sKr 5 137Cs 150
®°Sr 2 129] 1
12q 2 а-Излучатели 0,5
а-Излучатели 7
Итого: 25 200
107
Таблица 318. Прогноз ежегодного производства глобальных
радионуклидов ядерной энергетикой мира, их накопления и поступления
в биосферу к 2000 г. при ожидаемой мощности АЭС 400—500 ГВт [33]
Радионуклид Ежегодное производ- ство, ПБк Накопленное коли- чество, ПБк Средняя расчетная индивидуальная доза облучения, мкЗв/год
85КГ (5,2—6,3)-103 2,9-10* о,1
«н (2,6—3,3)-102 1,5-10’ 0,005
“С 0,33—0,48 3,7 0,12
129 J (1,1-2,2)-10—2 0,14 1 • 10—5
Примечание. Рассчитано в предположении, что вся ядериая энергети-
ка базируется на легководных реакторах
мерческих РХЗ по переработке топлива (в Великобритании и два во
Франции), которые перерабатывают только 10 % топлива АЭС.
В табл 3 18 приведены расчетные данные ежегодного производст-
ва и накопления |4С, 85Кг, 3Н, 1291 ядерной энергетикой мира к 2000 г.
и соответствующая годовая средняя индивидуальная эквивалентная
доза облучения населения всего мира [33]. При расчете глобальных доз
принималось, что в переработку идет все облученное топливо, а в био-
сферу поступает 100 % 14С, 100 % 85Кг, 100 % 3Н и 1 % |291, образую-
щихся в топливе АЭС. Таким образом, данные табл. 3.18 о наработке
радионуклидов являются одновременно данными о поступлении их
в биосферу (для 1291 нх надо умножить иа 0,01).
Из сравнения локальных, региональных и глобальных доз облуче-
ния населения (табл 3 16—3.18) следует, что в 2000 г и позднее опре-
деляющую роль будут играть глобальные дозы. Это ставит вопрос об
ограничениях выбросов |4С, 85Кг и 3Н в рамках международных согла-
шений, хотя указанные дозы не будут превышать 0,5 % значения сред-
ней дозы от природных источников излучения
Только очень небольшая часть всех радиоактивных продуктов де-
ления п активации, образующихся на различных стадиях ЯТЦ, может
выходить в окружающую среду Большая часть (значительно более
99 %) продуктов деления является высокорадиоактивными отходами.
После соответствующей обработки их направляют иа захоронение В не-
которых случаях отработавшие твэлы отправляют иа захоронение без
переработки и извлечения урана и плутония
К отходам более низкой активности относятся фильтры для очист-
ки воздуха и воды от содержавшихся радионуклидов, узлы или дета-
ли, снятые с реактора, загрязненная спецодежда и т. п.
Оценки показывают, что индивидуальные и коллективные дозы от
этих отходов будут очень малы (от 10-8 до 10-’ Зв в год через 4-10s
лет после захоронения в скальные породы или соляные копи).
3.6.2. ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ОТ ВЫБРОСОВ АЭС
Работающие во многих странах АЭС (более 400 энергетических ре-
акторов в 1989 г) являются источниками практически незаметного за-
грязнения окружающей среды радиоактивными отходами вблизи АЭС.
Уровень загрязнения зависит от типа и конструкции АЭС. Кроме того,
108
АЭС могут стать причиной незначительного по сравнению с РХЗ
(см. табл. 3 16) глобального загрязнении такими долгоживущими нук-
лидами, как 3Н, 14С, 85Кг и 1291 и др.
В ядерной энергетике используются реакторы следующих типов:
с обычной водой под давлением в качестве замедлителя нейтронов
и для теплосъема (ВВЭР, PWR);
с кипящей водой в качестве замедлителя и для теплосъема (BWR);
с кипящей водой для теплосъема и графитом в качестве замедли-
теля (РБМК, LWGR);
с газом для теплосъема и графитом в качестве замедлителя
(GCR);
с тяжелой водой в качестве замедлителя и для теплосъема (HWR);
на быстрых нейтронах с жидким металлом для теплосъема (БН,
LMFBR).
В результате работы АЭС образуются радиоактивные отходы трех
типов: газоаэрозольиые, жидкие и твердые В окружающую среду уда-
ляются (после прохождения систем очистки) только газообразные
и частично аэрозольные и жидкие отходы. Твердые отходы хранятся
на площадке АЭС, а затем направляются на захоронение.
К газообразным отходам относятся радиоактивные благородные
газы (РБГ) радионуклиды Кг, Хе — продукты деления, '"Аг —про-
дукт нейтронной активации 40Аг, содержащегося в воздухе и в охлаж-
дающих реактор воде илн газе. В табл 4 17—4.19 приведены некоторые
ядерные реакции, приводящие к образованию газообразных и аэрозоль-
ных отходов на реакторах АЭС, а также трития
Среди аэрозольных радионуклидов, присутствующих в атмосфер-
ных выбросах АЭС различных типов, следует отметить следуюп'и” био-
логически значимые: 3Н (Т’|/2= 12,3 года; 7Ве (58,3сут); 14С (5730лет);
22Na (2,6 года); 5|Сг (27,7 сут); 54Мп (312,3 сут); 57Со (270,9 сут);
58Со (71,3 сут); 59Fe (45,1 сут); впСо (5,3 года); *3Ni (100,1 года);
85Zn (24,4 сут); ’«As (26,3 ч); "Rb (18,6 сут); 89Sr (50,5 cvt), 9°Sr
(28,6 года); 91Y (58,5 сут); 95Zr (64 cvt); 95Nb (35 сут); "Mo (67 ч);
,03Ru (39,3 сут); 108Ru (368,2 сут); n(,mAg (250,4 сут); 113Sn (115,2 сут);
’•«Cd (2,3 сут); I22Sb (2,7 сут); ,24Sb (60,2 сут), 125Sn (2,7 года);
131mTe (30 ч); 13Ч (8 сут); 134Cs (2.1 года); 13l!Cs (12.9 сут); 137Cs
(30,1 года): |40Ва (12.7 сут); l40La (40,2 ч); |41Се (32,5 сут); ,43Рг
(14 сут); 143Се (33,4 ч); |44Се (284,3 сут); 1!«Еи (4,9 года); |82Та
(115 сут) и др
К жидким отходам относятся пульпы ионообменных смол и фильт-
роматериалы, средняя удельная активность которых не превышает
3,7-10* Бк/кг, а также кубовые остатки выпарных аппаратов, в кото-
рые поступает загрязненная перечисленными радионуклидами вода
при эксплуатации или ремонте реактора После очистки вода исполь-
зуется вновь, а жидкие отходы отверждаются для последующей) захо-
ронения В окружающую среду могут сбрасывать очищенные, так на-
зываемые дебалаиспыс воды Удельная активность сбросных дебаланс-
иых вод не превышает допустимой концентрации для питьевой воды
(см табл 4 3) Эта активность в основном создается тритием в форме
тритиевой воды НТО, так как система водоочистки не позволяет вы-
делять тритиевую воду из воды, а также малым количеством других
радионуклидов не уловленных системой водоочистки АЭС («8Со, *°Со,
’34Cs. ,37Cs. "St, ,3Ч и др ).
К твердым радиоактивным отходам АЭС относятся: 1) твердые от-
ходы, возникающие после отверждения жидких концентрированных
отходов; 2) детали оборудования реактора, снятые с эксплуатации (топ«
109
Таблица 3.19. Усредненные нормализованные газообразные выбросы и жидкие сбросы некоторых радионуклидов
с АЭС с реакторами ВВЭР, РБМК, PRW, BWR, HWR, ТБк/(ГВт год) [13, 33]
Тип реактор? Выброс в атмосферу Сброс в гидросферу
РБГ "А- «н 131 ’ Аэрозоли без i“4 •Н «’Cs ПДи-ПА* (без трития)
ВВЭР 111—277 0,4 7,4 7,4-10-4— 9,2-10—3 3,7-10-4— 1,1-10-2 5,0 — 1,8-10--
РБМК"’ <2775 8,1 1,9 3,7-10—3 2,9-10-‘ 1,0 — 7,4-10—3
° PWR**’ 225±46 -2,0 5,9±2,4 1,4-10—3 6,0-10—3 27,4±1,8 1,7-10-2 1,5-10-1
BWR*“ 2150±520 110,5 3,4±1,6 9,3-10—3 4,3-10-2 2,1±0,5 1,3-10-2 1,2-10-1
HWR 212±48 — 670±190 2,3-10-4 4,0-10—5 290±68 — 2,5-10—3
* ПД+ПА — продукты леления-l-продукты активации.
Без 41 Аг — из газового контура охлаждения графитовой кладки РБМК. ’Н — из газового контура РБМК
Приведены значения, усредненные за 1980—1984 гг но АЭС различных стран (Бельгия, Голландия. ФРГ, СССР, США,
Швеция. Япония, Франция) [13] Снижение выбросов РБГ вдвое для PWR н в 4 раза для BWR по сравнению с данными за
1975—1974 гг [31] обусловлено усовершенствованием твэлов и элементов защиты реакторов, а также введением новейших реак-
торов на АЭС в последние годы
дивные каналы, иасосы, задвижки, фильтры и т. п), использованный
инструмент и приборы, 3) израсходованные материалы (ветошь, спец-
одежда, бумага и т п ) Их количество зависит от типа реактора, ио ие
превышает 2000 м3/(ГВт-год). От одного до нескольких процентов
этого объема составляют отходы средней и высокой удельной актив-
ности общим количеством до 3,7-102 ТБк/(ГВт-год)
Нормализованные годовые выбросы в атмосферу н сбросы в гидро-
сферу некоторых радионуклидов АЭС с реакторами ВВЭР, РБМК,
PWR и BWR приведены в табл. 3 19, а их состав — в табл 3.20 [31, 33].
Таблица 3 20. Состав радиоактивных благородных газов и иода
в газообразных выбросах некоторых АЭС [31]
Нуклид Относительное содержание, %
ВВЭР PWR РБМК* BW'fl
4|Аг 0,2 0,4 0,3 0,15
85Кг 6,0 0,4 0,7 12,6
5,4 4,5 6,6 3,3
-’Кг 1,0 0,15 13,4 10,1
««Кг 2,2 0,36 18,6 9,7
133Хе 72,0 85,8 35,2 11,53
13з^хе — 0,92 0,18
135Хе 13,2 4,7 25,4 18,0
— 0,2 8,2
Другие нуклиды — 2,4 — 26,2
Всего РБГ 100 100 100 100
13Ц 59,8 32 23,8 8,8
133J 31,9 13 43,5 32,5
135j 8,3 55 32,7 58,7
Всего иода** 100 100 100 100
* Без ”Аг — из газового контура охлаждения
** Содержание 1Э21 и ,М1 пренебрежимо мало.
графитовой кладки РБМК.
Образование |4С из азота в топливе составляет 1 ТБк/(ГВт-год),
в теплоносителе реактора PWR — 0,37 ТБк/(ГВт-год), реактора BWR —
0,22 ТБк/(ГВт-год), реактора HWR — в 100 раз больше.
Нормализованный выброс НС для легководных реакторов типа
PWR и BWR, например на АЭС СССР и ФРГ за 1980—1984 гг., в сред-
нем составлял соответственно 0,34 и 0,33 ТБк/(ГВт-год) [13]
Из табл 3 19 видно, что различие в конструкциях реакторов при-
водит к тому, что количество РБГ, выбрасываемых в атмосферу иа
одноконтурных АЭС с реакторами типа РБМК и BWR, иа порядок
больше, чем иа двухконтурных АЭС с реакторами ВВЭР и PWR. При
этом в выбросах двухконтурных АЭС преобладает относительно долго-
живущий 133Хе , в одноконтурных — более короткоживущие изотопы
ксеиоиа и криптона (см табл 3 20).
Скорость образования трития в топливе в результате тройного де-
ления ядер урана составляет 0,75 ПБк/(ГВт-год), в результате акти-
вации дейтериевого замедлителя и теплоносителя в реакторах типа
I1WR — 25 ПБк/(ГВт-год).
Данные табл. 3 20 показывают, что около 1 °/о трития, образуюше-
111
Таблица 3.21. Расчетные значения средней индивидуальной дозы облучения населения в результате
газоаэрозольных выбросов АЭС, мкЗв/(ГВт-год) [33]
Кольцевая зона, км Внутреннее облучение органов Внешнее облучение всего тела Суммарная доза л/£
Легкие жкт Скелет Красный КОСТНЫЙ мозг Щитовид- ная железа Гонады «е
ВВЭР
1 — 10 4-Ю-2 5,9-10—2 1,2-iO-2 0,19 6,8-10-’ 2,6-10-’ 5,4-1©-» 2,5-10-’ 7,9-10—2
10—50 7,1-Ю-з 9,2-10—3 1,9-10-з 3,2-10-’ 8,5-10-з 4,2-10-» 8,4-10-з 2,4-10-з 1,1-10-’
- 50—100 2,4-10—3 3,2-10-2 8,0-10—4 1,3-Ю-з 1,3-10-з 1,8-10-з 3,0-10-з 6,0-10-* 3,6-10-»
to 100—1000 3,0-10—4 5,0-10—4 1,0- 1С—4 1,6-10-3 2,0-10—4 2,0*10—4 4,0-10—4 4,2-10-* 4,4-10-*
РБМК
1—10 3,5-10—2 5,5-10—2 2,8-Ю-з 0,16 3,4 2,2-10-’ 0,15 1,2 1,35
10—50 6,0-10-з 7,0-Ю-з 5,0-10-* 2,5-10-’ 0,5 3,0-10-з 2,2-Ю-2 8,4-10—2 0,1
50—100 2,0-10-» 3,0-10-з 2,0-10-* 1,0-10-’ 0,16 1,5-10-з 7,2- IO-3 7,2-10-з 1,4-10-’
100—1000 3,0-10-* 5,0-10-* 3,0-10-з 1,6-10-3 1,0-10—2 2,0-10-* 5,0-10-* 2,0-10-* 7,0-10-’
Привез а в я я: I. / 1g — эффект» 1Виая эквива лентная доза (см разд 11). 2. Согласно СПАС—88, предел эквивалентной
дозы дли населения в результате газоаэрозольных выбросов составляет 200 мкЗв/год для критических органов 1-й групаы
оо Таблица 322 Расчетные значения коллективной эффективной дозы облучения газоаэрозольными выбросам*
I АЭС с реакторами ВВЭР, PWR, РБМК, В W7?, чел-Зв/(ГВт-год) (13,33]
ьэ ьо Кольцевая зона, км Доза внешнего облучения Эффективная доза внутреннего облучения Суммарная доза *
Ингаляция Пероральная
ЗВЭР ВВЭР PWR
1 — 10 7,2-10-« 8,9-10-’ 3,7-10-’ 1,1-10-’ 2,2-10-’
10—50 1,6-10-’ 3,0-10-’ 1,4-10-’ 3,0-10-’ 4,1-10-’
50—100 1,1 -10—в 2,9-10-’ 1,6-10-’ 2,8-10-’ 3,4-10-»
>— ЮО—ЮОО 5,4 10—3 1,4-10-’ 1,3-10-2 1,9-10-2 1,6-10-2
W 1—1000 8,9 10—з 2,0-10-’ 1,7-10-2 2,6-10-2 2,6-10-2
РБМК РБМК BVR
1—10 3,3-10—3 1,2-10-’ 4,2-10—’ 3,8-10-2 0,22
10—50 5,8-10-2 4,1-10-’ 1,5 IO-2 7,3-10-2 0,23
50—100 1,5-10-2 3,4-10-’ 1,5-10-2 3,0-10-2 0,05
100—1000 2,9-10-2 1,0 ю-« 6,1-10-2 9,2-10-2 0,05
1 — 1000 0,14 1,9-10-’ 9,7-10-2 0,23 0,56
* Суммарные дозы для PWR и BWR рассчитаны по выбросу РБГ для населения ("гран Западной Европы [131 Для PIFtf
60 % дозы обусловливается 1азХе и 28 % 1а5Хе, около 90 % коллективной дозы формируемся в радиусе 500 км Для’ BWR 57 % дозы
дает “Кг, 16 % - 135Хе, 9 % — 13аХе, 8 % - шХе.
ВыВроси В атмосферу
Сороса В гидросферу
Рис. 3.2. Пути воздействия газообразных и жидких радиоактивных от-
ходов АЭС па человека
гося в топливе легководных реакторов, проникает в теплоноситель и от-
туда в выбросы н сбросы АЭС, Для реакторов типа BWR около 0,3 %
трития поступает в атмосферу и столько же в жидкие сбросы. Для
реакторов типа PWR около 3 % трития уходит в жидкие сбросы и 0,6 %
в атмосферу Образование трития в реакторах типа PWR и ВВЭР обу-
словлено главным образом наличием бора в теплоносителе [по реакции
10В (п, 2а) 3Н]
Значения индивидуальных и коллективных доз облучения населе-
ния в результате газоаэрозольных выбросов АЭС приведены в табл.
3 21 и 3 22. Пути воздействия газообразных и жидких радиоактивных
отходов АЭС иа человека показаны иа рис 3 2
Исследования радиационной обстановки иа местности показали, что
благодаря удержанию радиоактивных веществ внутри предусмотренных
на АЭС защитных барьеров и локализующих устройств, снижению вы-
бросов и сбросов до значений, представленных в табл 3 19, во многих
случаях экспериментально измерить дозы облучения населения прак-
тически невозможно. Поэтому, как правило, значения дозы получают
расчетным путем с использованием моделей, описывающих процессы
рассеяния радионуклидов в атмосфере и гидросфере, миграции их в био-
сфере и метаболизм в живых организмах Для отечественных АЭС
с реакторами ВВЭР и РБМК мощностью 1 ГВт (табл 3 21 и 3 22) доза
была рассчитана с помощью следующих исходных данных.
1 Метеорологические данные Средняя скорость ветра в районе
размещения АЭС составляет 2.8 м/с; повторяемость категория погоды
по Пасквиллу в долях в течение юда категория А — 0,026. В —
0,0114; С — 0,230; D — 0,322; Е— 0,178; F — 0,130 Эффективная вы-
сота выброса для реактора ВВЭР—140 м (высота трубы Дтр=Ю0 м)
и для РБМК—180 м (Я1Р=150 м). Учитывались сухое и влажное
114
осаждение радионуклидов из облака выброса, все возможные пути
воздействия газоаэрозольных выбросов на население (рис. 3.2).
2. Плотность населения в зоне вокруг АЭС с радиусом 1000 км
принималась равной 50 чел./км2.
3. Учитывался защитный эффект зданий н сооружений от внеш-
него (фотонного) и внутреннего облучения радиоактивными аэрозо-
лями.
4 Продолжительность пребывания населения в помещениях в те-
чение года принималась равной 90 %.
5. Коэффициент использования мощности АЭС принимался равным
0,75.
6 Результаты расчетов, полу ценные для кольцевой зоны от 100 до
1000 км, следует принимать как оценочные, так как расчет рассеяния
по методу Пасквнлла на расстояниях более 100 км ие корректен.
7. Выбросы и сбросы долгоживущих радионуклидов ИС, 85Кг, 8Н
и 1291 (которые из-за большого периода полураспада, особенности фи-
зико-химических свойств и поведения в биосфере могут распростра-
няться на расстояния больше 1000 км) у АЭС значительно меньше, чем
у РХЗ при переработке облученного топлива Региональные и гло-
бальные дозы облучения этими радионуклидами представлены в разд
3 6.1
Из табл 3 22 видно, что эффективная доза внутреннего облучения
путем ингаляции радионуклидов меньше дозы у-излучения облака вы-
бросов Пероральное поступление может создать эффективную дозу,
сравнимую с эффективной дозой внешнего облучения Ингаляционное
поступление тоже может быть сравнимо с внешним облучением, если
вместо эффективной дозы использовать эквивалентную дозу.
В основном пероральная доза определяется поступлением в щито-
видную железу ,311 по цепочке: трава, корова, молоко. Этот путь имеет
важное значение для критической группы населения — детей (в возрасте
до двух лет) в период пастбищного содержания коров
Более высокое значение дозы облучения па местности вследствие
выбросов РБГ на АЭС с BWR и АЭС с реактором РБМК объясняется
ие только большим нормализованным выбросом, но и его изотопным
составом У BWR и РБМК наибольший вклад в активность вносит
у-излучение '"Аг, 87’88Кг, 135Хе с высокими керма-постоянными Основ-
ную роль в формировании дозы внешнего у-излучения на местности
для обоих типов АЭС играют РБГ. Доля выпавших иа местность ра-
дионуклидов по создаваемой дозе не превышает 0,2 %, а у-излучение
аэрозолей, содержащихся в приземном слое воздуха, имеет значимость
около 10~3 %
Реальное распределение плотности населения вокруг АЭС, отлич-
ное от 50 чел /км2, дает более заметные различия в значениях коллек-
тивной дозы облучения людей в каждой кольцевой зоне. Следует отме-
тить, что, несмотря па значительное возрастание с удалением от АЭС
численности обличаемого населения, значимость отдаленных зон в зна-
чении коллективной дозы невелика Это позволяет считать, что в ос-
новном коллективная доза формируется в результате облучения людей,
проживающих в зоне до 200—500 км.
Сравнение общего ущерба от ядерного н угольного топливных
циклов для здоровья человека дано в табл. 3.23 [33]. Как видно,
здесь учтены не только опасность облучения населения в результате
выбросов из угольной ТЭС природных радионуклидов (см разд 3 4),
ио и канцерогенный эффект химических компонентов выбросов ТЭС
8*
115
Таблица 3.23. Сравнительная оценка общего ущерба здоровью
от ядериого и угольного топливных циклов (ЯТЦ, и УТЦ),
отнесенная к выработке 1 ГВт-год
Вид ущерба ЯТЦ УТЦ*
Число случаев преждевремен- ной смерти 1 300 (20—600)
Общее сокращение продолжи- тельности жизни, чел-год** 20 1-10» [(0,06—1,8)-10»]
Общие потери трудоспособно- сти, чел-год** 10 7-10» [(0,4—12)-10»]
• Без учета возможного ущерба здоровь’о от нераковых заболеваний, вы-
зываемых иекаицерогеиными компонентами выбросов ТЭС (SOs, NO, ртуть, сви-
нец, кадмий и др )
*• Приведены средние данные. В скобках указан интервал возможных зна-
чений.
(летучая зола, сернистый газ, органические канцерогены, в особенно-
сти бензпирен).
Проживание вблизи угольной ТЭС мощностью 1000 МВт с учетом
выбросов ее химических компонентов в сотни раз более опасно, чем
проживание вблизи АЭС аналогичной мощности (см. табл. 3 23).
3.7. ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ПРИ МЕДИЦИНСКИХ
ОБСЛЕДОВАНИЯХ И РАДИОТЕРАПИИ
Использование ионизирующих излучений и радиоактивных веществ
в медицине для диагностики и радиотерапии является основным источ-
йиком искусственного облучения человека, превышающим воздействие
всех других искусственных источников (рис. 3 3).
Эти дозы создаются при рентгеновской диагностике человека, диаг-
ностике состояния отдельных органов (печени, легких, почек, щитовид-
ной железы и др.) с помощью радиоактивных фармацевтических пре-
паратов (32Р, 67Сг, 99mTc, I33Xe, 131I, 198Au, 203Hg и др.), вводимых
внутрь организма; радиационной терапии с использованием радиоактив-
ных источников* в0Со (75.6 % всех терапевтических установок), 137Сз
(5,6 %), бетатронов (6,9 %), линейных ускорителей (10,7%) и указан-
ных выше оадиофармпрепаратов
В СССР, по данным 1975—1976 гг, максимальная средняя годовая
доза от реитгеиодиагиостическнх процедур приходится на костный
1Озг. желудочно-кишечный тракт и все тело (табл 3 24).
Доза облучения костного мозга при рентгенографии зубов может
составлять от 60 до 130 мкЗв в черепе, от 140 до 8500 мкЗв в нижней
челюсти и от 24 до 1160 мкЗв в шейных позвонках [31]
Поглощенная доза в облучаемом с целью терапии органе очень ве-
лика и обычно составляет 20—60 Гр за несколько сеансов Побочный
вредный эффект—поглощенные дозы в гонадах на 1 Гр поверхностной
дозы первичного излучения при радиотерапии приведены в табл. 3.25.
В них включен вклад от рассеянного излучения.
116
Рнс. 3.3. Годовая эффективная индивидуальная эквивалентная доза,
выраженная в пропеитах естественного облучения (а), и годовая эффек-
тивная коллективная ожидаемая эквивалентная доза, выраженная
в сутках равной дозы естественного излучения (б):
/ — природные источники; 2 — медицинская диагностика; 3 — ядерные испытания
в атмосфере; 4 — АЭС
Таблица 3.24. Доза облучения населения СССР в 1975—1976 гг.
в результате рентгенодиагностических процедур [33]
Облучаемый орган или ткань Поглощенная доза, мкГр/год Коллек- тивная доза, 10* челХ ХГр/год
при рентгено- скопии при рентгено- графии при флюоро- графии Суммарная средняя инди- видуальная доза
Гонады 166 169 0,9 336 8,4
Костномозговая 845 353 112 1310 32,9
ткань Легкие 74 2,8 11 88 2,2
Желудочио-ки- 760 100 — 860 216
шечиый тракт Все тело 413 743 230 1386 18,0
Доза облучения при применении радиофармацевтических препа-
ратов, как и при изотопной диагностике, может изменяться в широких
пределах в зависимости от физико-химических и биологических свойств
радионуклида, химического состава препарата, способа его введения
в организм и т. п.
Индивидуальная доза на отдельный критический орган прн ис-
пользовании радиофармацевтических препаратов измеряется тысячами
117
Таблица 325 Поглощенная доза в гонадах мужчин (м) и женщин
(ж), мГр на 1 Гр первичного излучения на поверхности тела [31 ]
Облучаемый орган у-Излуче- ние Рентгенов- ское (200 кВ) Рентгенов- ское (10 МВ) Электрон- du МэВ) Рентгенов- ское (50 кВ)
м ж м Ж м ж м Ж м Ж
Голова 0,21 0,18 0,043 0,227 0,487 0,302 0,25 0,218 0,005
Шея 0,35 0,34 0,075 0,03 0,54 0,34 0,385 0,38 0,015
Грудь 0 475 0,42 0,068 0,33 0,44 0,228 0,5 0,44 0,016
Живот 0,382 0,32 0,06 0,02 0,29 0,08 0,414 0,32 0,015 0,001
Яичники — 460 —_ 165 607 1,8 30,6
Таз 0,638 0,38 0,062 0,03 0.17 0,05 0,657 0,37 0,015 0,01
Бедра 0,4(3 0,384 0,06 0,026 0,067 0,096 0,507 0,4 1,68 0,01
Коленные чашкн 845 —- 808 __ 796 785 495 __
Нижние конечно- 0,2 0,16 0.С5 0,02 0,175 0,23 0.065 0.015 —
стн Ступин ног 0,15 0,075 0,03 0.02 0,23 0,11 0,18 0,045 0,01
микрогрей, в отдельных случаях достигая даже единиц грей, а доза и_
лучения па гонады составляет тысячи — десятки тысяч микрогрей па
одну процедуру
В СССР средняя эффективная эквивалентная индивидуальная доза
облучения населения в 1981—1982 гг. вследствие радиоизотопной диаг-
ностики на все тело составила 25—40 мкЗв/год, в США— 140 мкЗв/год,
в среднем в мире 50 мкЗв/год, дозы облучения щитовидной железы
близки к 1000 мкЗв/год. По данным НКДАР, эффективная эквивалент-
ная доза от наиболее часто используемого ядерной медициной для Це-
лей диагностики радионуклида s’JmTc находится в пределах от 1000 до
10 000 мкЗв за процедуру
Среднемировое значение индивидуальной эквивалентной дозы об-
лучения всего тела вследствие медицинских процедур (главный вклад
дает диагностика), выраженное в процентах дозы естественного облу-
чения (рис 3 3), составляет 20—50 % от 2,2 мЗв, т. е 0,44—1,0 мЗв/юд.
Соответствующая коллективная эффективная ожидаемая эквивалентная
доза облучения всего тела (1,7—4,4)-10е чел-Зв, показанная на рис.
3 3,6, равна той коллективной дозе естественного облучения населения
земного шара, которую оно получает за 60—160 сут.
Изменение за период 1950—1980 гг. доз облучения в результате
испытаний ядерного оружия в атмосфере п использования АЭС пока-
зано на рис. 3 3. Видно, что после 1963 г. индивидуальная доза от ис-
пытаний ядерного оружия снизилась с 6 до 0,7 % естественного фона
в 1980 г., а коллективная доза в 1980 г. была равна четырехсу точной
коллективной дозе от естественного фона
Доза облучения в результате выбросов АЭС и профессионального
облучения персонала АЭС увеличивается в связи с ростом их числа
и установленной мощности. Однако эти индивидуальные и коллектив-
ные дозы очень малы. (В 1980 г при установленной мощности всех
АЭС, равной 140 ГВт, коллективная доза была равна примерно пяти-
часовой дозе естественного фона). Если установленная мощность всех
АЭС в мире к 2000 г. составит 500 ГВт, то, по расчетам НКДАР, кол-
лективная эквивалентная доза облучения населения земного шара
(включая профессиональное облучение персонала АЭС) будет пример-
но равна односуточному облучению населения от естественного излу-
чения.
118
Глава 4
НОРМЫ И ПРАВИЛА РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ, ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ
ОБЛУЧЕНИЯ
Для того чтобы предупредить соматические и свести к минимуму
соматико-стохастические генетические последствия, необходимо ограни-
чивать дозы внешнего и внутреннего облучения персонала, отдельных
лиц из населения и всего населения при применении, хранении и транс-
портировке радиоактивных веществ, при использовании ядериых реак-
торов, ускорителей заряженных частиц, рентгеновских аппаратов и дру-
гих источников ионизирующих излучений.
В настоящее время все страны, использующие атомную энергию,
имеют национальные нормы и правила радиационной безопасности, ос-
нованные на рекомендациях МКРЗ [8—12]. Эти правила иногда содер-
жат изменения, учитывающие результаты работ по радиационной безо-
пасности ученых разных стран, социально экономические и природные
условия этих стран Отклонения от рекомендаций МКРЗ в правилах
отдельных стран обычно не ослабляют требования МКРЗ н не проти-
воречат нм.
В СССР/ установлены «Нормы радиационной безопасности
(НРБ—76/87)» и «Основные санитарные правила работы с радиоактив-
ными веществами н другими источниками ионизирующих излучений
(ОСП—72/87)»
НРБ—76/87 и ОСП—72/87 являются новым изданием, частично пе-
реработанным и дополненным (2-е изд. 1981 г). В НРБ—76/87 были
учтены некоторые, не вызывающие возражений, положения Публикации
26 МКРЗ [9] и Публикации 30 МКРЗ [20]. Однако в НРБ—76/87 не
реализована новая система нормирования ионизирующего излучения,
рекомендованная в Публикации [26], в части использования эффектив-
ной эквивалентной дозы и отказа от концепции критического органа при
облучении, поскольку в составе ее лежит пока не доказанная гипотеза
линейной беспороговон зависимости доза—эффект, а рекомендованные
МКРЗ значения взвешивающих коэффициентов Wr, по видимому, будут
уточняться (см разд 2 1).
В третьем издании НРБ и ОСП учтен накопленный опыт по осу-
ществлению радиационного контроля и проведению профилактических
мероприятий на предприятиях и во внешней среде, в том числе опыт
ликвидации последствий аварии на ЧАЭС* Никакие ведомственные
правила и инструкции не должны противоречить НРБ—76/87 и
ОСП—72/87.
* В настоящее время НРБ—76/87 пересматриваются для включе-
ния в них всех новых прогрессивных рекомендаций МКРЗ 1990 г. о сни-
жении дозового предела персонала до 20 мЗв/год нли 100 мЗв за 5 лет
при условии непревышення 50 мЗв/год в этом периоде и снижении пре-
дела дозы лиц категории Б до 1 мЗв/год отечественного опыта радиа-
ционного контроля на предприятиях, в учреждениях и во внешней
среде.
119
4.1. НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ безопасности
НРБ—76/87
НРБ—76/87 основаны на следующих основных принципах радиа-
ционной безопасности: непревышення установленного основного дозо-
вого предела, исключение всякого необоснованного облучения, сниже-
ния дозы до возможно низкого уровня.
4.1.1. КАТЕГОРИИ ОБЛУЧАЕМЫХ ЛИЦ
И ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМЫЕ ДОЗЫ
Нормами радиационной безопасности НРБ—76/87 регламентиро-
ваны:
1) три категории облучаемых лиц и три группы критических орга-
нов (см разд 115):
категория А — персонал;
категория Б — ограниченная часть населения,
категория В — население области, края, республики, страны;
I группа — все тело, гонады, красный костный мозг;
II группа — мышцы, щитовидная железа, жировая тдань, печень,
почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза
и другие органы, за исключением тех, которые относятся к группам
I и III;
III группа — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, го-
лени и стопы;
2) основные дозовые пределы, допустимые уровни и контрольные
уровни для лиц категории А и Б
Основные дозовые пределы — предельно допустимые соматические
дозы ПДД внешнего и внутреннего облучения персонала (категория А)
за календарный год и пределы дозы ПД внешнего и внутреннего облу-
чения лиц категории Б за календарный год приведены в табл 4 1. ПДД
Таблица 4.1. Основные дозовые пределы суммарного внешнего
и внутреннего облучения, мЗв/год
Категория облучения лиц Группа критических органов
I II ill
Категория А 50 150 300
Категория Б 5 15 30
Примечания: 1 Для категории А (за исключением женщин репродук-
тивного возраста до 40 лет) распределенные дозы внешнего излучения в течение
календарного года не регламентируются 2 Для женщин репродуктивного возра-
ста вводится ограничение облучения на область таза, которое не должно превы-
шать 10 мЗв за любые два месяца. По данным МКРЗ 1990 г. доза беременных
женщин не должнапревышать 5мЗв за период беременности.
не включают в себя дозы естественного фона н дозы, получаемые при
медицинских обследованиях н лечении;
3) коэффициент качества различных излучений при хроническом
облучении всего тела (табл 4 2).
Прн проектирования н планировании мероприятий по радиацнон-
120
Таблица 4.2. Средние значения коэффициента качества
для различных видов излучения
Вид излучения k Вид излучения k
Рентгеновское и у-нзлу- 1 Нейтроны с энергией 10
чения 0,1—10 МэВ
Электроны н позитроны, Р-пзлучение 1 а-Излученне с энергией 20
Протоны с энергией меньше 10 МэВ 10 меньше 10 МэВ
Нейтроны с энергией меньше 20 кэВ 3 Тяжелые ядра отдачи 20
Примечании- 1 При расчете эквивалентной дозы облучения остеотроп-
пыми радионуклидами следует учитывать коэффициент распределения дозы (Кр),
характеризующий влияние неоднородности распределения нуклида в органе (тка-
ни) на его канцерогенную эффективность по отношению к wRa. Для всех радио-
нуклидов, кроме I!-Ra Кр-5, дли 2MRa Кр=Е 2. Если спектр энергии излучения
известен, то следует использовать значения fe. приведенные в табл 4 7.
ной безопасности и прн проведении радиационного контроля применя-
ются следующие нормативы (допустимые уровни).
Для категории А:
предельно допустимое годовое поступление ПДП радионуклида че-
рез органы дыхания;
допустимое содержание ДСд радионуклида в критическом органе;
допустимая объемная активность (концентрация) ДКд радиоак-
тивных веществ в воздухе рабочей дозы;
допустимая плотность потока частиц ДППЛ;
допустимая мощность дозы ДМДА излучения, ДМДА =
_ ПДД мд Г=1700ч. Если по условиям работы ТЧМУООч в
3600 Т
год, то ДМДА и ДППа изменяются обратно пропорционально Г;
допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих
поверхностей ДЗд.
Для категории Б:
предел годового поступления ПГП радионуклида через органы ды-
хания и пищеварения,
допустимая объемная активность (концентрация) ДКб радионук-
лида в атмосферном воздухе и в воде;
допустимая мощность дозы ДМДБ;
допустимая плотность потока ДППБ;
допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхнос-
тей ДЗБ .
Значения ПДД, ПДП, ПГП, ДС, ДКд ь, МЗА приведены в разд 8
НРБ—76/87 для случая воздействия только одного вида внешнего из-
лучения или одного радионуклида и одного пути его поступления в ор-
ганизм ПДП. ПГП и ДК рассчитаны исходя из равновесного накоп-
ления радионуклида в органе, равного ДС. Для смеси радионуклидов
121
Таблица 43 ПДП, ПГП через органы дыхания и ДК смеси
радионуклидов неизвестного или частично известного состава
а) Через органы дыхания
Сведения о составе смеси радионуклидов Категория А Категория Б
ПДП, Бк/год (мкКи/год) ДКд. Бк/м3 (Ки/л) ПГП, Бк/год (мкКи/год) ДКБ, Бк/м* (Ки/л)
Нет сведений 37 (0,001) 1,5.10-2 (4-10-1’) 3,7 (0,0001) 3,7-10—4 (1.10-17)
Отсутствует 248Ст 74 (0,002) 3,0-Ю-2 (8-Ю-18) 7,4 (0,0002) 1,1.10-’ (3-10-17)
Отсутствуют 281Ра, 229. 240, 242, 241 Ри ,4’Cm, ”‘Cf 148 (0,004) 7,4-Ю-2 (2-10-18) 14,8 (0,0004) 1,8-10-’ (5-10-17)
Отсутствуют 227Ac, 2S0Th, 2Лра 238, 239, 210, 242, 244рц »48Cm, 24’- 251Cf 370 (0,01) 1,5-10—1 (4-Id-15) 37 (0,001) 3,7-10-’ (1-10-18)
Отсутствуют любые а- активные нуклиды и »27ДС 2220 (0,06) 7,4.10—1 (2-10-18) 222 (0,006) 3,0-10-’ (8.10-18)
Отсутствуют любые а- активные нуклиды и 110РЬ, 227Лс, 228Ra, 24Tu 22 200 (0,6) 7,4 (2-10-12) 2220 (0,06) 3,010—* (8-10-15)
Отсутствуют любые а- активные нуклиды и 90Sr, 1291, 210Pb> 227ДС) 228Ra> «’Ра, »4'Pu, 249Bk 296 000 (8,0) ПО (3-10-1?) 29600 (0,8) 3,7 (1.10-1»)
б) Через органы пищеварения для категория Б
Сведения о состаае смесн ПГП, Бк/год (мкКи/год) ДКб В воде водоемов, Бк/л (Ки/л)
Нет сведений 1110 (0,03) 1,1 (3-ю-11)
В смеси отсутствуют |291, 2|°РЬ, 11 100 11,1
223, 228Ra> 2S4Cf (0,3) (3-1 о-1»)
В смесн отсутствуют 9°Sr, |291, 2|0РЬ, ЧОРо, 223. 228, 228Ra, Jj, (прироДНЫЙ), ts.pa, 232,235, 233ц 248Cm, 254С1, 258Fm 7,4-10» 74
(2,0) (2.10-»
122
неизвестного н частично известного состава этн значения приведены
в табл. 4 3. ДК радионуклидов были рассчитаны по наиболее низким
значениям ПДП и ПГП, но без учета их местного накопления н мигра-
ции по биологическим и пищевым цепочкам. Поэтому ДК--, для лиц
категории Б не должны применяться без учета этих цепочек.
Численные значения ДППА, моноэнергстических Р-, у> Р~>
н р-мезонных излучении, соответствующие допустимой мощности дозы
ДМДд, также приведены в НРБ—76/87.
4.1.2. КОНТРОЛЬНЫЕ УРОВНИ
Для планирования мероприятий по защите и оперативного контро-
ля за радиационной обстановкой устанавливаются контрольные уровни
индивидуальной годовой дозы излучения, годового поступления радио-
активных веществ, содержания их в организме, концентрации радио-
активных веществ в воздухе, воде водоемов, мощности дозы излучения,
плотности потока частиц, загрязнения поверхностен и т. п.
Контрольные уровни устанавливаются.
для категории А — администрацией учреждения по согласованию
с органами Госсаниадзора;
для категории Б — органами Госсаниадзора по представлению ад-
министрации
При установлении контрольных уровней следует исходить из необ-
ходимости сохранения достигнутых уровней радиационного воздействия
иа данном предприятии ниже допустимых значений, неравномерности
радиационного воздействия во времени, например, прн периодических
работах, нестационарном режиме работы и т. п При установлении
контрольных концентраций радионуклида в атмосферном воздухе и в
воде водоемов следует учитывать возможное поступление его по пи-
щевым цепочкам и внешнее излучение за счет накопления радионукли-
дов на местности.
Контрольные уровни устанавливаются и используются преимуще-
ственно на основе средних показателей за смену для категории А и за
месяц для категории Б. Прн обслуживании постоянно работающих
установок контрольные уровни принимаются, как правило, ниже основ-
ных дозовых пределов и соответствующих допустимых уровней. В от-
дельных случаях- при нестационарных условиях работы, эпизодических
работах и т п , контрольные уровни могут устанавливаться выше до-
пустимых прн обязательном согласовании их с органами Госсанпад-
зора
Повышение контрольных уровней над допустимыми должно быть
тщательно обосновано, чтобы оно было скомпенсировано более низкими
значениями уровней в остальное время н чтобы за год реальное облу-
чение не превысило предела дозы Во всех случаях контрольные уров-
ни рекомендуется устанавливать настолько низкими, насколько это
практически возможно. Это является главным принципом радиацион-
ной безопасности
Введение в НРБ—76/87 контрольных уровней создает возможность
более действенного контроля за радиационной обстановкой на пред-
приятиях и во внешней среде.
Во всех случаях необходимо принимать меры по ограничению облу-
чения населения, уменьшая дозы облучения, получаемые отдельными
лицами, ограничивая число лиц, подвергающихся облучению. В частно-
123
СТ», необходимо ограничивать облучение при меднцнпскнх реитгеНора-
Днологнческих исследованиях населения, особенно беременных женщин,
детей н подростков.
В целях охраны населения и окружающей среды необходимо при-
нимать меры по ограничению радиоактивных выбросов н сбросов.
4.1.3. ОБЛУЧЕНИЕ ПЕРСОНАЛА
Эквивалентная доза облучения Н персонала не должна превышать
ПДД за год, указанной в табл. 4.1, а доза, накопленная к возрасту
30 лет, не должна превышать 12 ПДД для уменьшения вероятности
генетических последствий (см. гл. 2) Лица моложе 18 лет к работе
с излучением не допускаются Формула допустимого (внешнего н внут-
реннего) облучения лиц из персонала в зависимости от времени Т (лет)
с начала профессиональной работы
Я^ПДД^, (4.1)
где Hi — максимальная эквивалентная доза, накопленная в i-м крити-
ческом органе за время Т. Если доза, полученная работником за пре-
дыдущий период работы с источниками ионизирующих излучений, оста-
ется неизвестной, то следует исходить из предположения, что ранее он
получал ежегодно по 1 ПДД, которая была принята в период его ра-
боты.
Согласно НРБ—76/87, лица из персонала могут получить одновре-
менную дозу на весь организм (и органы 1 группы) 50 мЗв однократ-
но в течение календарного года, а женщины до 40 лет — на область
таза не более 10 мЗв за 2 мсс. В любом случае доза, накопленная
к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД
При сочетании внешнего и внутреннего облучения нескольких вн
дов внешнего излучения и поступления нескольких радионуклидов
в организм как с вдыхаемым воздухом, так и с рационом должно вы-
полняться условие, при котором отношение максимальной эквивалент-
ной дозы суммы всех видов смешанного внешнего излучения на данный
критический орган к соответствуюшей ПДД для этого органа и отно-
шение поступлений Пу радионуклидов в организм к их ПДД; в сумме
не превышали единицу:
пддЕ 'г ПДП, " ’
(4.2)
i
где Нм2 — максимальная эквивалентная доза 1-го внешнего язлучення
иа данный критический орган
Примечание Если известны ПДП, для нескольких органов, то во
всех членах суммы следует использовать значения для одного и того
же органа и в качестве критического выбрать тот, для которого сумма
окажется наибольшей
Аналогичные соотношения должны выполняться для среднегодовой
мощности /7мЕ максимальной эквивалентной дозы н среднегодовых
концентраций К/ радионуклидов в воздухе рабочей зоны нли содержа-
124
ния С, радионуклидов в организме:
дмдА ДкА/
+ И.З)
дмдА д%
Этот индекс / обозначает воздушный путь поступления.
Для смеси радионуклидов известного состава значение ПДП2 рас-
считывается по формуле:
100
ПДП2 = । (4,4)
2(Ру/ПДПу)
/
где ПДП2 — предельно допустимое гоступленне данной смеси радио-
нуклидов; Р/ — относительное содержание в смеси /-го радионуклида
к общей активности смеси, %; ПДП/— предельно допустимое поступ-
ление /-го радионуклида.
Для удобства проведения оперативного дозиметрического контроля
содержания радионуклидов в воздухе рабочих помещений, в атмосфер-
ном воздухе и в воде в таблицах НРБ—76/87 приведены ДК, значения
которых рассчитаны по таким соотношениям, как (2.2) — (2.6), т е. для
хронического поступления радионуклидов в организм в условиях рав-
новесия между поступлением и выведением В течение всей профес-
сиональной деятельности человека годовая доза облучения всего орга-
низма и отдельных критических органов при таком характере поступ-
ления не превысит годовой ПДП Для некоторых долгожнвуших
радионуклидов, не достигающих равновесного накопления в критиче-
ском органе в течение 50 лет (22eRa, 90Sr, 239Рн н др., см табл 2 4),
значения ПДП, ПГП и ДК рассчитаны из условия, что ДС, ПДД и ПД
будут получены лишь к концу профессиональной деятельности (за 50
лет для категории А) нли всей жизни (за 70 лет для категории Б). От-
сюда видно, что ПДП и ДК неприменимы для оценки доз облучения
критических органов н тела в период кратковременных или прерывис-
тых поступлений и в аварийных ситуациях (см разд 2.4).
4.1.4. ПЛАНИРУЕМОЕ ПОВЫШЕННОЕ ОБЛУЧЕНИЕ
ПЕРСОНАЛА ПРИ ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ
РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ
Потенциальную дозу внешнего облучения и/или поступления ра-
дионуклидов в организм во время аварии предвидеть невозможно. Пря
установлении факта радиационной аварнн должны быть приняты ме-
ры по защите персонала н населения, а также по ликвидации послед-
ствий аварии, в соответствии с заранее разработанными инструкцией и
планом мероприятий. Прн этом должны быть приняты все практически
возможные меры для сведения к минимуму виешиего облучения н по-
ступления радионуклидов в организм человека. Планируемое повышен-
ное облучение персонала во время аварии выше установленных дозо-
вых пределов может быть разрешено только тогда, когда нет возмож-
125
иости принять меры, исключающие их превышение, и может быть
оправдано лишь спасением людей, предотвращением развития аварии
и облучения большого числа людей.
Планируемое облучение до 2 ПДД разрешается территориальными
учреждениями санэпидмедслужбы а облучение до 5 ПДД — только
Минздравом СССР.
Лица, привлеченные для проведения аварийных и спасательных ра-
бот, на этот период приравниваются к персоналу, и па них распростра-
няются все положения настоящего разд 4 1.4, 11РБ—76/87 и
ОСП—72/87. Допускается планируемое поступление радионуклидов
(кроме урана в растворимой форме) в 2 раза больше ПДП за кален-
дарный год в каждом отдельном случае или в 5 раз больше за кален-
дарный год единожды на протяжении всего периода трудовой деятель-
ности. Однако указанные допущения заведомо не эквивалентны двух-
и пятикратному увеличению годовой дозы облучения критических
органов в особенности но отношению к долгоживущим и медленно вы-
водящимся из организма нуклидам (см гл 2). Поэтому фактическая
доза облучения критических органов будет меньше двух и пяти ПДД.
В табл 4.4 отражено формирование эквивалентных доз при различ-
ных ритмах поступления некоторых радионуклидов в кровь из числа
наиболее радиационно опасных. Эта таблица, наряду с табл. 2.5—2 9,
может быть использована для оценки эквивалентной дозы внутреннего
облучения критических органов при планируемом повышенном облуче-
нии или при различных аварийных ситуациях, так как в ней дан на-
бор возможных значений длительности поступления t: однократное,
в течение 10, 20, 30, 90, 180, 365 сут. Дозы вычислены непосредственно
после поступления (6 = 10, 20, 30, 60 сут), через квартал (/(=90 сут),
через полгода (6 = 180 сут), через год (6=365 сут) и через пять лет.
Расчеты основаны на экспоненциальной (с несколькими экспонентами)
модели биологического выведения нуклидов из органов н тканей
(см. гл 2), кроме остеотропных нуклидов, для которых был принят
степенной закон биологического выведения Эти особенности могут
быть причиной некоторых расхождений между данными табл. 4 4 н рас-
четами с помощью табл. 2 5—2 9
В случае ограниченного времени поступления нуклидов с продук-
тами питания для некоторых из иих принималось, что активность ра-
циона уменьшается с постоянной распада X.
Для оценки дозы в случае ингаляционного или перорального по-
ступления следует пользоваться рекомендуемыми коэффициентами пе-
рехода нуклида из ЖКТ в кровь 6 нли из легких в критический орган
(см табл 2 3)
Планируемое повышенное внешнее облучение персонала, в тех же
исключительных случаях, допускается в 2 раза больше ПДД за кален-
дарный год н в 5 раз больше ПДД за календарный год единожды за
время работы, т е. дозами 100 и 250 мЗв для критических органов
I группы
Планируемое повышенное облучение персонала не разрешается
в следующих случаях, а) если работник при аварии или случайном об-
лучении ранее получил дозу более ПДД в 5 раз; б) если работник —
женшина в возрасте до 40 лет.
Доза, полученная при планируемом повышенном облучении илн во
время аварии, сама по себе не может быть причиной для отстранения
работника от его обычной работы н производственных обязанностей.
Однако продолжение нм обычной работы допускается только когда
отсутствуют медицинские противопоказания (согласно ОСП—72/87).
126
Таблица 4.4. Эквивалентные дозы, мЗв, взрослого условного человека
при поступлении некоторых радионуклидов [35]
а) Однократное поступление
Нуклид Критический орган >а Доза за fi —50 лот ci одно- кратного поступле- ния н кровь 3.7.10* Бк Динамика формирования дозы за время сут ,• после однократного поступления в кровь, 3,7.10* Бк
10 20 30 60 90 180 365
Зн Все тело 1 1 ю~2 0,5-10“3 0,75-10~ 3 0,88-10-3 — — — —
’«с То же 1 0,75 7,1-10-3 2-10“3 3 1о~3 3,8-10~3 5,3-10“2 ‘•>,1.10“3 6,8-10“3 7,1 -10“3
> 1 U, 75 1.87-10-1 0,9- Ю“х 1,37-10-1 1,62.10—1 — 1,86-10“1 1,9-10“1 —
ьз 32р Костная ткань 0.75 0,32 1.53 6-10“1 1,0 1,2 1,42 1.5 — —
«Со Все тело 0,3 0,4 7,9.10—2 3.7-10“2 5,6-10—2 6,6-10~2 7,5-10—2 7.5-1U”2 7,5-10“2 7,5-10-?
8«sr Костная ткань 0,21 0,28 3.7 4,6-10—1 8,6-10—1 1.2 1,85 2,3 2.7 2,9
90Sr То же 0,21 0,28 390 1,0 2,1 3,0 4,8 8,0 15 25
131] Щитовидная же леза 1 0,23 19 11,6 16 17,8 19 19 19 19
Все тело 1 0,75 0,61 3,7-10-2 7,4- Ю“2 1-10"1 1,8-10-1 2,6-10“1 4,1-10—1 5.4-10“х
140Ва Костная ткань 5-Ю-2 0,19 2,0 0,8 1,3 1,6 1,9 2,0 2,0 2.0
2Юр0 Почки 6-10~2 IO"2 300 60 108 144 220 258 294 300
Селезенка 6 10“2 10“ 2 340 Ь8 122 163 248 292 334 340
226Ra Костная ткань 3-10“Х 3 • 10" 2 990 23 33 40 57 67 100 146
б) Ограниченное во времени поступление
Продолжение табл. 4.4
Нуклид Динамика формировании дозы при поступлении 3,7.10* Бк/сут за время >. |сут]
10 20 30 90 180 365
«н 2,9-10—3 9,5-10—3 1,8-10-2 7,6-10-2 1,6-10-4 3,5-10—1
/1=90 сут 1-Ю-2 2-Ю-3 3-Ю-2 8,4-10—а 1,8-10—1 3,5-10-х
Х4С ^=0 5-10—1 2,0 3,5 19 50 110
f1=90 сут 3 6,0 9,5 30 62 130
/х=180 сут 3,5 7,0 11 32 64 130
- !aNa '1=0 5,4 10-1 1,75 3,3 14 29,6 63
/j=90 сут 1,85 3,7 5,6 15,6 33,2 66
32р /j=0 3,7 10 16 30 31,4 31,4
/1==90 сут 12,4 19,6 24 31,4 31,4 31,4
в0Со '1=0 0,5-10—1 2-10—1 4-10—1 1,7 3,6 7,6
f1=90 сут 2,2-10—1 4,4-Ю-1 6,6-ю—1 1,9 4,0 8,1
«’Sr '1=0 6,5-10—1 2,5 4,5 20 37 46
/,=180 сут 6,0 11 16 31 44 49
’°Sr '1=0 1,6 6,0 14 90 350 1100
/,=180 сут 26 60 ПО 370 800 1900
/,=5 лет 190 380 570 1700 3500 7200
СО ЬФ ьэ 131J ?!=0 /,=90 сут 63 140 140 200 190 220 240 240 240 240 240 240
13’Cs /,=0 1,9-10-1 7,2-10-1 1,6-10-1 13 43 130
/,=365 сут 5,4 11 16 50 100 210
/,=5 лет 6,0 12 18 54 НО 220
шВа 2,4-10—1 7-10-1 9,5-10-1 1,7 1,8 1,8
/,=90 сут 6-10-х 1,1 1,4 1,8 1,8 1,8
2хор0 /,=0, почки 18 67 140 930 2300 4000
ьэ /,=0, селезенка 22 79 170 1000 2500 4300
со /,=180 сут почки 240 500 7300 1900 3100 4400
/,= 180 сут, селезенка 260 620 770 2000 3300 4700
aa»Ra (,=0 34 НО 200 1200 3500 11 000
/,=360 сут 440 900 1300 4200 9000 20 000
/,=5 лет 950 2000 2800 8700 18 000 38000
/,=50 лет 2900 6000 9000 27 000 54 000 110000
Примечание Для ограниченного во времени поступления 60со- S9sr, 90sr, 131 j, 137Cs, 140Ba, 210po, 226Ra д„нами
ка формирования дозы приведена при поступлении с рационом за время t от 10 до 365 сут. При этом принималось, что начальное
поступление с рационом в ЖКТ составляет 3,7-10* Бк. а затем активность рациона уменьшается с постоянной распада X.
Таблица 4.5. Мощность дозы, создаваемая
все тело) внешним р- н у-излучением некоторых
различного объема н иа открытой местности,
Нуклид Объем поме
7 50 251
р V 5 V р V
та % О * 1 Подкож- 1 ные ткани | Все тело та * § Подкож- ные ткани Все тело та X о Подкож- ные ткани Все тело
4'Аг "Кг “mKr s'Kr "8Kr «’Кг is3Xe »33mXe ,35Хе »35mXc ,3’Хе ,33Хе 1311 133 | 135 | 78,4 34,2 43 85 47 67 10,5 31 50 24 66 91 19,1 1,3 4,4 51 16 40 0,02 0,15 5,4 0,07 41 55 1,5 0 0,25 0,8 2,2 2,3 0,11 0,13 0,27 0,60 0,24 1,2 78,7 34,5 44 117 63 125 10,6 37 53 27 130 131 19,4 1,4 5 68,3 24,6 74 0,02 0,2 6,2 0,1 83 71 3,0 0 0,50 1,6 4,3 4,5 0,22 0,25 0,6 1,1 0,44 2,3 79,5 34,6 45 169 76,4 175 10,7 40 53 27 195 162 19,7 1,4 5,2 107 33,5 ИЗ 0,02 0,25 6,2 0,15 131 90 4,9 0,001 0,85 2,8 7,0 6,6 0,35 0,40 1,0 1,9 0,76 4,0
Каждое планируемое повышенное внешнее обличение персонала
при дозе не более 2 ПДД (или соответственно 5 ПДД) должно быть
скомпенсировано так, чтобы по истечении последующею периода не
более 5 лет (или соответственно 10 лет) накопленная доза не превы-
шала значение, определенное формулой (4 1).
При каждом планируемом повышенном облучении персонал должен
быть предупрежден о дополнительном облучении. Такое облучение до-
пускается только с письменного согласия руководителя учреждения
и личного согласия исполнителя Разрешение оформляется выдачей на-
ряда-допуска с указанием регламента работ н мер предосторожности
в соответствии с ОСП—72/87
Однократное облучение в дозе свыше 5 ПДД (внешнего или сум-
марного внешнего и внутреннего), а прн изолированном внутреннем
облучении однократное поступление в организм радионуклидов свыше
5 ПДП должно рассматриваться как потенциально опасное Лица, под-
вергшиеся такому облучению, должны быть немедленно выведены из
зоны облучения и направлены на медицинское обследование.
В НРБ—76/87 включена специальная таблица, в которой приведе-
ны значения ДКл в воздухе рабочей зоны ДК на открытой местности
изотопов РБГ, рассчитанных по внешнему 0-. у-нзлучепию, в зависимо-
сти от объема помещения, критического органа (кожа, подкожные тка-
ин, гонады). ДКб для служебных помещений должны устанавливать-
ся на уровне 0,1 ДКл этой таблицы.
130
в критических органах человека (кожа, подкожные ткани,
радионуклидов РБГ, содержащихся в воздухе помещений
сГр/с, при концентрации 37 ТБк/м3 [36]
щения, м3
2000 17 000 На открытой местности
₽ V ₽ V 6 V
Кожа ПОДКОЖ- НЫ»* ткани Все тело Кожа Подкож- ные ткани | Все тело Кожа Подкож- ные тела Все тело 1
79,7 34,6 45 219 83,4 226 10,7 41,5 53 27 250 172 19,8 1,4 5,2 145 38 150 0,02 0,3 6,2 0,15 171 96 10 0,002 1,7 5,5 14,2 15,1 0,69 0,78 1,9 3,7 1,44 7,9 79,7 34,6 45 228 83,7 237 10,7 41,5 53 27 257 172 19,8 1,4 5,2 152 38 158 0,02 0,3 6,2 0,15 177 96 19,8 0,004 3,4 10,9 27,5 29,5 1,3 1,4 3,8 7,3 3,0 15,4 79,7 34,6 45 228 83,7 237 10,7 41,5 53 27 257 172 19,8 1,4 5,2 152 38 158 0,02 о,з 6,2 0,15 177 96 315 0,5 38,6 191 501 414 И,1 8,7 59 104 45,2 264 95 148 414
В табл 4 5 для удобства расчета внешнего облучения, создаваемо-
го РБГ, приведены значения мощности дозы в этих критических орга-
нах при объемной активности (концентрации) радионуклидов РБГ
в воздухе, равной 37 ТБк/м3.
4.1.5. ОБЛУЧЕНИЕ ОГРАНИЧЕННОЙ ЧАСТИ НАСЕЛЕНИЯ
(КАТЕГОРИЯ Б) И НАСЕЛЕНИЯ (КАТЕГОРИЯ В)
Для лиц категории Б среднее значение индивидуальной эквивалент-
ной дозы для критической группы за календарный год не должно пре-
вышать ПД, указанного в табл. 4.1.
Чтобы предотвратить необоснованное облучение работников, не
отнесенных к персоналу, НРБ—76/87 ограничивает предел дозы для них
на уровне ПД для ограниченной части населения
Доза внешнего облучения н поступление радионуклидов в организм
для категории Б оцениваются путем контроля радиационной обстанов-
ки по месту их работы и проживания По месту работы контролируют-
ся мощность эквивалентной дозы внешнего излучения и объемная ак-
тивность радионуклидов в воздухе рабочей зоны и на территории уч
реждения
По месту проживания контролируются мощность дозы и доза внеш-
него излучения, уровни радиоактивных загрязнений объектов окружаю-
9* 131
щей среды (воздух, вода, пища, почва и т. п.), поступление в организм
радионуклидов с воздухом, водой н рационом
Средняя доза оценивается по критической группе нз лиц катего-
рии Б, находящихся на территории зоны наблюдения. Однако индиви-
дуальная доза может отличаться от расчетной в зависимости от таких
факторов, как возраст, масса, рост человека, обмен веществ, особенно-
сти рациона и привычки, особенности жилья.
Установленный предел дозы для отдельных лнц из иаселеиня обу-
словливает очень малую степень риска. Соматические эффекты любого
вида и степени исключаются (см. гл. 2). Вероятность дополнительных
соматико-стохастических н доминантно-генетических эффектов по край-
ней мере в 10 раз меньше по сравнению с их естественным уровнем.
Поэтому некоторое временное превышение предела дозы и среднесуточ-
ной концентрации нуклидов в воздухе и воде существенно риска нс
увеличивает. Между тем должны приниматься все меры для снижения
как дозы облучения, так и числа облучаемых лнц из ограниченной час-
ти населения Любые временно планируемые превышения ДС и ДК
должны быть предварительно согласованы с органами Госсапнадзора.
Если по результатам длительного наблюдения установлено, что об-
лучение критической группы лиц категории Б не превышает 0,1 ПД,
то радиационный контроль за облученном ограниченной части населе-
ния по согласованию с органами Госсапнадзора может быть сокращен
при обязательном сохранении радиационного контроля за источниками
выбросов в атмосферу и сбросов в водоемы.
Согласно первым рекомендациям МКРЗ [25], облучение иаселеиня
(категории В) от всех источников излучения кроме медицинских про-
цедур н естественного радиационного фона (генетическая доза иа по-
пуляцию), не должно было превышать 50 мЗв за 30 лет. Этот предел
дозы был, исходя нз реальных уровней облучения (см. гл. 3), слиш-
ком велик Нормирование облучения населения в целом оказалось не-
нужным и в НРБ—76/87 не осуществлено Ограничение облучения на-
селения (категория В) осуществляется регламентацией или контролем
радиоактивности объектов окружающей среды (воды, воздуха, пище-
вых продуктов я т. п ), технологических процессов, которые могут при-
вести к их загрязнению радионуклидами, доз от медицинского облуче-
ния и техногенно-повышенного фона, обусловленного строительными
материалами, химическими удобрениями, сжиганием органического топ-
лива и т. п., а также установленными в НРБ—76/87 дозовыми пре-
делами для категорий А н Б.
В целях защиты населения и охраны окружающей среды необхо-
димо принимать меры по предупреждению и ограждению образования
радиоактивных отходов и снижению нх удаления в окружающую
среду.
В случае возникновения радиационной аварии, при которой воздей-
ствие за пределами еанитарно-защнтноп зоны может превысить ПД
н ПГП, территории, на которых могут быть превышены эти уровни,
относятся к аварийной зоне.
Исходя нз масштабов н характера аварии, М3 СССР могут уста-
навливаться для населения временные основные дозовые пределы и до-
пустимые уровни и разрабатываться специальные санитарные правила
для обеспечения жизнедеятельности на территориях, загрязненных ра-
диоактивными веществами.
У всех лиц. оказавшихся в зоне радиационной аварии, должны быть
оценены дозы внешнего и внутреннего облучения, а в случае иеобхо-
132
димости произведены санитарная обработка, изъятие загрязненной
одежды н медицинское обследование в порядке, установленном
ОСП—72/87.
4.2. ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА РАБОТЫ
С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
(ОСП—72/87)
Основные санитарные правила работы с источниками ионизирую*
ших излучений (ОСП—72/87) разработаны в соответствии с новым из-
данием НРБ—76/87 и «Санитарными нормами проектирования пред-
приятий (СН 245—71)».
ОСП—72/87 содержат следующие требования-
1) к размещению учреждений и установок для работы с радиоак-
тивными веществами и источниками ионизирующих излучений;
2) к организации работ с ними;
3) к поставке, учету, хранению и перевозке радиоактивных веществ
н источников ионизирующих излучений;
4) при работе с закрытыми радионуклидными источниками и
устройствами, генерирующими ионизирующее излучение;
5) при работе с радионуклидными источниками в- открытом виде
(изложено наиболее подробно и полно);
6) к вентиляции, пылегазоочистке и отоплению прн работе с откры-
тыми радионуклидными источниками;
7) к водоснабжению и канализации;
8) к сбору, удалению и обезвреживанию твердых и жидких радио-
активных отходов;
9) к содержанию н дезактивации рабочих помещений и оборудова-
ния, предназначенных для работ с радиоактивными веществами;
Таблица 46 Мощность эквивалентной дозы Н, используемая
при проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения
для стандартной продолжительности пребывания в помещениях
н на территории [4]
Категория облученных лнц Продолжи- тельность облучения, ч/год Начначение помещения Проектная мощность дозы, мкЗв/ч (мбэр/ч)
Категория А 1700 Постоянное пребывание персо- нала 14(1,4)
850 Пребывание персонала не бо- лее половины рабочего време- ни 29(2,9)
Категория Б 2000 Любые помещения учреждения и территория саннтарно-защит- ной зоны, где находятся лица, относящиеся к категории Б 1,э(0,12)
8800 Любые помещения (в том чис- ле жилые) н территория в зоне наблюдения 0,3(0,03)
133
Таблица 4.7. Уровни внешнего ионизирующего излучения, соответствующие дозе 1 мЗв
в неделю [4, 36]
Вид излучения Энергия излучения, МэВ Коэффициент изотропности облучения Коэффициент ха чества Флюенс (перенос частиц), см"2 Допустимая мощность дозы или допустимая плотность потока ДППд
единице при работе 36 ч/нед (1700 ч/год)
Рентгеновское и у-нзлу- чение От 10-2 до 3 2,0—1,2 1,8—1,0 От 8,5-10’ до 1,3-10» мкГр/ч (мбэр/ч) 28 (2,8)
Моноэнергетнческие электроны От 0,1 до 3 5—0,8 1,1—1,0 От 3,8-10» до 2,0-10’ эл./(см3-с) 29—150
Тепловые нейтроны 25-Ю-9 6,0 2,9 1.2-108- нейтр./(см2-с) 910
Надтепловые нейтроны 10—’ 6,о 2,4 1,2-Ю8 нейтр./(см2-с) 910
10—« 5,0 1,7 1,2-10» нейтр.Дсм2-с) 960
10-* 5,0 1,7 1,2-108 нейтр./(см2-с) 960
Промежуточные нейт- 5-10—3 6,0 2,8 8,8-10’ нейтр./(см3-с) 680
роны 2-10—3 5,0 4,9 4,3-10’ нейгр./(см2-с) 330
0,1 3,0 8,0 1,3-10’ нейтр./(см2-с) 98
Быстрые нейтроны 0,5 2,2 12,0 4,0-10» нейтр./(см3-с) 31
1 2,2 12,0 2,8-10» нейтр./(см3-с) 22
2,5 1,5 10,0 2,5-10» нейтр./(см2-с) 19
5 1,6 8,4 2,3-10» нейтр./(см3- с) 18
10 1,7 6,7 2,0-10» нейтр./(см2-с) 16
20 2,5 5,4 2,5-10» нейтр./(см2-с) 19
Сверхбыстрые нейтроны 102 1,9 6,7 2,8-10» иейтр./(см2-с) 22
5-Ю2 1,9 5,2 2,5-10» нейтр./(см2-с) 19
1 -103 1,9 4,7 1,6-10» нейтр./(см3 -с) 12
3-10» 1,9 4,5 1,1-10» нейтр./(см3-с) 8,8
1-10* 1,9 4,5 8,8-Ю5 нейтр./(см3-с) 6,8
1-105 1,9 4,6 7,0-10» нейтр./(см2-с) 5,4
1-10’ 1,9 4,6 6,2-105 нейтр./(см?-с) 4,8
п^пмАпяняя* 1 Пвиведеяиые значения флюенса фотонов и моноэнергетяческнх электронов соответствуют усредненным
жить плотность потока (или перенос) настиг, приведенную для нормального падения частиц иа тело, чтобы получить макс
(МЭД), равную 1 мЗв в реальных условиях почти изотропного облучения человека (см гл I).
Таблица 4.8 Допустимая плотность потока моноэиергетическнх фотонов ДПП*
при работе 36 ч/иед [4, 36] _________________
Энергия. МэВ Допустимая платность потока, фотон/ (СМ*-С) Коэффициент качества к Коэффициент изотропности Энергия, МэВ Допустимая плотность потока, фотон/ (см1 • с) Коэффициент качества k Коэффициент изотропности
0,005 1,3-102 2,6 2,0 1,5 1260 1,о 1,4
0,01 6,5-102 1.8 2,0 2 980 1,0 1,3
0,015 25-Ю2 1,6 2,0 3 680 1,0 1,3
0,02 31-Ю2 1,4 2,0 4 560 1,0 1,3
0,03 76-Ю3 1,5 2,0 5 510 1,0 1,2
0,05 16-10» 1,7 2,0 10 280 1,0 1,2
0,1 11-10» 1,5 1,8 20 190 1,0 1,2
0,2 70-103 1,2 1,7 50 82 1,0 1,0
0,3 55-Ю2 1,2 1,7 ГОО 42 1,0 1,4
0,4 40-Ю2 1,2 1,7 200 27 1,0 1,4
0,5 31-102 1,1 1,6 500 17 1,0 1,7
0,6 27-Ю2 1,1 1,5 1000 14 1,0 1,7
0,8 20-Ю2 1,1 1,5 2000 13 1,0 1,7
1 17-10» 1,0 1,4 5000 10000 11 10 1,0 1,0 1,7 1,7
10) по индивидуальной защите и личной гигиене;
11) устройству санитарных пропускников н саншлюэов;
12) к радиационному контролю;
13) к предупреждению радиационных аварий и ликвидации их по-
следствий
4.2 .1. ПРОЕКТИРОВАНИЕ ЗАЩИТЫ ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ
Проектирование защиты от внешнего ионизирующего излучения
в связи с возможными неточностями исходных данных проводится с ко-
эффициентом запаса по мощности эквивалентной дозы, равным 2.
Согласно ОСП—72/87, проектирование защиты должно вестись
дифференцированно в зависимости от категории облучаемых лиц, дли-
тельности облучении, назначения помещений и территории учреждения.
При расчете защиты проектная мощность дозы Н на поверхности
защиты определяется по соотношению H=D!t, где 0=0,5 ПДД, равна
25 мЗв в год для категории А и 0=2,5 мЗв/год для категории Б, t —
продолжительность облучения, ч/год (табл. 4 6).
Для контроля эффективности биологической защиты удобно исполь-
зовать расчетные значения переноса различных видов излучения, соот-
ветствующие недельной дозе 1 мЗв (табл. 4.7), и их допустимые плот-
ности потока прн работе 36 ч в неделю или 1700 ч в год (табл. 4.7—
4.10)
Таблица 4 9. Дозовые характеристики p-излучения прн облучении
кожи и допустимая плотность
потока ДППЛ прн работе 36 ч/нед [4, 36]
Граничная энергия Р-спсктра, МэВ Эквивалент» нля "макс- сЗп см2/част, на единичный флюенс Создающий //м=39 сЗв флюенс,10“", част /см1 ДППА, част /(см1*с) Коэффи- циент качест- ва k Коэффи- циент изотроп- ности
0,2 3,1-10-’ 9,6-Ю-1 16 1,1 63
0,3 2,1-10-’ 1,4 23 1,1 8,9
0,4 1,5-10-’ 2,0 33 1,1 5,3
0,5 1,3-10-’ 2,3 38 1,1 3,8
0,7 8,6-10-’ 3,5 57 1,0 2,5
1 6,3-10-в 4,8 78 1,7
1,5 4,7-10-в 6,4 100 1,0 1,2
2,0 4,2-10-в 7,1 120 1,0 1,1
2,5 4,0-10-8 7,5 120 1,1 1,0
3,0 3,9-10-8 7,7 130 1,0 1,0
3,5 3,8-10-8 7,9 130 1,0 1,0
136
Таблица 4.10. Допустимая прн облучении кожи плотность потока
моноэнергетическнх электронов ДППА
прн работе 36 ч/нед [4, 36]
Энергия, МэВ ® О . Чк сД Коэффициент качества k Коэффициент изотропности
0,1 29 1,1 5,0
0,2 56 1,1 2,0
0,3 78 1,0 1,5
0,5 ПО 1,0 1,2
0,8 130 1,0 1,0
1,0 130 1,0 1,0
2 150 1,0 0,9
, Энергия, МэВ Допустимая плотность потока, эл./ (см2-с) Коэффициент качества k Коэффициент изотропности
3—10 150 1,о 0,8
20 140 1,0 —
50 130 1,0 —-
100 120 1,0
200 100 1,0 —-
500 65 1,0 ——
1000 153 1,0
4.2 .2. РАЗМЕЩЕНИЕ ПРЕДПРИЯТИЙ ДЛЯ РАБОТЫ
С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ ИЛИ ИСТОЧНИКАМИ
ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Выбор площадки для размещения учреждений и установок для ра-
боты с источниками ионизирующих излучений должен соответствовать
требованиям «Санитарных норм проектирования предприятий
(СН 245—71)» н правил ОСП—72/87.
Вокруг предприятия или учреждения, предназначенного для работы
с источниками ионизирующих излучений, в случае необходимости орга-
низуется санитарио-защнтная зона, в которой запрещается размещение
жилых зданий, детских учреждений, больниц, санаториев н других оздо-
ровительных учреждений, а также промышленных сооружений, не от-
носящихся к предприятию В санитарпо защитной зоне должен прово-
диться контроль радиационной обстановки Использование земель санн-
тарно-зашитпой зоны для сельскохозяйственных целей возможно только
с разрешения Главного санэпидемического управления М3 СССР по
согласованию с Госагропромом республики
Территория вокруг предприятия, на которой проживает население,
относится к зоне наблюдения, где доза может превзойти установлен-
ные пределы. В этой зоне также проводится контроль радиационной об-
становки
Согласно ОСП—72/87, размер санитарно-зашнтной н наблюдаемой
зон рассчитывается по дозе внешнего излучения и (или) распростра-
нения радиоактивных выбросов в атмосферу, сбросов в водоемы с уче-
том используемой системы очистки выбросов в атмосферу, перспектив-
ного роста мощности предприятия, а также метеорологических,
гидрологических и экологических факторов, влияющих на коэффициент
рассеяния выбросов в атмосфере и сбросов в водоемы и на формиро-
вание дозы в этих зонах. Критерием для установления разменов санн-
тарно-защитной зоны служат предел годового поступления (ПГП) ра-
диоактивных веществ через органы дыхания н пищеварения и предел
дозы внешнего облучения ограниченной части населения, а также ДКВ
137
в воздухе и воде. Размеры зоны наблюдения при нормальной работе
учреждения, как правило, в 3—4 раза больше размеров санитарно-за-
щитной зоны. Для предприятий атомной промышленности н ядерной
энергетики санитарно-защитная зоны устанавливается специальными
нормативными актами. В каждом конкретном случае размеры зон уста-
навливаются по согласованию с органами Госсаннадзора
4.2 .3. РАБОТА С ЗАКРЫТЫМИ ИСТОЧНИКАМИ
ИЗЛУЧЕНИЯ
При использовании закрытых источников излучения, приборов, ап-
паратов и установок с источниками (в том числе неизотопиыми) иони-
зирующее излучение предпочтительно направлять к земле или в сторо-
ну, где отсутствуют люди. Необходимо максимально удалять источники
от персонала и ограничивать время пребывания людей вблизи источни-
ков, создавать передвижные ограждения и защитные экраны, вывеши-
вать предупреждающие знаки радиационной опасности, отчетливо види-
мые с расстояния не менее 3 м. При работе с закрытыми источниками
с кер.ма-эквпвалентом более 400 нГр-м’/с (200 мг-экв. Ra) следует ис-
пользовать специальные устройства с дистанционным управлением Все
радиоактивные источники излучения в нерабочем положении должны
находиться в защитных контейнерах; нерадиоактивные источники не-
обходимо обесточивать
В случае извлечения источника из контейнера необходимо пользо-
ваться дистанционным инструментом манипулятором или специальными
устройствами. Помещения, где размещаются стационарные установки
с мощными источниками, должны быть оборудованы системами блоки-
ровки я сигнализации о положении облучателя и превышении задан-
ной мощности дозы излучения Необходимо разрабатывать мероприя-
тия по действию персонала в случае аварии — разгерметизации источ-
ника.
Рабочая часть стационарных установок с открытым или неограни-
ченным по направлению пучком излучения должна размещаться в от-
дельном помещении (отдельном здании или крыле здания), материал
и толшииа стен, пола, потолка этого помещения при любых рабочих
положениях источника и направлениях пучка должны обеспечивать
ослабление первичного и рассеянного излучения в смежных помещения <
н иа территории учреждения до допустимых значений, представленных
в разд. 4 2 1 (см табл 4.6).
Для ускорителей электронов с энергией выше 15 МэВ должна быть
обеспечена также защита от потоков фотонейтронного излучения
(см. разд 4 5).
При использовании закрытых радионуклидных источников и
устройств, генерирующих ионизирующее излучение, должна предусмат-
риваться общеобмеиная приточно вытяжная вентиляция (согласно
СН 245—71) и специальная вентиляция, если в воздухе рабочих поме-
щений возникает накопление озона и оксидов азота более 0,1 и 0,5 мг/м3
соответственно [52]
Вентиляция помещений для мощных гамма-установок с керма-эк-
внвалентом 10е иГр-мм’-с (500 г экв. Ra) и более и ускорителей обо-
рудуется по специальным правилам.
4.2 .4. РАБОТА С ОТКРЫТЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИЗЛУЧЕНИЯ
Все работы с открытыми радиоактивными веществами подразделя-
ются на три класса (табл. 4.11). Класс устанавливается в зависвмо-
стя от радиационной опасности нуклида как потенциального источника
внутреннего облучения и фактически его активности на рабочем месте.
Классом работ определяются требования к размещению и оборудованию
помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками.
Таблица 4.11. Активность на рабочем месте для трех классов
работ (4)
Трупа нуклидов Минимально значимая на рабочем месте активность нуклида, Бк Активность на рабочем месте, Бк
I II III
А 3,7-1С3 Более 3,7- 108 (10— 10«)Х ХЗ,7-104 (0,1- 10)х ХЗ.7-104
Б 3,7 10» Более 3,7-10» (103—10») X X3,7-'i04 (0,1 —102)х ХЗ.7-104
В 3,7-10» Более 3,7-101« (|03—106)Х ХЗ.7-104 (10,0—103)Х хЗ,7-10‘
Г 3,7-10» Более 3,7- 10й (104—1О‘)Х ХЗ,7-10* (102—104)Х Х3,7-1О4
Примечания: I. Допускается увеличение активности нуклидов на рабо-
чем месте прн простых операциях с жидкостями (без упаривания, перегонки,
барботажа н т. и) в 10 раз и при хранении —в 100 раз 2 При простых операци-
ях по получению (элюированию) и расфасовке порций короткоживущих радио-
нуклидов медицинского назначения из генераторов, имеющих нормативно-техни-
ческую и эксплуатационную документацию, допускается увеличение активности
иа рабочем месте в 20 раз Класс работ определяется по максимальной одновре-
менно вымываемой (элюируемой) активности дочернего радионуклида
На дверях таких помещений вывешивается знак радиационной опасно-
сти с указанием класса работ. По степени опасности нуклиды делятся
яа четыре группы А, Б, В, Г [4]
Работы по III классу выполняются в вытяжных шкафах, рекомен-
дуется устройство душевой и помещения для храисиня и фасовки рас-
творов вещества
Помещения для работы II класса должны размещаться в отдель-
ной части здания и иметь вход через санпропускник или душевую н
пункт радиационного контроля на выходе
Помещения для работы I класса размещают в отдельном здании или
изолированной части здания с отдельным входом только через санпро-
пускник, они делятся на три зоны:
I зона — необслуживаемые помещения, где размещаются техноло-
гическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источ-
никами радиоактивного загрязнения. Пребывание персонала в необслу-
живаемых помещениях прн работающем технологическом оборудовании
не допускается;
II юна — периодически обслуживаемые помещения — помещения
для проведения ремонта оборудования и других работ, связанных
с вскрытием технологического оборудования; узлы загрузки и выгрузки
139
радиоактивных материалов, временного хранения и удаления отходов;
III зона — помещения постоянного пребывания персонала в течение
всей смены, операторские, пульты управления и др
Для исключения возможности выноса радиоактивных загрязнений
из помещений II зоны в помещения III зоны между зонами оборудуется
санитарный шлюз.
Загрязненный воздух, удаляемый из помещений, где ведутся рабо-
ты с радиоактивнымя веществами, а также нз укрытий, боксов, камер,
шкафов и другого оборудования, необходимо очищать на эффективных
фильтрах, а при работе no I и II классу кроме фильтров предусматри-
ваются еще и выбросные трубы Высота трубы должна обеспечивать
снижение загрязнения воздуха в приземном слое до значений, не пре-
вышающих ДКБ, предусмотренных НРБ—76/87, или до тех рабочих
контрольных уровней, которые должны быть установлены согласно
НРБ—76/87.
Разрешается удалять вентиляционный воздух без очистки, если
его объемная активность на выбросе не превышает ДКд, а суммарный
выброс за год не превышает допустимое значение При этом уровни
внешнего облучения лиц категории Б не должны превышать предела
дозы, установленного НРБ—76/87, или контрольных уровней ПД
В герметичных камерах и боксах необходимо обеспечивать разре-
жение не менее 200 Па, расчетная скорость движения воздуха в от-
крываемых рабочих проемах вытяжных шкафов и укрытий должна при-
ниматься равной 1,5 м/с, а у боксов и камер — быть не менее 1,0 м/с
(временно — 0,5 м/с) при условии, что объемная активность воздуха ра-
бочих помещений нс превысит ДКд.
Радиоактивное загрязнение наружных поверхностей оборудования,
инструмента, лабораторной посуды, аппаратуры, поверхностей рабочих
помещений, спецодежды, средств индивидуальной защиты и кожных
покровов персонала (ДЗд), согласно НРБ—76/87, не должно превы-
шать значений, приведенных в табл. 4.12. Загрязнение внутренних по-
верхностей камер, боксов, вытяжных шкафов, а также поверхностей
оборудования, размешенного в камерах, боксах н вытяжных шкафах,
не нормируется При этом загрязненные предметы и поверхности не
должны приводить к загрязнению воздуха рабочих помещений выше
ДК, повышению допустимого уровня излучений на наружных поверхно
стях защитных устройств, переоблучению рук работающих в вытяжных
шкафах н перчаточных боксах.
Численные значения ДЗА гарантируют малый вклад в дозу от по-
верхностного загрязнения на уровне ДЗд, особенно для кожных по-
кровов ДЗд не является дозовой величиной Измеренные уровни ра-
диоактивного загрязнения поверхностей в обычных условиях не требуют
перевода в дозовые величины, а являются показатем эффектив-
ности технических и санитарных барьеров на пути распространения
радиоактивных веществ
В помещениях постоянного пребывания персонала должен быть за-
пас дезактивирующих и моющих растворов, подобранных с учетом
гвойств радионуклида и его соединения, с которым проводится работа,
а также дезактивации; должны быть средства ликвидации аварийных
загрязнений (специальные растворы, инвентарь для уборки помещений,
дополнительные СИЗ и т. д). Радиоактивное загрязнение поверхности
транспортных средств не должно превышать значений, представленных
в табл. 4 35.
140
Таблица 4.12. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения
поверхностей ДЗд* , част./(см2-мнн)
Объект загрязнения a-активные нуклиды* 3-акти>< ные нук- лиды
От отдел ь- ных** Прочие
Кожные покровы, полотенца, спец- белье, внутренняя поверхность лице- вых частей средств индивидуальной защиты 1 1 100***
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты Наружные поверхности спецобуви и дополнительных средств индивидуаль- ной защиты, используемых в помеще- ниях: 5 20 800***
постоянного пребывания персонала 5 20 200Q
периодического пребывания персо- нала Другие индивидуальные средства за- щиты: 50 200 8000
внутренняя поверхность 5 20 800
наружная поверхность 50 200 8000
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящего- ся в них оборудования 5 20 2000
Поверхности помещений периодичес- кого пребывания персонала и нахо- дящегося в них оборудования 50 200 8000
• Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных а ак-
тивными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение,
для остальных поверхностей — суммарное (фиксированное и нефиксированное)
загрязнение.
♦♦ К отдельным радионуклидам относятся a-активные нуклиды, допустимая
концентрация которых в воздухе производственных помещений ДКд меньше
3,7-Бк/м»
Для ’'’Sr, e',Sr+’°Y допустимое загрязнение устанавливается в 5 раз
меньшим
4* Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей транспорт-
ных средств представлены в табл. 4 35
4.2 .5. РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ
В учреждениях, где проводятся работы с радиоактивными Вещест-
вами или источниками ионизирующих излучений, должен осуществлять-
ся радиационный дозиметрический контроль. В зависнмостя от объема
и характера работ контроль проводится либо штатной службой радиа-
ционной безопасности (в каждой смене), либо специально выделенным
лицом.
Радиационный контроль должен быть организован так, чтобы в по-
мещениях, где ведутся работы на стационарных установках с нсточин-
141
ками с керма-эквивалентом более 2000 нГр-м2/с (1 г-экв Ra) на уско-
рителях заряженных частиц, с нейтронными источниками с выходом
более 109 пейтр/с, с делящимися материалами, а также па ядерных ре-
акторах и критических сборках, были установлены дозиметрические
приборы с автоматическими звуковыми и световыми сигнализирующими
устройствами. Прн необходимости предусматривается сигнализация
трех уровней: нормального, предварительного, аварийного
При проведении оперативного дозиметрического контроля, согласно
НРБ—76/87, следует руководствоваться допустимыми и контроль-
ными уровнями Объем контроля устанавливается в зависимости от до-
зы Р-, у-, п- и других изтучепнй; содержанием газов и аэрозолей в воз-
духе и радионуклидов в твердых и жидких отходах; выбросом радио-
нуклидов в атмосферу; уровнем загрязнения радионуклидами поверх-
ностей, кожных покровов и одежды, объектов внешней среды, транс-
портных средств; индивидуальной дозой внешнего и внутреннего облу-
чения Результаты всех видов радиационного контроля должны хра-
ниться в течение 50 лет.
Персонал, работающий с делящимися веществами, на ядерных ре-
акторах и критических сборках, а также в условиях непредвиденного
аварийного облучения, должен быть обеспечен индивидуальными ава-
рийными дозиметрами
Персонал, для которого условия труда таковы, что доза не может
превышать 1/3 ППД, не обязательно обеспечивать индивидуальными
дозиметрами, позволяющими контролировать квартальную, годовую
и дневную дозы внешнего облучения Для этой группы осуществляется
контроль мощности дозы внешнего излучения н объемной активности
радионуклидов в воздухе рабочей зоны. Оценка облучения проводится
по этим данным.
4.3. САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ
И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ,
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
И КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СБОРОК)
Санитарные правила разработаны в развитие и дополнение к нор-
мам радиационной безопасности н отражают специфику обеспечения
радиационной безопасности соответствующих объектов и установок
При проектировании, строительстве н вводе в эксплуатацию указан-
ных объектов и установок следует руководствоваться также санитарны-
ми нормами проектирования промышленных предприятий (СН 245—71).
4.3.1. ПРАВИЛА ДЛЯ АС (СП АС-88), ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ (СП ИР-89)
И КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ (СП КС-88)
Санитарные правила для АС (СП АС-88) [44] и исследовательских
ядерных реакторов содержат несколько разделов: общие положения,
основные требования к техническим средствам и организационным ме-
роприятиям обеспечения радиационной безопасности, защите персонала,
населения и охране окружающей среды, требования к выбору площадки
размещения реакторов на местности и генеральному плану; радиацион-
ному контролю, планировке и отделке производственных помещений;
требования к организации работ, организации технологического процес-
142
са н к оборудованию, отдельным операциям при эксплуатации и выпол-
нении ремонтных работ; требования к предупреждению радиационных
аварий и проведению работ по ликвидации их последствий; требования
к общеобменной и технологической вентиляции, очистке и удалению га-
зообразных и жидких отходов, системам водоснабжения и канализации;
требования к санитарно-бытовым помещениям, мерам индивидуальной
защиты, правилам личной гигиены и организации медицинского обслу-
живания; требования к персоналу и мерам повышения степени надеж-
ности оперативного персонала, участвующего в эксплуатации, мероприя-
тия по снятию реактора с эксплуатации; требования по транспортиро-
ванию отработавшего ядерного топлива. Эти правила не распространя-
ются на транспортные ядерпые энергетические установки и реакторные
установки специального назначения
«Санитарные требования к проектированию н эксплуатации систем
централизованного теплоснабжения от атомных станций» (СТ ТЛС-84)
являются дополнением к СП АС 88 В них изложены требования, кото-
рые обусловлены спецификой атомного источника тепла к системе теп-
лоснабжения: к системам централизованного теплоснабжения, присо-
единяемым к системе отпуска тепла от АС; к системам безопасности
отпуска тепла от АС; к оборудованию системы отпуска тепла от АС;
к организации и объему радиационного и санитарного контроля.
Критический стенд — комплекс, включающий ядерную критическую
сборку и оборудование, необходимое для проведения экспериментов,
управления критсборкой и радиационной безопасности и позволяющий
осуществлять управляемую реакцию деления ядер в заданных усло-
виях.
В санитарных правилах СП КС—88 отражены дополнительные спе-
цифические требования для критстсндов Они должны размещаться
в специальном здании вне или внутри городской застройки. Каждая
критсборка — в изолированном помещении (бокс, каньон), обеспечива-
ющем локализацию и выдержку радиоактивных газов и аэрозолей
в случае аварии с максимальными радиационными последствиями.
Ядерный реактор, как н критическая сборка, представляет собой
устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция де-
ления тяжелых ядер (уран, йлутоний, торий).
Процесс деления ядерного топлива в реакторе сопровождается ис-
пусканием у- и нейтронного излучения с образованием радиоактивных
продуктов деления, а также радионуклидов активации нейтронами.
Реакторы классифицируются по типу активной зоны (гетерогенные,
гомогенные), по режиму работы (стационарный, импульсный), по энер-
гии нейтронов, используемых для деления топлива (реактор на тепло-
вых, быстрых или промежуточных нейтронах), по виду замедлителя
и теплоносителя (графитовые тяжеловодные, водо-водяные, жидкоме-
таллическис, газовые, органические и др ), по режиму теплосъема (во-
да под давлением или кипящая вода) (см. разд. 3 6.2).
Основными видами радиационного воздействия иа персонал в ус-
ловиях нормальной работы и остановки реактора являются внешние
Р-, у- и нейтронные излучения (в основном у-излучсиие) н внутреннее
облучение в результате поступления радиоактивных аэрозолей (глав-
ным образом в период ремонтных работ). Как правило, на остановлен-
ном реакторе нейтронное излучение отсутствует, за исключением реак-
торов, имеющих в активной зоне бериллиевый отражатель [образуются
быстрые фотонейтроиы по реакции (у, л)].
Характерной особенностью энергетических реакторов для АЭС яв-
ляется напряженный тепловой н гидравлический режим активной зоны,
143
что может постепенно приводить к разгерметизации металлических
оболочек небольшой доли твэлов, в которых заключено ядерное топли-
во, и к выходу части продуктов деления в теплоноситель из ставших
негерметичными твэлов Газообразные и летучие продукты деления
(криптон, ксенон, нод, цезий и др ) вследствие небольших неорганизо-
ванных протечек этого теплоносителя из контура тсплосъсма попадают
в технологические помещения реактора, а затем удаляются в атмосфе-
ру. Для АЭС вероятно незначительное загрязнение продуктами деления
помещений и оборудования, а также окружающей среды.
Исследовательские реакторы, как правило, оборудованы экспери-
ментальными каналами, проходящими через активную зону, для облу-
чения в них различных образцов Оин имеют горизонтальные илн вер-
тикальные пучки выведенных нейтронов, содержат экспериментальные
радиоактивные петли, в которых могут производиться испытания от-
дельных твэлов, или радиационные контуры для активации теплоно-
сителя с последующим использованием его в качестве высокоактивного
облучателя и т. д На исследовательских реакторах внешнее облучение
более вероятно, нежели внутреннее.
Безопасность АЭС и исследовательских реакторов обеспечивается
за счет применения системы барьеров на пути распространения иони-
зирующих излучений и радиационных веществ за эти барьеры в обслу-
живаемые помещения и в окружающую среду и системы технических
организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективно-
сти для защиты персонала и населения
Система барьеров включает топливную матрицу, оболочки твэлов,
границу контура теплоносителя, охлаждающего активную зону, герме
тичные помещения и локализующие системы безопасности для улавли-
вания и удержания радиоактивных веществ (фильтры, барботеры, сприн
клерпые установки и т п )
В систему технических н организационных мер обеспечения безопас-
ности АЭС и исследовательских реакторов включается:
выбор площадки для размещения;
установление санитарно-защитной зоны вокруг реакторной установ-
ки с учетом требований НРБ—76/87, ОСП—72/87, СПАС—88;
разработку качественного проекта на основе консервативного под
хода с развитым свойством самозащищснности реакторной установки
н применением систем безопасности;
обеспечение требуемого качества элементов всех технологических
систем и выполняемых работ;
эксплуатация в соответствии с нормативно технической документа-
цией по обоснованному технологическому регламенту и эксплуатацион-
ным инструкциям;
поддержание в исправном состоянии важных для безопасности си-
стем путем проведения профилактических мер и замены выработавшего
ресурс оборудования;
своевременное диагностирование дефектов н обнаружение отклоне-
ний от нормальной работы и принятие мер по их устранению;
предотвращение с помощью автоматизированных и/или автомати-
ческих технических средств перерастания исходных событий в проект-
ные аварии, а проектных аварий в запроектные и гипотетические
аварии,
ослабление последствий аварий, которые не удалось предотвратить,
путем локализации выделяющихся радиоактивных веществ;
подготовка и четкое осуществление при необходимости планов
аварийных мероприятий на площадке и за ее пределами;
144
подбор и необходимый уровень подготовки эксплуатационного пер-
сонала для действия в нормальных и аварийных условиях, формирова-
ние культуры безопасности.
При нормальной эксплуатации все барьеры и средства их защиты
должны находиться в работоспособном состоянии При повреждении
любого из барьеров или средств его защиты выше установленных пре-
делов, согласно условиям безопасной эксплуатации, реактор должен
быть остановлен
Радиационное воздействие на персонал ядерных критических стен-
дов невелико при соблюдении санитарных правил проектирования
и эксплуатации критических стендов (СП КС—88) и положения по
ядерной безопасности (ПБЯ 02—90)*. Однако оно существенно возрас-
тает при активационных измерениях н особенно при авариях — само-
произвольных цепных реакциях (СЦР)
Критическая сборка отличается от реактора низкой мощностью (ие
более 100 Вт), достаточной лишь для уверенной работы системы управ
ления и защиты при проведении физических экспериментов, а также
гибкостью конструкции, позволяющей легко менять, как правило, ди-
станционно, но иногда вручную геометрию и состав активной зоны,
уровень замедлителя и отражателя В остальном критическая сборка —
полномасштабный прототип ядерного реактора (по размеру и составу
активной зоны), нс не имеющий фундаментальной биологической за-
щиты и системы принудительного охлаждения активной зоны [37].
Поскольку часть операций по перестройке активной зоны проводят
вблизи критической сборки, часто без достаточного уровня водной за-
шиты (вода является и замедлителем), на критических сборках веро
ятно внезапное аварийное облучение персонала, если в момент пере-
стройки произойдет СЦР
4.3.2. РАДИОАКТИВНОСТЬ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ
И АКТИВАЦИИ В РЕАКТОРЕ
Активность продуктов деления в активной зоне реактора, нх кер-
ма-эквивалент пропорциональны тепловой мощности реактора (зависит
от плотности потока нейтронов и их спектра и количества урана в ак-
тивной зоне), времени работы иа мощности и времени выдержки после
остановки реактора и характеризуют потенциальную радиационную
опасность реактора (табл 4 13, 4 14 для реактора на тепловых ней-
тронах)
Количество ядер Л', или ах активность для каждого нз 520 ра-
дионуклидов— продуктов деления ядерного топлива можно прибли-
женно (без учета выгорания ядер урана) вычислить по соотношениям:
Nt (0 = yO<fU [1 — ехр—(— \ + а? ф) /];
1, 4- а,- ф
(t) = [1 — ехр — (\ + а” ф) f],
+ ai Ф
(4 5)
(4.6)
• См также: Правила ядериой безопасности реакторных установок
атомных станций (ПБЯ РУ АС—89). Атомная энергия, 1990. Т. 9. Вып. 6.
С 109, Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов
(ПБЯ-03-90).
10-722
145
Таблица 4.13. Активность, 3,7-1010 Бк, смеси продуктов деления 235U
а) в зависимости от кампании и времени выдержки прн тепловой мощности реактора 1 кВт
(короткоживущие радионуклиды с 7’i/2<2 сут не учитывались) [38]
Время выдерж- ки, сут Кампания, сут
10 20 30 45 60 90 120 130 150 200 360 720 ОО
0,0* 4296 4412 4518 4547 4631 4885
0,5* —— — 865 — 979 — 1081 — 1114 __ 1197 — 1451
5,0 —— 344 — 447 545 574 654 __ 907
0 280,2 385,7 445,8 503,8 542,8 595,3 631,1 642,0 657,4 686,5 736,1 780,4 1073
10 105,0 165,3 206,7 250,7 280,0 332,0 370,0 378,0 386,0 416,0 457,6 500,0 774
15 76,53 126,7 161,3 200,4 229,9 273,4 302,9 312,3 326,7 351,7 395,5 437,8 712,4
20 59,89 101,3 132,4 167,6 194,9 234,8 263,8 272,7 285,5 310,6 353,9 394,3 668,9
30 41 ,25 72,41 97,02 126,3 149,9 85,3 211,6 219,5 231,6 255,0 296,1 334,3 608,8
45 27,40 49,79 68,57 91,95 111,3 141,6 164,4 171,7 183,3 203,1 240,1 276,6 551,1
60 20,33 37,68 52,75 72,11 88,68 114,6 136,6 141,0 150,1 169,3 203,1 237,7 512,9
90 13,23 25,09 35,78 50,00 62,00 81,43 97,40 103,0 109,7 125,6 154,5 185,8 459,3
120 9,56 18,28 26,26 36,90 46,76 61,89 73,94 78,10 78,10 83,90 97,21 151,2 423,5
150 7,19 13,85 19,98 28,18 35,84 47,68 57,69 61,09 66,57 77,24 99,50 126,2 397,3
180 5,55 10,72 15,49 22,02 28,66 37,31 46,00 48,82 52,98 62,66 82,67 107,5 377,4
200 4,73 9,16 13,32 18,87 24,07 32,62 39,98 42,53 46.22 55,12 73,85 97,50 366,6
360 1,84 3,50 5,19 7,50 9,87 13,70 17,42 18,82 20,82 25,89 38,53 55,78 318,6
720 0,640 1,31 1,97 2,87 3,92 5,45 7,11 7,75 8,79 11,06 17,54 27,70 280,3
1080 0,351 0,704 1,08 1,45 2,21 2,97 3,93 4,21 5,41 6,20 10,18 17,05 262,8
1800 0,161 0,325 0,506 0,718 0,939 1,38 1,88 2,04 2,35 3,03 5,25 8,85 245,7
С учетом короткоживущих радионуклидов с Т1/2 <1 с.
Продолжение табл. 4.13
о
б) в зависимости от времени кратковременной работы реактора при тепловой мощности
1 кВт и выдержки с учетом всех короткоживущих радионуклидов [39]
Время выдерж- ки Время работы реактора, с
1 3 10 30 100 300 1000 (0.27 ч) 10 000 (2,7 ч) 50 000 (13.8 ч) 100 000 (27.7 ч) 500 000 (5,8 сут) 2,6-10' (30 сут)
0 197,8 432,3 837,8 1265,1 1742,7 2144,8 2572,1 3342,9 3635,5 3929,4 4222,5 4296
1 с 132,3 320,0 676,9 1080,8 1550,0 1943,7 2371,0 3141,9 3434,5 3728,3 4021,5 —
10 с 36,3 101,3 271,4 543,7 938,3 1315,4 1734,3 2505,1 2798,3 3091,6 3384,8 —
30 с 12,9 37,4 113,1 272,3 542,9 904,8 1315,4 2077,8 2366,8 2655,9 2944,9 —
>_. 1 мин 6,5 19,1 60,6 159,1 378,7 665,2 1055,6 1801.3 2094,< 2387,8 2680,6 3364
3 мин 2,0 6,0 19,6 55,5 156,6 344,3 670,2 1382,4 1671,4 1960,5 2249,5 —
10 мин 0,59 1,7 5,8 17,4 55,2 146,6 362,7 971,8 1256,7 1541,6 1826,6 2358
30 мин 0,20 0,6 2,0 6,2 20,1 57,4 160,8 595,7 867,7 1139,4 1411,4 1918
1 ч 0,09 0,27 0,92 2,7 9,0 26,2 78,5 387,9 642,1 896,4 1150,6 1654
3 ч 0,02 0,07 0,25 0,76 2,54 7,55 24,3 177,6 384,9 592,3 799,6 1302
6 ч 0,01 0,03 0,12 0,37 1,24 3,73 12,2 103,0 267,2 431,4 595,6 1087
12 ч 6,3-10-» 0,02 0,06 0,19 0,63 1,89 6,24 56,1 171,7 287,3 402,3 865
24 ч 2,8-10-3 8,6-10-з 0,03 0,08 0,29 0,86 2,86 26,9 97,6 168,4 305,4 662
3 сут 7,1-10—* 2,1-10-з 7.1-Ю-з 0,02 0,07 0,21 0,70 6,9 32,6 58,4 137,9 —
10 сут 1,9-10—4 5,9-10-* 1,9-10-з 5,9-10-з 0,02 0,06 0,19 1,96 10,2 18,5 47,1 242
30 сут 5,9-10—5 1,8-10-з 5,9-10-* 1,8-Ю-з 5,9-10-з 0,02 0,06 0,59 3,2 5,8 18,7 116
Таблица 4.14. Керма-эквивалент Ke, 500
в зависимости от времени работы и выдержки при тепловой
радионуклиды с 7’i/2<2
а: Кампания,
Время держкк сут 0,01» ю 20 30 45 60 90
0,0* 416 1360 1360
0,5* 2,0 — — 270 — 300 ——
5,0* 0,1 — 109 135 ——
0 — 95,96 131,9 151,6 169,4 179,6 192,7
10 0,06 36,03 55,53 68,25 80,16 85,9 96,01
15 25,62 41,05 51,59 62,25 68,09 80,23
20 0,03 19,51 32,07 40,97 50,30 57,95 66,69
30 0,02 12,60 21,39 28,05 35,48 41,18 49,70
45 0,01 7,59 13,36 18,12 23,81 28,44 35,65
60 6.10—3 5,21 9,21 13,14 17,77 21,67 27,89
90 4-Ю-3 3,20 6,00 8,57 11,95 14,80 19,47
120 з-ю-3 2,29 4,36 6,26 8,76 10,92 14,42
150 2-10—3 1,71 3,26 4,70 6,57 8,20 10,82
180 1-10-3 1,29 2,45 3,53 4,93 6,14 8,11
200 2-10—* 1,06 2,02 2,91 4,07 5,07 6,70
360 — 0,238 0,451 0,661 0,923 1,15 1,54
720 1,2-10-5 0,030 0,055 0,094 0,128 0,164 0,228
1080 — 0,018 0 032 0,058 0,076 0,095 0,132
1800 — 0,012 0,021 0,040 0,052 0,063 0,086
• С учетом короткоживущих радионуклидов с Гу <1 с.
где у — абсолютный независимый илн кумулятивный выход данного
радионуклида на деление одного ядра топлива; <р — плотность потока
нейтронов; о — эффективное сеченне деления ядра топлива; U — коли-
чество ядер топлива без учета его выгорания в процессе деления. Вы-
горание образующихся радионуклидов учитывается постоянной выго-
рания о®.ф, где а® — эффективное сечение реакции (я, у) на образую-
щихся радионуклидах, X/ — постоянная радиоактивного распада.
Произведение <цр{7 выражает число актов деления в топливе в 1 с и обус-
ловлено мощностью реактора: 1 кВт=3,1-10” дел./с. За 1,45-1023 деле-
ний 235U выделяется энергия, эквивалентная взрыву 1 кт тротила. Если
учесть, что тепловая мощность АЭС с реактором ВВЭР-1000 состав-
ляет 3,2-10’кВт, то из табл. 4.13 и 4.14 следует, что активность накоп-
ления к концу 1-й кампании (360 сут) достигает 8,2-10” Бк и керма-
эквивалент — 3,3-10" нГр-м’/с (6,7-108 г-экв. Ra).
Содержание продуктов деления в топливе и под оболочками твэлов
зависит от режима эксплуатации реактора и выгорания топлива. Для
АЭС с реактором ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 трехлетннй период эксплуата-
ции характеризуется следующими данными [39]:
148
нГрм2/с (г-экв. Ra) смеси продуктов деления 285И
мощности реактора 1 кВт (короткоживущие
сут не учитывались) [38]
сут
120 130 150 200 360 720 оо
1410 323 — 1420 330 1460 346 1460 364
157 163 179 н—а 201
202,0 2('3,:< 207,6 214,7 223,0 227,0 247,1
108,0 110,0 113,3 119,7 128,1 131,0 151,2
86,31 89,54 92,71 98,79 106,5 109,6 129,7
73,61 75,73 78,78 85,57 92,26 94,97 115,1
55,97 57,88 60,66 65,93 72,93 75,47 95,51
41,10 42,77 45,18 49,64 55,81 53,13 78, 20
33,00 34,07 36,14 40,08 45,39 47,50 67,60
23,01 24,10 25,66 28,62 32,67 34,47 54,50
17,09 17,91 19,08 21,30 24,41 25,98 45,87
12,82 13,44 14,32 16,00 18,40 19,87 38,12
9,53 10,10 10,75 12,03 13,94 15,32 34,95
7,95 8,35 8,30 9,96 11,61 12,76 32,49
1,87 2,СО 2,14 2,45 3,12 3,92 23,34
0,324 0,358 0,396 0,492 0,813 1,36 20,2?
0,204 0,228 0,254 0,316 0,559 1,00 19,43
0,142 0,162 0,182 0,223 0,415 0,787 18,44
ВВЭР-440 ВВЭР-1000
Тепловая мощность, МВт . , . , 1375 3200
Выгорание топлива. ГВт-сут/т , , 30 40
Загрузка урана, т 42 70
Обогащение 235U, % До 3,6 До 4,4
Работа по номинальной мощности,
сут 327x3 306X3
Остановка на перегрузку топлива п
ревизию, сут । . 1 . । 1 г 38X3 48X3
Соответствующие расчетные значения активности некоторых радиа-
ционно опасных газообразных н летучих продуктов деления в топливе
и в зазорах под оболочками твэлов приведены в табл. 4.15. В ней име-
ются расчетные значения выхода этих радионуклидов из-под оболочек
твэлов и активной зоны при возможной гипотетической аварии, кото-
рая может быть использована для разработки мероприятий по защите
персонала и населения (см. разд. 4 4).
При работе АЭС с реактором типа ВВЭР допускается, как пре-
дельное значение, наличие до 1 % твэлов с микродефектами оболочек
149
Таблица 4.15. Содержание в активной зоне, под
защитную оболочку реактора ВВЭР и выброс
гипотетической аварии* на
Радио- нуклид Содержание н активной зоне Содержите под оболочками твэлов Выход в гермозону ВВЭР-440
ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-44С ВВЭР- I0C0 нз обо- лочек твэлов из на- гретого топлива из оплав- ленного топлива
86тКг 7,8+6 1,8+7 1,5+4 3,5+4 1,5+4 1,6+6 1,6+5
87Кг 1,6+7 3,8+7 3,3+4 7,5+4 3,3+4 3,2+6 3,2+5
88Кг 2,3+7 5,4+7 4,7+4 1,1+5 4,7+4 4,6+6 4,6+5
133Хе 7,1+7 1,7+8 1,9+5 5,2+5 1,9+5 1,4-1-7 1,4+6
135Хе 2,1+7 3,8+7 8,3+4 1,9+5 8,3+4 4,2+6 4,2+5
Сумма 1,4+8 3,2+8 3,7+5 9,3+5 3,7+5 2,8+7 2,8+6
131 f 3,6+7 8,5+7 9,2+4 2,5+5 9,2+4 7,2+6 5,6+5
132| 5,1+7 1,2+8 9,2+4 2,5+5 9,2+4 1,0+7 8,0+5
133 J 7,1+7 1,7+8 1,0+5 2,6+5 1,0+5 1,4+7 1,2+6
184 I 7,6+7 1,8+8 1,0+5 2,3+5 1,0+5 1,5+7 1,3+6
135J 6,6+7 1,6+8 8,7+4 2,1+5 8,7+4 1,3+7 1,1+6
Сумма 3,0+8 7,2+8 4,6+5 1,1+6 4,6+5 6,0+7 6,0+6
103Ru 5,5+7 1,3+8 1,5+5 3,8+5 1,5+3 — 3,3+4
106RU 1,9+7 4,5+7 2,5+4 5,8+4 2,5+2 — 1,2+4
i34Cs 5,2+6 1,4+7 2,6+4 7,0+4 7,8+3 1,0+6 8,3+4
137Cs 3,9+6 8,9+6 2,4+4 5,5+4 7,2+3 7,8+5 6,2-|-4
,44Се 4,3+7 1,0+8 3,6+5 8,2+5 3,6+3 — 2,6+3
14°La 5,6+7 1,5+8 2,6+5 7,1+5 2,6+3 —. 2,3+3
90Sr 2,9+6 6,6+6 1,5+4 3,3+4 1,5+2 — 5++3
Гипотетическая авария, ори которой
происходит оплавление 2 % твэлов и
типа газовой плотности и 0,1 % твэлов с макродефектами оболочек
н контактом топлива с теплоносителем согласно ПБЯ РУАС—89*.
Соответствующая объбмнаи активность некоторых продуктов деле-
ния в теплоносителе реактора ВВЭР-1000 по расчету может достигнуть
после длительной работы предельных значений (табл. 4.16). Прн рас-
чете принималось, что постоянная скорости выхода летучих продуктов
деления через микродефекты оболочек твэлов в теплоноситель составля-
ет 10-3 с-1, а постоянная их очистки ионообменными фильтрами —
4-Ю-3 с-1 (радиоактивные газы ксенон, криптон не поддаются очист-
ке). В табл. 4.16 не включены продукты деления с Ti/2<1 мин.
* Эксплуатационный (контрольный) предел повреждения твэлов
(по количеству и величине дефектов) и соответствующая объемная ак-
тивность теплоносителя приняты в 5 раз меньше.
150
оболочками твэлов, выход в гермозоиу,
в атмосферу некоторых радионуклидов нри возможной
АЭС, 3,7-1010 Бк [39, 40]
Выход в защитную оболочку ВВЭР-1000 Суммарный выброс в атмосферу
нз оболо- ЧРК твэлов из нагре- того топлива из оплавлен- ного топлива ВВЭР-440 ВВЭР-1000
I час | 1 сут 1 час 1 сут
3,5+4 3,6+6 3,6+5 6,8+3 4,64-4 4,6+3 3,14-4
7,5-]-4 7,6+6 7,6+5 1,1+4 2,7+4 8,34-3 2,0+4
1,1+5 1,1+7 1,1+6 2,7+3 8,5+4 2,0+4 6,14-4
5,2-К> 3,4+7 3,4+6 6,8+4 1,5+6 5,0+4 1,1+6
1,9+5 7,6+6 7,6+5 1,8+4 2,1+5 1,0+4 1,2+5
9,3+5 6,4+7 6,44 -6 1,1+5 1,9+6 9,3+4 1,3+6
2,5+5 1,7+7 1,3+6 1,6+4 2,8+4 1,6+4 3,9+4
2,5+5 2,4-,-7 2,0+6 2,1+4 3,0+4 1,9--4 3,4+4
2,6+5 3,4+7 2,7+6 3,3+4 5,3+4 2,6--4 6,3+4
2,3+5 3,6+7 3,0+6 2,6+4 3,0+4 2,6--4 3,7+4
2,1+5 3,24-7 2,54 6 2,9+4 4,5+4 2,9+4 5,9+4
1,1+6 1,4+8 1,0+7 1,3+5 1,9+5 1,2+5 2,3+5
3,8+3 7,84 1-4 9,8+1 1,3+2
5,8--2 1 1 2,7- -4 — 3,3+1 —— 4,2+1
2,1+4 2,8+6 2,2- -5 2,3+3 3,0+3 2,6+3 4,7+3
1,6--4 1,8+6 1,4- -5 1,8+3 2,4+3 1,7+3 3,1+3
8,2+3 — 6,04 ИЗ — 1,7-r-i — 2,2+1
7,1+3 —— 9,0- -3 — 1,64-1 — 2,4+1
3,3+2 — 1,3- 1-4 — 1.7+1 — 2,4+1
выход из
активной зоны 20 % газов,
нода и цезия за счет ее нагрева.
Фактически при работе АЭС с ВВЭР-1000 суммарная объемная ак-
тивность продуктов деления в воде теплоносителя поддерживается на
уровне значительно ниже предельного (в 20—100 раз).
Для ACT предельное число поврежденных твэлов в реакторе ог-
раничивается 0,1 % с газовой неплотностью Поскольку тепловая мощ-
ность реактора, линейные нагрузки на твэлы и температура топлива
сравнительно невысоки, выход продуктов деления нз топлива под обо-
лочку твэла н далее в теплоноситель первого контура реактора ACT
существенно меньше, чем у реактора тина ВВЭР. Например, для АСТ-
500 тепловой мощностью 500 МВт расчетное значение удельной актив-
ности теплоносителя составляет, Бк/кг: суммы РБГ—8,5-105, суммы изо-
топов иода — 4,3- 10е, l3lI—1,910s, ,3’Cs—5,9 103, l37Cs—4,4- 10э,
«“Sr- 8.1 [42].
Пол имо продуктов деления в теплоносителе появляются нскусствен-
151
Таблица 4.16. Расчетная объемная активность продуктов деления в воде первого контура
реактора ВВЭР-1000 [41]
Нуклид Активность. 10й Бк/л Нуклид Активность, 10е Бк/л Нуклид Активность, 10’ Бк/л Нуклид Активность, 10’ Бк/л
3Н (4,8) — "Sr (9,0—4) 2,5—5 1з1Те (16) 135] (310) 225
8 5 "‘Кг (38) 25,2 elSr (2,9) 0,26 1S11 (210) 189 135Хе (550) 455
87Кг (44) 17 92Sr (31) — 132Те (2,5) — 137Cs (1,5) 1,4
88Кг (95) 52,4 97Zr (13,2) — 132] (80) 52 138Хе (68) 8,5
,8Rb (ЮО) 57,7 97Nb (Ю) — 1ззте (24) — 138Cs (95) 26
S9Kr (40) 1,0 "Mo (4,2) — 133] (600) 503 139Ва (46) 3,4
89Rb (49) 6,5 lOSRu (19) — 133Хе (570) 514 ‘«La (0,8) 6,9
90Rb (48) 1,3 iosRa (0,25) — 134] (Ю7) 34 ‘41Се (Н) —
‘“Се (0,01) —
Итого: 2.2-109(3,3-109) Бк/л
В том числе: РБГ 1,1 • 109(1,5-109) Бк/л.
изотопы иода 1,0- 10е (1,3- 10е) Бк/л.
прочие 9,6-107 (5,1 - 10s) Бк/л.
Примечание. Значения в скобках при 1 % газонеплотных твэлов и 0,1 % твэлов с макродефектами, без скобок — при от-
сутствии макродефектов. Значение а—в означает а-в-
ные радионуклиды, образующиеся в результате активации ядер самого
теплоносителя, активации ядер, входящих в состав примесей теплоноси-
теля; активации продуктов коррозии поверхностей внутри активной зоны
реактора (табл. 4.17 и 4 18) Кроме того, возникает искусственная радио-
активность воздуха, обдувающего монтажные зазоры шахты реактора
(вблизи биологической защиты реактора) (табл 4 19).
Типичная искусственная радиоактивность водного теплоносителя,
примесей и продуктов коррозии в теплоносителе ядерного реактора
ВВЭР приведена в табл. 4 20 (см. также табл 4 16). Из табл. 4.20 сле-
дует, что во время работы реактора типа ВВЭР основное излучение
создают короткоживущие радионуклиды ,eN (активационное у-излуче-
ние) и ,7N (нейтронное излучение). После остановки реактора основным
становится у-излучение радиоактивных продуктов коррозии (80Со,
59Fe и др.). Объемная активность продуктов деления в воде реактора
ВВЭР зависит от степени негерметичности твэлов и достигает уровня
активности leN (3,7-103 Бк/л) прн негерметичности 1 %• в основном
(см. табл. 4 16, 4.20) за счет газов и иода.
4.3.3. ВЫБОР МЕСТА РАСПОЛОЖЕНИЯ РЕАКТОРОВ
При выборе места для исследовательского реактора и АС в первую
очередь необходимо учитывать санитарно-гигиенические требования,
обеспечивающие предупреждение вредного влияния АС на окружающую
среду и местное население.
При выборе места следует отдавать предпочтение участкам: а) рас-
положенным с подветренной стороны по отношению к населенным
пунктам и поселку АС, в малозаселенных местностях с ровным рель-
ефом поверхности земли; б) с глубоким стоянием грунтовых вод, чтобы
наивысший уровень этих вод находился ие менее чем на 1,5 м ниже от-
метки пола подземных сооружений, в которых, возможно, есть радио-
активные жидкости; в) хорошо продуваемым.
Перед выбором места необходимо подробно исследовать гидроме-
теорологические и санитарные условия района. Особое внимание дол-
жно быть обращено на условия рассеяния примесей в атмосфере (вет-
ровой режим, вертикальная стратификация атмосферы, категория устой-
чивости погоды и частота их возникновения, роза ветров и т п.).
Согласно СП АС—88, при выборе площадки должны соблюдаться
«Требования к размещению АС», в которых указаны расстояния от го-
родов и крупных населенных пунктов с учетом радиационных послед-
ствий запросктных гипотетических аварий, которые превосходят МПА
[45] При этом для АЭС и АТЭЦ доза внешнего облучения населения на
расстоянии 25 км от АС не должна превосходить 0,1 Зв в первый год
после аварии, а доза внутреннего облучения щитовидной железы детей
за счет ингаляции — 0,3 Зв. Предполагается, что такие дозы не будут
превышены при аварийном выбросе в атмосферу 1,1 • 1O1S Бк (3-104 Ки)
|3Ч и 1,1 -10'4 Бк (3-103 Ки) ,37Cs [43]. Предельная электрическая мощ-
ность АС иа одной площадке ограничивается для АЭС — 8 ГВт
АТЭЦ—4 ГВт и ACT —2 ГВт
Плотность населения, проживающего в зоне радиусом 25 км вокруг
АЭС и АТЭЦ, включая контингент строителей и эксплуатационников,
не должна превышать 100 чел/км2. При этом должна быть предусмот-
рена дорожная сеть и транспортные средства, позволяющие обеспечить
в случае необходимости эвакуацию населения из загрязненных районов
указанной зоны в течение 4 ч.
153
Таблица 4.17. Характеристики искусственных радионуклидов теплоносителя ядерного реактора [36]
Реакция образования Распростра- ненность исходного изотопа. % ^1/2 конеч- ного нуклида Сечение реакции*5. W-24 см2 Энергия н выход излучения
Efl. МэВ |3-частиц иа рас- пад, % Еу. МэВ фотонов на распад, %
2D(n, у) 3Н 1,5-10—2 12,31 года 0,57-10—4 18,6-10-3 100 — —
10В(п, 2а)зц 18,8 12,3! года 0,1 при 4—6,5 МэВ 945 (для спектра де- > 18,6-10-3 100 —* —
'Li (п, а} 3Н 7,52 12,34 года леиия) 1 5,0—1,0 (для нейтро- 1 нов 0,091—0,05 МэВ) > 18,6-Ю-з 100 — —
i»O(n, р)1* N* 99,76 7,11 с 1,9-10-3** 10,40 28 2,75 I
(для спектра деления) 4,39 54,18 7,13 69
3,32 7,12 5
2 “F (п, y)20F 100 10,7 с 9-10-’ 1,6 100
17О (n, р) 17N* 3,7-10-2 4,17 с*4 5,2-10—**** 3,7 109 1,0 (для нейтронов)
18О (п, р) 18F* 0,204 109,8 мин 8,0-10-* 0,65 (В+) 3,25 100 0,51 193
58 1,36 54
“0 (n, d) 17N 16% ядер 17N. образующихся в воде, обязаны этой реакции
180 (р, п) 18F* 0,204 102,8 мин 0,65 (Р+) 100 0,51 193
170 (р, п) l7F 3,7- IO-2 66 с 1,76 (₽+) 100 0,51 200
40Аг (п, у) 41Аг 99,60 110 мин 0,65 1,20 99 1,29 99,1
2,48 0,9 —— —-
33Na п, у) 24Na* 100 14,97 ч 0,53 1,39 100 1,37 100
2,75 100
23Na (n, 2n) 22Na 100 2,58 года 6,0-10-* 1,28 100
0,51 181
2*Mg (л, y) 27Mg 11,29 9,45 мин 0,027 1,75 70 0,83 70
1,59 30 1,01 30
44Ca (n, y) 46Ca 2,06 64 сут 0,67 0,25 100 —— —
4,Са (n, у) 47Са 48Са (п, у) 4*Са 3,3-Ю-з 0,18 4,7 сут 8,8 мин 0,25 1,10 1,94 0,66 1,95 0,9 0,37 17 83 89 10 0,6 1,35 0,83 0,48 3,10 4,05 4,68 71 5 5 8 10 0,6
• Наиболее важные реакции по у и нейтронному излучениям, которые полностью определяют толщину защиты теплоносителя
(Н2О и Na). Для органического и газового гелиевого теплоносителя основные источники активационного у излучения в теплоноси-
теле — активированные ядра примесей, а не самого теплоносителя
* * Порог реакции 10 МэВ, сечение дано средним по спектру деления.
Порог реакции 9 МэВ. сечение дано средним по спектру деления.
• 4 При распаде l7N испускается нейтрон с энергией около 0.9 МэВ.
* 4 В случае реакции (п, у) приведено сечение для тепловых нейтронов.
Таблица 4.18. Характеристики радиоактивных примесей н продуктов коррозии в теплоносителе [36]
сп СП Реакция образования Распростра- ненность исходного изотопа. % ^1/2 к°иеч* кого нуклида Энергия и выход излучения
Сечение реакции*3, 10~24 см* МэВ -частиц на распад, % Еу, МэВ фотоноя на распад, %
27А1 (n, a) 24Na* 24Mg (n, р) 24Na** 27А1 (я, а) 24Na 27А] (я, у) 28А1 27А1 (n, р) 2’Mg* 28Mg (п, у) 27Mg »7С1 (я, у) 38Q 100 78,6 100 100 100 11,29 24,5 14,97 ч 14,97 ч 14,97 ч 2,27 мин 9,43 мин 9,45 мин 37,2 мин 0,57 (для спектра деления) 1,2-10—2 (для спектра деления) 3,5-10—4 0,230 2,8-10—2 1 (для спектра деления) > 0,027 J 0,43 1,39 2,87 1,75 1,59 100 109 70 30 1,37 2,75 1,78 0,83 1,01 1,01 1 0,84 / 2,17 1 1,64 J 100 190 100 79 30 28,5 1 71,5 / 44 I 32 /
Реакция образования Распростра- ненность исходного изотопа, % Ti/o конеч- ного нуклида
6sFe (n, 7) 58Fe 0,33 45,1 сут
«К (n, у) 42K 6,88 12,46 ч
64Fe (n, p) 54Mn 5,84 312 сут
66Mn (n, 7) 6eMu 100 2,58 ч
S &eFe (n, p) 5eMn*2 91,68 2,58 ч
wCr (n, 7) ьгСг 4,31 27,8 сут
68Co (n, 7) e0Co 100 5,27 года
e(,N’i (n, p) "“Co 26,16 5,27 года
6SNi (n, p) °*Co*** 68,27 70,8 сут
•4Ni (n, y) eBNi 1,16 2,56 ч
60Ti (n, 7) 51Ti 5,34 5,8 мин
83Cu (n, 7) e4Cu 69,1 12,8 ч
Продолжение табл. 4.18
Сечение реакции*5, Ю-2* см2 Энергия и выход излучения
£/>, МэВ f-частиц на распад, % МэВ фотонов на распад. %
1,23 0,27 56 1,29 43
0,46 54 1,10 55
1,56 0,3 0,19 3
1,3 1,99 3,52 17,6 82,1 1,53 18
0,082 — — 0,84 100
13,3 > 2,81 50 0,85 100
1,04 30 1,81 29
2,5 ' 0,65 20 2,13 2,65 2,98 20 1,8 0,4
13,5 — — 0,32 9,8
20,0 } 0,31 100 1,17 100
1,48 0,01 1,33 100
4,4 (для спектра деления) 0,48 15 0,81 1,62 0,51 100 0,5 30
1,52 2,10 69 1,49 14,5
1,01 8 1,11 28,5
0,60 23 0,37 14,5
0,14 4,5 j —— — 0,32 1,34 99,2 0,43
MZn (п, р) в4Си*4 48,89 12,8 ч 2,8-10—2 j 0,57 38 0,51 38 9,0
(для спектра деления)) 1,06
MZn (п, у) 66Zn 244 сут 0,82 — — 1.П 50,8
e°Cu (п, у) 6вСи 30,9 5,1 мин 2,3 — — — ——
“4Zr (п, у) »sZr 17,40 64 сут 0,075 0,36 0,40 43 55 0,72 0,76 43 55
0,80 2 0,23 2
”Zr (п, у) ”Zr 2,80 17,0 ч 0,017 1,91 90 0,75 96
108Ag (n, у) 110mAg 48,6 250 сут 2,8 0,08 0,53 68,5 36,8 0,88 75
i«Hf (n, y) i81Hf 35,22 44,6 сут 10,0 0,41 — — —
18°W (n, y) 181W 0,135 145 сут 10,0 — — 0,004 0,14 0,1 0,2
- 184W (»,, y) 185W 30,6 75,8 сут 2,1 0,43 100 — —
18«W (n, y) 187W 28,4 24,0 ч 34,0 — — — —
l«Ta (n, y) i82Ta 99,99 115,1 сут 19,0 0,51 52 0,10 56
0,44 33 1,12 33
0,36 15 1,19 15
1,22 28
182Ta (n, y) 183Ta — 5,0 сут 17-103 0,62 0,95 0 046 59
0,053 48
0,108 44
0,246 35
38 К (y, n) 38K 93,3 7,7 мин Порог реакции 10—12 МэВ
• Порог реакции 6 МэВ
•• Порог реакции 7,2 МэВ
••* Порог реакции 1.0 МэВ.
Порог реакции 4,7 МэВ
•5 Для реакции [п, у) приведено сечение для тепловых нейтронов.
Таблица 4.19. Характеристики основных составляющих
искусственной радиоактивности воздуха монтажных зазоров реактора [36]
Реакция образования Содержание элементов в воздухе. % Распространен- ность исход- ного изотопа в природной смеси, % Сечение реакции*, _ ’2 10—4 см* Тj /2 конеч- ного нуклида Энергия и выход излучения
Ер, МэВ 0-частиц на распад. % Бу, МэВ фотонов на распад, %
40Аг (п, у) °Лг 1,3 99,00 0,65 110 мин 1,20 99 1,29 99,1
2,48 0,9
15М (п> Т) HN 75,5 0,365 2,4-10—5 7,11 с 10,40 28 6,13 69
16О (п, р) 16N 23,2 99,76 1,9-10—»** 7,11 с 4,39 54 7,12 5
3,32 18 2,75 1
17О (л, о) 17N 23,2 0,037 5,2-10-»*** 4,17 с 3,7 100 — —
22Ne (п, у) 22Ne 0,001 8,82 36-Ю-3 40,2 с 2,4 1 0,44 33
3,95 32 1,65 1
24N (n, ,2C) 3H 7,5 99,635 40-10-3** 12,34 года 18,6-10-з 100 — —
14N (n, 2n) 13N 7,5 99,635 — 10,05 1,19 100 0,51 200
14N (n, p) 14C 7,5 99,635 1,75 5730 года 0,155 100 — —
18O (n, y) ,0O 23,2 0,204 0,27-Ю-з 29,4 с 3,25 58 0,20 96
4,6 42 1,36 54
15N (n, p) 15C 75,5 0,365 — 2,25 с 4,51 68 5,3 32
8,81 32 — —
* Для реакции (л. -у) приведено сечение для тепловых нейтронов, для других — среднее сечение по спектру деления.
•* Порог реакции 10 МэВ
••• Порог реакции 9 МэВ
•4 Порог реакции 7 МэВ
Таблица 4 20. Искусственная радиоактивность теплоносителя
реактора ВВЭР [36]
Радио- нуклид TV2 Объемная активность, Бк/л (кроме ,7N) Радио- нуклид г1/2 Объемная ак- тивность, Бк/л (кроме ,7N)
i»N 7,11 с 3,7 10» ”Мп 2,6 ч 1,8-104
4,14 с 800 нейтр./(см3-с) 24Na 14,9 ч 3,7-10*
41Аг 1,8 ч 1,5-10’ ”Со 5,3 год 7,4-10?
Ifep 1,9 ч 1,5-10’ »Fe 45 сут 3,7-10?
1В2Та 111 сут 2,2-10?
Местоположение ЛС должно быть согласовано с перспективным
планом развития района. Район размещения должен допускать возмож-
ность организации саинтарно-защитной зоны вокруг исследовательского
реактора или АС.
Размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг ис-
следовательского реактора или АС устанавливаются индивидуально по
согласованию с Госсанпадзором СССР и утверждаются в каждом кон-
кретном случае местными советскими органами в зависимости от типа,
конструкции и мощности реактора, расчетною количества радиоактивных
выбросов, климатических, метеорологических и топографических условий
в районе размещения с учетом предполагаемых приземных концентра-
ций радиоактивных веществ н у-излучения. обусловленного выбросами
и жидкими радиоактивными стоками, а для критических сборок —
с учетом возможных последствий аварии и радиационной защиты. Ми-
нимальный радиус зоны наблюдения вокруг АС должен быть не менее
30 км.
При этом предел годовой дозы облучения населения ПДВ, прожи-
вающего в районе размещения АС, не должен согласно СП АС—88 пре-
вышать доз, указанных в табл. 4 21. Для исследовательских реакторов
эта доза регламентирована НРБ—76/87 и составляет 5 мЗв/год.
В соответствии с рекомендациями Национальной Комиссии по ра-
диационной защите при Минздраве СССР (НКРЗ) от 26 12 1985 г. для
некоторых видов человеческой деятельности, связанной с широким ис-
пользованием ионизирующего излучения, введены дозовые квоты, или
контрольные уровни, которые составляют лишь долю от общего предела
дозы, установленной в НРБ—76/87 (см. табл. 4 21).
В саннтарно-защитной зоне могут располагаться здания и соору-
жения подсобного н обслуживающего назначения: пожарное депо, спец-
прачечная, помещения охраны, гаражи, склады (за исключением про-
довольственных), столовые для персонала, административно-служебные
здания, здравпункты, ремонтные мастерские, транспортные сооруже-
ния, сооружения технического и хозяйственно-питьевого водоснабжения
п канализации, временные подсобные предприятия строительства и т. п.
В пределах санитарно-защитной зоны не должно проживать на-
селение
Территорию санитарно-защитной зоны разрешается использовать
для выращивания сельскохозяйственных культур и выпаса скота при
условии обязательного дозиметрического контроля за территорией н вы-
ращиваемыми сельскохозяйственными культурами
Предел дозы, приведенный в табл 4 21, устанавливается для гранц-
159
Таблица 4.21. Контрольные пределы доз облучения отдельных лиц
из населения (категория Б), обусловленные радиоактивными выбросами
и сбросами, мЗв/год [43]
Источник Доза за счет выбросов Доза за счет жидких сбросов
% I П ill % 1 1 ш
АЭС 4 0,2 0,6 1,2 1 0,05 0,15 0,3
ACT 0.2 0,01 — — — — — —
Заводы РТ 10 0,5 1,5 3,0 10 0,5 1,5 3,0
Урановые шахты 2 0,1 0,3 0,6 1 0,05 0,15 0,3
Примечания: 1. Приведенные контрольные пределы доз устанавливают-
ся в режиме нормальной эксплуатации, для критической группы населения бли-
жайшего населенного пункта, расположенного с подветренной стороны по отно-
шению к источнику выбросов L. Распределение контрольных пределов доз для
I. II и III групп критических органов соответствует принятому в НРБ—76/87 рас-
пределению 3 Установленные пределы доз должны учитывать все уровни внеш-
него и внутреннего облучения, я такж° все пути воздействия как прямые, так
и косвенные (кроме медицинских процедур н естественного фона) 4 Доза за
счет жидких сбросов установлена для отдельных видов водопользования (рыбо
яоаство. рыборазведение, орошение и питьевое водоснабжение) 5. В процентах
указана доля предела дозы, установленного в НРБ—76/87
цы санитарно-защнтной зоны нлн за ее пределами на таком расстоянии,
где ожидается наибольшая доза внешнего и внутреннего облучения.
При расчетной оценке дозы, обусловленной газоаэрозольнымн выброса-
ми н жидкими сбросами, учитывают прямые н косвенные пути поступ-
ления радионуклидов в организм. Поступление при вдыхании с возду-
хом — прямой путь, поступление с пищей — косвенный путь, который
в некоторых ситуациях может стать определяющим. Например, доза
облучения щитовидной железы радионуклидом ”4 при потреблении
молока в период пастбищного содержания коров в районе АЭС может
в 100 раз н более превысить дозу от вдыхаемого иода. Это происходит
потому, что 1311 оседает на растительный покров местности, коровы
поедают траву с больших площадей и 1311 накапливается в молоке (см.
табл 4 28).
Чтобы исключить превышение пределов дозы, указанных в табл.
4 21, в СП АС—88 регламентирован среднесуточный и среднемесячный
ДВ газов и аэрозолей в атмосферу, основанный на опыте эксплуатации
действующих АЭС (табл. 4.22 н 4.23). Предполагается, что этот выброс
на местности пе приведет к дозе, превышающей пределы дозы, указан-
ные н табл. 4.21
Фактически выбросы, сбросы н дозы облучения вполне укладыва-
ются в установленный норматив (для многих АЭС с более чем десяти-
кратным запасом). При установлении контрольных ДВ конкретно для
данной АЭС предел дозы должен быть рассчитан с учетом всех путей
воздействия внешнего облучения от облака радиоактивных газов и поч-
вы, загрязненной радиоактивными веществами; внутреннего облучения
за счет поступления в организм радионуклидов с вдыхаемым воздухом,
а также с водой и другими продуктами питания, т. е. с учетом путей
миграции радионуклидов по пищевым н биологическим цепочкам. Кро-
ме метеорологических, географических, климатических условий, требует-
ся учет и ряда других характеристик конкретно для каждой мествости;
160
Таблица 422. Среднесуточный допустимый выброс радионуклидов
атомными станциями, Бк/(сутЮ00 МВт) [44]
Радионуклид Л/ = 1000- 6000 МВт AZ., >6000 МВт
РБГ (любая смесь) 1,8 1013 1,1.10м
,311 (газоваяч-аэрозоль- 3,7-10“ 2,2-10»
ная фазы) Смесь ДЖН 5,5-10“ 3,3-10»
Примечания: 1. Под термином РБГ понимается любая смесь благород-
ных радиоактивных газов — аргона, криптона н ксенона. 2. Смесью ДЖН (долю-
живущих нуклидов) названы радиоактивные аэрозоли, экспонированные на филь-
тре в течение I сут н измеренные через 1 сут после снятия пробы При необходи-
мости период экспонирования фильтра может быть изменен К начальному
моменту, т е. ко времени снятия пробы, активность ДЖН пересчитывается.
3 В исключительных случаях допускается в отдельные сутки или несколько су-
ток выброс радионуклидов, в 5 раз превышающий приведенный в табл 4 22 сред-
несуточный ДВ при условии, что суммарный выброс за один квартал не превысит
соответствующего значения Указанное превышение среднесуточного выброса при
условии компенсации за I квартал или три последующих месяца не требует согла-
сования с Госсаниадзором 4 Если фактические выбросы меньше 10 3 от приве-
денных в табл. 4.22, то их регистрация не производится
характер сельскохозяйственных угоднн, урожайность, днета, особенно-
сти почвы, демографические данные и т. п.
Необходимо экспериментально определить так называемые коэф-
фициенты перехода по «мясным», «молочным», «хлебным», «раститель-
ным» и другим, а также биологическим цепочкам. При этом должны
быть учтены аэрозольный и корневой пути загрязнения, непрерывные
и кратковременные выпадения, стойловое и выпасное содержание ско-
та, использование поливных угодий н др [23].
Таблица 4 23. Среднемесячный допустимый выброс некоторых
радионуклидов из АЭС в атмосферу [44]
Радионуклид Л/э <6000 МВт Л/э>6000 МВт
Бк/ (нес-1000 МВт) мКи/(мсс 1000 МВт) Бк/мес мКи/мес
»®Sr 5,5-10’ 1,5 3,3-10“ 9
“»Sr, e°Co, 137Cs, 61 Сг, 54 Мп 5,5-10е 15 3,3-10» 90
Примечания* 1. При номинальной электрической мощности менее
1000 МВт следует использовать значение ДВ для электрической мощности
1000 МВт. 2. ДВ относится ие к сумме, а к каждому радионуклиду в отдельности.
3 Приведенные в табл 4 22 и 4 23 значения ДВ относятся к трубе высотой от 80
до 150 м и равномерной среднегодовой розе ветров При отклонении от этих усло-
вий требуется вводить поправки в значения ДВ 4 Среднемесячное значение выброса
в исключительных случаях может быть больше в 5 раз прн условии, что не будет
превышен годовой предел выброса Это превышение требует извещения Госсан-
.адзора 5. Если фактические выбросы радионуклидов равны IO*"3 от приведен*
лых в табл. 4.23, то их регистрация не производится.
1—722 161
Допустимый выброс радиоактивных газов н аэрозолей, а также вы-
сота выбросной трубы исследовательских реакторов и критических сбо-
рок определяются по расчету.
Радиоактивный выброс у критических сборок возможен только
в случае СЦР. После возникшей СЦР вентиляция бокса сборки должна
быть автоматически отключена (бокс служит газгольдером выдержки).
Последующее удаление нуклидов в атмосферу осуществляется через
специальные фильтры.
4.3.4. ПЛАНИРОВКА ПОМЕЩЕНИЙ И ОРГАНИЗАЦИЯ РАБОТ
В основу планировки производственных зданий и помещении ис-
следовательских реакторов и АС положен гигиенический принцип деле-
ния их в зависимости от характера технологических процессов, участия
в них обслуживающего персонала, размещаемого оборудования и воз-
можной степени радиоактивной загрязненности помещений на зоны
строгого и свободного режима
В зоне строгого режима возможно воздействие на персонал внеш-
него Р-, у-, n-излучений, за!рязнение воздушной среды п поверхностей
помещений, оборудования, одежды и кожных покровов радиоактивны-
ми веществами. В зоне свободного режима практически исключается
воздействие на персонал этих излучений, а радиационная безопасность
регламентируется допустимыми уровнями непрофессионального облу-
чения
Вход в зону строгого режима осуществляется через санпропускник
с обязательным полным переодеванием персонала Помещения зоны
строгого режима, в свою очередь (согласно ОСП-72/87), подразделя-
ются на необслуживаемые, периодически обслуживаемые и помещения
постоянного пребывания персонала в течение всей смепы (см табл. 4 6).
Вход персонала в необслуживаемые помещения при работающем
реакторе или технологическом оборудовании не допускается, входные
двери должны быть оборудованы блокирующими устройствами н опе-
чатаны Вход и выход при неработающем оборудовании для проведения
его ревизии, ремонтных или аварийных работ должен осуществляться
через стационарные или временные (переносные) санитарные шлюзы,
оборудованные трубами спсцканализации горячей и холодной воды,
подводкой дезактивирующих растворов На АЭС с ВВЭР стационарные
саншлюзы должны размещаться перед входом в центральный зал реак
тора, под герметичную оболочку и в помещения гермозоны
Управление реактором н критической сборкой должно осущест-
вляться дистанционно с центрального пульта, расположенного в зоне
свободного режима Необходимо предусмотреть возможность останов-
ки н управления реактором АС с резервного шита из другого помеще-
ния при нарушении доступа в помещение центрального пульта управ-
ления (авария, пожар и т п )
Щит радиационного контроля должен находиться в зоне строгого
режима в комплексе с помещениями для выдачи индивидуальных дози-
метров, для дежурных дозиметристов и т. п. Комплекс этих помещений
должен располагаться на основных путях прохода персонала к рабочим
местам
Все операции по загрузке и выгрузке ядерного топлива, техноло-
гических каналов, облучаемых образцов н другого оборудования дол-
жны быть механизированы и выполняться дистанционно с использо-
ванием электрических кранов, захватов н других устройств Наблюде-
ние за операциями должно осуществляться с защищенных пультов,
162
оборудованных средствами связи и наблюдения (перископы, защит-
ные стекла, телеустановки).
Транспортировка радиоактивного оборудования, образцов, облучен-
ных и отработавших твэлов должна производиться в защитных контей-
нерах на специальном транспорте Эти твэлы сохраняются в специальных
емкостях-хранилищах, оборудованных защитой, спецвентиляцней, ох-
лаждением, при соблюдении правил ядериой безопасности (ПБЯ РУ
АС-89 или ПБЯ-03-90).
Герметичность оболочек твэлов должна контролироваться непрерыв-
но на работающем реакторе, а также на остановленном в период пла-
новой перегрузки топлива с помощью специальных приборов и обору-
дования.
Осмотр, резка, шлифовка облученных твэлов и других высокорадио-
активных образцов, извлеченных нз активной зоны или нз оборудова-
ния основного (первого) контура реактора, должны производиться
в защитной «горячей» камере, оборудованной дистанционной системой
транспортировки твэлов и образцов и удаления образующихся жидких
н твердых радиоактивных отходов.
Выполнение указанных операций осуществляется с помощью мани-
пуляторов. Смотровые системы должны обеспечивать хороший обзор
и удобство в работе.
Ремонт радиоактивного оборудования следует производить:
а) поузловым или поагрегатным способом в отношении наиболее
часто выходящего нз строя технологического оборудования или обору-
дования, требующего больших коллективных доз облучения персонала
при ремонте;
б) на специальных площадках или в помещениях для ремонта,
оборудованных вентиляцией, манипуляторами и другими средствами для
дистанционного'выполнения работ (гайковерты, стапели и др);
в) после предварительной дезактивации оборудования Съемное
оборудование и инструмент должны предварительно дезактивироваться
на месте (до уровня, указанного в табл 4 12), а затем отмываться на
специальном участке (цехе дезактивации) механизированно и дистан
ционно. Несъемное оборудование, основной (первый) контур в целом
или отдельные его части следует дезактивировать с использованием ме-
тодов, средств и специальных установок для контурной дезактивации;
г) с использованием защитных переносных экранов, сапшлюзов,
специально промаркированных: инструментов, мелких деталей и емкос-
тей (тары для отходов)
В период проведения работ по перегрузке ядерного топлива и ре-
монтных работ необходимо уделять внимание предупреждению пере-
облучения персонала, локализации радиоактивных за|рязнений поме-
щений и сокращению радиоактивных выбросов в атмосферу й сбросов
в канализацию. Выполнение работ, связанных с возможным переоб-
лучением персонала, должно производиться под строгим дозиметричес-
ким контролем по специальному наряду-допуску, в котором определя-
ются допустимая продолжительность работы, дополнительные средства
защиты и т. п. исходя не только из мощности дозы у-нзлучения, но
и плотности потока fl-частин, а на АС, использующих смешанное
U—Рц-топливо, также «-излучение и возможное а-загрязненне поверх-
ностей и воздушной среды
При проведении особо радиационно опасных работ (извлечение
через верх реактора экспериментальных образцов, аварийного оборудо-
вания или узлов) следует предварительно разработать и осуществить
комплекс дополнительных мероприятий не только по защите персонала,
11
163
а и по предотвращению загрязнений поверхностей реакторного зала
и других помещений, снижению мощности дозы у-излучення за их пре-
делами.
Требования к санитарно-бытовым помещениям АС и ИР, водоснаб-
жению, канализации, вентиляции и удалению радиоактивных отходов
в основном повторяют положения ОСП—72/87 и соответствуют <Са-
янтарным правилам обращения с радиоактивными отходами
(СПРО—85)» (см. разд. 4.8).
4.3.5. ТРЕБОВАНИЯ К ОПЕРАТИВНОМУ ПЕРСОНАЛУ,
УЧАСТВУЮЩЕМУ В ЭКСПЛУАТАЦИИ АС И ИР
Для повышения надежности эксплуатации АС, исследовательских
реакторов и критических стендов необходим учет человеческого фактора.
Прием информации, соступающей оперативному персоналу АС и ИР,
должен осуществляться с использованием современных достижений
физиологии труда и инженерной психологии, включающих в себя-
обеспечение минимального поиска информации, считываемой с при-
боров:
совмещение информационных каналов;
интегрирование информационных каналов для определения интегри-
рованного показателя;
учет индивидуального опыта и мастерства операторов, вырабаты-
вающих свои собственные алгоритмы приема и переработки информа-
ции;
применение систем, повышающих удельный вес прогностических
действий операторов в общей структуре его деятельности в течение
смены.
Лица, впервые принимаемые на работу по оперативной эксплуата-
ции оборудования, должны проходить психофизиологический профес-
сиональный отбор с целью своевременного выявления непригодных к дан-
ному виду деятельности Психофизиологический профессиональный отбор
должен проводиться в сочетании с другими видами профессионального
отбора: медицинским, образовательным, квалификационным При выборе
критериев отбора должен учитываться характер операторской деятель-
ности [74].
После окончания обучения в учебно-тренировочных центрах, а так-
же при прохождении переподготовки должны осуществляться повтор-
ные психофизиологические обследования персонала.
Перед допуском к самостоятельной работе лица оперативного пер-
сонала должны пройти стажировку на рабочем месте, длительность
которой определяется администрацией АС, ИР и КС в зависимости от
конкретного вида операторской деятельности. Персонал, успешно про-
шедший стажировку н сдавший по окончании ее экзамены в установ-
ленном объеме, допускается к участию в протнвоаварнйных трениров-
ках ко всем типам аварий и только после их успешного завершения
приступает к самостоятельной работе.
Противоаварийная подготовка персонала должна проводиться по
программе, отражающей порядок действия н обязанности каждого ис-
полнителя при аварии.
Лица оперативного персонала, допустившие грубые ошибки в не-
скольких протнвоаварийных тренировках подряд, должны быть времен-
но отстранены от обычной работы. Вопрос о дальнейшей нх работе
должен решаться специальной квалификационной комиссией.
164
В случае перерывов в работе более двух недель оперативный пер-
сонал перед допуском к работе должен пройти соответствующий инст-
руктаж, повторную стажировку, срок которого зависит от продолжи-
тельности перерыва в работе. В программу стажировки должны быть
включены и протнвоаварнйные тренировки. В случае продолжительного
перерыва в работе персонал может быть допущен к работе только после
соответствующей переподготовки [74].
Лица оперативного персонала должны периодически проходить учеб-
но-тренировочную переподготовку с обязательным включением в ее про-
грамму раздела по психофизиологической тренировке, направленной на
развитие профессионально важных психофизиологических качеств ис-
полнителей и проводимой на базе тренажеров памяти, внимания, ло-
гического мышления, помехоустойчивости и т. д.
Программа психофизиологических тренировок должна включать
эмоционально-волевую тренировку.
4,3.6. СНЯТИЕ С ЭКСПЛУАТАЦИИ АС И ИР
В проекте АС и ИР должен быть предусмотрен раздел (часть)
«Снятие с эксплуатации» В этом разделе должны быть изложены прин-
ципиальные решения, влияющие на радиационную безопасность персо-
нала, населения и охрану окружающей среды, по следующим вопросам:
снижение долгоживущей наведенной активности в конструкционных ма-
териалах; разъемность стыков и соединений частей оборудования,
загрязненного радиоактивными веществами н наведенной активностью,
н доступность для выполнения этих работ; использование разъемно-мо-
дульного конструкционного решения биологической защиты и активной
зоны реактора; применение легкосъемных покрытий для ограничения
распространения радиоактивных загрязнений и их фиксации на этих
покрытиях; использование планировочных решений для выполнения де-
монтажных работ с использованием технических дистанционных н ав-
томатизированных средств, включая робототехнику и манипуляторы;
проведение дезактивационных работ с минимальными дозо- и трудоза-
тратами и объемами радиоактивных отходов; определение мест захо-
ронения радиоактивных демонтажных отходов, путей и способов транс-
портировки и захоронения, оценка возможности и технического осна-
щения для повторного использования части демонтажных отходов в
народном хозяйстве
После принятия решения о снятии с эксплуатации действующего
блока (блоков) АС и ИР должен быть разработан отдельный проект
снятия с эксплуатации блока (блоков) АС, включающий в себя орга-
низационные, технические и гигиенические мероприятия по следующим
основным вопросам состояние систем, оборудования н конструкций
блока на начало снятия с эксплуатации; определение нуклидного, агре-
гатного, химического состава радиоактивных вешеств, их количества
н мест сосредоточения на блоке (блоках) после разгрузки активной
зоны н удаления е площадки отработавшего топлива; состояние радиа-
ционной обстановки па начало снятия с эксплуатации и ее прогноз при
окончательной реализации проекта, оценка ожидаемой облучаемости
персонала и населения в соответствии с закладываемой в проект схе-
мой и графиком проведения работ; перечень штатного оборудования при
производстве работ, использование специальных барьеров, экранов, ло-
кализующих систем, средства, методы и эффективность дезактивацион-
ных работ с определением вида н объемов радиоактивных отходов; оп-
ределение при производстве демонтажных работ характера н объемов
165
радиоактивных отходов, средств и методов их переработки, транспор-
тировки и захоронения, определение объема радиационного дозиметри-
ческого контроля па весь период работ по снятию с эксплуатации
в соответствии со стадиями достижения заданного состояния блока
(блоков) АС.
Проведение основных работ по снятию с эксплуатации блока (бло-
ков) АС или ИР в соответствии с проектом может быть начато только
после полной разгрузки активной зоны реактора и удаления отработав-
шего топлива из здания реакторной установки или с площадки АС или
ИР. При снятии с эксплуатации блока (блоков) АС или ИР после круп-
ных радиационных аварий допускается использование временных крите-
риев, норм, правил и инструкций, не противоречащих действующим рег-
ламентирующим документам но обеспечению безопасности персонала,
населения и охране окружающей среды.
4.3.7. ПОЛОЖЕНИЕ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ ЯДЕРНОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ РАБОТ НА КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДАХ,
РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ АС И ИР
Ядерпая безопасность работ на критическом стенде или реакторе
зависит от профессиональной квалификации персонала, технического
совершенства критической сборки (реактора) и организации работ.
Ядериая безопасность обеспечивается техническими средствами:
надежностью конструкции н тщательностью исполнения всех узлов
и деталей критической сборки (реактора); надежностью функциониро-
вания систем управления и зашиты, ограничениями на скорость н вели-
чину вводимой реактивности. Конструкция критстенда должна быть та-
кой, чтобы приближение персонала к критсборке не могло перевести
ее в критическое состояние.
Все компоненты критсборкн должны иметь падежное крепление.
Сборка должна быть оснащена системой управления н защиты (СУЗ),
контрольно-измерительными приборами (КИП), системой сигнализации
и связи и системой дозиметрического контроля (СДК).
Система СУЗ должна обеспечивать контроль мощности (интенсив-
ности цепной реакции) и аварийное прекращение цепной реакции в про-
цессе выхода в критическое состояние и на любом уровне мощности,
допустимом по проекту. СУЗ стенда должна иметь не менее трех неза-
висимых каналов, регистрирующих нейтроны: двух каналов измере-
ния уровня мощности с выходом на показывающие приборы, на запи-
сывающий прябор и на звуковой индикатор и одного канала измерения
скорости нарастания мощности (перепада) или реактивности н ско-
рости ее увеличения.
Аварийная зашита (АЗ) должна обеспечивать такими же тремя
независимыми каналами автоматическое быстрое и надежное гашение
процесса в критической сборке при достижении аварийной уставки
в любом канале АЗ в следующих основных случаях при превышении
заданного уровня мощности; при превышении заданной скорости на-
растания мощности, при исчезновении напряжения в цепях электропи-
тания; при неисправности любого из приборов АЗ, при нажатии кноп-
ки АЗ Каналы должны выдавать предупредительный сигнал о прибли-
жении контролируемого параметра в аварийной уставке
В зависимости от типа критической сборки в АЗ могут выводиться
и другие сигналы: КИП, приборов дозиметрического контроля, блоки-
ровок (от повышения уровня замедлителя, изменения температуры
или давления, от повышения интенсивности у-нзлучения и т. п.).
166
АЗ должна иметь не менее двух групп рабочих (исполнительных)
органов, независимо и автоматически приводящихся в действие при по-
явлении любого аварийного сигнала. Число и расположение рабочих
органов АЗ должно быть таким, чтобы эффективность всех групп АЗ
без одной наиболее эффективной группы была не менее 0. Время, за
которое группами АЗ без одной любой группы вводится отрицательная
реактивность не менее 0, должно быть не более 1 с Скорость увеличе-
ния реактивности при взводе исполнительных органов АЗ с «весом»
более 0,3 0 не должна превышать 0,07 0/с
0-Долю запаздывающих нейтронов в общем числе (v) нейтронов
деления (для 235U v—2,4 нейтр /дел, а 0—0,0064) используют для оцен-
ки реактивности критической сборки. Реактивность р определяется от-
клонением эффективного коэффициента размножения нейтронов от
единицы р= (АЭф—1)/Кэф, где Каф — отношение числа нейтронов 1-го
поколения к числу нейтронов (;—1) с учетом Рми и Рдиф вероятностей
избежать нейтрону утечки в процессе замедления и диффузии в усло-
виях конкретных размеров и формы активной зоны (высота н радиус
цилиндрической или радиус сферической зоны). Лэф=К°°-Л1аи-РджФ.
где Ка> — коэффициент размножения без учета утечки, т. е. для беско-
нечной среды
Если Каф<1, то система подкритпчна, так как цепная реакция за-
тухает, если А>ф=1, то число нейтронов в системе остается неизмен-
ным, и она называется критической, если А,ф>1, то скорость цепной
реакции экспоненциально возрастает, т е возникает надкритическое
состояние
Система управления н защиты критической сборки должна обес-
печивать дистанционное управление пепной реакцией с пульта управ-
ления Управление осуществляется автоматическими (АР) или ручными
(РР) регуляторами или компенсирующими органами (дистанционно уп-
равляемыми устройствами): поглощающими стержнями, барабанами,
решетками, подвижными твэлами, деталями отражателя нейтронов,
приспособлениями, меняющими уровень замедлителя и содержание в нем
борного поглотителя нейтронов и т п
Полная эффективность всех регуляторов должна находиться в пре-
делах, перекрываемых АЗ. Эффективность одного или нескольких регу-
ляторов, работающих одновременно, не должна превышать 0.7 0. Ско-
рость увеличения реактивности регуляторами не должна превышать
0,07 0/с. Компенсирующий орган (КО) — дистанционно управляемое
устройство для подавления избыточной реактивности в случае, когда
АР н РР с этой задачей ие справляются, должен обеспечивать скорость
увеличения реактивности не более 0.03 0/с Должно быть обеспечено
шаговое перемещение КО в сторону увеличения реактивности с шагом
пе более 0,3 0
Из ПБЯ 02—88 следует, что чтобы обеспечить ядерную безопас-
ность, необходимо все эксперименты на критстендс (сборке) проводить
1) только персоналом крнтстенда, официально включенным в состав
смены, в которой должны быть как минимум начальник смены, кон-
тролирующий физик и оператор пульта управления стенда;
2) только при взведенных рабочих органах аварийной защиты, за-
прещается использовать рабочие органы АЗ не по назначению (регу-
лирование, компенсация реактивности),
3) не допускать увеличения .мощности критической сборки с пери-
одом удвоения мощности менее 10 с.
Проведение экспериментальных работ на ИР осуществляется в со-
ответствии с утвержденной программой сменным персоналом, дежур-
167
ный физик контролирует обеспечение ядерной безопасности этих работ.
Активная зона реактора ЛС со всеми ее компонентами, влияющими
на реактивность, должна обладать такими свойствами, чтобы при нор-
мальных режимах эксплуатации, нарушения нормальных режимов и при
проектных авариях не возникало неуправляемого роста эиерговыделе-
ния в активной зоне, приводящего к повреждению твэлов сверх уста-
новленных пределов. Характеристики ядерного топлива и конструкция
реактора должны исключать возможность образования вторичных кри-
тических масс при разрушении активной зоны или расплавления топлива
в результате запроектной гипотетической аварии
Активная зона ИР должна иметь отрицательный мошностный эф-
фект реактивности реактора для всех режимов его работы. Отвод тепла
от твэлов при всех нормальных и аварийных режимах должен предот-
вращать повреждение твэлов и не приводить к росту мощности реак-
тора. При загрузке экспериментальных устройств в активную зону дол-
жно быть исключено непредусмотренное изменение реактивности.
По функциональному иазиачеиию рабочие органы СУЗ (АЗ, АР
и КО) реактора аналогичны органам критстенда и должны обеспечивать
указанные выше требования по скорости ведения положительной реак-
тивности или отрицательной реактивности по сигналу АЗ. АЗ исследо-
вательского реактора должна быть обеспечена как минимум четырьмя
независимыми каналами: двумя каналами по уровню мощности, начи-
ная с мощности не более 1 % номинальной, и двумя каналами по ско-
рости нарастания мощности, начиная с мощности не более 10~3% но-
минальной Должен быть автоматический непрерывный контроль
и сигнализация исправности каналов
АЗ реактора АС — тремя каналами по уровню мощности и тремя
по скорости нарастания мощности в диапазоне 10~8—120 % номиналь-
ной.
4.4. АВАРИЙНЫЕ СИТУАЦИИ НА ЯДЕРНЫХ
РЕАКТОРАХ И МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ
ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ
Аварии на ядерных реакторах не являются исключительными со-
бытиями. Как известно, за период с 1971 по 1989 г. в 14 странах мира
имела место 151 авария иа АЭС. Однако за время существования ядер-
иых энергетических реакторов произошли только три крупные аварии,
сопровождающиеся большими выбросами радиоактивных веществ (в Ве-
ликобритании в 1957 г., в США в 1979 г. и в СССР в 1986 г.). Первые
две аварии ие оказали серьезного влияния па экономическую жнзиь на-
селения соответствующих районов Авария в СССР на IV блоке Черно-
быльской АЭС с реактором РВМК-Ю00 была самой крупной в истории
ядериой энергетики и сопровождалась значительными выбросами ра-
диоактивных веществ н эвакуацией населения из зоны 30 км вокруг
реактора.
Для обеспечения радиационной безопасности персонала и населе-
ния на стадии проектирования конкретной АС, ИР пли критстенда рас-
сматривается и рассчитывается набор проектных аварий, включая мак-
симальную проектною аварию; соответствующий каждой аварии выброс
радиоактивных продуктов в атмосферу, сброс во внешнюю среду и ожи-
даемые дозы иа персонал и население [6, 44}.
При этом в проекте предусматриваются технические средства, обес-
печивающие пепревышеиие предельно допустимой дозы облучения пер-
168
соиала и предела дозы населения, специально установленных в СПАС-88
иа случай таких аварий [44].
В проекте должна быть предусмотрена система аварийных меро-
приятий в случае пожара и стихийных бедствий.
При некоторых крайне маловероятных отказах или повреждениях
оборудования АС, приводящих к пепроектиым путям развития аварий,
имеющиеся технические, защитные и локализующие устройства недо-
статочны для удержания радиоактивных продуктов внутри АС. В этом
случае произойдет гипотетическая авария, превосходящая по своим ра-
диационным последствиям максимальную проектную.
4.4.1. ВОЗМОЖНЫЕ ГИПОТЕТИЧЕСКИЕ АВАРИИ
НА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ
Для АС с реакторами с водой под давлением или кипящей водой
наиболее тяжелыми могут стать крайне маловероятные гипотетические
аварии, связанные с вводом положительной реактивности; ухудшением
охлаждения активной зоны; течами теплоносителя первого или второго
контура в результате повреждения (мгновенного разрыва) наиболее
крупных трубопроводов этих контуров и последующим осушением ак-
тивной зоны, разгерметизацией оболочек всех твэлов и частичным оп-
лавлением активной зоны (см табл. 4.15).
На АС с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоноси-
телем в качестве тяжелой гипотетической аварии рассматривают внезап-
ную разгерметизацию первого контура охлаждения реактора, вызван-
ного разрывом трубопровода и последующей разгерметизацией оболо-
чек твэлов и плавлением активной зоны [47].
Вероятность такой гипотетической аварии очень мала (по сравне-
нию с АС других типов), поскольку давление в первом контуре у этих
АС близко к атмосферному.
Для исследовательских реакторов с водным теплоносителем такая
авария может произойти вследствие крайне маловероятного разрыва
горизонтального экспериментального канала или повреждения бассей-
на реактора, или из-за прекращения циркуляции теплоносителя через
сборку твэлов (ТВС) в результате попадания в нее постороннего пред-
мета. Для уран-водпых критических сборок оплавление активной зоны
в результате аварии с введением положительной реактивности маловеро-
ятно ввиду самогашения цепной реакции деления после выброса части
воды из активной зоны в момент аварии
Исчерпывающий анализ гипотетических аварий является серьезной,
пока еще полностью нс решенной проблемой, связанной с проведением
расчетов и экспериментов с применением сложных вычислительных про-
грамм и сооружением крупных экспериментальных стендов [48].
Однако необходимые исходные данные для разработки планов ме-
роприятий но защите персонала и населения были подготовлены до
завершения этих работ. Например, для широко используемых в СССР
и странах — членах СЭВ АЭС с реакторами типа ВВЭР была предло-
жена возможная реперная гипотетическая авария, радиационные послед-
ствия которой могут быть использованы для подготовки защитных меро-
приятий персонала и населения в радиусе до 30 км от АЭС [40].
В табл 4.15 приведены расчетные значения выброса в атмосферу
значимых радионуклидов для этой реперной гипотетической аварии
с учетом их накопления в активной зоне реактора ВВЭР и выхода из
нее при некотором постулированном аварийном состоянии активной
169
зоны. Это состояние характеризуется разгерметизацией оболочек всех
твэлов, высокотемпературным разогревом активной зоны и оплавлением
наиболее эиергонанряженных твэлов (несколько процентов).
При расчете дополнительно принималась повышенная в 10 раз (до
3 % в сутки) утечка радиоактивной среды из защитной оболочки реак-
тора ВВЭР-1000 (проект В-320) и до 10 % в сутки из гермозоны реак-
тора ВВЭР-440 (проект В-213) в смежные помещения и(или) в атмос-
феру.
Исходное событие для этой гипотетической аварии было выбрано
таким же. что и для максимальной проектной аварии АЭС с ВВЭР,
а именно быстрая потеря теплоносителя (~ 15 с) в результате мгно-
венного разрыва трубопровода первого контура максимального диамет-
ра (Ду 500 и Ду 850 для ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 соответственно)
Поскольку давление в конторе резко упадет, то по сигналу давления
сработает АЗ, н реактор будет остановлен. Через несколько секунд
после снижения давления в контуре срабатывает пассивная система
аварийного охлаждения активной зоны для снятия остаточного тепло-
выделения с подачей воды из гидроаккумулирующих емкостей. Одиако
в отличие от проектного развития для реперной аварии постулируется
временная задержка последующего включения насосов активного ава-
рийного охлаждения активной зоны. Это приводит к перегреву зоны
и плавлению наиболее нагретых твэлов (Предполагается, что одновре-
менно с аварией происходит полное обесточивание АЭС и кратковре-
менная задержка подачи аварийного электропитания от автономных ис-
точников— дизель-генераторов, аккумуляторов и т. д.) В результате
быстрого истечения теплносителя средняя температура топлива активной
зоны возрастает до 1200 °C примерно через 20 мин у ВВЭР-440 и 60 мин
у ВВЭР-1000, а у наиболее эиергонанряженных твэлов до 2400—
2600 °C, т. е температуры плавления топлива [40].
Поскольку средняя температура активной зоны на этом этапе пре-
высит 800 °C, произойдет разгерметизация оболочек всех твэлов и вы-
ход находившихся под оболочками твэлов в количестве ~0,3 % от
содержания во всем топливе газообразных и летучих продуктов деле-
ния. Из-под оболочек выйдет до 100 % изотопов криптона и ксенона,
до 30 % изотопов цезия и не более 1 % малолетучих радионуклидов,
т. е. соответственно 0,3, 0,1 и 0,003 % содержания в топливе.
Однако процесс перегрева и начавшегося оплавления в рассматри-
ваемой аварии должен быть приостановлен включением аварийных на-
сосов, подающих воду в активную зону (не позднее 10 и 20 мин после
аварии соответственно для ВВЭР-440 и ВВЭР-1000).
На этом этапе аварии из топлива нагретой активной зоны выйдет
аначительно большая активность, пропорционально температуре зоны,
количеству оплавленных твэлов и коэффициентам выхода из нагретого
и оплавленного топлива
Прн средней температуре активной зоны 1200 °C около половины
твэлов, за счет неравномерности эиерговыделения, будет иметь темпе-
ратуру до 1400 °C, около 1 % твэлов достигнет температуры 2400—
2600 °C. Прн этой температуре (в интервале 1350—1400 °C) выход газов
иода и цезия из нагретого топлива составляет около 10 % [40] Одиако
для расчета выброса в гермозопу и атмосферу консервативно принима-
лось удвоенное значение выхода этих радионуклидов из активной зоны
и удвоенное число оплавленных твэлов (см табл 4 15).
Физико-химические формы радионуклидов, выходящих из перегре-
того и оплавленного топлива, и соотношение между ними, ввиду слож-
ности и иеизучениости процесса из образования и выхода, окончательно
170
ие установлены. В молекулярной форме в топливе находятся газы, иод,
цезий, теллур, рутений. Лантан, цезий и цирконий образуют раствори-
мые оксиды, возможно образование метилиодида и йодистого цезия.
Можно полагать, что из перегретого и оплавленного топлива иод вы-
ходит в молекулярной форме, остальные нуклиды — в молекулярной
и аэрозольной форме В начальный период аварии значительная часть
молекул и паров летучих нуклидов становится аэрозолями за счет улав-
ливания мелкодисперсной капельной влагой, а затем — твердыми аэро-
золями, образующимися при конденсации перегретых материалов актив-
ной зоны.
В расчетах принималось, что 90 % нхклидов, выходящих в молеку-
лярной форме, становятся аэрозолями; выход иода в форме метилио-
дида составляет 1 % по отношению к остальным формам иода; обра-
зование малолетучего CsI консервативно нс учитывалось.
Ниже следует в качестве примера перечень радиационных и техно-
логических факторов, которые определяют начало и развитие радиаци-
онной аварии на АЭС с реактором ВВЭР-1000.
1 Радиационные факторы, объемная активность газообразных про-
дуктов деления в воде первого контура реактора превышает
3,7 108 Бк/л; объемная активность |311 в воде первого контура превы-
шает 3,7-107 Бк/л, а суммы изотопов иода 3,7-10s Бк/л; повышение
мощности дозы у-излучения в некоторых обслуживаемых помещениях
обстройки главного корпуса до и выше 2,8-10—5 Гр/ч (2,8 мР/ч) при
МПА и 3,2-10_3 Гр/ч (3,2-102 мР/ч) при РГА; повышение объемной
активности радиоактивных газов в герметичной оболочке более
3,7-103 Бк/л, в обслуживаемых помещениях до 3,7-103 Бк/л или 1S1I
до 75 Бк/л или в обслуживаемых помещениях более 1,1 10е Бк/л по
газам и 2,2-105 Бк/л по ,311 при РГА; повышение выброса радиоактив-
ных газов через вентиляционные трубы суммарно более 3,7-1013 Бк/сут
(1,5-1012 Бк/ч); повышение выброса 13Ч через вентиляционные трубы
суммарно более 7,4-107 Бк/сут; повышение объемной активности эжек-
торных газов до 3,7 102 Бк/л
2 Технологические факторы- возникновение неорганизованной про-
течки воды первого контура более 0,2 т/ч, если место течи нс установ-
лено, возникновение неорганизованной протечки воды первого контура
более 2,0 т/ч, если источник течи установлен; уменьшение разности
температуры насыщенного пара прн давлении в компенсаторе объема
(КО) и температуры в «горячем» трубопроводе первого контура
«С 10°С; повышение теплофизических параметров воздушной среды в гер-
метичной оболочке: температуры—>90°С, давления—>0,13 М.Па.
3 . Отклонение от проектного протекания проектных аварий после
следующих исходных событий- разрыв трубопроводе первого контура
различного диаметра (Ду 30, 50, 70 — «малые течи», Ду 100, 130, 180,
300 — «большие течи», Ду 850 — максимальная проектная или гипоте-
тическая авария); обесточивание главных циркуляционных насосов
(ГЦН); полное обесточивание АЭС; прекращение подачи питательной
воды (подпитки) в парогенераторы; неуправляемое извлечение группы
органов регулирования реактивности активной зоны; понижение кон-
центрации борной кислоты в теплоносителе первого контура вследствие
нарушения в системе борного регулирования; течи в парогенераторе,
разрыв паро- и трубопроводов; ошибочный впрыск в КО из узла под-
питки волы с температурой 60—70 °C; аварийное отклонение частоты
в электросистеме; незакрытие предохранительных клапанов КО, ПГ или
устройства сброса пара ПГ, мгновенное заклинивание ГЦН; разрыв
трубопровода питательной воды ПГ
171
В 1990 г. группой экспертов МАГАТЭ я Европейского агентства по
атомной энергии была предложена Международная шкала событий на
АС, которая с некоторыми изменениями временно введена в СССР
в опытную эксплуатацию (Международная шкала событий иа АЭС.
Руководство для пользователей МАГАТЭ, Вена, 1990 г.) [77].
В течение года шкала должна быть опробована в опытной эксплу-
атации теми странами, которые пожелают принять участие в этом и в
случае необходимости исправлена с учетом этого опыта.
События, классифицируемые в шкале, относятся только к радиа-
ционной безопасности Промышленные аварии или другие ие связанные
с работой АС события не учитываются шкалой. Например, отказы, влия-
ющие только на работоспособность турбины или генератора, должны
быть классифицированы как вне шкалы.
Очень незначительные события, ие имеющие значения для безопас-
ности, классифицируются как события ниже уровня шкалы или нулевого
уровня.
Шкала была разделена иа 2 большие части Нижиие три класса
!1—3) относятся к происшествиям (инцидентам), а верхние классы
4—7) — к авариям.
События рассматриваются по трем критериям-
1) События, которые сопровождаются выбросом радиоактивных
продуктов в окружающую среду Наиболее высокий класс соответству-
ет большой ядерной аварии с обширными последствиями для населения
и окружающей среды.
2) Внутренние последствия событий. Этот показатель изменяется от
3-го класса, когда может наблюдаться значительное загрязнение по-
верхностей и облучение персонала, до класса 5, при котором происхо-
дит серьезное повреждение активной зоны ядерного реактора
3) Происшествия, сопровождающиеся ухудшением глубоко эшело-
нированной защиты АЭС.
Ухудшение глубоко эшелонированной защиты включает происшест-
вия от 1-го по 3-й класс.
Класс, название Критерий
1. Внешние последствия 2. Внутренние последствия 3. Ухудшение глубоко эшелони- рованной защиты
7 Глобальная авария Большой выброс — значительный . ущерб здоровью людей и ок- ружающей среде. Ве- личина выброса по ,3|1 — более Ю4 ТБк — —
6 Тяжелая ава- рия 5 Авария с рис- Значительный выб- рос — полная реали- зация внешнего про- тивоаварийного пла- на иа ограниченной территории Величина выброса no 1311 от 103 до 104 ТБк Ограниченный выб- рос — частичная ре- Значительное повреждение
172
Продолжение
Класс, название Критерий
1 Внешние последствия 2 Внутренние последствия 3 Ухудшение глубоко эшелони- рованной защиты
ком для окру- жающей среды алнзация внешнего противоаварийного плана па ограничен- ной территории Ве- личина выброса 13}1 от 102 до 103 ТБк активной зоны
4 Небольшой выброс — Частичное пов-
Авария в пре- облучение лиц из на- рождение ак-
делах АС селения порядка не- скольких мЗв Применение плана защитных мероприя- тий маловероятно тивпой зоны Острые послед- ствия для здо- ровья персона- ла
3 Очень небольшой Большое за- Близко к ава-
Серьезное про- выброс — облучение грязиение. Пе- рии — потеря
исшествие населения ниже доли реоблучепие глубоко эше-
от установленного предела дозы поряд- ка десятых долей мЗв персонала лонированиой защиты
2 Происшествие средней тяже- сти Событие с по- тенциальными последствия- ми для без- опасности
1 Незначитель- ное происшест- вие Отклонение от разрешенных границ функ- ционирования
0 Ниже шкалы —• I Те влияет на безопасность
4.4.2. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ
Поскольку для гипотетических аварий в проекте не предусмотрены
технические средства их подавления и локализации, безопасность пер-
сонала АС и населения обеспечивается заранее планируемыми организа-
ционными мероприятиями Конкретные планы таких организационных,
технических и лечебно-профилактических мероприятий должны быть на
каждой АС и ИР.
Отличительной особенностью этих планов является разделение их
на два взаимосвязанных самостоятельных документа: план по защите
персонала и план по защите населения. План мероприятий по защите
персонала разрабатывается дирекцией АС и ИР, а плац мероприятий
по защите населения — штабом гражданской обороты соответствующе-
го района до пуска АС [6,75]. План по защите персонала предусматри-
вает координацию действий эксплуатационного персонала, местных ор-
ганов власти, пожарной охраны и органов гражданской обороны в пре-
173
делах промышленной площадки и саиитарио-защитной эоны АС обычно
радиусом до 3 км. Поддержание постоянной готовности и реализация
этого плана осуществляются дирекцией АС или ИР.
План по защите населения предусматривает координацию сил граж-
данской обороны и местных органов власти соответствующего района,
а также всех других организаций, используемых для защиты населе-
ния и ликвидации последствий аварии за пределами санитарно-защитной
зоны. Поддержание постоянной готовности и осуществление этого пла-
на обеспечиваются силами гражданской обороны.
Исходные данные для составления указанных планов разрабатыва-
ются на основе анализа возможных запроектных гипотетических аварий
и последующей оценки значений выхода радиационно опасных биоло-
гически значимых радионуклидов из активной зоны реактора в защит-
ную оболочку (или герметичные помещения), а затем их выброс в смеж-
ные помещения и в атмосферу
В процессе эксплуатации реактора АС или ИР, критического стенда
необходимо проводить тренировочные занятия в целях отработки дей-
ствий персонала при аварийных ситуациях. Мероприятия по защите
персонала на сличай аварии реактора должны быть разработаны зара-
нее иа основе проектных и технических данных по возможным авариям
и их масштабам для каждого энергетического или исследовательского
реактора и критического стенда.
При планировании и проведении мероприятий по защите населения
следует руководствоваться «Критериями для принятия решения о мерах
Таблица 4.24. Критерии для принятия решений на ранней фазе
развития аварии*
Защитное мероприятие Дозовые критерии (доза, прогнозируемая за первые 10 сут), мЗв
Все тело Отдельные органы (легкие, щ ж , кожа)
Нижний уровень Верхний уровень Нижний уровень Верхний уровень
Укрытие, зашита органов ды- хания и кожных покровов Иодная профилактика 5 50 50 500
взрослые — 50** 500**
дети, беременные женщины Эвакуация: — — 50** 250**
взрослые 50 500 500 5000
дети, беременные женщины 10 50 200** 500**
• Соответствует рекомендациям МАГАТЭ («Принципы установления уровней
вмешательства для защиты населения в случае ядерной аварии или радиацион-
ной аварийной ситуации,. МАГАТЭ, серия изданий по безопасности № 72. Вена,
1988), за исключением критериев для детей и беременных женщин и временного
интервала 10 сут
•• Только для щитовидной железы (щ. ж.).
174
Таблица 4.25. Критерии для принятия решений иа средней фазе
______________________развития аварии*________________
Защитное мероприятие Дозорые критерии (доза, прогнозируемая за первый год), мЗв
Все тело Отдельные органы
Ннжний уровень Верхний урон» иь Нижний уровень Верхний уровень
Ограничение потребления за- грязненных продуктов питания и питьевой воды 5 50 50 500
Переселение или эвакуация 50 500 Нс устанавливается
* Соответствует рекомендациям МАГАТЭ (см. примечание к табл. 4.24).
защиты населения в случае аварии ядерного реактора» (№ 06-9/154—90),
утвержденными М3 СССР 16 05.90 г. (табл. 4 24 и 4 25).
Критерием для принятия решения о мерах защиты населения на
ранней и средней фазах служат дозы внешнего или внутреннего облу-
чения, приведенные в таблицах Установлены два уровня радиацион-
ного воздействия: нижиий и верхний. Решения принимаются на осно-
вании сравнения оцененных (прогнозированных) уровней с нижним
и верхним уровнями критерия
Если прогнозируемое облучение не превосходит иижний уровень,
нет необходимости принимать какие-либо меры, перечисленные в табл.
4 24 и 4.25 Если прогнозируемое облучение превосходит иижний уро-
вень, но не достигает верхнего уровня, то проведение мер, указанных
в табл 4.24 и 4.25, может быть отсрочено; следует принимать меры по
снижению возможных дозовых нагрузок иа население с учетом конкрет-
ной радиационной обстановки и местных условий.
Если прогнозируемое облучение достигает или превосходит верхний
уровень, то проведение мер, перечисленных в табл. 4 24 и 4 25, является
обязательным, даже если они связаны с нарушением нормальной жиз-
недеятельности населения и народнохозяйственного функционирования
территории (эвакуация или переселение)
Рекомендуется: немедленное укрытие населения в помещениях;
ограничение пребывания па открытой местности; с учетом конкретной
радиационной обстановки иа АЭС оперативная организационная эва-
куация, иодная профилактика; исключение или ограничение употребле-
ния в пищу загрязненных продуктов; перевод молочнопродуктивиого
скота на незагрязненные пастбища или фуражные корма.
Эвакуация населения является наиболее эффективной, но крайней
мерой и должна осуществляться, если все другие защитные меры не
обеспечивают его безопасности и при благоприятных условиях для про-
ведения эвакуации (дороги и их состояние, транспортные средства, под-
ходящее время года и погодные факторы, число лиц, подлежащих эва-
куации, и др )
В некоторых случаях эвакуация может нанести ущерб самим эва-
куируемым. Поэтому риск, ущерб или отрицательные последствия за-
щитных мероприятий и эвакуации должны взвешиваться и сравниваться
с ущербом от радиационных последствий аварии.
175
Таблица 4 26 Защитные свойства зданий и сооружений от внешнего
у-излучения радиоактивного облака [24]
Здание, сооружение КоэсЬфнциент ослабления*
На открытом воздухе Транспортные средства Деревянный дом Каменный дом Подвал деревянного дома Подвал каменного дома Большое здание служебного или промыш- ленного типа (в месте, отдаленном от окон и дверей) 1,0 1,0 1,1 1,7 1,7 2,5 5 и более
• Коэффициент
Доза я а открытом воздухе
ослабления =»
Доза прн защищенном расположении
Таблица 4 27 Защитные свойства зданий н сооружений от
у-излучення радиоактивных продуктов, выпавших на местность [24]
Сооружение или участок Коэффициент ослабления
На высоте 1 м над бесконечной гладкой поверх- ностью 1,о
На высоте 1 м над поверхностью земли Машины на шоссе шириной 16 м; 1,4
шоссе полностью загрязнено 2,0
шоссе загрязнено иа 50 7о 2,0
шоссе полностью дезактивировано 4,0
Поезда 2,5
Одно- или двухэтажные деревянные дома 2,5
Одно- или двухэтажные блочные или кирпичные дома 5,0*
Подвал дома Трех- или четырехэтажные конструкции (500— 1000 м2 иа этаж) 10—30*
первые, вторые этажи 12*
подвал Многоэтажные конструкции (примерно 1000 м2 на этаж): 100*
верхние этажи 100
подвал 200
* В месте, отдаленном от дверед я оков.
176
Таблица 4.28. Защитный эффект в результате проведения
калнй-иодной профилактики
Время приема препаратов стабильного нода Фактор защиты
Перед ингаляцией (профилактическое применение)
Через 2 ч после ингаляции
Через 6 ч после ингаляции
100
10
2
Примечания I Взрослым и детям старше 5 лет рекомендуется 0,25 г
KI на один прием, детям в возрасте 2—5 лет — 0,125 г, до 2 лет — 0,04 г. 2 Мак-
симальный защитный эффект может быть достигнут в случае предварительного
или одновременного с поступлением радиоактивного иода приема его стабильного
аналога 3 Защитный эффект препарата значительно снижается в случае его
приема более чем через 2 ч после поступления в организм радиоактивного иода.
Однако и в этом случае прием стабильного иода эффективно защищает щито-
видную железу от облучения повторными поступлениями радиоактивного иода.
4 Однократный прием указанных выше количеств йодистого калия обеспечивает
высокий защитный эффект в течение 24 ч Для поддержания такого уровня за-
щиты в условиях длительного поступления в организм радиоактивного иода не-
обходимы повторные приемы препарата.
Однако в случае запроектной гипотетической аварии эвакуацию
с близких расстояний от АС следует проводить независимо от дозимет-
рических критериев для принятия решений, представленные в табл. 4 24
и 4.25. В табл. 4 26—4 29 указаны мероприятия, применимость и эффек-
тивность которых наиболее значимы на ранней и средней фазах разви-
тия аварии.
Основными факторами радиационного воздействия на население
в случае аварии ядерного реактора являются р- и у-излучеиия продук1
тов деления. Вклад в дозу а-излучателей при поступлении радиоактив-
Таблица 4,29 Эффективность предметов бытового назначения,
используемых вместо респираторов для экстренной защиты органов
дыхания
Предмет Число слоев Защитная эффективность
Мужской хлопчатобумажный носовой 16 17
платок 8 9
1 (смятый) 8,5
1 (влажный) 3,0
1 (сухой) 1,4
Туалетная бумага 2 12
Махровое банное полотенце 1—2 4,0
Хлопчатобумажная рубашка 1 (влажная) 3,0
2 (сухая) 3,0
1 (сухая) 2,5
Платьевой бумажный материал 1 (влажный) 2,3
1 (сухой) 2,0
Женский хлопчатобумажный носовой 4 (влажный) 2,7
платок 4 (сухой) 2,2
12—722
177
вых веществ внутрь организма пренебрежимо мал и может не учиты-
ваться (если из-за особенностей реактора и аварии не происходит вы-
броса значительных количеств плутония). При поступлении во внешнюю
среду только РБГ (криптона и ксенона) радиационная опасность обус-
ловлена одним внешним излучением при прохождении радиоактивного
облака.
В случае выброса смеси продуктов деления наиболее вероятно, что
основным компонентом, в первую очередь обусловливающим наиболь-
шую опасность внутреннего облучения, явится |3Ч, особенно в первые
несколько недель после аварии.
На ранней фазе после аварии, которая длится от момента начала
аварии до прекращения выброса в атмосферу от нескольких часов до
нескольких суток, основной вклад в дозу облучения персонала и насе-
ления вносит поступление всех радиоизотопов иода с вдыхаемым воз-
духом, а доза внешнего облучения от радиоактивного облака может
быть в 100 раз меньше дозы облучения щитовидной железы [46].
На второй (средней) фазе после аварии, которая длится после
формирования радиоактивного следа от нескольких суток до года,
радиационная обстановка на территории, окружающей потерпевший
аварию реактор, и степень радиационной опасности для населения обус-
ловливаются количеством и радионуклидным составом выброшенных во
внешнюю среду радиоактивных вешеств, расстоянием от источника ава-
рийного выброса до населенных пунктов, характером их застройки
и плотностью заселения, метеорологическими, гидрологическими и поч-
венными характеристиками территории, метеорологическими условиями
во время аварии, временем года, характером сельскохозяйственного ис-
пользования территории, водоснабжения и питания населения. На этой
фазе осуществляются необходимые ограничения жизнедеятельности на-
селения и меры по его защите.
На третьей (поздней) фазе постепенно эти ограничения снижаются
частично или полностью
В результате аварийного выброса в атмосферу возможны следую-
щие виды радиационного воздействия на население (в порядке очеред-
ности) :
а) внешнее облучение при прохождении радиоактивного облака;
б) внутреннее облучение при вдыхании радиоактивных аэрозолей
продуктов деления (ингаляционная опасность);
в) контактное облучение вследствие радиоактивного загрязнения
кожных покровов и одежды;
г) внешнее облучение, обусловленное радиоактивным загрязнени-
ем поверхности земли, зданий, сооружений и т п ;
д) внутреннее облучение в- результате потребления загрязненных
продуктов питания и воды.
В зависимости от складываюшейся обстановки для защиты населе-
ния от радиационного воздействия могут быть приняты следующие
меры-
а) ограничение пребывания населения па открытой местности (вре-
менное укрытие в домах и убежищах) Защитные свойства зданий н со-
оружений даны в табл. 4 26 и 4 27;
б) максимально возможная герметизация жилых и служебных по-
мещений (плотное закрытие дверей, окон, дымоходов и вентиляционных
отверстий) на время рассеивания радиоактивных веществ в воздухе
и формирования радиоактивного загрязнения территории;
в) применение лекарственных препаратов, препятствующих накоп-
лению биологически опасных радионуклидов в организме (например,
178
нодная профилактика — прием внутрь препаратов стабильного иода,
табл 4 28);
г) защита органов дыхания подручными средствами (носовые плат-
ки, полотенца, бумажные салфетки н др., табл 4.29);
д) эвакуация населения;
е) регулирование и ограничение доступа в район загрязнения;
ж) санитарная обработка лиц в случае загрязнения их одежды
и кожных покровов радиоактивными веществами выше установленных
норм,
з) простейшая обработка продуктов питания, поверхностно загряз-
ненных радиоактивными веществами (обмыв, удаление поверхностного
слоя и др.);
и) исключение или ограничение употребления в пищу загрязненных
продуктов питания;
к) перевод молочнопродуктивного скота на незагрязненные пастби-
ща или па незагрязненные фуражные корма;
л) дезактивация загрязненной местности;
м) переселение.
План мероприятий по защите населения, как правило, должен пре-
дусматривать три этапа, зависящие от сроков их реализации [46, 75]
Первый этап. Основной задачей первого этапа, длящегося несколько
часов (не более 24 ч) с момента установления факта аварии, является
экстренная оценка радиационной обстановки и ожидаемого масштаба
аварии для определения и проведения первоочередных мероприятий, на-
правленных на защиту населения
Первый этап должен предусматривать:
эк стренную оценку радиационной обстановки и масштабов аварии,
информацию заинтересованных организаций и лиц (в том числе
согласовавших план аварийных мероприятий) о факте аварии и ожидае-
мых ее масштабах;
вызов персонала аварийных бригад,
пр оведение мероприятий по ликвидации аварии и предотвращению
поступления радиоактивных веществ во внешнюю среду с одновремен-
ным прекращением всех работ, не связанных с этими мероприятиями;
оповещение населения в случае необходимости реализации меро-
приятий по безопасности, связанных с участием населения
План аварийных мероприятий вводится в действие после получения
экстренной проверки и подтверждения сигнала об аварии (см. разд
4 4 1) Этот план вводится в действие лицом, ответственным за ликви-
дацию последствий аварии. Сигналом об аварии является сообщение
дежурного оператора реактора илн любого другого лица, обнаружив-
шего ситуацию, которая расценена им как аварийная. О таком сигнале
должны быть немедленно извещены начальник службы дозиметрии
объекта илн лицо, заменяющего его в данный момент
Для экстренной оценки радиационной обстановки необходим сле-
дующий минимальный объем сведений- количественно-нуклидный состав,
радиоактивных продуктов, выброшенных нз реактора в момент аварии;
характер аварии, пути н длительность выброса радиоактивных веществ
во внешнюю среду; коэффициенты (процент) высвобождения радиоизо-
топов иода н других радионуклидов из активной зоны реактора (см.
табл 4 15) по наихудшим возможным условиям; метеорологические ус-
ловия в момент аварии: направление и скорость ветра на высоте вы-
броса, условия погоды (ве эти данные целесообразно иметь в аварий-
ном плане в виде предварительно рассчитанных по наихудшим возмож-
ным условиям номограмм и в блоке памяти ЭВМ).
12*
179
Дозиметрические измерения на местности в заранее выбранных точ
ках в направлении аварийного выброса проводятся для экстренной
оценки радиационной обстановки и уточнения результатов предвари-
тельно проведенных расчетов, имеющихся в аварийном плане. К ним
относятся: измерение уровней у-излучения в этих точках па различных
расстояниях от реактора, определение там же радиоактивности воздуха
и измерение плотности загрязнения поверхности территории Маршруты
подвижных дозиметрических групп, точки и методики проведения из-
мерений заранее предусматриваются аварийным планом
При выборе точек измерения следует учитывать, что в случае вы-
броса иа высоте 60—100 м максимум загрязнения_ воздуха и террито-
рии будет иметь место, как правило, иа расстоянии 5—10 км; при выбро-
сах на уровне земли максимум загрязнения будет непосредственно
в месте выброса
При проведении экстренного аварийного дозиметрического обсле-
дования территории, особенно в отсу гсгвие перевозимого гамма-спектро-
метра, отбираются пробы объектов внешней среды для лабораторных
исследований Прн наличии такого гамма-спектрометра уже на первом
этапе определяется вклад 13Ч, 134’l37Cs, 103 ,oeRu и других радионукли-
дов в загрязнение объектов внешней среды (см. табл 4 15).
На основании расчетных данных и результатов прямых измерений
на местности должны приниматься меры по защите населения от внеш-
него и внутреннего облучения, включая профилактическое употребление
стабильного иода. Лица, которые по предварительным опенкам получи-
ли однократно дозу внешнего или суммарно внешнего и внутреннего
облучения всего тела более 5 ПДД или прн однократном поступлении
в организм радионуклидов свыше 5 ПДП, должны быть направлены
на медицинское обследование в специализированное лечебное учрежде-
ние [4]. Порядок оказания медицинской помощи переоблучившимся ли-
цам установлен в «Руководстве по организации медицинской помощи
прн радиационных авариях» (М.: М3 СССР, 1986).
Второй этап. Задачей второго этапа, длящегося несколько суток
(до 7 сут) после прекращения выброса радиоактивных веществ нз ре-
актора, является уточнение радиационной обстановки и принятие допол-
нительных мер безопасности населения, кроме тех, которые проводились
па первом этапе- уточняются дозы внутреннего и внешнего облучения,
измеряется содержание радиоактивного иода в щитовидной железе
у достаточно представительной группы населения (не менее 10 % всех
людей, находящихся в зоне радиоактивного загрязнения), осуществля-
ется контроль проб внешней среды, пастбищной растительности, сена
и кормов молочного скота, открытых продуктов питания, молока, пить-
евой воды, зеленых овощей местного производства. Определяется содер-
жание в них 89'9°Sr и всех других перечисленных выше радионуклидов
Особое внимание в этот период должно быть уделено контролю за
загрязнением молока радиойодом. Начальная оценка и прогноз уровней
загрязнения молока проводятся по данным у-нзлучения на пастбищах
и определения их загрязнения Начиная со вторых суток производится
отбор н непосредственное измерение загрязненности свеженадоенного
молока.
Третий этап. Является переходом от аварийного состояния к нор-
мальному с постепенной отменой аварийных ограничений. На третьем
этапе продолжается измерение у-нзлучсния в контрольных точках, пока
оно не снизилось до допустимого уровня, дополнительно уточняют дозы
облучения отдельных лиц из населения, степень загрязненности почвы,
мяса, мясного скота, зерновых, овощей и фруктов, молока и пищевых
180
Рис. 4 1. Зависимость дозы
облучения щитовидной же-
лезы от выброса ,3Ч н рас-
стояния от реактора:
— для детей до 2-х
лет;-------для взрослых
продуктов и вырабатывают
рекомендации по нх исполь-
зованию, а также по исполь-
зованию сельскохозяйствен-
ных угодий
Для экстренной оценки
ингаляционной дозы облу-
чения щитовидной железы
после аварийного выброса
реактора удобно пользовать-
Расстмние от реактора, км
ся номограммами (рис. 4.1).
Номограмма построена для комбинации самых неблагоприятных фак-
торов (см. разд 4 5): а) кратковременный выброс ,3|1 в форме очень
мелкодисперсных аэрозолей или в органической форме; б) выброс на
уровне земли (Л=0); в) нанхудшие для этой высоты условия атмо-
сферной диффузии (категория F) скорость ветра 1 м/с; малая скорость
сухого осаждения аэрозолей vg= 0,01—0,1 см/с и без вымывания их
осадками; низкие значения факторов метеорологического разбавления,
равные на расстоянии, с/м3: 1 км — 6-Ю-4, 10 км — 2-10~5; 30 км —
6-10-’; 100 км-2-10-’.
Номограмма дает значительное завышение ингаляционной дозы,
если эти условия более благоприятны Например' если выброс иода был
в элементарной или аэрозольной форме и vg= 1 см/с, то доза па рас-
стоянии 10 км за счет большего осаждения уменьшится в 50—60 раз,
30 км — в 400—600 раз. Однако уже при скорости ветра 2 м/с сухое
осаждение становится существенно меньшим, и такого значительного
снижения дозы па этих расстояниях нс произойдет. Они уменьшатся
соответственно только в 3 и 8 раз.
В случае приподнятого выброса (/1=10-30-50 м) дозы вблизи реак-
тора (до 1 км) будут примерно в 10 раз меньше за счет лучшего рас-
сеяния в атмосфере и распространения выброса на большие расстояния.
Следует отметить, что прн аварии более вероятен именно приподнятый,
а не наземный выброс. Однако такой выброс менее благоприятен для
расстояний около 2—5 км, поскольку сухое осаждение иода менее эф-
фективно в случае приподнятого выброса (см разд. 4 5).
4.5. САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА РАЗМЕЩЕНИЯ
И ЭКСПЛУАТАЦИИ УСКОРИТЕЛЕЙ ЗАРЯЖЕННЫХ
ЧАСТИЦ
Ускорители заряженных частиц служат источниками мощного иони-
зирующего излучения и широко используются в народном хозяйстве,
медицине н при научных исследованиях. Обеспечение радиационной
безопасности прн использовании ускорителей является сложной задачей
Сложность ее в многообразии физических процессов взаимодействия
с веществом ускоренных частиц и возникающих вторичных излучений.
181
Основные виды ускорителей и их определение согласно ГОСТ
22491—87:
Линейный ускоритель
Циклический ускоритель
Высоковольтный уско-
ритель
Электростатический вы-
соковольтный ускори-
тель
Каскадный высоковольт-
ный ускоритель
Трансформаторный вы-
соковольтный ускори-
тель
Перезарядный высоко-
вольтный ускоритель
Импульсный высоко-
вольтный ускоритель
Индукционный ускори-
тель
Линейный индукционный
ускоритель
Циклический индукци-
онный ускоритель
Бетатрон
Бетатрон с подмагничи-
ванием
Резонансный ускоритель
Ускоритель заряженных частиц, в котором
траектории ускоряемых частиц близки к
прямой линии
Ускоритель заряженных частиц, в котором
ускоряемые частицы под действием ведуще-
го магнитного поля движутся по близким к
замкнутым илн спиральным траекториям
Ускоритель заряженных частиц, в котором
ускорение частиц осуществляется потенци-
альным электрическим полем.
Примечание В высоковольтных ус-
корителях используется ускоряющее напря-
жение свыше 0,1 МВ
Высоковольтный ускоритель, в котором ус-
коряющее напряжение создается электро-
статическим генератором
Высоковольтный ускоритель, в котором ус-
коряющее напряжение создается каскад-
ным генератором
Высоковольтный ускоритель, в котором ус-
коряющее напряжение создается одним илн
несколькими повышающими трансформато-
рами
Высоковольтный ускоритель, в котором ус-
коряющее напряжение используется неод-
нократно посредством изменения знака за-
ряда частиц.
Примечание Обычно применяется
двукратное использование одного н того
же ускоряющего напряжения
Высоковольтный ускоритель, в котором ус-
коряющее напряжение создается и исполь-
зуется в виде импульсов
Ускоритель заряженных частиц, в котором
ускорение частиц осуществляется вихревым
электрическим полем
Индукционный ускоритель, в котором тра-
ектории ускоряемых частиц близки к пря-
мой линии
Индукционный ускоритель, в котором уско-
ряемые частицы под действием ведущего
магнитного поля движутся по близким к
замкнутым илн спиральным траекториям
Циклический индукционный ускоритель
электронов с нарастающей во времени ин-
дукцией ведущего магнитного поля
Бетатрон с постоянной составляющей ин-
дукции магнитного поля
Ускоритель заряженных частиц, в котором
ускорение частиц происходит в среднем
синхронно, в резонанс с переменным уско-
ряющим электромагнитным полем
182
Линейный резонансный ускоритель
Резонаторный тель ускори-
Волноводный тель ускорн-
Циклический иый ускоритель резонанс-
Циклотрон
Векторный циклотрон
Циклотрон с секторны-
ми магнитами
МЬохрониый циклотрон
Еинхроциклотрон
Векторный синхроцикло-
фон
Жикротрон
Резонансный ускоритель, в котором траек-
тории ускоряемых частиц близки к прямой
линии
Линейный резонансный ускоритель, в кото-
ром для ускорения частиц используется
электромагнитное поле стоячих волн в од-
ном нлн группе резонаторов
Линейный резонансный ускоритель, в кото-
ром для ускорения частиц используется
электромагнитное поле бегущих волн в од-
ном или нескольких волноводах
Резонансный ускоритель, в котором ускоря-
емые частицы под действием ведущего маг-
нитного поля движутся по близким к замк-
нутым или спиральным траекториям
Циклический резонансный ускоритель с по-
стоянным во времени ведущим магнитным
полем н постоянной частотой ускоряющего
напряжения.
Примечание. Различают циклотроны
с однородным по азимуту н имеющим пе-
риодическую вариацию по азимуту веду-
щим магнитным полем.
Циклотрон, в котором ведущее магнитное
поле имеет периодическую вариацию индук-
ции по азимуту, обусловленную секторной
конфигурацией полюсов магнита
Примечание В зависимости от фор-
мы секторов различают: радиально-сектор-
ный циклотрон, в котором средние линии
секторов направлены по радиусу, и спи-
рально-секторный циклотрон, в котором
средние линии секторов имеют кривизну.
Секторный циклотрон, в котором ведущее
магнитное поле создается периодической
последовательностью нескольких секторных
магнитов со свободными от поля промежут-
ками между ними
Секторный циклотрон, в котором постоян-
ство частоты обращения ускоряемых час-
тиц обеспечивается возрастанием по радиу-
су усредненной по азимуту индукции веду-
щего магнитного поля
Циклический резонансный ускоритель с по-
стоянным во времени ведущим магнитным
полем н переменной частотой ускоряющего
поля
Синхроциклотрон, в котором ведущее маг-
нитное иоле имеет периодическую вариацию
индукции по азимуту
Циклический резонансный ускоритель элект-
ронов с постоянной во времени однородной
индукцией ведущего магнитного поля, по-
стоянной частотой и переменной кратностью
частоты ускоряющего поля
183
Разрезной микротрон Микротрон, магнитная система которого
состоит нз поворотных магнитов, разделен- ных промежутками, свободными от магнит- ного поля
Синхротрон Циклический резонансный ускоритель с ор- битой постоянного радиуса н нарастающей во времени индукцией ведущего магнитно- го поля Примечание, Различают синхротро- ны со слабой и сильной фокусировкой.
Электронный синхротрон Синхротрон для ускорения электронов, в котором частота ускоряющего поля посто- янна
Протонный синхротрон Синхротрон для ускорения протонов, в ко- тором частота ускоряющего поля изменяет- ся во времени
Ионный синхротрон Синхротрон для ускорения многозарядных нонов, в котором частота ускоряющего по- ля изменяется во времени
Коллективный ускори- Ускоритель заряженных частиц, в котором
тель ускорение частиц осуществляется электри- ческим полем совокупности других заря- женных частиц
Ускоритель ионов с элек- Коллективный ускоритель, в котором уско-
тронно-ионными кольца- рение ионов происходит под действием сил,
ми возникающих в продольно-поляризованных электронно-ионных кольцах
По типу ускорителя, виду н энергии ускоренных частиц все уско-
рители как источники излучений можно разделить на 6 групп [49].
Первая группа — электростатические ускорители, микротроны, бе-
татроны и линейные ускорители электронов с энергией до 15 МэВ. Их
особенностью является отсутствие наведенной радиоактивности, толщи-
на защиты определяется тормозным фотонным излучением. Нейтроны
не являются существенным компонентом, если не применяются мишени
или материалы из бериллия и дейтерия. (Порог (у, п) -реакции на бе-
риллии — 1,67 МэВ, на дейтерии — 2,23 МэВ.)
Вторая группа — те же ускорители электронов с энергией до
150 МэВ. т. е. выше порога фотоядерпых реакций и примерно до порога
фотомезонных реакций Эти реакции приводят к выходу быстрых ней-
тронов и образованию наведенной радиоактивности, в особенности если
вокруг мишени имеется защита из железа или свинца (с достаточно
большим Z) Однако в большинстве случаев радиационная обстановка
у таких ускорителей определяется тормозным излучением.
Третья группа — бетатроны, синхротроны и линейные ускорители
электронов с энергией более 150 МэВ, для которых необходим учет не
только тормозного излучения, но и нейтронов с эпер! ией более 50 МэВ,
а при энергии ускоренных электронов — более 10 ГэВ н мюонов
Четвертая группа — электростатические ускорители, циклотроны
и линейные ускорители тяжелых заряженных частиц с энергией до
30 МэВ/нуклон, нрн которой еще не образуются в заметных количест-
вах нейтроны, имеющие высокую проникающую способность. Радиаци-
онную обстановку н защиту ускорителей дейтронов определяют быстрые
184
нейтроны, возникающие по реакции 3Н(</, п) 4Не при энергии дейтронов,
начиная с 15 кэВ Возможно также образование нейтронов в резуль-
тате реакций 2Н (d, п) 3Не Начиная с энергии 1 МэВ/нуклон наиболь-
шая мощность дозы в направлении ускоренного пучка дейтронов соот-
ветствует реакции sBe(tZ, п)‘°В
Пятая группа — линейные ускорители, синхроциклотроны, синхро-
троны н синхрофазотроны тяжелых заряженных частиц с энергией до
10 ГэВ/нуклон, Радиационную обстановку и защиту определяют быст-
рые нейтроны с энергией более 50 МэВ н адроны (пноны, каоны) н на-
веденная радиоактивность.
Шестая группа — синхротроны для ускорения тяжелых заряжен-
ных частиц с энергией свыше 10 ГэВ/нуклон. Для ннх возрастающее
значение с ростом энергии ускоренных частиц имеют лептоны (мюоны,
нейтрино).
4.5.1. САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ДЛЯ УСКОРИТЕЛЕЙ
ЭЛЕКТРОНОВ С ЭНЕРГИЕЙ ДО 100 МэВ [50]
При работе ускорителей электронов основными источниками радиа-
ционной опасности являются:
выведенные из ускорителя пучки ускоренных электронов;
тормозное нзлученнс. возникающее при взаимодействии ускорен-
ных электронов с мишенью или облучаемым объектом;
фотонейтроны н другие виды ионизирующих излучений, возникаю-
щие при взаимодействии высокоэнергетического тормозного излучения
с ядрами веществ окружающих материалов и среды;
радиоактивное загрязнение в рабочей камере ускорителя (поме-
щении ускорителя), возникающее в результате актнвацнн пыли, метал-
лов, испарения активированных материалов мишени н узлов ускорите-
ля, при облучении объектов, проведении радиационных процессов;
радиоактивные газы н аэрозоли, образующиеся прн облучении воз-
духа и объектов, а также охлаждающей узлы ускорителя воды,
неиспользуемое рентгеновское излучение от высоковольтной элек-
тронной аппаратуры ускорителя.
Для ускорителей электронов с энергией до 10 МэВ фотоядерные
реакции возможны лишь на ограниченном количестве нуклидов (Be,
D). При энергиях электронов до 1,67 МэВ (порог фотоядерной реак-
ции па ядрах бериллия) активация веществ исключена.
Для ускорителей электронов с энергией более 10 МэВ фотоядерные
реакции возможны, поэтому неизбежна активация веществ в рабочей ка-
мере, в том числе воздуха.
Ускоритель с энергией до 10 МэВ может быть расположен в произ-
водственном помещении, а также на промышленной площадке учреж-
дения с соблюдением требований по радиационной защите, изложенных
в НРБ—76/87, ОСП—72/87 н СН 245—71 [52]
Ускоритель с энергией до 100 МэВ должен размещаться в отдель-
ном здании или отдельном крыле здания с соблюдением всех требова-
ний НРБ—76/87 и ОСП—72/87.
При работе ускорителей электронов возникает тормозное фотонное
излучение, выход которого зависит от вещества мишени, тока на ми-
шень, а также от максимальной энергии £о ускоренных электронов
(табл 4 30). Спектр фотонов тормозного излучения непрерывен от ну-
левого значения до £0. Для определения толщины защиты от тормоз-
ною излучения и необходимой кратности ослабления мощности дозы
185
Таблица 4.30. Мощность поглощенной дозы тормозного фотонного излучения различной анергии в воздухе
на расстоянии 1 м от мишени ускорителя электронов, сГр/(мА-мии) [50]
Угол*, град 0.5 МэВ 0,7 МэВ 1,0 МэВ 1,5 МэВ
А1 \ Fe Sn Ли А1 | Fe | Sn | Au Al Fe | Au | Sn Al I Cu | Au
0 6 8 15 23 15 21 35 45 39,6 58 81,6 79 84,5 128,5 216
10 5 8 13 20 13 19 34 40 36,0 51 75,5 65 74 121 210
20 5 7 12 17 11 17 28 35 28 42 65 54 47 92 186
30 4 7 11 14 9 15 25 29 19 32 55 45 93 67 154
40 3,6 6 9 12 8 13 21 25 14 29 49 37 26 51 134
50 3 5 8 11 6 10 17 21 12 23 45 31 23 46 124
60 2 4 7 10 5 8 14 17 9,7 19 33 27 20 39 114
70 1,7 3 6 8 4 6 11 15 8 15 29 23 17 36 103
80 1 2 4 7 3 5 9 13 4,8 11 22 20 13 31 92
90 0,6 1 3 7 4- 3 7 11 2 4,5 17 17 7,9 28 83
Продолжение табл. 4.30
2,0 МэВ 2,8 МэВ 4 МэВ 8 МэВ 10 МэВ 30 МэВ 60 МэВ 100 МэВ
Al Cu Au Al I e Au Sn Sn w w w Pb
256 358 457 817 964 1 ,0-103 2,7-10' 1,6-10* 4.7-IO4 1 10" 6,8-10» 1,2-10’
194 274 408 520 670 856 1,9-104 4,7 10' 1,7 • 10* 1,9-10» 5,0-10» 8,7-10»
125 203 312 285 437 625 1.1-103 3,3-1G‘ 8,1 10* 8,0 10* 1,8-10» 2,3-10».
85,5 138 245 170 306 484 875 2,7-10' 5,3 10' 3,9-10* 6,3-10* 8,7-10*
67 105 189 138 238 382 735 2,2-104 3,3-103 2,2-10* 2,9 10* 5,9- 10*
59 85 157 85 171 300 620 1,6-IO' 2.2-10' 1,4 10* 1,6-10* 4,2-10*
33 67 119 68 121 252 525 1,2 10' 1,3-10' 9,4 103 8,7-IO3 3,5-10*
19,4 53 86 51 86 202 429 880 — 5,6 Юз 5,9 № 3,1-10*
16,7 32 60 34 51 118 314 590 — 2,3103 2,3-103 2,9-10*
11,4 29 49 26 31 110 273 440 — 1,0-lQJ 1,5-lOJ 2,8-10*
• Угол между направлением пучка электронов и направлением вылета тормозного излучения нз мишени.
(см. табл. 6 7—6.10) используют значения эффективной энергии Е,ф
спектра. Например, для энергии до 30 МэВ:
£аф — (0,5 0>7) Еа прн £0 < (10 -г- 15) МэВ,
£вф = 1 /ЗЕ0 прн £и>(Ю4- 15) МэВ.
При энергиях £о>1О МэВ следует учитывать образование фотонейтро-
нов и их возможный вклад в дозу. Реакции образования фотонейтро-
нов имеют энергетические пороги, зависящие от вещества, а выход иен-
тронов возрастает с ростом энергии ускоренных электронов (табл 4.31).
Таблица 4.31. Выход фотонейтронов из различных мишеней,
К)-4 нейтр./электрон [50]
Энергия электронов МэВ Си (50)' Си (12,7) Та (12,5) РЬ (23)
11 1,5
12 — — 0,6 —
15 0,8 0,4 3,5 —
19 — — 22
20 6 3 13 —
28 21 8 46
30 — — 40 —
34 33 13 — 79
35 — 14
100 — — 100 —
* В скобках дана толщина мншеии в г/см2
4.5.2. УСКОРИТЕЛИ ПРОТОНОВ ВЫСОКИХ ЭНЕРГИЙ
К ускорителям протонов высоких энергий относятся линейные уско-
рители, фазотроны (синхроциклотроны), синхрофазотроны и другие из
пятой группы ускорителей
Источники радиационного воздействия ускорителей протонов высо-
ких (более 100 МэВ) энергий следующие
выведенные из ускорителя пучки нуклонов высокой энергии;
рассеянное нейтронное излучение от мишеней и частей конструкций,
подвергающихся воздействию пучка ускоренных частиц, а также от
стен н предметов, расположенных в зале ускорителей,
фотоны высокой энергии, образующиеся при ядерных взаимодей-
ствиях;
пучки мезонов;
наведенная искусственная радиоактивность деталей н узлов ускори-
теля и окружающих его устройств;
наведенная активность воздуха и радиоактивные аэрозоли в поме-
щениях, где проходят выведенные пучки
Выведенные пучкн и рассеянное нейтронное излучение создают
наибольшую опасность при работе ускорителей. После выключения
ускорителя главную опасность представляет наведенная искусственная
радиоактивность, уровень которой зависит от режима работы ускори-
теля и многих других причин.
187
Размещение ускорителей высоких энергий допускается на специаль-
но отведенной территории, вне населенных пунктов, с организацией са-
нитарно-защитной зоны согласно требованиям НРБ—76/87.
Внутренняя планировка и размещение оборудования, а также расчет
защиты должны соответствовать ОСП—72/87. Вход в помещение с вы-
соким уровнем излучения (зал ускорителя и др ) осуществляется через
защитные лабиринты или двери, имеющие блокировку и сигнализацию
для исключения случайного входа или пребывания персонала в зале
при работающем ускорителе.
Управление и контроль за работой ускорителя должны осущест-
вляться дистанционно с пульта (щита), расположенного за защитой,
или из специального здания. Ремонтные работы на ускорителе ведутся
после распада короткоживущих нуклидов искусственной радиоактивно-
сти оборудования и радиоактивности в воздухе.
Выход нейтронов из мишени ускорителя определяется потоком про-
тонов, сечением неупругого рассеяния протонов, средним выходом ней-
тронов на одно неупругое взаимодействие и числом ядер в мишени обыч-
но толщиной, значительно меньшей пробега нейтронов в ней.
Плотность потока нейтронов на расстоянии 1 м от мишени толщи-
ной 1 г/см2, па которую падает 1000 протонов в секунду с различной
энергией, приведена в табл. 4 32
Таблица 4 32. Плотность потока нейтронов, иейтр./(см2-с),
в зависимости от энергии протонов [36]
Энергия протонов, МэВ Плотность потока нейтронов с £>20 МэВ в направления движе- ния протонов Плотность потока нейтронов с Е=0-20 МэВ
Ве А1 | Си | РЬ | и Ве | А1 Си РЬ и
100 1,6 1.5 1,1 0,8 0,5 0,4 0,8 1,2 3,1 3,5
200 2,7 3,0 2,5 1,8 1,7 0,4 0,9 1,5 3,5 3,8
300 4,5 6,2 5,2 4,1 4,0 0,4 0,9 1,7 3,7 4,1
400 6,5 10,2 8,8 7,1 7,2 0,4 1,0 1,9 4,1 4,5
500 8,4 14,4 13,3 10,9 11,2 0,4 1.0 2,0 4,6 5,1
600 11,0 21,0 19,3 17,0 17,0 0,4 1,0 2,1 5,3 5,7
700 13,6 29,1 27,0 25,1 24,5 0,4 1,1 2.2 5,7 6,2
800 — — — 0,4 1,1 2,3 6,1 6,7
1000 — — — 0,4 1,1 2,5 6,7 7,3
1200 — — — — 0,4 1,2 2,6 7,0 7,9
1400 —. — — 0,4 1,3 2,8 7,4 8,4
1600 — — — — — 0,4 1,'' 2,9 7,7 8,7
1800 — — — — — 0,4 1,4 3,0 8,4 9,2
Для нейтронов с энергией до 20 МэВ пространственное распреде-
ление можно считать изотропным, поэтому плотность потока их в за-
висимости от расстояния убывает пропорционально геометрическому
фактору 1/4 гае R — расстояние от мишени.
Ослабление широкого пучка нейтронов, падающего перпендикуляр-
но к плоскости защиты, пропорционально фактору 1,3 е ехр(—х/Х),где
х — толщина защиты; X — длина ослабления (релаксации) нейтронов
с энергией более 20 МэВ в различных материалах (см. разд 6 3); е—
поправка на ослабление нейтронов с энергией до 29 МэВ. Для обычного
188
бетона е«1,5, Х«42 — 61 см в диапазоне энергии протонов, падающих
на мишеиь, от 170 до 660 МэВ.
Для ускорителей с энергией протонов более I Г эВ кроме нейтро-
нов необходимо учитывать вторичные протоны и заряженные л-мезо-
ны, которые образуются в значительном количестве и в большой степе-
ни влияют на выбор толщины защиты.
4.6. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
В РАДИАЦИОННО-ХИМИЧЕСКОЙ ТЕХНОЛОГИИ
Более 60 % мощных радиоизотопных гамма-установок составляют
радиационно-химические установки (РХУ). РХУ имеют специфику, обу-
словленную слиянием химической технологии с радиационной техникой.
При работе РХУ могут возникнуть различные комбинации факторов ра-
диационной и химической опасности: 1) превалируют радиационные
факторы опасности; 2) превалируют химические факторы опасности;
3) происходит комбинированное воздействие радиационных и нерадиа-
циопных факторов [51].
Обеспечение радиационной безопасности РХУ осуществляется на
основе выполнения НРБ—76/87 н ОСП—72/87 (см. разд. 4.1 и 4.2),
а также «Санитарных правил размещения, устройства и эксплуатации
мощных радиоизотопных гамма-установок (№ 1170—74), радиационно-
технологических установок с ускорителями электронов (ЕСП—электрон,
СЭВ, 1977), радиационных контуров при ядерных реакторах
(№ 1137—73), мощных изотопных бета-установок (№ 1138—73)» н др
Обеспечение безопасности РХУ от воздействия факторов нерадиа-
циониой природы обусловлено появлением в окружающей среде озона
и оксида азота — продуктов радиолиза воздуха (илн воды), выделяю-
щихся при эксплуатации практически всех РХУ, а также возможным
поступлением в воздух других химических агрессивных соединений и ток-
сических веществ В табл. 4.33 приведены ПДК некоторых вредных ве-
ществ в воздухе, появление которых наиболее характерно для РХУ.
По конструктивным признакам РХУ подразделяют на установки
с подвижным и неподвижным облучателем. Радиационная защита от
проникающего излучения обычно изготавливается из твердых материа-
лов (бетон, железо, свинец), воды или может быть смешанной. Систе-
мы радиационного контроля, блокировки и сигнализации РХУ должны
исключать возможность доступа персонала к источнику облучения,
когда он находится в рабочем состоянии, а такж! ввода источника в ра-
бочее положение при наличии персонала в зоне облучения, как это пре-
дусмотрено ОСП—72/87.
Радиационная защита от внутреннего облучения при использовании
РХУ — это использование надежной герметизации (двойной пли много-
ступенчатой) радиоизотопных источников, а также петлевых систем,
в которых циркулирует носитель, излучающий фотоны
В результате таких мер зашиты на крупных РХУ с радиоизотоп-
ными источниками практически нет случаев возникновения радиоак-
тивных загрязнений окружающей РХУ среды и облученной продукции,
а следовательно, и внутреннего облучения персонала.
В герметичных РХУ выход указанных токсичных веществ возмо-
жен только в аварийных ситуациях, т. е при разгерметизации химиче-
ской аппаратуры.
В открытых РХУ процесс осуществляется в тонких слоях облучае-
мого материала с помощью ускорителей электронов илн ₽-источннков
189
Таблица 4.33. Предельно допустимые концентрации вредных
веществ в воздухе рабочих помещений, мг/м3 [52]
Вещество или соединение ПДК Вещество или соединение ПДК
Озон 0,1 Оксид хрома 0,01
Диоксид азота NO2 9 Хроматы, бихроматы в 0,01
Оксиды азота в пересче- 5 пересчете на Сг2О3 0,5
те на NO2 0,5 Акрилонитрил
Фтористый водород Амины алифатические 1
Хлористый водород 4 Аммиак 20
Пероксид водорода 1,4 Малеиновый ангидрид 1
Растворимые соли желе- 0,1 Анилин 0,1
за в пересчете на Fe 0,5 Бензин хлористый 0,5
Кобальт Бензотрнфторид 100
Оксид кобальта 0,5 Бензотрихлорид 0,2
Кремний 4,0 Бутиловый эфир мета- 30
Четырехфтористый крем- 0,25 крнловой кислоты
НИЙ 0,01 Бутиловый эфир акрило- 10
Ргуть вой кислоты
Свинец н его неоргани- 0,01 Хлористый винил 30
чсские соединения Гсксаметилендиамнп 1
Диоксид углерода (СО2) 30 Г екса фторпропилен 5
Оксид углерода (СО) 20 Гексахлорциклогексан 0,1
Хлор 1 Г ексахлорциклопента - 0,01
Диоксид хлора 0,1 дней
Герметизация реагентов в них оказывается трудной или невозможной
(процессы отверждения покрытий на различных изделиях, радиацион-
ная обработка рулонированных материалов и т п). Для таких устано-
вок требуется знание скорости выделения летучих и газообразных вред-
ных веществ в воздух рабочих помещений во время и после облучении.
Как пример можно привести выделение в РХУ стирола при использова-
нии стирольных смол для отверждения их на различных изделиях
По скорости выделения токсичных веществ определяют необходи-
мую скорость вентиляции рабочих помещений РХУ, т. е кратность воз-
духообмена, чтобы не превысить ПДК
При оценке скорости выделения продуктов радиолиза воздуха сле-
дует иметь в виду, что наиболее токсичным из этих продуктов является
озон. Для расчета концентрации озона С, мг/м3, в объеме рабочей ка-
меры РХУ с ускорителем электронов в условиях равновесия между
скоростью образования (в Id) озона, радиационного разложения (посто-
янная разложения X) и постоянного воздухообмена k этой камеры объ-
емом V используют следующую формулу [51]-
С = т; — ехР — (>- + fe) <] (47)
V (А + «)
где 6=4,2-107 мг/(А-м-ч) — удельная скорость образования озона;
/ — ток пучка электронов; A; d — расстояние, проходимое 0-излучением
в воздухе камеры, м; t — время облучения, ч; Х=2,2-10—4-£>0>в, ч-1;
D — мощность поглощенной дозы, Гр/ч.
190
Формула справедлива при температуре воздуха 30—50 °C, относи-
тельной влажности около 50 % и в отсутствие химических (или других)
стимуляторов разложения озона.
Скорость выброса озона v, мг/ч, из объема рабочей камеры в систе-
му вентиляции можно подсчитать умножением последней формулы на
постоянную k и V, т е. v=CkV.
Методы н средства контроля нсрадиационных факторов опасности
технологических сред РХУ в воздухе н воде — стандартные, принятые
в практике санитарной химии.
4.7. ТРАНСПОРТИРОВКА РАДИОАКТИВНЫХ
ВЕЩЕСТВ
Погрузка, перевозка и выгрузка радиоактивных веществ являются
одним из видов работ с этими веществами и проводятся в строгом со-
ответствии с требованиями НРБ—76/87 и ОСП—72/87. В развитие этих
норм и правил с учетом рекомендаций Международного агентства по
атомной энергии (МАГАТЭ) в СССР введены в действие . «Правила
безопасности при транспортировке радиоактивных веществ № 1139—73
(ПБТРВ—73)», а также «Основные правила безопасности н физической
защиты при перевозке ядерных материалов (ОПБЗ—83)», являющиеся
обязательными для учреждений, организаций и предприятий всех ми-
нистерств и ведомств, осуществляющих отгрузку, перевозку, погрузоч-
но-разгрузочные работы и хранение радиоактивных веществ или ядер-
ных материалов.
Действие указанных правил распространяется на перевозку радио
активных веществ' 1) удельной активностью больше 74 Вк/г; 2) сум-
марной активностью, превышающей в 10 раз МЗЛ, указанную в табл.
8 1 НРБ—76/87
Транспортировка радиоактивных веществ активностью меньше, чем
указано, производится в производственно-технической таре, исключаю-
щей распространение этих веществ в окружающую среду, при этом мощ-
ность эквивалентной дозы излучений на поверхности тары не должна
превышать 3 мкЗв/ч На внешней поверхности тары не должно быть
радиоактивного поверхностного загря,нения, а на внутреннюю поверх-
ность наносится знак радиационной опасности При соблюдении пере-
численных требований такие упаковки перевозятся всеми видами транс-
порта н почтовой связью и хранятся на обших складах как обычные
грузы. В остальных случаях порядок перевозки радиоактивных веществ
регламентируется ПБТРВ—73
На специализированную автомашину для постоянных перевозок
радиоактивных веществ и материалов, устройств и установок с источ-
никами излучений н отходов оформляется санитарный паспорт.
Урановые и ториевые руды перевозятся в таре, исключающей их
рассеивание Перевозка делящихся веществ в ядерно-взрывоонасном
количестве (т с более 15 г в одной упаковке) н отработавшего ядер-
ного топлива регламентирована ОПБЗ—83 Транспортировка источни-
ков излучения внутри помещений, на территории учреждения должна
производиться в контейнерах на специальных транспортных устройствах.
При перевозках радиоактивных веществ всеми видами транспорта
необходимо
1. Помещать радиоактивные вещества в упаковки, обеспечивающие
защиту лид, постоянно занятых приемкой, разгрузкой, хранением, вы-
дачей, погрузкой и транспортировкой упаковок, н отдельных лиц из на-
191
селения от облучения свыше ПДД и ПД илн выше контрольных доз,
установленных администрацией.
2 Принимать необходимые меры для предотвращения загрязнения
радиоактивными веществами упаковки, транспортных средств и пере-
возимых с этими веществами обычных грузов свыше ДЗА, указанного
в табл. 4 34.
Таблица 4 34. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения
поверхности транспортных средств, част./(см2-мнн) [4]
Объект загрязнения Вид загрязнения
Снимаемое (нефиксированное) Нсснимаемое (фиксиронанное)
а-актив- ные радио- нуклиды 3-актив- ные радио- нуклиды а-активные радионукли- ды h-активные радионуклиды
Наружная поверхность охранной тары контейне- ра Не до- пускает- ся Не до- пускает- ся Не регла- ментируется 200
Наружная поверхность вагона-контейнера То же То же То же 200
Внутренняя поверхность охранной тары контейне- ра 1,0 100 » » 2000
Наружная поверхность транспортного контейне- ра 1,0 100 > > 2000
3. Осуществлять погрузку и выгрузку упаковок с радиоактивными
веществами в возможно более короткие сроки с использованием погру-
зочно-разгрузочных средств
4. Размещать упаковки с радиоактивными веществами на таких
расстояниях от мест пребывания людей, чтобы доза облучения не пре-
вышала допустимых значений.
Следует помнить также о возможности засвечивания непроявлен-
ных кино-, фото- и рентгеновских пленок и пластинок и размещать упа-
ковки с ними на расстояниях, обеспечивающих полную сохранность этих
материалов
При транспортировке, хранении и упаковке радиоактивные веще-
ства подразделяют условно на три группы (вида)
1) радиоактивные вещества, при распаде которых наряду с 0- или
а- испускается у-излучение;
2) радиоизотопные источники нейтронов или нейтронов и излу-
чения;
3) радиоактивные вещества, излучающие 0- пли сс-частицы
В зависимости от мощности эквивалентной дозы излучения на по-
верхности или на расстоянии 1 м от поверхности радиационные упаков-
ки разделяются на транспортные категории (табл 4 35).
Поскольку безопасность перевозки радиоактивных веществ в зна-
чительной мере определяется качеством упаковочных комплектов, по-
следние должны соответствовать следующим основным требованиям,
а) предотвращать распространение радиоактивных веществ в окружаю-
192
Таблица 4.35. Транспортные категории радиационных упаковок
Категория упаковки Этикетка транспортных категорий Мощность ДОЗЫ в любой точке наруж- ной упаковки. мЗв/ч (мбэр/Ч) Транспортный индекс*
I Белая с одной красной полосой 5-1С-3 (0,5. Не учитывается
II Желтая с двумя красны- ми полосами 0,5 (50) 1
III Желтая с тремя красны- ми полосами 2,0 (200) 10
IV Желтая с четырьмя красными полосами 10,0 (1000) 50
* Максимальное значение мощности эквивалентной дозы на расстояния 1 ы
от любой поверхности упаковки, выраженное в ибэр/ч, называется транспортным
индексом.
щую среду в условиях перевозки с возможными аварийными случая-
ми; б) ослаблять мощность дозы до уровня, указанного в табл. 4 35.
Упаковочный комплект типа А должен сохранять герметичность
н защитные свойства в условиях малой аварии, не сопровождающихся
температурным воздействием Упаковочный комплект типа В должен
сохранять герметичность и защитные свойства от ионизирующих излу-
чений в условиях малой и средней аварий, сопровождающихся темпе-
ратурным воздействием
Для выполнения указанных требований упаковочные комплекты ти-
па Л и В должны иметь в своем составе следующие детали:
1) первичную емкость для непосредственного размещения в ней
радиоактивных веществ (запаянные стеклянные или металлические ам-
пулы или флаконы для жидкостей и газов, пеналы илн ампулы с при-
тертой пробкой для твердых радиоактивных веществ);
2) дополнительные материалы и детали, предназначенные для
предохранения первичной емкости от разрушения прн толчках или уда-
рах, а также для предотвращения проникновения радиоактивных ве-
ществ за пределы упаковок в случаях повреждения первичной емкости
и для ослабления излучения Дополнительными материалами служат
специальные держатели, вкладыши, парафиновые сосуды, сорбирующие
материалы и т. п ;
3) охранные емкости для повышения сохранности первичной ем-
кости,
4) вторичную емкость для исключения распространения радиоак-
тивных веществ в аварийных случаях;
5) защитный контейнер, предназначенный для ослабления излуче-
ния радиоактивных веществ Материал и размеры защитных контейне-
ров выбирают в зависимости от группы перевозимых радиоактивных
веществ, их активности и категории упаковок;
6) вкладыш, устанавливаемый в защитный контейнер для допол-
нительного ослабления излучения,
7) вспомогательные стаканы для удобства загрузки емкости в за-
щитный контейнер,
8) наружные упаковки нз картона или металла, предназначенные
13-722
193
для предотвращения загрязнений радиоактивными веществами обслу-
живающего персонала, перевозимых совместно грузов, помещений
и транспортных средств, для защиты контейнеров от поверхностных за-
грязнений и механических повреждений Наружные упаковки должны
иметь гладкую поверхность (легкодезактивируемую), знак радиацион-
ной опасности. Транспортировка контейнеров с радиоактивными вещест-
вами без наружных упаковок запрещается. Правилами ПБТРВ—73 ус-
тановлены значения максимально допустимой активности для 260 ра-
дионуклидов при транспортировке их в упаковочном комплекте типа А.
Перевозка радиоактивных веществ в упаковках всех транспортных
категорий может осуществляться воздушным, железнодорожным, мор-
ским, речным и автомобильным транспортом с соблюдением установлен-
ных для каждого вида транспорта специфических правил, которые здесь
не излагаются
Чтобы обеспечить безопасность при перевозках, запрещается тран-
спортировать упаковки с радиоактивными веществами общественным
городским транспортом (трамвай, троллейбус, автобус, метро, пасса-
жирские вагоны пригородных поездов) Разрешается перевозка упако-
вок I и II кате! орий в такси без посторонних пассажиров
Запрещается перевозить и хранить упаковки с радиоактивными ве-
ществами вместе с легковоспламеняющимися, взрывчатыми и едкими
веществами, сжагыми и сжиженными газами.
Организация-отправитель снабжает упаковки с радиоактивными
веществами сопроводительными документами, в которых указывает
наименование вещества, группу активности, транспортную категорию
или транспортный индекс и массу радиационной упаковки, а также ста-
вит штамп «Радиоактивность» на документах. Указаные документы со-
провождают груз на всем пути следования (вкладываются в наружную
упаковку).
Перевозки упаковок с радиоактивными веществами I—III категорий
могут осуществляться на транспортных средствах, не предназначенных
специально для этой цели, в то время как для перевозки упаковок IV
категории необходимы специальные транспортные средства (железно-
дорожные вагоны, автомобили, самолеты и т. п ).
Погрузка и выгрузка упаковок I—III категорий на самолеты, мор-
ские н речные суда осуществляются транспортной организацией, если
их суммарный транспортный индекс не превышает 50. То же относится
н к перевозкам в универсальных контейнерах МПС, и к мелким от-
правкам в универсальных контейнерах МПС, н к мелким отправкам на
железнодорожных станциях В остальных случаях погрузки всех упа-
ковок, в том числе I и II транспортных категорий, производят органи-
зации-отправители, а выгрузку — организации-получатели.
По прибытии упаковок с радиоактивными веществами начальник
соответствующего пункта назначения обязан немедленно известить об
этом получателя. Упаковки с радиоактивными веществами выдают< я
получателю с пломбой отправителя без проверки их содержимого
и массы. Получатель имеет право производить контрольную проверку
радиоактивной загрязненности внешних поверхностей упаковок н со-
ответствия их транспортным категориям. Прн обнаружении несоответ-
ствия получатель обязан поставить в известность организацию-отпра-
витель.
При нарушении целостности наружной упаковки оформляется акт
в установленном порядке, без вскрытия защитного контейнера и про-
верки его содержимого. Результаты проверки оформляются актом
с участием местных органов санитарного надзора и министерства виут-
194
ренних дел. Если обнаружится частичная или полная утрата радиоак-
тивного вещества, необходимо установить местонахождение утраченно-
го вещества и место возможного радиоактивного загрязнения.
Установки I—III транспортных катеюрий могут временно хранить-
ся на грузовых складах пункта назначения в таком количестве, чтобы
сумма транспортных индексов не превышала 50. Упаковки IV категории
нс разрешается хранить на обычных складах. Отработавшее ядерное
топливо (ОЯТ) доставляется от АС на завод регенерации специальны-
ми поездами в специальных грузовых вагонах-контейнерах Вагон-кон-
тейнер должен обеспечивать сохранность отработавшего ядерного топ-
лива н безопасность для персонала н населения на всех этапах транс-
портировки.
Условия транспортировки ОЯТ по погрузке и разгрузке регламен-
тированы ОПБЗ—83 и «Правилами безопасной перевозки отработавше-
го ядерного топлива от атомных электростанций стран — членов СЭВ.
Часть I Перевозка железнодорожным транспортом», 1978. Конструк-
ция транспортных упаковочных комплектов для ОЯТ должны удовле-
творять ГОСТ 20 39 30—77, а также разделам 2 и 3 ОПБЗ—83 «Требо-
вания безопасности к упаковочным комплектам» и «Испытания упако-
вочных комплектов».
Для обеспечения безопасности населения при транспортировке ОЯТ
и безопасных условий труда персонала при погрузочно-разгрузочных
операциях, а также в период сопровождения груза биологическая за-
щита транспортно-упаковочного комплекта должна быть такова, чтобы
мощность эквивалентной дозы у-, л-излучения в любой точке внешней
поверхности транспортного средства загруженного ОЯТ не превышала
2 мЗв/ч, а иа расстоянии 2 м от вертикальных (боковых и торцевых)
поверхностей вагона-контейнера — 0,1 мЗв/ч.
4.8. СБОР И УДАЛЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ
ОТХОДОВ
Согласно ОСП—72/87, к радиоактивным отходам относят следую-
щие материалы, непригодные к дальнейшему использованию:
1. Жидкие материалы с содержанием радиоактивных веществ,
удельная активность которых (в Бк/л) превышает ДКБ радионуклидов
в воде
2 Твердые материалы и предметы с содержанием радиоактивных
веществ, если удельная активность (в Бк/кг) больше 7,4-104 для 0-ак-
тивных веществ, 7,4 103 для a-активных веществ или 3,7-Ю2
для трансурановых элементов, удельный керма-эквивалент превышает
5-Ю-5 нГр-м2/(с-кг) (10~4 мг-экв Ra/кг)
Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов по их
удельной активности приведена в табл 4 36
При проектировании предприятий и учреждений, использующих
радиоактивные вещества и источники ионизирующих излучений, а также
в процессе их работы должны разрабатываться и выполняться меро-
приятия, направленные на сокращение количества жидких н твердых
радиоактивных отходов
Приоритетом должны пользоваться безотходные технологии илн
замкнутые технологические циклы, оборотное водоснабжение и т. п
В учреждениях, где ежедневно образуются жидкие отходы объе-
мом свыше 200 л с удельной активностью, превышающей в 10 раз и бо-
лее ДКБ Для воды, устраивается специальная канализация с очнетны-
13*
195
Таблица 4.36. Категории жидких и твердых радиоактивных отходов
Категория по активности Удельная активность, Бк/кг
Жидкие Твердые
а-активные ^-активные
Низкоактивные Среднеактивные Высокоактивные До 3,7-10» 3,7-10»—3,7-10'» Более 3,7-101» От 7,4-103 до 3,7-10» От 3,7-10» до 3,7-10» Более 3,7-10» От 7,4-10* до 3,7-10' От 3,7-10' до 3,7-10’ Более 3,7-10’
ми сооружениями, устанавливаются допустимые сбросы ДС в открытые
водоемы.
Твердые и жидкие радиоактивные отходы, содержащие коротко-
живущие нуклиды с периодом полураспада до 15 сут, должны выдер-
живаться до тех пор, пока их активность не снизится до указанных
в пп. 1 н 2 значений, после чего твердые отходы необходимо удалять
с обычным мусором, а жидкие—в хозяйственно-бытовую канализацию.
Выдержка радиоактивных отходов с содержанием большого коли-
чества органических веществ (трупы подопытных животных и т. п.) не
должна превышать 5 сут, если отсутствует возможность выдержки их
при низкой температуре или в растворах, позволяющих обеспечить хра-
нение отходов в течение более длительного времени.
В хозяйственно-бытовую канализацию допускается сброс вод
с концентрацией не более 10 ДКБ в воде по НРБ—76/87, если обеспе-
чивается их десятикратное разбавление нерадиоактивными водами
в коллекторе данного учреждения. При удалении сточных вод в откры-
тые водоемы содержание радиоактивных веществ в сточных водах
у места спуска их в водоем не должно превышать ДКБ в воде. Спуск
отходов в пруды и озера, предназначенные для разведения рыб и водо-
плавающей птицы, запрещается.
Легковоспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы
перед удалением необходимо перевести во взрыво- и огнебезопасиое
состояние.
Таким образом, сбор радиоактивных отходов должен производиться
раздельно в зависимости от их природы (органические, неорганические,
биологические), физического состояния (твердые, жидкие), взрыво-
и 01 пеопасности, периода полураспада и принятых на пунктах захоро-
нения методов переработки отходов. Сбор радиоактивных отходов не-
посредственно в местах их образования должен производиться отдель-
но от обычного мусора Сбор отходов на рабочих местах и их удаление
в места, отведенные для временного хранения и выдерживания или за-
хоронения, производятся липами, непосредственно занятыми на работах
с радиоактивными веществами, или липами, специально выделенными
для этой пели.
Для сбора и транспортировки твердых и жидких радиоактивных
отходов внутри учреждения или предприятия следует применять специ-
альные однотипные сборники, размер и конструкция которых определя-
ются количеством отходов, видом и энергий излучения Сборники разо-
вого пользования должны иметь достаточную механическую прочность
для транспортировки в них радиоактивных отходов.
196
Внутренние поверхности сборников для многократного использова-
ния необходимо изготавливать из малосорбирующего гладкого мате-
риала, допускающего обработку кислотами и специальными раствора-
ми Конструкция сборников должна обеспечивать механизированную
погрузку и разгрузку их с транспортного средства. Мощность дозы
излучения на расстоянии 1 м от сборника с радиоактивными отходами
не должна превышать 0,1 мЗв/ч.
Заполнение сборников-контейнеров жидкими радиоактивными от-
ходами внутри учреждения или предприятия необходимо производить
в условиях, исключающих возможности их случайного разлива. Жидкие
отходы, подлежащие удалению на пункт захоронения, должны быть
нейтрализованы до рН = 7 лицами, непосредственно работающими
с радиоактивными веществами.
Сборники для твердых и жидких радиоактивных отходов должны
устанавливаться в рабочих помещениях в ннжнен части вытяжных шка-
фов и камер или в специально отведенных местах иа поддонах с бор-
тиком Транспортировка сборников на территории учреждения или
предприятия к местам временного хранения радиоактивных отходов
осуществляется на специальных тележках нли вручную.
Для временного хранения я выдерживания сборников радиоактив-
ных отходов вне защитных контейнеров в учреждениях и на пред-
приятиях необходимо оборудовать специально выделенные помещения.
Отделка, оборудование п вентиляция этих помещений нли участков
должны соответствовать требованиям, предъявляемым к работам не
ниже 11 класса Необходимо, чтобы стены, пол, потолок и двери обес-
печивали защиту смежных помещений н территории от внешнего излу-
чения.
Временное хранение и выдерживание контейнеров с радиоактивны-
ми отходами, содержащими источники у-излучения с керма-эквивален-
том 100 нГр-м2/с (0,2 г-экв. Ra) и более, осуществляется в специально
оборудованных защитных колодцах и нишах
Транспортировку радиоактивных отходов следует производить на
специально оборудованных автомашинах Допускается перевозка отхо-
дов водным и железнодорожным транспортом в упаковках, удовлетво-
ряющих требованиям ПБТРВ-73
Требования к приему радиоактивных отходов от учреждений, раз-
мещению, устройству и эксплуатации пунктов или специализированных
комбинатов по переработке и захоронению радиоактивных отходов оп-
ределены в «Санитарных правилах обращения (сбора, транспортиров-
ки, переработки и захоронения) с радиоактивными отходами
(СПОРО—84) >.
Собранные жидкие отходы подлежат отверждению на специальных
установках включением их в битум, цемент, стекло или другие связую-
щие материалы с последующим захоронением в могильнике.
Крупногабаритные твердые отходы подлежат резке или прессова-
нию. Горючие твердые отходы должны сжигаться в специальных печах
с очисткой выходящих газов и захоронением золы в могильник. Мо-
гильники для захоронения твердых и отвержденных радиоактивных от-
ходов должны быть, как правило, подземными, разделенными на бетон-
ные отсеки и снабженные наблюдательными скважинами для контроля
грунтовых вод.
197
Глава 5
РАСПРОСТРАНЕНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ
В ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЕ И РАСЧЕТ ДОЗ
ОБЛУЧЕНИЯ
Для каждого предприятия, являющегося источником радиоактив-
ного загрязнения атмосферного воздуха или водной среды, должны
быть установлены допустимые выбросы и сбросы радионуклидов.
Значения этих выбросов и сбросов, размеры санитарно-защитной
зоны могут быть рассчитаны па основе соблюдения НРБ—76/87
СПАС—88 и других норм и правил с использованием данных метеоро-
логических условий, расположения населенных пунктов, характера
сельскохозяйственного производства, особенностей питания населения
в зоне вблизи предприятия Непосредственные измерения уровней
у-фона на местности, содержания радионуклидов в почве, воде, расте-
ниях, сельскохозяйственных животных, молоке, продуктах питания и ор-
ганизме человека могли бы дать прямое значение дозы внешнего
и внутреннего облучения в районе предприятия Однако при исчезаю-
ще малых значениях радиоактивных загрязнений внешней среды, вы-
зываемых такими предприятиями, как АЭС, подобные измерения за-
труднены из-за колебаний естественного радиационного фона и гло-
бальных выпадений радионуклидов, образовавшихся при испытании
ядерного оружия Поэтому расчет доз внешнего и внутреннего облуче-
ния лиц из ограниченной части населения (индивидуальные дозы)
и группы населения (коллективные дозы) выполняют по значениям ра-
диоактивных выбросов и сбросов [23] С этой целью используют мето-
ды расчета распространения выброшенных радиоактивных продуктов
в атмосфере и в водной среде и определения степени (факторов) рассея-
ния (или коэффициентов разбавления) выбрасываемых радионуклидов.
5.1. РАСЧЕТ РАСПРОСТРАНЕНИЯ И РАССЕЯНИЯ
РАДИОНУКЛИДОВ В АТМОСФЕРЕ
Степень рассеяния примесей в атмосфере в различных погодных
условиях различна и определяется в основном скоростью ветра и тем-
пературным градиентом в воздухе, которые зависят от свойств поверх-
ности земли и теплового баланса на ее поверхности. Чем сильнее нагре-
та земля, тем интенсивнее вертикальное перемешивание воздуха. Если
температура окружающего воздуха понижается е высотой больше чем
на 1° на каждые 100 м высоты, то нагретые объемы воздуха подни-
маются на большую высоту, а взамен их вниз опускаются холодные
струи воздуха Такие ^условия называются конвективными, неустойчи-
вым и__и характеризуются интенсивным вертикальным перемешиванием
воздуха," что приводит к значительному разбавлению выбрасываемых
радионуклидов в атмосфере
Если вертикальный градиент температуры близок к нулю илн от-
рицателен (т. с. температура воздуха с высотой возрастает, возникает
инверсия температуры), то объем воздуха у земли оказывается холод-
нее окружающей массы воздуха и его движение вверх почти не про-
исходит Такие условия называются устойчивыми, инверсионными. Они
характеризуются очень слабым турбулентным обменом и очень слабым
198
разбавлением примесей в атмосфере. Концентрация в атмосфере зави-
сит также от высоты трубы, скорости истечения струи из трубы и пере-
грева струи относительно окружающего воздуха, создающих дополни-
тельный начальный подъем струи вследствие сил инерции и плавучести.
Концентрация зависит также от осаждения примеси на поверхность
земли вследствие гравитационного и турбулентного оседания и вымы-
вания атмосферными осадками В резултьате этого возникает «истоще-
ние» или «обеднение» струн и загрязнение поверхности земли.
Независимо от применяемых формул расчета приземной концент-
рации требуется знать следующие параметры, высоту выброса (высоту
трубы), активность н объем выбрасываемой из трубы газовоздушной
смеси, направление и скорость ветра, частоту повторяемости направле-
ния и скорости ветра, категорию устойчивости погодных условий, тем-
пературный градиент нижних слоев атмосферы, скорость гравитацион-
ного осаждения радиоактивных веществ, скорость радиоактивного рас-
пада и др.
В результате турбулентности выброшенные в атмосферу клубы га-
за (аэрозолей) или непрерывно выпускаемая струя расширяются, а кон-
центрация радиоактивной примеси убывает.
Распределение концентрации частиц в направлениях, поперечных
движению струн (клуба), как это установлено многочисленными экс-
периментами, близко к нормальному (гауссову). В зависимости от ме-
теоусловий струя может быть волнообразной (неустойчивые условия),
конусообразной (нейтральные условия), веерообразной (устойчивые).
Выражение для приземной (z=0) концентрации к от непрерывно
кратковременно действующего источника (от 20 мин до нескольких ча-
сов, когда метеоусловия остаются практически неизменными), припод-
нятого над уровнем земли на высоту Л-»ф, дается формулой:
V.
~Q
(5 1)
где х— концентрация (объемная активность), Бк/м3; X=,</Q — крат-
ковременный метеорологический фактор разбавления, с/м3; Q — мощ-
ность источника (скорость выброса), Бк/с;
1 ( I
V = x(7/Q=--------ехр (52)
Itaty ог 2ог у
Ч2 — нормированный на скорость ветра кратковременный фактор ме-
теорологического разбавления для оси струи (р=0), м-2, (рис 51—
512); U — скорость ветра, м/с; о», — коэффициенты дисперсии га-
уссова распределения или турбулентной диффузии в поперечных к
ветру направлениях (горизонтальном у и вертикальном z), м
На. основе экспериментальных данных по нскусствеииому дымле-
нию, полученных в Великобритании и США, Паскуил применил для
оценки приземных концентраций [по формуле (5 1)] эмпирические по-
правки, связанные с категориями устойчивости атмосферы Эти по-
правки дали возможность рассчитывать значения коэффициентов о,
и Oz иа расстояниях от 102, но не более чем до 103 м от трубы для
шести (A—F) категорий устойчивости атмосферы при непрерывном
выбросе па высоту ие более 500 м, когда рассеяние происходит над
ровной однообразной поверхностью с различной шероховатостью [531,
Шероховатость поверхности выражается параметром z0, м [см.(5.5)].
199
Рис. 51 Кратковременный метеорологический фактор
разбавления ф в приземном слое воздуха на оси струи
при категории А, шероховатости поверхности 10 см и
различных высотах выброса п, м~2
Рис. 5.2. То же при категории А и шероховатости 100 см
Рис. 5.3. То же при категории В и шероховатости 10 см
Рис. 5.4. То же при категории В и шероховатости
100 см
Категория погоды находится по скорости ветра и визуально по
дневной инсоляции (сильная, умеренная, слабая), а для ночных усло-
вий— по степени облачности Значения коэффициентов <ти и а2 в фор-
ме семейства кривых (рис 5 13, 5 14) приведены во многих руковод-
ствах, в том числе и в рекомендациях МАГАТЭ, и широко применя-
ются в различных странах мира Неточность в выборе категории
погодных условий может дать разность значений и az на порядок
Из соотношения (5 1) следует, что концентрация па уровне земли
вблизи источника, приподнятого иа высоту ft, равна нулю, затем уве-
личивается с удалением от трубы, достигая максимума на определен-
ном расстоянии, зависящем от категории устойчивости атмосферы,
а затем опять уменьшается (см рис. 5 1—5.12, 515). Максимальная
202
приземная концентрация по Паскуилу определяется формулой:
S,aKC = M(OTD/lU) (аА)] (53)
и соответствует расстоянию х, на котором <з,= h/^2. Значения о»
и <т2 в выражении (5 3) относятся к этому расстоянию.
Используя соотношение о()~<ти/х (при малых значениях 0), в ко-
тором ае является стандартным отклонением горизонтального на-
правления ветра, можно связать пр с шириной струи. Это удобно
на практике, так как достаточно измерить среднее (за 30 мин) изме-
нение угла 0 направления ветра в горизонтальной плоскости с помо-
203
шью простейшего румбанемомента н по нему вычислить а0 Катего-
рии устойчивости погоды по Паскуилу связаны с о0 (табл 5.1 и рис.
5 1—5 15)
Условия категории D применяются при сплошной облачности
днем или ночью Наихудшие погодные условия (категория F) возни-
кают, например, в ночное время при облачности, закрывающей не ме-
иее трех восьмых небосвода и скорости ветра около 2 м/с
В табл. 5 2 показана связь между категорией устойчивости и ус-
ловиями погоды (средняя скорость ветра и характеристика радиаци-
онного баланса),
204
Таблица 5.1. Стандартное отклонение 0$ в зависимости от категории
устойчивости погоды [53]
Категория устойчивости О0, град Категория устойчивости °0, град
А — сильная неустойчи- вость 25,0 D — нейтральные усло- вия 10,0
В — умеренная неустой- чивость 20,0 Е — слабая устойчи- вость 5,0
С — слабая неустойчи- вость 15,0 F — стабильность 2,5
205
Рис. 5 9. То же при категории Е и шероховатости 10 см
Рис 5 10. То же при категории Е и шероховатости
100 см
Рис. 5.1 J То же при категории F и шероховатости
10 см
14-722
Рис. 514 Зависимость стандарт-
ного отклонения ог вертикально-
го распределения концентрации
х от расстояния х до непрерывно-
го источника радиоактивных вы-
бросов и категорий устойчивости
погоды
Рис 5.13 Зависимость стандарт-
ного отклонения Оу поперечного
горизонтального распределения
концентрации х от расстояния х
до непрерывного источника ра-
диоактивных выбросов и катего-
рий устойчивости поюды
Рис. 5.15. Зависимость нормиро-
ванной приземной концентрации
4х для эффективной высоты источ-
ника h= 100 м от расстояния до
непрерывного источника радиоак-
тивных выбросов н категорий
устойчивости погоды (при U=
= 1 м/с и Q= 1/с)
В соотношениях (5.1), (5 2) важное значение имеет йаф — эффек-
тивная высота выброса, м; /гэф=/г + Д/г, где h — геометрическая высо-
та выброса, м; Д/г — высота дополнительного теплового подъема струи,
м, которую можно вычислить по эмпирической формуле (5 4), при-
менимой для значений тепловой мощности в диапазоне от 7,5 до
7,0-104 кВт:
Д/г = А (2,6 (VQh/Uh) - 0,029 (И3 d/Uh)], (5.4)
где А—безразмерный параметр, зависящий от категории, метеорологи-
ческих условий А — F (табл. 5 3); Q* — тепловая мощность источника,
кВт; Uh — скорость ветра иа высоте h, м/с; V, — скорость выброса
210
Таблица 52 Связь типа турбулентности погоды [53]
Скорость ветра U на высоте 10 м, м/с В дневное время при инсоляции В ночное время
Сильная* Умеренная Слабая* Тонкая сплошная облачность 4/ 8 балла облачнос- ти** 3/8 балла
С/<2 А А—В в *4 ♦4
2<t/<3 А—В В с Е F
3<t/<5 В В—С с D Е
5<t/<6 С C-D D D D
6<(7 С D D D D
* Сильная инсоляция соответствует высоте Солнца более чем на 60° над го-
ризонтом прн ясном небе
•• Слабая инсоляция соответствует высоте Солнца от 15 до 35° над горизо i-
том при ясном небе.
••• Степень облачности определена как часть неба над местным видимым
горизонтом, покрытая облаками
♦4 В некоторых странах категория Г распространяется на ночное время при
U<2 м/с.
газов из вентиляционной трубы, м; d — внутренний диаметр трубы, м,
Н(лЕ-го)/(1о8-го)]’ (5 5)
U — скорость ветра, обычно измеряемая на высоте 10 м над поверх-
ностью земли; za — шероховатость поверхности, м (обычно го=0,1 м
для ровной незастроенной безлесной местности, г0=1 м — для города
или леса высотой 10 м); е — безразмерный параметр
Таблица 53 Параметры А и е для расчета подъема струи и
скорости ветра
Категория дифф у ЗИИ А в С D Е F
Параметр Л 2,65 2,13 1,6 1,01 0,88 0,68
Параметр е —0,16 —0,09 0,04 0,11 0,14 0,19
Если Л„ь<2Лг, где hz — высота здания, м, вместо ау и а2 исполь-
зуют (оу -|-Лс/л) 1/2и S2= (<т2+Лс/л)|/', где Аа = hz, bz (если
и Л0 = Л2 (если bz>hz), bz~ ширина здания, м
В случае консервативной оценки фактора разбавления эффектив-
ную высоту выброса ЛОф принимают равной h В формулах (5 1), (52)
имеются следующие поправочные множители: fR — фактор обеднения
за счет радиоактивного распада:
fR = exp (— Xx/U), (5 6)
где X — постоянная распада, с-1; U — средняя скорость ветра, рас-
14*
211
считываемая по формуле:
U /
10е — jf, \6 + 1
(5.7)
fF — фактор обеднения за счет сухого осаждения:
(5.8)
где f'F— фактор обеднения для (vgjU) =0,01, т.е. когда ti*=0,01 м/с
и (7=1 м/с; vg — скорость сухого осаждения различных соединений
(форм) иода и аэрозолей, рекомендуемая н табл. 5.4.
Значения фактора fF в зависимости от категории метеорологичес-
ких условий и рассчитанные для ряда высот выброса приведены
в табл. 5 5—5 8.
Таблица 5.4. Рекомендуемые значения скорости осаждения
и параметра выведения Ст [231
Вещество 1g, »/е с\ ч/(мм с)
Элементарный иод 2-10—2 1,3 10—1
Органические соедине- ния иода 1 • 10—4 1,3-10-’
Аэрозоли 8- 1С—з 2,6'10—5
Для иных значений высот и расстояний фактор fF может быть
рассчитан по соотношению.
(5,9)
fw—фактор обеднения за счет вымывания осадками:
/и) = ехр[—Л(х/(7)], (5.10)
где Л=Сгв — постоянная вымывания осадками, с-1; Сг — указанные
в табл. 5 4 значения параметра выведения иода н различных физико-
химических формах и аэрозолях; в—иитеисивиость осадков, измеряе-
мая, как это принято в метеорологии, в мм/ч
Кратковременные факторы сухого осаждения F и вымывания W
осадками примеси радионуклидов из облака, используемые для расче-
та облучения от загрязненной поверхности, м~2:
F = vgy.,
где vg — приведенная выше скорость осаждения, м/с;
_-----------ехр
V~2n<jyU
(511)
(5.12)
У
212
Таблица 5.5. Фактор обеднении облака за счет сухого осаждения \ р при h — О и z0—0,1 м 123]
Расстояние, м Категория устойчивости атмосферы
А * С D Е F
100,0 0,843+00 0,811+00 0,765+00 0,711+00 0,582+00 0,476+00
200,0 0,812+00 0,767+00 0,709+00 0,642+00 0,495+00 0,366-1-00
300,0 0,794+00 0,741+00 0,676 +00 0,602+00 0,447+00 0,307+00
500,0 0,773+00 0,709+00 0,635+00 0,551+00 0,389+00 0,239+00
700,0 0,759+00 0,687+00 0,608+00 0,519+00 0,352+00 0,198+00
900,0 0,749+00 0,671+00 0,588+00 0,494+00 0,325+00 0,171+00
1 ,о+з 0,745+00 0,665+00 0,580+00 0.484+00 0,314+00 0,160+00
2,0+3 0,717+00 0,619+00 0,523+00 0,416+00 0,245+00 0,974—01
3,043 0,700+00 0,592+00 0,489+00 0,376 |-00 0,206-|-00 0,688—01
5,0+3 0,678+00 0,556+00 0,445+00 0,325+00 0,161+00 0,409—01
7,0+3 0,662+00 0,531+00 0,414+00 0,291+00 0,133+00 0,272—01
9,0+3 0,649+00 0,5124-00 0,391+00 0,265 ] 00 0,113 ноо 0,193—01
1,0+4 0,6444 00 0,503+00 0,381+00 0,255 1-00 0,105-| 00 0,165—01
2,0+4 0,604+00 0,443 J-00 0,312 L00 0,184+00 0,584—01 0,459—02
З.О-Н 0,576+00 0,403+00 0,269+00 0,144 !-00 0,370—01 0,168—02
5,0+4 0,533+00 0,347 +00 0,213+00 0,971—01 0,174—01 0,311-03
7,0+4 0,500+00 0,307+00 0,174+00 0,695—01 0,914—02 0,722—04
9,0+4 0,472+00 0,274+ 00 0,146+00 0,516—01 0,510—02 0,190—04
1,0+5 0,460+00 0,260+00 0,135+00 0,448—01 0,388—02 0,101—04
Таблица 5 6. Фактор обеднения облака за счет сухого осаждения
/^при /1^10 м и zo = O,l м [24]
Расстояние, м Категория устойчивости атмосферы
А В с D в F
100 0,971 0,967 0,969 0,967 0,978 0,999
200 0,940 0,941 0,952 ( ,946 0,934 0,976
300 0,920 0,925 0,941 0,932 0,901 0,934
500 0,896 0,903 0,926 0,913 0,853 0,849
700 0,880 0,888 0,915 0,899 0,819 0,778
1,0+3 0,863 0,872 0,903 0,883 0,780 0,694
2,0+3 0,831 0,839 0,875 0,845 0,695 0,519
з,о+з 0,811 0,817 0,856 0,819 0,639 0,418
5,('+3 0,786 0,787 0,828 0,779 0,561 0,297
7,0+3 0,763 0,765 0,806 0,747 0,505 0,225
9,0+3 0,753 0,747 0,787 0,720 0,460 0,177
1,0+4 0,747 0,740 0,779 0,708 0,441 0,158
2,0+4 0,700 0,680 0,711 0,613 0,307 0,062
3,0+4 0,667 0,636 0,660 0,543 0,228 0.0286
5,0+4 0,618 0,571 0,580 0,440 0,136 7,53—3
7,0+4 0,580 0,521 0,517 0,365 0,(868 2,29—3
9,0+4 0,547 0,479 0,465 0,307 0,0573 7,55—4
1,0+5 0,533 0,460 0,443 0,283 0,0470 4,44—4
Таблица 5.7. Фактор обеднения облака за счет сухого осаждения
f 'r при й = 30 м и Zo = O,l [24]
Расстояние, м Категория устойчивости атмосферы
А В С в Е F
100 0,999 0,996 0,991 0,993 1,00 1,00
200 0,986 0,981 0,977 0,978 0,996 1,00
300 0,971 0,967 0,967 0,966 0,984 1,00
500 0,948 0,947 0,952 0,947 0,953 0,997
700 0,932 0,932 0,942 0,933 0,924 0,985
900 0,920 0,920 0,933 0,922 0,899 0,965
1,0+3 0,915 0,915 0,929 0,916 0,887 0,953
2,0+3 0,881 0,880 0,901 0,878 0,798 0,817
3,0+3 0,860 0,858 0,882 0,851 0,737 0,699
5,0+3 0,833 0,827 0,853 0,809 0.649 0,528
7,0+3 0,814 0,804 0,830 0,776 0,585 0,413
9,0+3 0,798 0,785 0,811 0,749 0.534 0,332
1,04-4 0,792 0,777 0,802 0,736 0,512 0,299
2,0+4 0,742 0,714 0,732 0,637 0,358 0,124
3,0+4 0,708 0,668 0,679 0,565 0,266 0,0587
5,0+4 0,656 0,600 0,597 0,458 0,160 0,0160
7,0+4 0,615 0,547 0,532 0,380 0,102 5,00—3
9,0+4 0,580 0,503 0,479 0,319 0,0671 1,68—3
1,0+5 0,565 0,483 0,456 0,294 0,0551 9,99—4
214
Таблица 5 8. Фактор обеднения облака за счет сухого осаждения К при Л=50 м и 2о=ОД м [23]
to
ся
Расстояние, м Категория устойчивости атмосферы
А с ° Е F
100,0 0,100+01 0,100+01 0,100+01 0,100+01 0,100+01 0,100+01
200,0 0,997+01 0,100+01 0,100+01 0,100+01 0,100+01 0,100+01
300,0 0,989+00 0,996+00 0,999+00 0,100 +01 0,100+01 0,1004-01
500,0 0,970+00 0,980+00 0,990+00 0,997+00 0,100+01 0,100+01
700,0 0,956+00 0,861+00 0,973-|-00 0,988+00 0,999+00 0,100+01
900,0 0,944+00 0,944+00 0,955+00 0,973+00 0,955+00 0,100+01
1,0+3 0,939+00 0,936+00 0,945-| 00 0,964 |-00 0,992-1-00 0,100+01
2,0+3 0,905+00 0,879+00 0,871 +00 0,878+00 0,923+00 0,994+00
3,0+3 0,884+00 0,841+00 0,819+00 0,808+00 0,838+00 0,961+00
5,0+8 0,856+00 0,791+00 0,748+00 0,709-|-00 0,699+00 0,838+00
7,0+3 0,836+ 00 0,756 |-00 0,698+00 0,639+00 0,595+00 0,700+00
9,0+3 0,821+00 0,729+00 0,660+00 0,585+00 0,517+00 0,577+00
1,0+4 0,814+00 0,717+00 0,643+00 0,563-|-00 0,4844-00 0,524+00
2,0+4 0,763+00 0,631+00 0,528+00 0,410+00 0,280+00 0,209+00
3,0+4 0,727+00 0,575+00 0,456+00 0,322 -1-00 0,180+00 0,915—01
5,0+4 0,674+00 0,495+00 0,360+00 0,217+00 0,867—01 0,212—01
7,0+4 0,632+00 0,437+00 0,295+ 00 0,156+00 0,461 — 01 0,569—02
9,0+4 0,597+00 0,391+00 0,248+00 0,116+00 0,260—01 0,167—02
1,0+5 0,581+00 0,371+00 0,228+00 0,101+00 0,198—01 0,931—03
Для оси струи (у—0):
UZ = Л/(]/2л оу t/), (5.13)
где Л— постоянная вымывания примеси осадками, с-1.
Для оценки рассеяния примеси радионуклидов в случае продол-
жительных выбросов, например в течение нескольких месяцев или це-
лого года, используют долговременный метеорологический фактор
разбавления X- Он получен введением в формулы (5.1) и (5 2) необ-
ходимых поправок на среднее значение скорости ветра и его направ-
лений (розу ветров) за длительный период и другие усредненные фак-
торы:
/ 2 \1/2 А VI W ,
Х‘ 2^у 2j ^iimIUiim) If <5 14)
/ ">
где x — долговременный фактор разбавления на расстоянии х от ис-
точника в секторе шириной 2nx)N в направлении ветра i; N — число
секторов (обычно окружность делится на 6, 8 или 12 секторов с углом
60, 45 или 30° каждый); т — число интервалов разбиения скорости
ветра; Pom=Pj<7om— совместная вероятность направления ветра Z,
категория устойчивости метеорологических условий / и скорости вет-
ра из интервала т; pJ— вероятность категории /; — вероятность
скорости ветра из интервала т при данной категории диффузии /
и направлении ветра г; Uijm — средняя скорость на высоте выброса
в направлении i при категории j в интервале скорости ветра т.
Нормированный иа скорость ветра кратковременный фактор раз-
бавления 'Fijm для оси струи иа расстоянии х от источника выброса
в секторе направления ветра (, категории диффузии j и скорости ветра
на интервала т может быть выражен аналогично соотношению (5.2):
=
--------охр
ь2
пэф1<т
2а<
(5 15)
Рассчитанные по соотношению (5 2) значения нормированного факто-
ра метеорологического разбавления, или (по другому определению)
«нормированной приземной осевой коиценграции», для различных
высот выброса 0—200 м, расстояний 0,1—100 км, категорий диффузии
А— F и шероховатости поверхности земли 0,1—1,0 м показаны на
рис 5 1—5 12 [23, 24J Эти рисунки удобны для практических вычис-
лений фактора метеорологического разбавления, для чего достаточно
умножить данные нз рисунков иа множитель (1/57), где U — скорость
или средняя скорость ветра
Для наиболее высокой опенки среднегодовых приземных концен-
траций можно использовать «огибающую» максимумов кривых факто-
ра метеорологических условий А— F (см рис 5 1—5 15) Таким об-
разом, для каждого расстояния от трубы принимается среднегодовое
значение концентрации, соответствующее той категории диффузии
в атмосфере, которая иа этом расстоянии создает наибольшую кон-
центрацию. Тем самым предполагается одновременное существование
со 100 %-ной вероятностью всех категорий устойчивости в течение го-
да. Однако это дает завышение оценки концентрации в несколько раз
по сравнению с реальными значениями, поскольку в расчете по фор-
муле (5 14) принимается р>= 1 для всех категорий.
216
В работе [54] изложен простой и быстрый способ вычисления
максимальной приземной концентрации в точке минимального раз-
бавления Для различных районов СССР могут быть рассчитаны зна-
чения так называемых минимальных коэффициентов метеорологичес-
кого разбавления Под коэффициентом разбавления понимается вели-
чина Р = Q/x, обратная фактору метеорологического разбавления х>
где Q выражена в Бк/с, ах — в Бк/м3. Коэффициент Р характеризу-
ет объем воздуха, необходимый для разбавления примесей, выбрасы-
ваемых нз трубы, до расчетной или допустимой концентрации
Значение среднегодового минимального коэффициента разбавле-
ния для «невесомой» и долгоживущей примеси выражается формулой:
р =_________
мин Аа (п/п0) Ртп’ т] ’ (5’ '
где т и п'—‘'безразмерные коэффициенты, учитывающие условия вы-
хода смеси из источника; т]=1 для непересеченпой местности; h —
геометрическая высота трубы, м; V=0,25 nc/2U?0 — объем выбрасы-
ваемой в единицу времени из трубы газовоздушиой смеси, м’/с; —
средняя скорость выброса, м/с, d — внутренний диаметр устья трубы,
м; ДГ — среднегодовая разность температур выбрасываемых газов и
окружающей атмосферы в 13 ч местного времени; А — параметр тур-
булентного перемешивания, град,/3-с2/3; п/п0 — показатель вытянуто-
сти розы ветров; а—коэффициент временного усреднения, а=1/2х
Х(^/6)02, /| = 20 мин и /2 — соответствующие периоды усреднения
коэффициентов разбавления Р для средних условий устойчивости,
близких к нейтральным.
Для круговой розы ветров а.=Р^/Ргол.= 1/13, где Pvt,2 — коэф-
фициент разбавления, вычисленный по измеренным метеорологическим
параметрам за 20 мин.
Концентрация, отличающаяся от максимальной не более чем на
30 %, наблюдается иа расстоянии 40 высот трубы [54]
Расчетные значения среднегодового минимального коэффициента
разбавления Ркт над ровной местностью для различных климатиче-
ских зон СССР и параметров Л, л/лс и расстояний до 20 км приведе-
ны в табл 5 9 Эти коэффициенты даны применительно к нагретым
и холодным выбросам газовоздушной смеси с типичным значением
УД/^ЮО (нагретый выброс) и Uon — так называемая «опасная» ско-
рость ветра, при которой изменение высоты выброса в результате
теплового и динамического подъема струи наиболее эффективно ком-
пенсируется изменением продольного рассеяния за счет ветра и до-
стигается наибольшая концентрация у земли.
У = 0,65 VbTlh. (5.17)
Реальное значение Unn следует считать не меиее 1 м/с.
Использование соотношения (5 16) и значений табл. 5 9 позволяет
произвести быстро и просто приближенную оценку возможных при-
земных концентраций в различных климатических зонах страны. Па-
раметр А принимается для неблагоприятных метеорологических усло-
вий, когда происходит малоинтенсивнып вертикальный турбулентный
обмен, а приземная концентрация достигает максимального зиачеиия.
Из табл 5 9 следует, что разные регионы страны могут различаться
по условиям рассеяния примеси не более чем в 4 раза: 0,24сЛ<0.80.
Однако более точные расчеты по формуле (5.16) требуют детального
217
Г а б л-н a a 5.9. Расчетные значения среднегодового, разового и среднесуточного минимального
коэффициента разбавления Риян, м’/с [54]
Климатическая зона Параметр А Среднегодовой, л/л0 Разовый Среднесу- точный
2:1 3:1 4:1
1 Центральная часть европейской территории СССР 0,12 250 h2 39 h2 78 ft2
2900 ft4/3 440 ft4/3 890 ft4/3
2. Север, северо-запад европейской территории СССР, среднее По- волжье, Урал, Украина 0,16 190 h2 29 h2 58 h2
2200 ft4/3 330 h4/3 670 ft 4/3
3. Нижнее Поволжье, Северный Кав- каз, север Сибири 0,20 150 h2 23 h2 46 A2
1700 ft 4/3 270 ft4/3 530ft4/3
4 Казахстан, Средняя Азия, Цент- ральная Сибирь (Омская, Ново- сибирская, Кемеровская области) 0,20 100 h2 23 h2 46 h2
1700 ft4'3 270 ft4/3 530ft4/3
5 Северо-восточная Сибирь (Чукот- ка, Камчатка). Центральная Си- бирь (Красноярский край, Якут- ская АССР) 0,20 78 h2 23 h2 46 h2
900 z'i4/3 270 ft4'3 530ft4/3
6 Юг Средней Азии 0,24 85 h2 19 ft2 38 ft2
1000 ft4/3 220 ft4/3 440 ft4/3
Примечание Числитель — нагретые, знаменатель — холодные выбросы
представления о метеорологических условиях в месте расположения
предприятия
В соотношение (516) при необходимости следует внести попра-
вочные множители fR, fF и на радиоактивный распад, осаждение
и вымывание примеси из облака [см. формулы (5 6) — (5 10)], а так-
же на увеличение Рмпи в 1,5—3 раза при скорости ветра, большей Uoa.
Для холодных газов ДГ=0-
Для разовых (двадцатиминутных) выбросов ДГ = 0, л/л0 =1 и а = 1:
ЛЯ
«=ДЖГ' 15191
Для низких источников, например отдельно стоящих зданий вы-
сотой й3д, коэффициент разбавления находится в пределах Рмвв=
= (0,36н-5)йзД м3/с, если выброс происходит над крышей здании.
Если выброс происходит на уровне земли (наземный источник),
что бывает при некоторых авариях, то максимум концентрации нахо-
дится у источника, и значение концентрации тем больше, чем слабее
вертикальное и горизонтальное рассеяние В этом случае опасными
условиями рассеяния являются условия, соответствующие категории
F (см. рис 5 1—5 15). Распределение максимальных концентраций
«макс на расстоянии х иа оси струи приближенно можно рассчитать по
более простой, чем (5 1), формуле, учитывая ограниченность времени
действия источника Т, и времени сохранения метеоусловия Т2. Для то-
чечного наземного источника
Хмакс = Q//x3, (5.20)
где / — время диффузии |7 = мин (Гь Г2)], Л1=0,11 для разовой кон-
центрации в условиях штиля.
Для нештилевых условий, т е при скорости ветра более 1,5 м/с,
слабой инверсии и изотермии концентрация от «наземного» источника
изменяется с расстоянием примерно 1/х1-5.
5.2. РАСЧЕТ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ ОТ ВЫБРОСОВ
РАДИОНУКЛИДОВ В АТМОСФЕРУ
Доза облучения на местности от выброса радионуклидов в атмос-
феру пропорциональна интегральной концентрации, вычисляемой по
формуле:
1о+7
с= J xd/ = Qx, (521)
/о
где С — временной интеграл концентрации на данном расстоянии от
источника выброса, Бк-с/м3; /0— момент начала выброса; Т — продол-
жительность выброса (или облучения), с; Q — суммарный выброс ра-
дионуклида, Бк; % — кратковременный или долговременный фактор
метеорологического разбавления, с/м3 [см. (5.1) и (5.14)].
Эквивалентные дозы внешнего р-, у-облучеиня от радиоактивного
облака Но6л или осевших иа поверхность земли радионуклидов Я“ов,
219
Таблица 5.10. Дозовый коэффициент облучения от загрязненной поверхности земли
для излучения радионуклидов, Зв-м2/(Бк-с) [23]
Радионуклн д Эффект'нная эквивалентная доза Гонады Красный костный мозг «Лет г-не Щитови диая железа Верхняя часть толстой кишки Кожч
22Na 0,19—14 0,19—14 0,21—14 0,19—14 0,17—14 0,18—14 0,24—14
24 Na 0,32—14 0,31—14 0,30—14 0,31—’ 4 0,37—14 0,35—14 0,37—14
в’Сг 0,32—16 0,39—16 0,42—16 0,30—16 —- 0,26—16 0,40—16
64Мп 0,70—15 0,72—15 0,78—15 0,70—15 — 0,66—15 0,95—15
S9Fe 0,97—15 0,87—15 0,10—14 0,98—15 0,88—15 0,99—15 0,13—14
’’Со 0,84—15 0,88—15 0,95—15 0,83—15 0,77—15 0,11—14
’°Со 0,20—14 0,18—14 0,22—14 0,21 — 14 0,19—14 0,21—14 0,25—14
6SZn 0,48—15 0,44—15 0,51 — 15 0,48—15 0,40—15 0,47—15 0,64—15
esRb 0,52—15 0,49—15 0,51—15 0,51—15 0,51—15 0,59—15 0,64—15
89Rb 0,16—14 0,14—14 0,17—14 0,17—14 0,16—14 0,18—14 0,21—14
89Sr 0,11 — 18 0,11—18 0,12—18 0,11 — 18 — 0,11—18 0,16—18
90Sr 0,33—21 0,68—21 0,47—21 — — 0,68—28
9iy 0,29—17 0,26—17 0,31 — 17 0,30—17 0,27—17 0,30—17 0,38—17
95Zr 0,64—15 0,67—15 0,72—15 0,63—15 — 0,58—15 0,85—15
95Nb 0,66—15 0,69—15 0,74—15 0,65—15 0,60—15 0,88—15
"Mo 0,14—15 0,15—15 0,17—15 0,14—15 — 0,13—15 0,19—15
0,14—15 0,15—15 0,21—15 0,12—15 0,15—15 0,91—16 0,17—15
IO3RU 0,45—15 0,51 — 15 0,53—15 0,43—15 — 0,37—15 0,55—15
IO6Ru n, 19—15 0,21—15 0,22—15 0,18—15 — 0,16—15 0,24—15
110ШЛ<т 0,24—14 ),23—14 0,26—14 0,23—14 0,20—14 0,22—14 0,31—14
!»«Sb 0,15—14 0,13—14 0,17—14 0,15—14 0,15—14 0,16—14 0,19—14
I25Sb 0,40—15 0,46—15 0,48—15 0,38—15 — 0,33—15 0,51—15
131J 0,38—15 0,45- 15 0,47—15 0,35—15 — 0,30—15 0,46—15
13SJ 0,20—14 0,20—14 0,22—14 0,19—14 — 0,18—14 0,26—14
133J 0,56—15 0,62—15 0,65—15 0,54—15 — 0,48—15 0,70—15
134 J 0,22—14 0,22—14 0,24—14 0,22—14 0,19—14 0,21—14 0,29—14
135 J 0,13—14 0,11—14 0,14—14 0,13—14 0,12—14 0,13—14 0,16—14
134Cs 0,14—14 0,15—14 0,16—14 0,13—14 — 0,12—14 0,18—14
g ,3rCs 0,53—15 0,57—15 0,61—15 0,52—15 — 0,47—15 0,69—15
‘33Cs 0,19—14 0,17—14 0,20—14 0,19—14 0,19—14 0,20—14 0,24—14
I40Ba 0,14—15 0,17—15 0,18—15 0,13—15 — 0,12—15 0,18—15
I40La 0,18—14 0,16—14 0,20—14 0,19—14 0,19—14 0,20—14 0,23—14
I4ICe 0,80—16 0,91—16 0,12—15 0,70—16 0,88—16 0,53—16 0,10—15
I44Ce 0,21—16 0,23—16 0,33—16 0,18—16 0,24—16 — 0,27—16
I44Pr 0,25—16 0,22—16 0,26—16 0,25—16 0,25—16 0,28—16 0,32—16
I54Eu 0,10—14 0,99—15 0,12—14 0,10—14 0,92—15 0,99—15 0,14—14
239Np 0,18—15 0,20—15 0,27—15 0,16—15 0,19—15 0,12—15 0,25—15
Примечание Расчет дозового коэффициента для ровной поверхности без глубинного распределения. При наличии тра-
вяного покрова нлв неровностей на поверхности почвы дозовый коэффициент рекомендуется уменьшить в 2 раза.
внутреннего облучения от ингаляции радионуклидов //"нг -или потреб-
ления пищи и воды содержащих эти радионуклиды, вычисляют
по соотношениям, которые получены умножением интегральной кон-
центрации С на дозовые коэффициенты, коэффициенты осаждения
и другие модифицирующие коэффициенты Внешнее облучение от об-
лака вычисляется по формуле.
Я06-1 = Зх/?обл, (5 22)
где /?обл—дозовый коэффициент, Зв-м3/(Бк-с), облучения от полу-
бесконечного облака (см табл 6 1), равный мощности эквивалентной
дозы в ткани (органе) или теле человека, находящегося на открытой
местности при концентрации радионуклида в атмосферном воздухе,
равной 1 Бк/м3. Значения /?обл можно вычислить по соотношению-
/?обл= 6,75-10~и£, (523)
где £=Sni£i—энергетический выход всех фотонов на распад,
МэВ/расп (см. табл 1.7).
Значения R061, сГр/с/ (37 ТБк-с) для некоторых РБГ и 13*>133’ ”51
имеются в табл 4 5.
Внешнее облучение от загрязненной поверхности земли вычисля-
ется по формуле:
Япов = Q [f + U7] KRn0B, (5 24)
где /?"ов—дозовый коэффициент внешнего облучения от загрязненной
поверхности земли на высоте d=l м (без учета глубинного распреде-
лении радионуклида в почве и поправки на самопоглощение излучения
в почве и в воздухе); F и W — факторы осаждения и вымывания, м~2
[см формулы (5 11) —(513)]
Если загрязненная поверхность бесконечна,
/?,,ои = 4лгГ6; (5 25)
если имеет форму диска радиусом R (см табл 6 1),
/?пов = лгГ,, In [(</2 + /?2) Id2], (5 26)
где Гд — керма-постоянная радионуклида (см табл 17); г=1,09 —
переходный множитель от кермы в воздухе к поглощенной дозе в био-
логической ткани, Зв/Гр, К — поправочный коэффициент на процессы
накопления н выведения радионуклида из почвы-
К = [1 -ехр(-Х9фО]АЭф- (5 27)
где ХЭф = Х.+Хв. — постоянная выведения радионуклида из почвы;
t — время накопления радионуклида на поверхности земли (рекомен-
дуется равным 30 годам — обычному проектному сроку работы ядер-
иой технической устаговки, или 1 году в случае аварийного выброса
радионуклидов в атмосферу).
Расчетные значения R"°B приведены в табл 5 10
Внутреннее облучение за счет ингаляции вычисляется по фор-
муле:
Нт1Г = Oylf Va R""r, (5 28)
где Va — скорость дыхания для лиц возрастной группы «а» (см табл
2 8); — поправочный коэффициент увеличения дозы при ингаляции
222
Т л блица 511. Коэффициент накопления «выпадение из атмосферы —
содержание в продуктах питания k ” > для стеблевого пути*, м2/кг [23]
Нуклид Мясо Молоко Пшеница Огурцы Капуста Картофель
22Na 0,62 0,82 0,82 0,026 0,035 8,7—3
=’Сг 3,1—4 3,2—4 0,011 0,024 3,8—3 9,6—4
s4Mn 0,012 3,2—3 0,56 0,026 0,027 6,8—3
ssFe 0,26 6,4—3 0,83 0,026 0,035 8,8—3
59Fe 0,010 3,0—4 0,043 0,025 6,5—3 1,6—3
6fCo 0,084 5,7—3 0,11 0,025 0,010 2,6—3
60Co ( ,30 0,017 0,91 0,027 0,037 9,4—3
0,053 0,053 0,99 0,027 0,040 0,0100
C5Zn 0,082 0,088 0,48 0,026 0,024 6,1—3
89Sr 1,8—5 7,4—5 0,056 0,025 7,4—3 1,8—3
90Sr 5,6—4 1,8—3 0,98 0,027 0,040 9,9—3
9iy 1,1—4 2,3—7 0,077 0,025 8,6—3 2,1—3
95Zr 0,626 3,7—6 0,092 0,025 9,4—3 2,3—3
"Mb 0,046 4,3—4 0,022 0,024 5,0—3 1,2—3
"Tc 0,92 0,37 1 0,027 0,040 0,0100
10 3Ru 0,058 7,4—6 0,031 0,024 5,6—3 1,4—3
0,58 5,9—5 0,61 0,026 0,029 7,2—3
noff/Ag 0,22 0,53 0,49 0,026 0,025 6,2—3
131 J 7,1—4 4,6—3 1,1—5 0,018 8,1—4 2,0—4
133 J 6,5—10 8,2—5 ** 1,8—3 7,4—6 2,5-6
134Cs 0,092 0,22 0,78 0,026 0,034 8,4—3
,37Cs 0,11 0,26 0,98 0,027 0,040 9,9—3
I4CBa 1,4—5 4,5—6 3,4—4 0,021 1,5—3 3,8—4
140La 1,3—9 7,8—9 ♦♦ 5,3—3 5,0—5 1,2—5
14lCe 2,3—4 2,0—6 0,018 0,024 4,6—3 1,1—3
143Ce ♦♦ — — — 3,2—5 1,1—5
I44Ce 5,6—3 3,9—5 0,53 0,026 0,026 6,5—3
нзрг 1,2—4 2,1—7 5,4—4 0,021 1,7—3 4,2—4
181W 0,079 2,5—3 0,25 0,026 0,016 4,1—3
239Np 6,6—11 1,9—10 — 7,9—3 1,0—4 2,6-5
u*** 1,8—3 9,0—3 1 0,027 0,040 0,0100
PuA** 1,1—5 2,1—7 1 0,027 0,040 0,0100
* При непрерывных выпадениях эти значения много меньше.
** Пренебрежимо малое значение
Приведенные значения одинаковы для всех изотопов данного элемента*
223
Таблица 5.12. Коэффициент накопления свыпадеиие из атмосферы —
содержание в продуктах питания k"» для корневого пути*, м2/кг [23]
Нуклид Мясо Молоко Пшеница Огурцы Капуста Картофель
“Na 2,1—4* 2,8—4 8,2—4 4,0—5 1,5—4 1,5—4
5,Сг _»* — 1,7—9 '5/—9 2,6—9 2,6—9
S4Mn 5,3—7 1,4—7 3,4—4 2,4—5 7,2—5 7,2—5
“Fe 1,2—6 2,9—8 8,4—4 4,0—5 1,5—4 1,5—4
“Fe 1,7—11 5,1—13 2,2—7 1,9—7 1,5-7 1,5—7
“Со 2,2—8 1,4—0 4,4—6 1,5—6 1,8—6 1,8—6
“Со 3,9—5 2,3—6 9,7—4 4,2—5 1,7—4 1.7—4
•'Ni 8,8—5 8,8—5 3,6—4 1,4—5 6,2—5 6,2—5
“Zn 3,0—5 3,2—5 2,4—4 1 ,9—5 5,2—5 5,2-5
“Sr 5,7—12 2,3—11 5,2—7 3,5—7 3,0—7 3,0—7
“Sr 1,8—6 5,8—6 7,4—4 3,0—5 1,3—4 1,3—4
9iy 3,2—12 — 1,4—6 7,0—7 6,9—7 6,9—7
“Zr 7,6—11 2,5—6 1,0—6 1,1—6 1,1—6
“Nb 1,8—10 1,7—12 9,3—8 3,7—8 2,2—8 2,2—8
“Tc 0,027 0,011 2,3—7 9,0—9 3,9—8 3,9—8
103Ru 3,0—9 3,8—13 7,0—8 8,3—8 5,6—8 5,6—8
5,3—5 5,4—9 4,2—4 2,7—5 8,5—5 8,5—5
nomAg 7,5—5 2,5—4 ',<'—5 5,4—5 5,4—5
!3i| 0,0*» 0,0 0,0 0,0 0,0 0,0
“Cs 1,4—5 3,2—5 7/—4 3,7—5 1,4—4 1,4—4
l37Cs 1,8—4 4,1—4 7/'—4 2,9—5 1,2—4 1.2—4
— — — — — —
,4,Ce 1,3—13 — 1,1—8 2,1—8 1,2—8 1,2—8
— — — — — —
I44Ce 1,7—8 1,1 — 10 3,0—4 2,2—5 6,4—5 6,4—5
131W 2,5—7 8,0—9 4,3—5 6,6—6 1,2—5 1,2—5
u*** 5,3—7 2,7—6 7,1—' 1 2,8—12 1,2—11 1,2—11
Pu*** 3,2—10 6,4—12 2,0—6 8,0—8 3,5—7 3,5—7
* При непрерывных выпыдениях эти значения много меньше
•• Пренебрежимо малое значение
Приведенные значения одинаковы для всех изотопов данного
элемента.
224
с уменьшением возраста человека (см. табл. 2.9); R""r— дозовый ко-
эффициент при ингаляции, Зв/Бк (см. табл. 2.5).
Внутреннее облучение за счет потребления продуктов питания
(овощи, молоко, мясо), содержащих радиоактивные вещества вслед-
ствие выпадения из атмосферы, вычисляется по формуле:
/7ПИШ = Q[(f + 0,2117) fe^ + (f+ «7) felj] 7/пищ fe“ ₽пищ, (5 29)
где [/пят—потребление различных овощей, молока, мяса, кг (см.
табл 2.8), ka — поправочный коэффициент (см. табл 2 9); /?пищ—
дозовый коэффициент при поступлении радионуклида с пищей, Зв/Бк
(см табл 2 6); fe"n fe"—нормированные на продуктивность сельско-
хозяйственных угодий (годовая урожайность рассматриваемого вида
растений или фуражной культуры в данной местности, кг/м2; годовой
привес мяса или удойность коров, кг) коэффициенты перехода, м2/кг,
от выпадения радионуклидов из атмосферы на стебли и листья расте-
ний к содержанию в указанных продуктах питания и от отложения
на почве через корневую систему растений к содержанию в этих про-
дуктах питания При кратковременных выпадениях в опасный период
(перед сбором урожая) значения fe" и fe" даиы в табл. 5 11 и 5.12.
Данные табл. 5 11 и 5 12 являются ориентировочными, подлежащи-
ми уточнению по конкретным условиям местного производства и по-
требления сельскохозяйственных продуктов.
5.3. РАСПРОСТРАНЕНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ
В ВОДНОЙ СРЕДЕ И РАСЧЕТ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ
Содержание радионуклидов в воде рек, водоемов и в донных от-
ложениях определяет возможные дозы внешнего и внутреннего облу-
чения населения, пользующегося этими водоемами.
Концентрация радионуклидов в речной воде определяется по фор-
муле:
С = (a/103Q0 )/п ехр (— Хх/о], (5 30)
где С—концентрация радионуклида в речной воде на расстоянии х от
места сброса в реку, Бк/л; а — скорость сброса радионуклида, Бк/с;
Qo — расход сбрасываемой воды, м3/с, fv — коэффициент разбавления
(fv — 1 для места сброса, fv — Qo/Q, где Q — расход воды в реке, м’/с);
v — средняя скорость течения реки, м/с.
Среднегодовая концентрация радионуклида в речной воде С опре-
деляется аналогичной формулой (5 30) с заменой скорости выброса
«а» на годовой сброс А, Бк, и всех остальных параметров на среднего-
довые значения Qo, Q, fv.
Концентрация радионуклида в воде водоема С, Бк/л, в случае пря-
мого сброса в водоем определяется но формуле
С = (Ce Q0/(Q2 + Xv)] (1 — ехр - [X + (Qs/o) ] /), (5 31)
где Со — сбрасываемая концентрация радионуклида, Бк/л; Qo —рас-
ход сбрасываемой воды, м3/с; Q2 — сток воды из водоема, м3/с; v —
объем водоема, м3; t — продолжительность сброса, с.
Концентрация радионуклида в донных отложениях Сд0°, Бк/м2,
15-722
225
вычисляется по формуле:
Сдон = удон S/r[i _ехр(—М)]СД, (5.32)
где Тдои — коэффициент перехода радионуклида из воды в отложения,
л/(кг с), равный;
7’дов = 5-Ю-5 для Мп, Со, Zr, Ru, Cs, Eu, Ce, Pu, Am, Cr, Cm, Np;
Гдов —3.10-e для C, Zn, Sr, Y;
7'дов=4. iq-7 для н Nb tc Ag, sb, tCi y,
Sf — поверхностная плотность отложений, кг/м2 (если нет других
данных, то Sf=40 кг/м2); С — концентрация радионуклида в воде реки
или водоема, Бк/л; t — продолжительность сброса, с.
Концентрация радионуклида в питьевой воде СЕ0Л, Бк/л, опреде-
ляется по формуле:
Свод = гводС! (5 33)
где Т,од— безразмерный коэффициент перехода радионуклида из во-
ды реки или водоема в питьевую воду или «фактор дезактивации»,
(Бк/л)/(Бк/л), приведен в табл. 5 13
Таблица 5.13. Коэффициент перехода радионуклида из воды
в питьевую воду [23|
Элемент J-ВОЛ Элемент 7ВОД
Ст 1 Ru 0,1
Мп 0,9 Ag 0,6
Со 0,5 I 0,8
Zn 0,4 Cs 0,2
Sr 0,5 Ce 0,1
Zn 0,1
Внешнее облучение, Зв, за счет купания или катания на лодке вы-
числяется по формуле:
Я=С£1/?ВОД/, (5.34)
где С—концентрация радионуклида в воде, рассчитываемая по фор-
мулам (5.30), (531), Бк/л; gt — геометрический фактор облучения
(£1=1 при купании, £1 = 0,5 при катании на лодке), t — продолжитель-
ность купания или катания, с (см. табл. 2.8); /?“од— дозовый коэффи-
циент внешнего облучения от воды, Зв-л/(Бк-с) (табл. 5.14).
Внешнее облучение, Зв, от донных отложений и пребывания на
пляже вычисляется по формуле:
Н = СДОН£27?ПОВ/, (5 35)
где Сдои рассчитывается по формуле (5.32); £2 — геометрический фак-
тор облучения (1—иа поверхности донных отложений, 0,2 — для пля-
жа); /— продолжительность пребывания на пляже, с (см. табл. 2 8);
Rn"“— дозовый коэффициент облучения от загрязненной поверхности
земли, Зв-м2/(Бк-с) (см. табл. 5.10).
226
Таблица 5.14 Дозовый коэффициент облучения от воды для радионуклидов, Зв л/(Бк с) [23]
Радионуклид Эффекти вная эквивалентная доза Гонады Красный костный мозг Легкие Щитовидная железа Верхняя часть толстой кишки Кожа*
22Na 0.22—12 0,21 — 12 0,24—12 0,22—12 0,20—12 0,21—12 0,31 — 12
’«Na 0,46—12 0,45—12 0,43—12 0,44—12 0,53—12 0,51—12 0,60—12
5«Mn 0,78—13 0,80—13 0,88—13 0,78—13 — 0,73—13 0,12—12
59Fe 0,12—12 0,10—12 0,13—12 0,12—12 0,11 — 12 0,12—12 0,17—12
5sCo 0,92—13 0,96—13 0,10—12 0,91—13 — 0,84—13 0,16—12
C0Co 0,2">—12 0,22—12 0,27—12 0,25—12 0,23—12 0,26—12 0,36—12
6iZn 0,76—13 0,52—13 0,60—13 0,56—13 0,48—13 0,56—13 0,79-13
88Rb 0,69—13 0,67—13 0,68—13 0,68—13 0,70—13 0,79—13 0,29—12
89Rb 0,21—12 0,18—12 0,22—12 0,21—12 0,21 — 12 0,23—12 0,37—12
95Zr 0,70—13 0,73—13 0,79—13 0,69—13 — 0,63—13 0,11—12
Q3Nb 0,72—13 0,75—13 0,81—13 0,72—13 — 0,66—13 0,11—12
°9Vlo 0,15—13 0,16—13 0,18—13 0,15—13 — 0,13—13 0,41—13
99^-pc 0,13—13 0,15—13 0,20—13 0,12—13 0,15—13 0,88—14 0.15—13
'O3RU 0,47—13 0,53—13 0,55—13 0,44—13 — 0,38—13 0,56—13
1O6RU 0,20—13 0/2—13 0,23—13 0,19—13 — 0,17—13 0,99—13
110/ЛД£ 0,27—12 0,26—12 0,29—12 0,27—12 0,23—12 0,25—12 0,39—12
124 Sb 0,18—12 0,16—12 0,20—12 0,19—12 0,18—12 0,20—12 0,24—12
'25Sb 0,42—13 0,47—13 0,50—13 0,39—13 —— 0,34—13 0,54—13
131 J 0,39—13 0,45—13 0,48—13 0,36—13 на 0,31—13 0,64—13
133 [ 0,60—13 0,66—13 0,69—13 0,58—13 — 0,52—13 0,11 — 12
13 51 0,16—12 0,13—1? 0,17—12 0,16—12 0,15—12 0,17—12 0,21 — 12
134Cs 0,15—12 0,16—12 0,17—12 0,15—12 —— 0,13—12 0,22—12
l37Cs 0,37—13 0,62—1 1 0,65—13 0,56—13 — 0,50—13 0,91—13
l38Cs 0,24—12 0,22—12 0,25—12 0,24—12 0,25—12 0,26—12 0,31—12
i40Ba 0,15—13 0,17—13 0,18—13 0,14—13 —— 0,12—13 0,41—13
140La 0,23—12’, 0,21—12 0,25—12 0,23—12 0,23—12 0,25—12 0,37—12
15«Eu 0,12—12 0,11—12 0,13—12 0,12—12 0,11—12 0,12—12 0,18—12
Для кожи учтено также н 0-нзлучение,
Внутреннее облучение за счет потребления загрязненной питьевой
воды вычисляется по формуле:
Н = Свод UBOA /?пищ ka , (5.36)
где Свод рассчитывается по формуле (5.33); {7ВОД— потребление питье-
вой воды лицами какой-либо возрастной группы условно обозначенной
«а», л (см. табл. 2.8); /?пищ— дозовый коэффициент, приведенный
в табл. 2.6; ka — поправочный коэффициент (см. табл. 2.9).
Внутреннее облучение, Зв, за счет потребления рыбы вычисляется
по формуле:
н = Срыб С?₽ыб Япшд ka , (5 37)
где Сгыв — концентрация радионуклида в рыбе, Бк/кг (7рыб— потреб-
ление рыбы лицом возрастной группы «а», кг (см. табл. 2 8); k“ — по-
правочный коэффициент (см. табл. 2 9).
Значение С₽ыб рассчитывается по формуле:
Срыб _ у’РЬ.'б £ВОД, 38)
где Трыб — безразмерный коэффициент биоаккумуляции радионуклида
в мышечной ткани рыбы, (Бк/кг)/(Бк/л) (табл. 5.15).
Таблица 5.15. Коэффициент биоаккумуляции радионуклида из
речной воды в мышечную ткань рыбы [23]
Элемент 7>рыб Элемент у»рЫб Элемент 7>рыб
н 9,0- -1 Y 2,5+1 Те 4,0+2
Na 1,0- -2 Zr 3,3+0 I 1,5+1
Мп 4,0- r2 Nb 3,0+4 Cs 2,0+3
Fe 1,0- -2 Mo 1,0+1 Ba 4,0+0
Со 5,0- pl Тс 1,5+1 La 2,5+1
Си 5,0J LI Ru 1,0+1 Ce 1,0+1
Rb 2,0-| КЗ Rh 1,0+1 U 1,0+1
Sr 3,0-1 |-1 Ag 2,3+0 Np Pu 1,0+1 3,5+0
228
Глава 6
РАСЧЕТ ДОЗ, СОЗДАВАЕМЫХ
ИСТОЧНИКАМИ РАЗЛИЧНОЙ
КОНФИГУРАЦИИ, И ЗАЩИТА ОТ
ИЗЛУЧЕНИЯ
6.1. ДОЗНЫЕ поля от ИСТОЧНИКОВ РАЗЛИЧНЫХ
ФОРМ
Мощность воздушной кермы (дозы) в воздухе * от точечного ис-
точника у-излучения или воздушную керму (дозу в воздухе) за неко-
торый интервал времени Т в отсутствие фильтрации у-излучения нахо-
дят по формулам (6.1)—(6.3).
Во многих случаях возникает необходимость рассчитать дозу, соз-
даваемую источниками, имеющими определенные размеры. Такне источ-
ники называют протяженными. Точечным можно считать такой источ-
ник, размеры которого значительно меньше расстояния до точки детек-
тирования и длины свободного пробега в материале источника (можно
пренебречь ослаблением излучения в источнике)
В зависимости от распределения радиоактивного вещества протя-
женные источники, которые представляют как суперпозицию точечных,
подразделяются на линейные, поверхностные и объемные.
Поперечные размеры линейных источников должны быть значитель-
но меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного
пробега в материале источника. Поверхностные источники имеют тол-
щину значительно меньшую, чем расстояние до точки детектирования
и длины свободного пробега в материале источника.
В табл. 6.1 приведены формулы для расчета полей излучений ши-
роко используемых протяженных источников без учета рассеянного
в источнике излучения без защиты Приведенные в таблице формулы
для протяженных источников получены интегрированием функции ос-
лабления нерассеянного излучения точечных источников по всему про-
странству, занимаемому протяженным источником В табл 6 2 отдельно
приведены коэффициенты самопоглощения линейных и сферических ис-
точников:
К = Га AIR2’, D = Г6 AIR2', (6 1)
К = КоАП при Т1/2» Т — ехр (— XT)]; £> = £>о/Х[1 — ехр (— XT)]; (6 2)
К = К0Т =^ГаТ//?2; О=Й0Т^Г6Т//?2, (6 3)
где Ко—мощность кермы в момент времени Т=0
Поскольку st- выражена в Бк и Гв — в аГр-м2/(с-Бк), R— в м,
* Для воздуха мощность воздушной кермы К практически совпа
дает с мощностью поглощенной дозы D (см. разд 1.1.2 и 1.1.3).
229
Таблица 6 t Соотношения для расчета мощности дозы от некоторых протяженных источников (28]
Источник
Геометрия источника
Формула для расчета мощности дозы в воздухе в точках Р, Pn Pt, Р>
Линейный изотроп-
ный непоглощающий
с равномерно распре-
деленной активностью
Линейный изотроп-
ный с равномерно
распределенной ак-
ьэ тивностью с учетом
§ самопоглощения
Л
При с «= 0, ft = О
. Гл гА
К =
я2 - р
L — R ,
—— - - 4- arctg
Vh2 4-е2
К = [I — ехр (—2р.„ ZJ] =
R2 2р0 L
= F (р.о, L) при R > ЗЛ, с = 0, Л = 0
Кольцевой изотроп-
ный с равномерно
распределенной ак-
тивностью по длине
окружности
У - Г2)3 + 2№ (Я2 4- т2) 4- Л1
При Я = 0 К= Гй^/йг4-л2
При R = г К = Га a/h 1/^4-4г?
При h = 0 К = Г{1с/£/йг — г2
Диск, равномерно
покрытый бесконечно
тонким слоем актив-
ности
Бесконечная одно-
родная среда с рав-
номерно распределен-
ной по объему актив-
ностью
Полубесконечная
однородная среда с
равномерно распре-
деленной по объему
активностью
К —
Гв
In
Я* + г2 — R2 + K^ +2''2(Яа — R2) -НЯ2 + #2)2
2Я2
При R = О
К =л^ гб In ——
При /? = т
Прн Я = О
К =nc<s Га ]п---------—
X =jfc4s Гй In
К = 4лГй av/iiQ
К-2лГй^/ц0
Источник
Геометрия источника
“ Шаг с равномерно
распределенной по
объему активностью
Шар с равномерно
распределенной по по-
верхности актив-
ностью. Полость ша-
ра — нопоглощающее
вещество
Продолжение табл 6.1
Формула для расчета мощности дозы в воздухе в точках Р, Pit Pt, Р*
к, = Г2Яг + (/?*-,*) In ]
к L т * J
С учетом самопоглошения вблизи шара:
4 Г 3 4
Ki = Г6 р - — р0 г+ — (ц0 г)2-
1 2 1
— — (Мо'')3+ -7Г (Но'•)*+•••
о оо j
С учетом самопоглощения вдали от шара: при R>3r
4
2ло<о Гв
К- “ Но
exp (— 2р.о г))
Г3с< Г.
К-
1___
1 2р0 т (
К3 = (4Wc Га/р0) [1 -ехр (- Цо г)]
переходит в соотношение для
Прн г = <» для точки Кз формула
бесконечной однородной среды
2Ле4 Гд
и-______
К - R
In---
R-r
Полушаровой источ-
ник с равномерно рас-
пределенной по объ-
ему активностью
Шаровой слой с
равномерно распре-
деленной по слою ак-
тивностью
Цнлнндр с равно-
мер но распределен-
ной по боковой по-
верхности актив-
ностью, Полость цн
линдра — нспоглоща-
ющее вещество
Г. (
К =-------— П — ехр (— ц0 г)1
Но
При г=оо формула переходит в соотношение для полубесконеч-
ной однородной среды
4л&4 ГА
К ---------«.Л [1 — ехр (— цп (га — гх))1
Но
„ / ht н — нл
/C1=2n<^sr6larctg — 4-arctg —-—I
/ Н Ао ^2
К, =2л*£ Г. arctg-------------arctg —
z * ’’ \ г т
Если крышки цилиндра имеют на поверхности активность, их на-
до рассматривать как дополнительные дисковые источники
Продолжение табл. 6.1
Источник
Геометрия источника
Формула для расчета мощности дозы в воздухе в точках Р, Pt, Pit Рэ
Гб
г arctg — -{-г arctg
H — hj
Цилиндр с равно-
мерно распределенной
по объему актив
со ностью Полость ци-
линдра — непоглоща-
ющее вещество
— hi In —-• h'--(H — hp In — -H——-----'
K’> =2.W Г» (r arctg — — H In —
° ч ' r ГячР /
При H/r » 6 /f, — л2 r
При H/r <0,4
Kj = 2.W; Г6
/С2 — 2л&£( Г6 H (1 + In r/H)
11 + h3
r arctg ----------— (H + h3) X
H -|- h3 h3
Xln....................... — — r arctg — 4- h3 In
К(H 4- Лз)2 4- T
Примечание <Л2 — активность на единицу объема, длины и поверхности соответственно; & — полная актив-
ность; Гф—керма-постоянная (см. табл 17). pj — линейный коэффициент ослабления у-излучения в материале источника, м-*
F(jio, Z., г) — коэффициент самопоглощеиия (см табл 5 2) Поскольку».// выражено в Бк, — в аГр-м2/(с*Ьк), то К — в аГр/с
(1 аГр“10—18 1р) на расстоянии 1 м.
Таблица 6.2. Коэффициенты самопоглощеиия Г(ро, а) линейных и
сферических источников (используются при вычислении мощности дозы
в точках, далеко отстоящих от источника, а— половина длины
линейного источника или радиус шара)
ЦпО Линейный источник Сферический источник цоа Линейный источник Сферический источник
0,00 1,00 1,00 1,00 0,432 0,527
0,10 0,906 0,929 1,20 0,379 0,475
0,20 0,824 0,865 1,40 0,335 0,431
0,30 0,752 0,807 1,60 0,300 0,393
0,40 0,688 0,755 1,80 0,270 0,360
0,50 0,632 0,707 2,00 0,245 0,332
0,60 0,582 0,664 2,50, 0,199 0,277
0,70 0,538 0,625 3,00 0,166 0,236
0,80 0,499 0,590 4,00 1,25 0,182
0,90 0,464 0,557 5,00 0,100 0,147
Г — в с, то мощность воздушной кермы (дозы) и керма будут выра-
жены в аттогрсях (1 аГр=10-18 Гр) в секунду и аттогреях.
6.2. ЗАЩИТА ОТ ^-ИЗЛУЧЕНИЯ
При исследованиях прохождения излучения через защиту различа-
ют геометрию узкого («хорошая» геометрия) и широкого («плохая»
геометрия) пучков. Геометрия узкого пучка характеризуется тем, что
детектор регистрирует только иерассеянное излучение источника (про-
взаимодействовавшие со средой фотоны не регистрируются). В реаль-
ных задачах наряду с нерассеяиным излучением детектор регистрирует
также рассеянное (однократно и многократно) в среде излучение. Гео-
метрия, при которой детектор регистрирует нерассеяиное и рассеянное
излучение, называется геометрией широкого пучка.
Закон ослабления мощности дозы излучения D однородной защитой
толщиной х в геометрии узкого пучка для плоского мононаправленного
источника можно записать в виде
D = Ьй ехр (— цх) = Do exp (— 0,693х/Д1/2), (6.4)
где р — линейный коэффициент ослабления; х — толщина слоя защи-
ты; Д1/2—слой половинного ослабления узкого пучка; О0 — мощность
дозы при х=0.
Многократно рассеянные в среде фотоны обычно учитывают введе-
нием в закон ослабления излучения в геометрии узкого пучка формулы
(6 4) сомножителя — фактора накопления. Фактор накопления характе-
ризует отношение показания детектора в геометрии широкого пучка к
показанию детектора в геометрии узкого пучка (табл. 6.3). Фактор на-
копления зависит от условий (энергетического состава и углового рас-
пределения излучения источника, толщины и атомного номера материала
защиты и т. п ), а также регистрируемого эффекта (экспозиционной
дозы, кермы в воздухе, плотности потока фотонов и др.). Приведенные
235
Таблица 6 3. Дозовый фактор накопления для различных
материалов (точечный изотропный источник в бесконечной среде)
Ev.
риал МэВ 1 2 4 7 10 15 20 30
Вода 0,03 2,35 3,32 5,07 7,45 9,69 13,5 17,2 25,7
0,05 4,42 9,25 22,6 51,3 90,9 185 323 759
0,10 4,55 11,9 41,3 137 321 938 2170 7970
0,20 3,42 8,31 27,0 88,5 408 600 1350 4810
0,40 2,60 5,43 15,3 41,8 85,0 202 387 999
0,5 2,44 4,88 12,8 32,7 62,9 138 252 594
1,0 2,08 3,62 7,68 15,9 26,1 477 74,0 139
2,0 1,83 2,81 4,98 8,65 12,7 20,1 28,0 45,2
3,0 1,71 2,46 4,00 6,43 8,97 13,3 17,8 27,1
4,0 1,63 2,24 3,46 5,30 7,16 10,3 13,4 19,7
6,0 1,51 1,97 2,86 4,12 5,38 7,41 9,42 13,3
8,0 1,43 1,80 2,49 3,48 4,44 5,99 7,49 10,4
10,0 1,37 1,68 2,25 3,07 3,86 5,14 6,38 8,78
15,0 1,28 1,49 1,90 2,49 3,05 3,96 4,84 6,51
Алю- 0,05 1,7 3,6 6,2 10 12 16 19
МИНИН 0,10 2,9 5,8 13 25 57 130 290
0,20 2,9 5,5 12 27 73 230 500
0,40 2,5 4,5 9,9 22 48 120 220
0,5 2,37 4,24 9,47 21,5 38,9 80,8 141
1,0 2,02 3,31 6,57 13,1 21,2 37,9 58,5
2,0 1,75 2,61 4,62 8,05 11,9 18,7 26,3
3,0 1,64 2,32 3,78 6,14 8,65 13,0 17,7
4,0 1,53 2,08 3,22 5,01 6,88 10,1 13,4
6,0 1.42 1,85 2,70 4,06 5,49 7,79 10,4
8,0 1,34 1,68 2,37 3,45 4,58 6,56 8,52
10,0 1,28 1,55 2,12 3,01 3,96 6,63 7,32
Же- 0,1 1,5 2,2 3,1 4,1 4,6 5,4 5,9
лезо 0,2 2,0 3,1 5,3 8,9 14 22 31
0,4 2,1 3,3 6,0 12 23 49 84
0,5 1,98 3,09 5,98 11,7 19,2 35,4 55,6
1,0 1,87 2,89 5,39 10,2 16,2 28,3 42,7
2,0 1,76 2,43 4,13 7,25 10,9 17,6 25,1
3,0 1,55 2,15 3,51 5,85 8,51 13,5 19,1
4,0 1,45 1,94 3,03 4,91 7,11 11,2 16,0
6,0 1,34 1,72 2,58 4,14 6,02 9,89 14,7
8,0 1.27 1,56 2,23 3,49 5,07 8,50 13,0
10,0 1,20 1,42 1,95 2,99 4,35 7,54 12,4
Сви- 0,15 1,01 1,03 1,06 1,15 1,16 1,18 1,19
нец 0,30 1,11 1,17 1,25 1,34 1,41 1,5 1.36
0,40 1,17 1,29 1,46 1,58 1,72 1,89 2,02
0,5 1,24 1,42 1,69 2,00 2,27 2,65 2,73
1,0 1,37 1,69 2,26 3,02 3,74 4,81 5,86
2,0 1,39 1 76 2,51 3,66 4,84 6,87 9,00
3,00 1,34 1,68 2,43 3,75 5,30 8,44 12,3
4,0 1,27 1,56 2,25 3,61 5,44 9,80 16,3
5,1 1,21 1,46 2,08 3,44 5,55 11,7 23,6
236
Продолжение табл 6 3
Мате- риал МэВ
I 2 4 ! 7 10 15 20 30
Сви- 6,0 1,18 1,40 1,97 3,34 5,69 13,8 32,7
нец 8,0 1,14 1,30 1,74 2,89 5,07 14,1 44,6
10,0 1,11 1,23 1,58 2,52 4,34 12,5 39,2
Бетюн 0,05 1,74 2,26 2,95 3,79 4,51 5,57 6,51 3,18
0,5 2,27 4,03 8,97 20,2 30,4 75,6 131 292
1,0 1,98 3,24 6,42 12,7 20,7 37,2 57,1 106
2,0 1,77 2.65 4,61 7,97 11,7 18,6 26,0 42,2
3,0 1,67 2,38 3,84 6,20 8,71 13,1 17,7 27,4
4,0 1,61 2,18 3,37 5,23 7,15 10,5 13,9 20,9
6,0 1,49 1,93 2,80 4,14 5,52 7,86 10,2 15,5
8,0 1,41 1,76 2,45 5,51 4,59 6,43 8,31 12,2
10,0 1,35 1,64 2,22 3,10 4,01 5,57 7,19 10,6
15,0 1,26 1,46 1,86 2,50 3,16 4,34 5,59 8,27
Примечание В случае барьерной геометрии (источник расположен за
защитой конечной толщины с бесконечными поперечными размерами) лозовый
фактор накопления меньше, чем приведенные значения, из-за уменьшения числа
фотонов в низкоэнергетнческой части спектра. Это расхождение может быть учте-
но введением поправки на барьериость (см. табл. 6 4).
в табл. 6.3 дозовые факторы накопления (по экспозиционной дозе)
можно считать как факторы накопления, определенные по керме в воз*
духе в точках данной среды, поскольку энергетический эквивалент
экспозиционной дозы н кермы в воздухе внутри среды совпадают nd
значению.
Погрешность приведенных в табл. 6 3 факторов накопления состав-
ляет ±(5—15)% для тяжелых сред и 25—30 % для легких.
Поправка иа барьериость практически пренебрежимо мала для тя-
желых материалов и становится заметной для легких сред при низких
энергиях источника.
Таблица 6.4. Отношение дозового фактора накопления в барьерной
геометрии к дозовому фактору накопления в бесконечной среде для
точечного изотропного источника [28]
Энергия фотонов, МэВ Вода Алюминий Железо Свнисц,
0,5 0,750 0,799 0,869 0,983
1,0 0,830 0,845 0,903 0,986
2,0 0,892 0,905 0,929 0,989
3,0 0,924 0,930 0,943 0,990
4,0 0,941 0,946 0,956 0,993
6,0 0,961 0,965 0,973 0,994
8,0 0,970 0,976 0,983 0,995
10,0 0,974 0,983 0,987 0,996
237
Таким образом, для расчета толщины защиты от у-излучения в ус-
ловиях широкого пучка можно пользоваться соотношении (6.4) и зна-
чениями факторов накопления (табл. 6.3) с введением поправки иа барь-
ерность защиты из табл. 6.4, когда это необходимо. Используемые
в выражении (6.4) линейные коэффициенты ослабления для различных
материалов приведены в табл. 6 5 и 6.6.
Таблица 6 5. Линейный и массовый коэффициент ослабления р,
см-', рт, см2/г, для воздуха, воды, алюминия, железа и свинца
в зависимости от энергии фотонов (28)
Еу, МэВ Воздух Вода Алюминий Железо Свинец
% 10~3 ^771 Ц ц Ц 1'т Ц •Ъп
0,01 6,22 4,81 4,99 4,99 69,9 25,90 1330,0 169 1390,0 124
0,02 0,87 0,67 0,70 0,70 8,61 3,19 196,0 25,0 932,0 82,8
0,03 0,39 0,30 0,32 0,32 2,70 1,00 61,30 7,80 324,0 28,5
0,04 0,28 0,21 0,23 0,23 1,33 0,49 27,0 3,41 151,0 13,3
0,05 0,24 0,18 0,20 0,20 0,86 0,31 14,2 1,81 82,1 7,2
0,06 0,22 0,17 0,19 0,19 0,65 0,24 8,72 1,11 50,8 4,48
0,08 0,20 0,16 0,17 0,17 0,48 0,18 4,22 0,53 23,6 2,0
0,10 0,19 0,15 0,16 0,16 0,42 0,16 2,60 0,33 60,3 5,3
0,145 0,17 0,13 0,15 0,15 0,36 0,13 1,50 0,19 24,6 2,1
0,15 0,17 0,13 0,15 0,15 0,35 0,13 1,40 0,17 21,8 1,9
0,20 0,16 0,12 0,13 0,13 0,32 0,12 1,06 0,13 10,7 0,9
0,279 0,14 0,10 012 0,12 0,29 0,10 0,86 0,11 4,65 0,4
0,30 0,14 0,10 0,12 0,12 0,28 0,10 0,83 0,10 4,25 0,3
0,40 0,12 0,09 0,10 0,10 0,25 0,09 0,72 0,09 2,44 0,2
0,412 0,12 0,09 0,10 0,10 0,25 0,09 0,71 0,09 2,32 0,2
0,50 0,11 0,09 0,10 0,10 0,22 0,08 0,65 0,08 1,70 0,15
0,60 0,10 0,08 0,09 0,09 0,20 0,07 0,60 0,07 1,33 0,12
0,661 0,10 0,07 0,09 0,09 0,20 0,07 0,57 0,07 1,18 0,10
0,80 0,09 0,07 0,08 0,08 0,18 0,07 0,52 0,06 0,95 0,06
1,00 0,08 0,06 0,07 0,07 0,16 0,06 0,47 0,06 0,77 0,07
1,25 0,07 0,06 0,06 0,06 0,15 0,05 0,42 0 06 0,66 0,06
1,50 0,07 0,05 0,06 0,06 0,13 0,05 0,38 0,05 0,56 0,05
2,00 0,06 0,04 0,05 0,05 0,12 0,04 0,33 0,04 0,51 0,05
2,75 0,04 0,03 0,04 0,04 0,10 0,04 0,29 0,03 0,48 0,04
3,00 0,04 0,03 0,04 0,04 0,09 0,03 0,28 0,03 0,47 0,04
4,00 0,04 0,03 0,03 0,03 0,08 0,03 0,26 0,03 0,47 0,04
5,00 0,03 0,02 0,03 0,03 0,08 0,03 0,25 0,03 0,48 0,04
6,00 0,03 0,02 0,03 0,03 0,07 0,02 0,24 0,03 0,49 0,04
8,00 0,03 0,02 0,02 0,02 0,06 0,02 0,23 0,03 0,52 0,04
10,00 0,02 0,02 0,02 0,02 0,06 0,02 0,23 0,03 0,55 0,05
Рассмотрим некоторые практические методы расчета защиты от
у-излучсиия точечного изотропного источника. Обычно при проектиро-
вании защиты ставится задача определения толщины защиты, при ко-
торой обеспечивается заданный уровень облучения (например, ДМД).
238
Таблица 6.6. Линейный коэффициент ослабления у-излучения ц,
см-1, для некоторых материалов [28]
Материал р, г/см1 Е?, МэВ
3 6
Оксид бериллия 2,3 0,140 0,0789 0,0552
Висмут 9,8 0,700 0,409 0,440
Карбид бора 2,5 0,150 0,0825 0,0675
Кирпич огнеупорный 2,05 0,129 0,0738 0,0543
Кирпич силикатный 1,78 0,113 0,0646 0,0473
Углерод 2,25 0,143 0,0801 0,0590
Глина 2,2 0,130 0,0801 0,0590
Цемент 2,07 0,133 0,0760 0,0559
Бетон баритовый 3,5 0,213 0,127 0,110
Бетой портлапд 2,4 0,154 0,0878 0,0616
Стекло свинцовое 6,4 0,439 0,257 0,257
Парафин 0,89 0,646 0,0360 0,0246
Каучук 0,915 0,0662 0,0370 0,0254
Дуб 0,77 0,0521 0,0293 0,0203
Сосна 0,67 0,0452 0,0253 0,0175
Ткани человека* 1,« 0,0699 0,0393 0,0274
Гранит 2,45 0,155 0,0887 0,0654
Известняк 2,91 0,187 0,109 0,0824
Песчаник 2,40 0,152 0,0871 0,0641
Песок 2,2 0,140 0,0825 0,0578
Сталь (1 % С) 7,83 0,460 0,276 0,234
Нержавеющая сталь 7,8 0,462 0,279 0,236
• Состав ткани человека, %: 76,2 0; 11,1 С; 10,1 Н; 2.6 N.
Одиако даже в случае точечного изотропного моиоэнергетического
источника эта задача является нелегкой, так как, если в выражение
(5.4) ввести фактор накопления, оно становится траисцендеитным. По-
скольку фактор накопления зависит от искомой величины х, его невоз-
можно решить аналитически относительно х для заданного уровня D.
Поэтому пользуются таблицами илн номограммами, которые дают воз-
можность быстро и с хорошей точностью решать вопросы защиты.
В этих случаях рекомендуется применение универсальных табл. 67—
6 10 Н. Г. Гусева [28, 55]. Исходными данными при использовании таб-
лиц являются энергия излучения и требуемая кратность ослабления
к у-излучепию выбранным защитным материалом. Кратность ослабле-
ния показывает, во сколько раз зашита заданной толщины снижает
уровень излучения.
Эти таблицы рассчитаны для широких пучков у-излучеиия с учетом
изменения спектра с толщиной и многократного рассеяния (с помощью
дозового фактора накопления В для точечного изотропного источника).
Расхождение толщины зашиты, полученной из табл. 67—6 10, с экспе-
риментальными данными Йе превышает 5—10% для £?^0,5 МэВ. Для
меньшей энергии, а также малой толщины погрешность несколько
больше.
239
Таблица 6.7. Толщина защиты из воды, см, (р=1,0 г/см3) для различной кратности ослабления
у-излучення (широкий пучок) [28]
Кратность ослабле- ния Энергия у-излучения, МэВ
0.1 0.145 0,20 0,279 | 0,3 0,4 0,5 0,6 0,661 0,7 0,8
1,5 19 21 23 23 23 22 21 21 20,4 20 20
2 21 24 27 28 28 28 28 27 27 27 27
5 25 30 37 42 43 45 46 47 47 47 48
8 27 33 41 47 49 52 54 54 54 54 56
10 30 36 44 50 51 54 57 57 57 58 60
20 34 40 50 58 60 64 68 69 70 71 72
30 37 44 54 63 65 70 73 75 76 77 79
40 38 46 57 66 69 74 77 80 81 82 84
50 40 48 60 69 71 77 80 83 84 85 88
60 41 49 62 71 74 79 83 86 87 88 91
£ 80 45 53 65 74 77 83 87 90 92 93 96
102 46 55 67 77 80 86 89 93 95 96 100
2-Ю2 48 58 73 84 87 94 99 103 105 107 111
5-Ю2 53 65 83 94 97 104 НО 115 118 120 124
10» 58 71 89 102 105 113 119 125 129 131 136
2-10J 63 76 95 108 112 120 128 134 138 140 146
5-Юз 68 82 102 117 121 131 140 146 150 153 160
104 73 89 109 125 129 139 148 155 159 162 169
2-10* 80 94 114 131 135 147 157 165 169 172 180
5-10* 83 98 121 139 144 157 168 177 182 185 193
105 88 104 127 145 150 164 176 185 190 194 203
2-106 90 108 133 152 157 172 184 194 199 203 213
5-106 98 115 140 160 166 182 195 205 212 216 226
10е 102 120 146 166 172 189 203 213 220 224 234
2-10* ПО 128 153 173 179 195 211 221 228 235 245
5-10» 120 136 160 181 187 205 223 234 242 247 258
10’ 129 145 166 187 193 212 231 242 250 257 268
16-722
К
Продолжение табл. 6.7
Кратность ослабле- ния Энергия у-излучения, МэВ
0,9 1,0 1.25 1,5 1,75 2,0 2.2 2,75 3,0 4,0 7.0 8.0 10.0
1,5 20 20 19 19 19 20 20 20,7 21 22 23 25 25
2 28 28 28 29 29 30 31 33 34 35 39 41 41
5 49 50 52 54 56 59 61 65 67 71 83 89 93
8 57 58 62 65 68 72 74 79 81 89 105 113 120
10 61 62 66 70 74 78 80 85 88 97 115 124 131
20 74 76 82 87 91 96 99 107 111 125 144 159 170
30 81 83 89 94 100 105 109 118 122 139 162 178 190
40 90 93 99 106 112 118 122 133 138 156 184 204 217
50 93 96 102 109 116 123 127 139 144 162 191 213 226
60 99 102 110 116 123 130 134 147 153 171 204 225 240
8и 103 105 114 120 128 134 139 153 159 180 211 235 251
102 115 118 127 135 143 152 157 172 179 204 242 268 285
2 102 129 133 145 155 164 173 180 199 207 236 278 310 330
5-Ю2 141 145 157 168 178 188 195 216 225 257 305 343 366
103 152 156 170 182 193 204 212 235 245 280 330 372 398
2-Ю2 165 171 185 199 212 224 234 259 271 308 368 413 443
5-103 177 183 198 213 227 241 251 278 290 330 393 444 477
104 187 194 211 227 243 258 270 298 311 354 420 475 511
2 - (О4 201 208 227 244 261 277 290 32» 334 383 457 516 536
5-Ю4 211 220 240 259 276 294 306 339 353 404 484 547 590
105 221 231 252 272 290 308 322 356 373 426 511 578 622
2-Ю5 236 246 268 289 310 329 343 389 397 454 543 616 657
5-10® 245 254 279 302 324 345 360 396 417 478 571 649 701
10е 256 266 293 315 339 360 376 412 435 498 597 659 733
2-10» 270 281 308 333 357 379 397 440 460 528 633 719 778
5-10* 10’ 280 292 318 345 370 393 411 458 480 549 650 748 813
Таблица 68 Толщина защиты нз бетона, см, (р=2,3 г/см’) для различной кратности ослабления
у-нзлучеиия (широкий пучок) [28]
Кратность ослабле- ния Энергия у-излучения. МэВ
0,1 0,145 0,2 0,279 0.3 0,4 0,5 0.6 0,661 0,7 0,8
1,5 2,6 3,5 4,7 6,0 6,3 7,5 8,2 8,2 8,2 8,2 8,3
2 4,7 5,9 7,6 9,4 9,9 11,3 12,3 12,4 12,4 12,5 12,6
5 6,0 7,9 11,0 14,6 15,5 18,8 21,1 21,8 22,1 22,3 22,6
8 7,0 9,5 12,9 16,8 17,8 22,0 24,6 25,6 26,1 26,4 27,2
10 7,2 10,9 13,5 18,6 19,0 22,5 25,8 26,8 27,3 27,6 28,4
20 8,2 11,2 15,3 20,1 21,4 25,8 29,9 31,9 32,9 33,6 35,0
30 9,0 11,8 16,4 21,5 22,8 27,7 32,9 34,8 35,8 36,4 37,8
40 9,5 0,3 17,6 22,8 24,2 29,6 34,0 36,2 37,2 37,9 39,6
50 9,9 13,2 18,8 23,8 25,1 30,8 35,0 37,6 38,8 39,4 41,2
to 60 10,2 14,8 19,3 24,8 26,1 31,7 36,4 38,5 39,7 40,5 42,5
Й 80 10,7 15,8 20,4 26,2 27,7 33,6 38,7 41,1 42,3 43,0 44,8
100 И,2 15,9 21,1 28,3 28,9 35,2 39,9 43,0 44,4 45,3 47,2
2-Ю2 12,7 17,1 23,5 30,5 32,4 39,2 44,6 47,9 49,5 50,5 52,6
5-102 13,8 18,3 26,0 33,0 36,0 43,9 50,5 54,5 56,2 57,3 59,8
10’ 15,5 20,8 28,2 36,9 39,2 48,1 55,2 59,2 61,1 62,5 65,3
2-103 17,0 23,0 30,5 39,8 42,3 51,5 59,9 64,1 66,1 67,4 70,4
5 IO’ 18,8 24,8 33,1 43,0 45,6 56,4 65,2 70,0 72,4 74,0 77,0
10« 20,1 25,7 35,2 45,7 48,5 60,3 69,3 74,5 77,4 79,1 82,9
2-10* 21,3 28,4 38,2 49,1 51,6 63,4 73,5 78,7 81,2 83,1 87,3
5-10* 23,3 31,3 42,3 53,4 56,4 68,6 79,0 84,7 86,6 88,7 93,4
10’ 30,5 38,9 50,5 61,6 64,6 75,1 82,8 89,0 91,5 93,5 98,1
2-Ю5 38,3 46,0 56,7 67,9 69,8 79,4 87,2 93,5 95,8 98,5 102,8
5-103 44,8 51,8 61,5 71,1 73,7 83,7 92,5 99,3 101,6 104,5 109,5
10’ 49,3 56,5 66,4 77,0 79,8 89,8 97,0 103,7 107,0 109,2 114,1
2- 10е 57,6 64,1 73,1 82,1 84,5 93,3 101,0 108,2 111,2 113,6 119,7
5-10» 59,4 67,9 79,7 88,3 91,6 100,6 106,6 114,1 117,8 120,2 126,0
10’ 64,0 72,8 84,9 93,4 95,7 105,7 111,0 118,6 121,2 124,6 130,0
со
Продолжение табл. 6.8
Кратность ослабле- ния Энергия у-нзлучения, МэВ
0,9 1.0 | 1,25 | 1,5 | 1,75 2,0 2.2 | 2,75 3,0 4.0 6,0 8,0 10,0
1.5 8,3 8,5 8,6 9,7 8,7 8,8 8,9 9,2 9,4 10,0 11,7 11,7 11,7
2 12,7 12,9 13,3 13,6 13,8 14,1 14,3 15,0 15,3 16,4 18,8 18,8 18,8
5 23,0 23,5 24,6 25,8 27,0 28,8 29,4 31,8 32,9 35,2 38,7 39,3 39,9
8 27,9 28,8 30,5 32,2 33,8 35,2 36,4 38,8 39,9 43,4 48,1 48,7 49,3
10 29,1 29,9 31,9 34,0 35,9 37,6 39,0 42,0 43,4 47,5 51,6 52,8 54,0
20 36,2 37,0 39,9 42,5 44,8 47,0 48,6 52,3 54,0 С8,7 64,6 65,7 69,3
30 39,2 40,5 43,7 46,5 49,3 51,6 53,5 57,9 59,9 65,7 71,6 72,8 78,1
40 41,3 42,8 46,3 48,5 52,8 55,2 57,3 61,9 64,0 69,8 77,5 79,2 84,5
50 42,8 44,6 48,5 51,0 55,2 58,1 60,1 64,8 66,9 72,8 81,6 83,9 89,8
60 44,1 45,8 50,1 52,5 57,5 60,5 62,7 67,6 69,8 74,0 85,1 88,0 93,9
80 46,5 48,1 52,4 56,4 59,9 63,4 65,7 71,4 74,0 81,0 90,4 93,9 100,4
100 48,8 50,5 54,5 58,3 62,2 65,7 68,6 74,7 77,5 84,5 95,1 98,0 105,1
2-Ю2 54,6 56,4 60,8 65,3 69,7 74,0 77,2 84,6 88,0 95,7 108,0 112,1 120,9
5- 10а 62,5 64,6 69,8 74,8 79,8 84,5 88,5 97 101,0 110,4 124,4 129,7 139,7
IO-* 67,8 70,4 76,1 81,7 87,6 92,7 97,0 106 110,9 120,9 137,9 143,2 155,0
2.10з 73,2 75,7 82,2 88,5 94,6 100,4 104,0 115 120,9 132,1 150,3 156,1 168,5
5- Юз 80,2 82,8 91,0 97,4 104,2 110,9 115,5 127 132,7 146,8 166,7 173,8 186,7
104 86,2 89,2 97,2 104,5 111,5 118,6 123,7 137 143,2 156,7 179,0 187,8 201,3
2-104 91,1 94,5 104,0 111,4 118,6 126,2 131,7 146 152,6 167,3 190,8 201,9 216,0
5-104 97,9 102,1 112,5 120,4 128,4 136,2 142,0 159 164,9 181,4 206,6 218,4 233,6
106 102,5 106,8 119,0 126,6 135,7 144,4 150,7 166 173,8 191,4 218,4 231,3 247,5
2-Ю5 108,0 112,7 125,1 134,3 143,5 152,5 158,7 171 177,3 201,9 231,3 245,4 262,0
5-10» 114,8 119,7 133,8 142,5 152,6 162,5 169,5 187 196,0 214,8 247,1 261,8 281,2
106 119,5 124,4 140,2 149,8 160,6 171,0 178,6 193 205,4 225,4 260,6 274,7 294,8
2- 10е 125,0 129,7 147,0 157,0 168,0 179,0 186,0 205 215,0 236,0 272,4 287,6 308,5
5- 10е 131,5 137,0 154,7 16.5,8 177,5 189,0 197,0 218 227,0 250,1 287,6 305,0 327,8
10’ 136,5 142,0 160,0 173,0 184,7 197,0 205,0 225 236,5 259,4 299,4 317,5 340,5
Таблица 69. Толщина защиты из железа, см, (р=7,87 г/см3) для различной кратности ослабления
у-излучения (широкий пучок) [28]
Энергия v-излучения, МэВ
ю
£
ослабле- ния 0,1 I 0.145 0.2 0,279 0,3 0,4 0,5 0,6 0,661 0.7 0,8
1,5 0,5 0,7 1,0 1,1 1,3 1,6 1,8 1,7 1,8 2,1 2,2
4 0,3 0,9 1,3 1,6 1,8 2,3 2,6 2,8 2,8 3,0 3,2
5 1,5 1,9 2,5 3,2 3,4 4,2 4,8 5,3 5,3 5,7 6,0
8 1,9 2,3 3,1 4,0 4,2 5,1 5,8 6,4 6,5 6,9 7,4
10 2,1 2,5 3,4 4,4 4,5 5,4 6.2 6,8 7,1 7,3 7,8
20 2,6 3,1 4,3 5,4 5,5 6,6 7,5 8,3 8,6 8,9 9,5
30 2,8 3,3 4,7 9,8 6,0 7,2 8,2 9,0 9,6 9,8 10,5
40 3,0 3,5 5,0 6,2 6,4 7,6 8,7 9,6 10,2 10,4 11,1
50 3,1 3,9 5,1 6,7 6,6 7,9 9,0 10,0 10,7 10,9 11,6
60 3,3 4,1 5,3 7,1 6,9 8,2 9,3 10,2 11,1 11,2 12,0
80 3,6 4,3 5,7 7,3 7,2 8,6 9,8 10,8 11,7 11,8 12,6
100 3,8 4,5 5,9 7,7 7,5 9,0 10,2 11,2 12,2 12,2 13,1
2-Ю2 4,1 5,4 6,5 8,7 8,4 Ю,1 11,6 12,7 13,6 13,8 14,7
5-10? 4,6 5,8 7,4 9,6 9,6 11,6 13,4 14,7 15,6 15,8 16,9
101 5,0 6,1 8,0 10,0 10,5 12,7 14,7 16,2 18,0 17,5 18,6
2-103 5,3 6,6 8,6 10,7 Н.4 13,8 16,0 17,7 18,5 19,0 20,2
5-103 6.7 7,5 10,2 11,9 13,0 15,5 17,6 19,2 20 20,7 22,1
104 7,4 8,8 11,1 13,0 14,0 16,6 18,8 20,7 21,6 22,2 23,6
2-Ю4 7,8 10 11,7 15 15,0 17,7 20,0 22,0 22,8 23,6 25,2
5-Ю4 8,3 10,8 12,6 16 16,0 19,0 21,6 23,6 24,6 25,5 27,1
103 8,5 12 13,1 17,7 16,9 20,0 22,7 25,0 26 26,9 28,6
2-10» 8,9 13 13,6 18,6 17,5 20,8 23,9 26,3 27 28,4 30,1
5-Ю3 9,3 14 14,3 19,7 18,5 22,1 25,5 27,9 29 30,1 32,0
10е 9,9 14,6 15,4 20,6 19,9 23,6 26,7 29,2 30 31,5 33,5
2-10» 10,1 15,8 15,8 21,4 20,5 24,5 27,8 30,5 31,8 32,9 35,0
5-10е 10,9 16,8 16,8 22,4 21,8 25,9 29,4 32,4 33,7 34,8 37,0
10’ 11,6 17,1 17,7 23,5 22,8 27,0 30,5 33,5 34,8 36,1 38,4
Продолжение табл. 6.9
Кратность ослабле- ния Энергия у-излучеиия, МэВ
0,9 1,0 1,25 1,5 1,75 2,0 2,2 2,75 3,0 4,0 6,0 8,0 10,0
1.5 2,3 2,3 2,3 2,3 2,4 2,5 2,5 2,6 2,9 2,5 2,4 2,4 2,0
4 3,3 3,4 3,6 3,8 3,9 4,0 4,0 4,3 4,4 4,2 4,1 4,0 3,4
5 6,3 6,5 6,9 7,3 7,7 8,1 8,4 8,7 9,0 9,1 9,1 8,9 8,0
8 7,7 8,0 8,7 9,2 9,7 10,1 10,4 10,9 11,2 11,4 11,6 11,4 10,4
10 8,2 8,5 9,3 10,0 10,5 11,0 11,3 11,9 12,2 12,5 12,7 12,6 12,0
20 10,0 10,5 11,5 12,2 13,0 13,7 14,1 14,9 15,3 16.0 16,4 16,1 15,0
30 н,о 11,6 12,7 13,7 14,4 15,1 15,6 16,6 17,0 17,8 18,6 18,2 17,0
40 11,8" 12,4 13,6 14,7 15,5 16,3 16,8 17,6 18,3 19,1 20,1 19,7 19,0
50 12,3 13,0 14,4 15,5 16,5 17,1 17,6 18,6 19,3 20,2 21,2 20,8 20,0
60 12,7 13,4 14,8 16,0 16,9 17,7 18,3 19,4 20,0 21,0 22,0 21,7 21,0
80 13,3 14,1 15,5 16,8 17,9 18,8 19,4 20,6 21,3 22,3 23,4 23,2 22,0
100 14,0 14,7 16,3 17,6 18,8 19,7 20,4 21,5 22,3 23,4 24,6 24,4 23,1
2- 10а 15,6 16,4 18,2 19,7 21,0 22,2 23,0 24,3 25,2 26,6 27,8 27,8 27,0
5-10“ 17,7 18,6 20,5 22,4 24,0 25,5 26,6 27,9 29,1 30,7 32,3 32,3 31,2
10з 19,5 20,4 22,5 24,6 26,4 28,0 29,1 30,7 31,9 33,7 35,6 35,6 35,0
2-103 21,2 22,1 24,4 26,5 28,4 30,3 31,6 33,5 34,7 36,7 39,0 39,0 38,0
5-10» 23,3 24,4 27,5 29,4 31,5 33,4 34,7 36,9 38,2 40,3 43,2 43,2 42,2
10* 24,9 26,2 28,9 31,4 33,7 35,8 37,2 39,6 41,0 43,2 46,5 46,6 46,0
2-10* 26,5 27,8 30,9 33,6 36,0 38,1 39,5 42 43,8 46,0 49,6 50,0 49,8
5-10* 28,5 30,0 33,3 !зб,з 39,9 41,2 42,7 45,7 47,2 49,9 53,9 54,3 54,2
10» 30,3 31,8 35,1 38,2 40,9 43,5 45,1 48,6 50,0 53,0 57,2 57,8 57,7
2-10* 31,8 33,3 36,8 40,0 42,9 45,6 47,4 51 52,7 56,0 60,2 61,0 61,0
5-105 33,8 35,5 39,2 42,6 45,9 48,8 50,4 54,5 56,1 60,0 64,4 65,3 65,1
10» 35,4 37,1 41,0 44,6 47,8 51,0 53,0 56,8 58,8 63,0 67,5 68,5 68,3
2-10» 36,9 38,7 42,8 46,5 50,0 53,3 55,5 59 61,5 66,0 70,6 71,7 71,6
5-10» 39,0 40,8 45,1 49,1 52,9 56,3 58,6 62,6 65,1 70,0 75,0 76,2 76,1
10’ 40,5 42,4 46,9 51,1 55,0 58,6 61,2 65,1 67,8 72,8 78,0 79,4 79,3
Таблица 6 10 Толщина защиты из свинца, см, (р = 11,3 г/см3) для различной кратности ослабления
у-излучеиия (широкий пучок) [28]
Кратность ослабле- ния Энергия v-излучения, МэВ
0,1 0,145 0.2 0,279 о.з 0,4 0,5 0,6 0,661 0,7 0,8
1,5 0,05 0,07 0,1 0,14 0,15 0,2 0,2 0,3 0,36 0,4 0,6
2 0,1 0,14 0,2 0,28 0,3 0,4 0,5 0,7 0,76 0,8 1,0
5 0,2 0,30 0,4 0,56 0,6 0,9 1,1 1,5 1,74 1,9 2,2
8 0,2 0,3 0,5 0,64 0,8 1,1 1,5 1,95 2,2 2,35 2,8
10 0,3 0,4 0,55 0,8 0,9 1,3 1,6 2,1 2,4 2,6 3,05
20 0,3 0,4 0,6 1,0 1,1 1,5 2,0 2,6 3,0 3,25 3,85
30 0,35 0,5 0,7 1,0 1,15 1,7 2,3 3,0 3,4 3,65 4,3
40 0,4 0,6 0,8 1,20 1,3 1,8 2,4 3,1 3,5 3,8 4,5
50 0,4 0,6 0,85 1,28 1,4 1,95 2,6 3,25 3,7 3,95 4,6
60 0,45 0,6 0,9 1,3 1,45 2,05 2,7 3,45 3,9 4,2 4,95
80 0,45 0,7 1,0 1 ,4 1,55 2,15 2,8 3,7 4,2 4,5 5,3
100 0,5 1 ,7 1,0 1,5 1,6 2,3 3,0 3,85 4,4 4,9 5,5
2-Ю2 0,6 0,8 1,25 1,8 1,9 2,6 3,4 4,4 4,9 5,3 6,3
5-Ю2 0,65 1,0 1,4 2,0 2,2 3,1 4,0 5,1 5,7 6,1 7,2
IO3 0,7 1,0 1,5 2,2 2,4 3,3 4,4 5,7 6,5 6,95 8,1
2-103 0,85 1,2 1,7 2,5 2,7 3,8 5,0 6,3 7,1 7,6 8,8
5-Юз 0,9 1,3 1,9 2,8 3,0 4,2 5,5 7,0 7,9 8,5 9,9
104 1,05 1,5 2,1 3,0 3,3 4,55 5,9 7,5 8,5 9,1 10,6
2-10* 1,1 1,6 2,2 3,2 3,5 4,85 6,3 8,0 9,0 9,7 11,3
5-Ю4 1,15 1,65 2,35 3,4 3,7 5,2 6,9 8,7 9,8 10,5 12,3
105 1,15 1,7 2,4 3,5 3,8 5,4 7,2 9,2 10,4 11,1 13,0
2-105 1,3 1,85 2,6 3,8 4,1 5,7 7,6 9,6 10,8 11,6 13,6
5-Ю3 1,4 2,0 2,8 4,1 4,4 6,1 8,2 10,2 11,5 12,3 14,4
10’ 1,45 2,1 3,0 4,3 4,7 6,5 8,7 10,9 12,2 13,1 15,3
2-10’ 1,55 2,2 3,2 4,6 5,0 7,0 9,1 11,5 13,0 14,0 16,3
5-10’ 1,65 2,3 3,3 4,9 5,3 7,3 9,6 12,1 13,7 14,7 17,2
10’ 1,7 2,4 3,4 4,5 5,4 7,6 10,1 12,6 14,2 15,2 17,8
Продолжение табл 6.10
Кратность ослабле- ния Энергия у-излучеиия, МэВ
0,9 1,0 1,25 1.5 1.75 2,0 2,2 2,75 3.0 4,0 6,0 8,0 10,0
1,5 0,7 0,8 0,95 1,1 1,2 1,2 1,2 1,27 1,3 1,2 1,0 0,9 0,9
2 1,15 1,3 1,5 1,7 1,85 2,0 2,0 2,07 2,1 2,0 1,6 1,5 1,35
5 2,5 2,8 3,4 3,8 4,1 4,3 4,4 4,54 4,6 4,5 3,8 3,3 3,0
8 3,2 3,8 4,5 5,1 5,6 5,9 6,1 6,4 6,5 6,4 5,5 4,9 4,2
10 3,5 3,8 4,5 5,1 5,6 5,9 6,1 6,4 6,5 6,4 5,5 4,9 4,2
20 4,4 4,9 5,8 6,6 7,2 7,6 7,8 8,2 8,3 8,2 7,1 0,3 5,6
30 4,95 5,5 6,5 7,3 8,0 8,5 8,8 9,1 9,3 9,2 8,0 7,2 6,3
40 5,2 5,8 6,85 7,8 8,6 9,1 9,4 9,8 10,0 9,9 8,7 7,8 6,8
50 5,3 6,0 7,2 8,2 9,0 9,6 10,0 10,4 10,6 10,5 9,2 8,3 7,3
60 5,6 6,3 7,5 8,6 9,5 10,1 10,4 10,8 11,0 10,9 9,7 8,7 7,7
80 6,0 6,7 8,0 9,2 10,1 10,7 Н,1 11,5 11,7 11,6 10,4 9,4 8,2
100 6,3 7,0 8,45 9,65 10,6 11,3 11,7 12,0 12,2 12,1 10,9 9,9 8,7
2-Ю2 7,2 8,0 9,65 Н,1 12,2 12,9 13,4 13,8 14,0 13,8 12,6 11,4 10,2
5-Ю2 8,2 9,2 11,3 12,9 14,2 15,0 15,4 15,9 16,3 16,1 14,9 13,3 11,9
Юз 9,2 10,2 12,3 14,1 15,5 16,5 17,0 17,7 18,0 17,8 16,5 15,1 13,3
2-Юз 10,0 11,1 13,5 15,4 16,8 17,9 18,5 19,3 19,7 19,5 18,1 16,6 14,8
5-Юз 11,2 12,4 14,9 17,0 18,6 19,8 20,5 21,5 21,9 21,7 20,3 18,5 16,6
104 12,0 1.1,3 16,1 18,3 20,1 21,3 22,1 23,1 23,5 23,4 22,0 20,1 18,0
2-Ю4 12,8 14,2 17,2 19,5 21,4 22,7 23,5 24,6 25,1 25,0 23,6 21,7 19,5
5-Ю4 14,0 15,6 18,8 21,4 23,3 24,7 25,5 26,7 27,3 27,2 25,8 23,7 21,5
Юз 14,8 16,5 20,1 22,7 24,7 26,2 27,(У 28,3 28,9 28,9 27,5 25,3 22,9
2-Ю5 15,5 17,4 21,3 24,1 26,1 27,6 28,5 30,5 29,9 30,5 29,2 26,9 24,3
5-Ю6 16,5 18,5 22,3 25,4 27,8 29,5 30,4 32,7 32,0 32,7 31,4 28,9 26,3
10' 17,5 19,5 23,5 26,8 29,2 31,0 32,0 32,0 33,6 34,4 33,0 30,4 27,7
2-10» 18,5 20,4 24,4 27,8 30,5 32,4 33,5 33,5 35,2 36,1 34,6 32,0 29,2
5-10* 19,5 21,6 26,2 29,7 32,3 34 Л 35,5 35,5 37,2 38,3 36,8 34,0 31,1
10’ 20,3 22,5 27,5 31,2 33,9 35,8 37,0 37,0 38,9 39,9 38,4 35,5 32,5
Поскольку таблицы рассчитаны для бесконечной среды, в случае
барьерной геометрии они дают завышение в толщине максимум на
половину слоя половинного ослабления, т. е. погрешность может быть
сделана в сторону завышения необходимой толщины. Однако из
табл. 6.4 следует, что для тяжелых материалов и высокой энергии фо-
тонов поправка на барьериость геометрии невелика, поэтому универ-
сальные таблицы можно применять и для барьерной геометрии.
В табл. 6 7—6.10 приведены значения для энергий квантов 0,145;
0,279; 0,41; 0,661 и 2,75 МэВ наиболее часто используемых радиону-
клидов.
С помощью универсальных таблиц можно решить различные зада-
чи, часто возникающие в практике расчета защиты от у-излучеиия На-
пример, если надо определить толщину защиты по заданному умень-
шению мощности дозы, то кратность ослабления защитой приравнива-
ется требуемой кратности уменьшения дозы или мощности дозы При
известной толщине защиты по таблицам легко найти кратность ослаб-
ления излучения источников и таким образом определить допустимое
время работы за защитой или допустимое значение активности источ-
ника. По этим таблицам определяют дополнительную защиту к уже
существующей, требуемый набор толщины слоев различных материа-
лов, слои полуослабления в различных интервалах толщины материала
и т. п. Можно приблизительно рассчитать защиту по слоям половинно-
го ослабления (широкого пучка). В этом случае используют выражения
(6.4) без фактора накопления, но с учетом слоя половинного ослабле-
ния широкого, а не узкого пучка. Толщину защиты оценивают нз вы-
ражения х=цД1/2, где п=х/Д|/2—число слоев половинного ослабления,
необходимых для получения заданной кратности ослабления.
Такая методика расчета является приближенной, так как зависи-
мость (6 4) характеризует ослабление излечения в геометрии узкого
пучка, а в геометрии широкого пучка значение Д|/2 изменяется для дан-
ной энергии фотонов источника и материала защиты в зависимости от
толщины защиты (и соответственно кратности ослабления) Поскольку
Д1/2 изменяется с толщиной, обычно выбирают его наибольшее зна-
чение
Таблицы 6.7—6 10 пригодны только для моиоэнергетических источ-
ников у-излучения В тех случаях, когда источник имеет непрерывный
спектр излечения, расчет толщины защиты, обеспечивающей необходи-
мую кратность ослабления, ведут методом конкурирующих линий
[55, 56].
Спектр излучения разбивают на т энергетических интервалов с эф-
фективной энергией внутри каждого интервала Е\, Е2,.., Ет и соответ-
ствующими вкладами (в %) л,, п2, ,,пт в мощность дозы излучения
(обычно берут 3—5 интервалов).
Для радионуклидов используют те значения энергии в спектре, ко-
торые имеют заметный квантовый выход на распад и вклад в дозу.
Для каждого интервала с учетом эффективной энергии (или энергии
для радионуклида) и мощности дозы определяют необходимую толщину
защиты (по ослаблению мощности дозы до требуемого уровня). При
этом находят столько разных значений толщины защиты, сколько вы-
брано энергетических интервалов. Среди них главной называют ту,
толщина которой наибольшая — dr. Меньшая, но следующая за наи-
большей толщина обозначается <1* и называется конкурирующей.
Тогда окончательная толщина приблизительно должна быть нан-
248
дена из соотношений:
еспи d —d =0, то d = d„ 4- Д. ->•
если 0<(dr-dK)< Д1/2> то d = dK+Д1/2; (65)
<*Л" (rfr - dK) > Д1/2, то d = dr,
где Д1/2 — слой полуослабления в области толщины защиты dr или dK;
Д1/2 находят из универсальных таблиц 6 7—6 10 как разницу в толщи-
не между удвоенными значениями кратности ослабления. При этом вы-
бирают энергию в спектре, дающую наибольшее значение Д1/2, которое
может соответствовать и главной, и конкурирующей линии, так как они
могут при неизменном спектральном составе излучения источника по
мере увеличения абсолютного значения защиты меняться местами Это
происходит ввиду влияния двух -.факторов' энергии линии и ее вклада
(в %) в мощность дозы Иногда нет необходимости вести расчет по
многим линиям в спектре, так как те линии, у которых энергия и вклад
в мощность дозы излучения малы, могут быть отброшены.
Для некоторых часто используемых источников-излучателей (1921г,
"Со и др ), имеющих форму цилиндров, удобны номограммы, дающие
свя ;ь между толщиной защиты и кратностью ослабления [28], поскольку
входные параметры этих номограмм объемный керма-эквивалент и ли-
нейные коэффициенты ослабления фотонов в материале источника и за-
шиты
Когда зашиты нет, дозу у-излучеиия за время Т точечного изо-
тропного источника находят по соотношениям (6 2) и (6 3). При этом
если в качестве допустимой принять суточную дозу для персонала рав-
ной 0,2 мГр = 0,2-106 нГр (НРБ—76/87 нормируют только годовую
дозу), то тогда выполнению этого условия будет удовлетворять соот-
ношение:
Ке Т/& < ft,2- 10в/3600 < 50, (6 6)
где Ке — керма-эквивалент, нГр-м2/с; R — расстояние от источника, м;
Т — время, ч Это соотношение позволяет выбирать время работы с ис-
точником, расстояние до источника и ею керма-эквивалент, обеспечи-
вая при этом защиту либо «временем», либо «расстоянием и количест-
вом», или всеми факторами сразу для безопасной работы
При работе рентгеновской установки необходима защита от пер-
вичного и рассеянного в установке излучений, ослабление которых
в свинце н железе приведено в табл. 611 и 6 12.
Мощность дозы, создаваемой рентгеновскими установками, про-
порциональна силе тока в рентгеновской трубке, приложенному к ано-
ду напряжению и убывает с расстоянием от анода (например, при на-
пряжении 200 кВ и токе .1 мА на расстоянии 1 м мощность дозы пер-
вичного рентгеновского излучения составляет примерно 1 сГр/мии).
Используя хорошо известные значения выхода рентгеновского излучения
при различном напряжении на трубке (выход мало зависит от типа
трубки), а также коэффициенты ослабления этого излучения в свинце
и бетоне (плотностью 2,35 г/см3), можно рассчитать необходимую
толщину защиты.
249
Таблица 6.11. Толщина защиты из железа, мм, для различной
кратности ослабления рентгеновского излучения £57]
Кратность ослабления Напряжение на аноде электронного прибора, кВ
10 1 ’5 1 2') 25 30 35 40 45 50
2 0,1 0,1 0,2
5 — — 0,1 0,2 0,3 0,4
10 — 0,1 0,2 0,3 0,4 0,6
20 — — 0,1 0,1 0,2 0,3 0,4 0,6 0,9
50 0,2 0,2 0,3 0,4 0,6 0,9 1,3
100 0,2 0,2 0,3 0,5 0,8 1,1 1,6
2-10* 0,2 0,3 0,4 0,6 1,0 1,3 2,0
5-!02 — 0,3 0,3 0,5 0,8 1,2 1,6 2,4
103 — 0,1 0,3 0,4 0,6 0,9 1,4 1,9 2,7
2-103 — 0,1 0,3 О,4 0,7 1,1 1,6 2,2 3,1
5-103 — 0,1 0,4 0,5 0,8 1,‘2 1,9 2,6 3,6
10* 0,2 0,4 0,5 0,9 1,4 2,1 2,8 3,9
2-10* — 0,2 0,4 0,6 1,0 1,5 2,3 3,1 4,3
5-Ю4 0,2 0,5 0,7 1,1 1,7 2,5 3,5 4,9
10» — 0,2 0,5 0,7 1,2 1,8 2,7 3,8 5,3
2-10» — 0,2 0,5 0,8 1,3 1,9 2,9 4,1 5,7
5-105 0,2 0,5 0,8 1,4 2,1 3,2 4,4 6,2
10* — 0,2 0,6 0,9 1,4 2,2 3,4 4,7 6,6
2-10* о,з 0,6 1,0 1,5 2,3 3,6 5,0 7,0
5-10* — 0,3 0,6 1,0 1,6 2,5 3,8 5,4 7,5
10’ — 0,3 0,7 1,1 1,7 2,6 4,0 5,7 7,9
2-10’ 0,3 0,7 1,1 1,8 2,8 4,2 6,0 8,3
5-10’ — 0,3 0,7 1,2 1,9 2,9 4,5 6,4 8,7
10е — 0,3 0,8 1,2 2,0 3,1 4,7 6,6 9,2
Таблица 6.12 Толщина защиты из свинца, мм, для различной
кратности ослабления рентгеновского излучения [57]
Кратность ослабле- ния Напряжение на аноде электронного прибора, В
30 | 40 | 50 | 60 | 70 80 100
2 0,2 0,2
5 — — 0,1 0,1 0,4 0,4
10 — — 0,1 0,2 0,2 0,5 0,6
20 — 0,1 0,2 0,2 0,3 0,6 0,8
50 — 0,1 0,2 0,3 0,4 0,8 1,1
100 — 0,2 0,2 0,4 0,5 1,0 1,3
2-102 — 0,2 0,3 0,5 0,6 1,2 1,5
5-10» — 0,2 0,4 0,6 0,8 1,4 1,7
10з 0,1 0,3 0,4 0,7 1,0 1,6 1,9
2-103 0,2 0,3 0,5 0,8 1,1 1,7 2,1
5-103 0,2 о,з 0,6 0,9 1,3 1,8 2,4
10* 0,2 0,4 0,6 1,1 1,5 2,1 2,7
2-Ю4 0,2 0,4 0,7 1,2 1,6 2,3 2,9
5-104 0,2 0,4 0,7 1,3 1,8 2,5 3,2
10» 0,2 0,5 0,8 1,4 2,0 2,7 3,5
250
Продолженив табл. 6.12
Кратность ослабле- ния Напряжение на аноде электронного прибора, В
30 40 50 60 70 80 100
2-10* 0,3 0,5 0,9 1,5 2,1 2,8 3,7
5-Ю3 0,3 0,5 0,9 1 ,6 2,3 3,0 4,0
10е 0,3 0,6 1,0 1,7 2,5 3,2 4,3
2-10» 0,3 0,6 1,0 1,8 2,6 3,4 4,6
5-10® 0,3 0,6 1,1 2,0 2,8 3,6 4,9
10’ 0,4 0,7 1,2 2,1 3,0 3,8 5,2
2-10’ 0,4 0,7 1,3 2,2 3,1 3,9 5,4
5-10’ 0,4 0,7 1,3 2,3 3,4 4,2 5,7
10s 0,4 0,8 1,4 2,4 3,5 4,4 6,0
6.3. ЗАЩИТА ОТ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Ослабление узкого коллимированного пучка нейтронов тонким
слоем вещества происходит по экспоненциальному закону:
ф.г = фоехр( — Natx), (6 7)
где фо н фх — плотность потока нейтронов до и после прохождения ими
слоя вещества толщиной х; N — число ядер в 1 см3 вещества; at —
полное микроскопическое (на одно ядро) сечение взаимодействия ней-
тронов с ядрами, представляющее собой сумму сечений всех возмож-
ных видов взаимодействия: о*1—упругого рассеяния; о'" —неупруго-
го рассеяния; ос — радиационного захвата; ор, <з а н т п. — ядериых
реакций с образованием заряженных частиц; о/ — реакции деления
ядра. При этом удобно все взаимодействия, в результате которых ней-
троны поглощаются (кроме деления), объединить одним сечением (а„)
поглощения; Са=ас+Ор + аа+ .. Произведение микроскопического сече-
ния о на число N ядер в единице объема
No = 2 или 2 = (f>NA /А) а (6 8)
используют для вычисления ослабления плотности потока нерассеянных
нейтронов. 2 измеряется в см~’ и фактически является линейным коэф-
фициентом ослабления узкого пучка нейтронов в веществе
Величина, обратная 2, является средней длиной свободного пробе-
га нейтронов в веществе и характеризует ослабление плотности потока
узкого пучка нейтронов в е=2,71 раза- /=1/2.
Ослабление плотности потоиа (мощности дозы) нейтронов в ши-
роком пучке в общем случае может быть описано тем же соотношением
(6 7) Однако в нем вместо длины пробега I используют длину релакса-
ции L, которая характеризует экспоненциальную зависимость ослабле-
ния нейтронов в среде для широких пучков нейтронов (табл. 613
и 6.14).
Плотность потока нейтронов на расстоянии R (см или г/см2) изо-
тропного источника быстрых нейтронов, испускающего Nq моноэиерге-
тических нейтронов в 1 с, определяется соотношением:
Фл = (No fl л/?2) exp (-R/L), (6.9)
251
Таблица 6.13 Длина релаксации L, r/см’, нейтронов точечных
изотропных моноэнергетических источников и (а, п)-источииков для
различных материалов [28]
Среда Энергия нейтронов источника. МэВ Толщина ослаб- ляющего, слоя, г/см2 Длина релаксации плотности потока нейтронов различных энергий подозе
тепловые и медленные более 2 МэВ более З^МэВ быстрые ней* троны более 0,33 МэВ полной
Алюминий 4,0 135 38,1 —
14,9 135 — 42,6 — —
Бериллий 3 35 — 13,8 — — —
15 70—85 — 18,9 — — —
Вода 2 60 — — 4,5
4 90 — — — "6,2
6 120 — — —. 9,3 —
8 120 — — —. 11,2 —
10 120 — — — 12,6 —
14 120 — — —- 14,2 —
14—15 125 14,2 — —. 14,5 —
Ро—а—В 120 —— — — — 6,3
Ra—а—Ве 120 — — — 9,8
Ро—а—Ве 120 — — — — 10,3
Ри—а—Be 120 — — — — 10,5
Водород 2,0 — 0,61» — — —
4,0 — — 0,92* — — —
6,0 — — 1,85* — — —
8,0 — — 1,83* — — —
10,0 — — 2,02* — — —
14,0 — — 2,7* — — —
Бетой Ро—ct—Be Более 35 — Около 35 — — —
Графит 4,0 118 — 19,0 — —
14,1 80—110 — — 38,0 —
14,9 185 — 32,9 — — —
Железо 4,0 350 59,5 51,0
14,9 430 — 64,2 62,7 — —
Карбид бора 3,0 50—60 18,9 15,3 — —
4,0 8—10 д. с. п.** — 20,0 — — —
14,9 8—10 д. с. п. — 28,8 — — —
15,0 50—60 29 — — — —
Плексиглас 4,0 70 7,32 —
14,9 85 — 17,7 — — —
252
Продолжение табл. 6.13
Среда Энергия нейтронов источника, МэВ Толщина ослаб- ляющего слоя, г/сма Длина релаксации плотности потока нейтронов различных энергий по дозе
тепловые и медленные более 2 МэВ более 3 МэВ быстрые ней- троны более 0,33 МэВ ПОЛНОЙ
Полиэтилен 4,0 60 5,05
14,9 69 — 12,8 — — —
Свинец 4,0 565 — 169 — — —
14,9 620 — 273 — — —
* Расчетные значения для нейтронов с МэВ в бесконечной геометрии.
** Длина свободного пробега
Таблица 614. Длина релаксации L, г/см2, быстрых нейтронов
реактора или нейтронов от источника спектра деления в воде, графите,
свинце и железе [28]
Материал Область энергий детектируемых нейтронов, МэВ Толщина ослабляю* щего слоя, г/см*
0,7—1,5 1,5-2,5 2,5—4.0 4.0—10,0 2,0—10,0 o'oi—о'е О 7 о О о 7 о
Вода 6,7 6,8 7,3 8,9 7,6 8,1 9,6 10,1 0—30
(р=1 г/см8) 8,1 8,5 8,5 10,0 9,1 9,3 10,4 11,2 30—60
9,6 9,7 9,8 Н,1 10,6 10,6 11,3 12,6 60—100
8,1 8,3 8,5 10,0 9,0 9,3 10,4 11,3 0—100
Графит 17,0 17,5 16,1 23,0 18,9 20,9 23,0 20,0 0—50
(р= 1,67 г/см3) 18,4 19,7 18,7 2-3,4 20,0 21,7 24,0 21,7 50—100
21 ,2 21,7 21,7 24,0 23,0 22,4 25,4 23,4 100—150
24,6 26,0 25,4 26,4 26,4 26,4 27,8 25,6 150—220
20,4 21,2 20,5 24,2 22,0 22,9 25,0 22,7 0—220
Свинец (р= 11,3 г/см3) 170 144 119 107 117 107 109 109 0—840
Железо (р=7,8 г/см3) 93,6 65,5 53,9 50,0 55,4 50,7 49,2 49,2 0,510
253
где L — длина релаксации (см или г/см*); f — коэффициент, характери-
зующий отклонение от экспоненциальной формы кривой ослабления на
близком расстоянии от источника в две-три длины L. Определяется L
либо экспериментально, либо расчетно и зависит от используемого де-
тектора нейтронов, толщины, компоновки и геометрии среды, энергии
детектируемых нейтронов и т. п. Длина релаксации нейтронов различ-
ных энергий в различных средах приведена в табл. 6 13—6.14, значения
коэффициентов f — в табл. 6.15
Таблица 615. Коэффициент отклонения от экспериментального
закона ослабления нейтронов с энергией Еп >1,5 МэВ на близком
расстоянии от источника [28]
Энергия нейтронов источника. МэВ
Среда '2 4 " 1 « 1<1 14 14,9
Алюминий 3,5 2,5
Вода — 5,4 4,6 4,2 3,3 2,9 3,0
Водород 3,5 3,5 3,5 2.8 2,8 2,8 —
Графит — 1,4 — — — — 1 ,3
Железо — 4,9 — — -— — 2,7
Карбид бора — 5,0 — — — 1,8
Плексиглас — 2,1 — — — — 2,1
Полиэтилен — 2,4 — — — — 2,5
Свинец —- 4,0 — — — — 2,9
Когда экспоненциальной поправкой на ослабление можно
пренебречь и вместо выражения (6 9) пользоваться законом обратных
квадратов:
<pR = Л/0/4л№.
(6 10)
При проектировании зашиты от нейтронного излучения необходимо
учитывать, что процесс поглощения эффективен для тепловых, медлен-
ных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть
предварительно замедлены. Средняя потеря энергии прн упругом рассея-
нии максимальна на легких ядрах (например, водороде) и минимальна
на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии воз-
растает на тяжелых ядрах н с увеличением энергии нейтрона Тепло-
вые нейтроны диффундируют через защиту до тех пор, пока не будут
захвачены или не выйдут за ее пределы, поэтому важно обеспечить
быстрое поглощение тепловых н медленных нейтронов выбором наиболее
эффективных поглотителей. После захвата тепловых нейтронов почти
всегда возникает вторичное у-излучение, которое необходимо ослабить
Таким образом, защита должна иметь в своем составе водород или
другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных ней-
тронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой атомной
массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рас-
сеяния и ослабления от захватного у-излучения, элементы с высоким эф-
фективным сечением поглощения тепловых нейтронов.
Точный расчет прохождения нейтронов через такую многокомпо-
нентную защиту сложен, так как нейтроны могут либо захватиться,
либо рассеяться ядром; рассеяние может быть упругим и неупругим,
254
изотропным н неизотропным, эффективное сечение нейтронов зависит
от энергии нейтронов н материала среды и т. п. В связи с этим для рас-
чета защиты от быстрых нейтронов используют различные приближен-
ные методы.
Сравнительно просто и с достаточной степенью точности ослабление
быстрых нейтронов тяжелыми материалами, вводимыми в водородсо-
держащую защиту, можно рассчитать полуэмпирическим методом «се-
чения выведения», получившим широкое распространение на практике.
Сечение выведения эквивалентно эффективному сечению поглощения
быстрых нейтронов и кроме него включает в себя ту часть сечения уп-
ругого рассеяния, которая обусловлена рассеянием на большие углы.
Существенный вклад в сечение выведения вносит также неупругое рас-
сеяние, так как оно более изотропно по сравнению с упругим и приво-
дит к большим потерям энергии нейтрона. Все процессы, приводящие
к поглощению нейтронов, учитываются в сечении выведения, которое
определяют расчетным нлн экспериментальным путем.
Закон ослабления дозы нейтронов слоем вещества (отличного от
водорода), помещенного в однородную водородсодержащую среду
(например, воду), может быть представлен так:
D (R, х) = Da (R, х) ехр (— 2ВЫВ х), (6.11)
где D(R, х)—доза на расстоянии R от источника; DB(R, х)—доза
в отсутствие ослабляющего слоя; 2Выв— макроскопическое сечение вы-
ведения; х — толщина слоя вещества (пластины). Сечение выведения
Хвыв находят экспериментально при некотором минимальном расстоя-
нии Ямин от исследуемой пластины до детектора, начиная с которого
при удалении детектора SBbIB остается практически постоянным. Таким
образом, для использования сечения выведения необходимо, чтобы
между введенной пластиной и детектором находилось хотя бы мини-
мальное количество водородсодержащего вещества, определяемое рас-
стоянием Ямнн.
Сечение выведения зависит от энергии быстрых нейтронов, оно ме-
няется довольно слабо для промежуточных и тяжелых ядер в области
Таблица 6 16. Экспериментальные значения микроскопического
сечения выведения для нейтронов спектра деления [28]
Материал Сечение, 100 фм2 Материал Сечение, 100 фм*
Алюминий 1,31±0,05 Кислород (0,99±0,10)
Бор (0,97±0,10) Свинец 3,53±0,30
Бериллий 1,07=1=0,06 Вольфрам 2,51±0,55
Висмут 3,49±0,35 Уран 3,6±0,4
Углерод 0,81±0,05 C?F is 26,3±0,8
Хлор (1,2=1=0,08) C2F3C1 6,66±0,8
Медь 2,04=1=0,11 (CH2)n парафин, 2,84±0,11
Фтор (1,29=1=0,06) масло
Железо 1,98±0,08 В4С 4,7±0,3
Литий 1,01±0,04 В2О 4,30±0,41
Никель 1,89±0,10 d2o 2,76±0,П
Примечание. Значения, заключенные в скобки, получены из анализа
соединения элементов (ТОО фм2=10~-4 см2—1 б).
255
Таблица 617. Микроскопическое сечение выведении быстрых
нейтронов, 100 фм’, различными элементами (28]
Элемент Энергия нейтронов, МэВ
0,5 1.0 2,9 3,0
Бор 2,31 ±0,18
Углерод 3,16±0,25 2,08±0,23 1,38±13 —•
Кислород 3,2 3,4 — —
Фтор — — — 0,48=1-0,19
Натрий 2,5 2,5 —— ——
Алюминий — —— 1,68±0,07 —
Хлор — — — 1,38±0,19
Титан — — — 2,4±0,4
Железо 2,36±0,11 1,04=1=0,11 1,96±0,04 —
Никель 4.3 2,0 1,9±0,03 —
Медь — — 2.34±0,14 —«
Цинк -— — — 1,73=1=0,11
Цирконий — — — 2,77±0,08
Свинец 1,22±0,78 2,87=1=0,63 3,72±0,1 —
Висмут — — — 3,78±0,3
4,0 0.7 14,9 15,0
Бор 1,04=1=0,05
Углерод 1,06±0,0г' 0,82±0,02 0,50±0,02 0,82±0,6
Кислород — — —
Фтор — —. — 0,70±0,06
Натрий —• —• —— —
Алюминий —- — — 1,24±0,11
Хлор — — — 1,58=1=0,09
Титан —— — —. 1,54±0,04
Железо 1,89=1=0,19 2,28±0,01 1 ,34±0,13 1,58±0,05
Никель — — — 1,59±0,07
Медь — — — 1,84±0,10
Цинк — — — 1,64=1=0,15
Цирконий —• — — 1,90±0,12
Свинец 3,43±0,15 3,76=1=0,15 2,94±0,15 3,39±0,18
Висмут — — — 3,35±0,20
энергии 3—15 МэВ. В то же время именно эта область является опре-
деляющей в спектре нейтронов деления Для легких элементов, таких,
как бериллий, бор, углерод, сечение выведения значительно увелнчи-
ватся при 3 МэВ. В области 0,5—1 МэВ наблюдается значительное из-
менение сечения выведения (в основном повторяющее зависимость пол-
ного сечения от энергии).
На основании экспериментальных данных можно считать, что слой
воды толщиной 40—60 см достаточен, чтобы применять метод сечения
выведения для большинства материалов. Микроскопические сечения
выведения, экспериментально измеренные для нейтронов спектра деле-
256
ния детектором тепловых нейтронов, расположенным в воде на рас-
стоянии 140 см от выводящего слоя, приведены в табл. 6.16.
В табл. 6.17 даны микроскопические сечения выведения для нейтро-
нов источника с энергией в диапазоне 0,5—15 МэВ
Таблица 6.18. Сечение выведения для гомогенной среды
(£„>1 МэВ) [28]
Материал Сечение, 100 фм« Метод
Бериллий 0,9 Метод моментов для ВеН2
Углерод 0,72±0,05 0,7±0,8 Раствор сахара (С12НяОц) в воде* Метод моментов для СН и СН2
Водород 1,00±0,05 Использована защита толщиной 100 см
Литий 0,9 1,36 Метод моментов для LiH Эксперимент с коллимированным пучком иа LiH
Кислород 0,92±0,05 Экспериментальное сравнение воды и органического вещества
Титан 1,87 Эксперимент с коллимированным
Железо Свинец 1,87±0,1 3,57±0,2 пучком на TiH
• Соответствует смеси атомов углерода и молекул воды.
Значения сечения выведения, измеренные в гетерогенных средах,
могут быть использованы и для расчета гомогенных сред. Различие
в сечениях составляет не более 5—10 % для всех элементов.
В табл. 6 18 даны экспериментальные н расчетные значения сечения
выведения для гомогенных смесей материала в водородсодержащей сре-
де Эти значения немного ниже, чем приведенные в табл 6 16.
Таблица 619 Оптимальная комбинация защитных материалов [36]
Комбинация материалов % 'Л 11лот- ность г/см’ л/и. 1022-см~3 Длина релаксации мощности дозы, см
Аг> Ч L
Fe, полиэтилен 66 5,5 2,8 6,6 6,6 2 6,6 6,6
или парафин Со; Н2О 60 5,7 2,7 6,8 6 2 5,1 6,8
Pd, Н2О 60 7,7 2,7 6,9 6,9 2 3,7 6,9
Fe; Н2О 61 5,1 2,6 7 7 2 6,8 7
РЬ, полиэтилен 21 3,1 6,3 8,7 2,9 4 8,7 8,7
Тяжелый бетон 100 3,8 1,2 9 6 2 9 9
РЬ; Н2О 71 8,4 1,9 9,6 9,6 4 3,4 9,6
Обычный бетон 100 2,3 1,2 12 6 3 17 17
Н2О 100 1 6,7 10 2,6 2,8 39 39
• V —объемная доля тяжелой компоненты.
17—722
257
Следует отметить, что сечение выведения для данного материала
(см табл 6.16) не изменяется, если вместо воды использована другая
водородсодержащая среда (например, углеводород, гидрид лития
и т. п). Сечение выведения мало изменяется с толщиной выводящего
материала вплоть до толщины, равной пяти длинам релаксации.
Во многих случаях приходится обеспечивать защиту от смешанного
излучения, состоящего из нейтронов и фотонов в широком диапазоне
энергий. Таким примером может служить ядерный реактор.
Известно, что тяжелые материалы хорошо ослабляют быстрые ней-
троны и у-излучение, но плохо — промежуточные нейтроны, которые
эффективней ослабятся водородсодержащими веществами. Поэтому
следует искать такую комбинацию тяжелых и водородсодержащих ве-
ществ, которые давали бы наибольшую эффективность. Характеристики
наиболее благоприятных двойных комбинаций таких материалов (без
учета экономических и конструкционных соображений) приведены
в табл 6 19, в которой длина релаксации мощности дозы — для бы-
стрых нейтронов (с энергией £„>0,2 МэВ); £п — Для промежуточных
нейтронов (0,4 эВ<£п<0,2 МэВ); LT — для тепловых нейтронов (£п<
<0,4 эВ); Lv — для у-излучения <Е^«6 МэВ); L — для у—п-излуче-
ния. Тепловые нейтроны особенно эффективно ослабляются материала-
ми, приведенными в табл 6 20.
Таблица 6 20. Материалы с длиной релаксации тепловых нейтронов
£„<<1 см [36]
Элемент La- см Еа, см'1 Элемрнт La- см V см 1
Гадолиний 3,1 10-* N00 Индий 0,13 7,26
Самарий 6,5-10-» 152 Золото 0,17 5,78
Кадмий 8,4-10—3 118 Рений 0,18 5,57
Бор 9,8-Ю—з 98—106 Эрбий 0,18 5,48
Европий 0,01 95 Гафний 0,21 4,71
Диспрозий 0,04 35 Серебро 0,27 3,64
Иридий 0,033 30 Кобальт 0,39 3,37
Ртуть 0,06 15,45 Литий 0,303 3,29
Родий 0,09 11
Примечание Поглощение тепловых нейтронов литием в отличие от
других материалов не сопровождается V излученном
6.4. ЗАЩИТА ОТ ЗАРЯЖЕННЫХ ЧАСТИЦ
С точки зрения радиационной опасности дозиметрия и защита от за-
ряженных частиц имеют значение при внешнем облучении тяжелыми
частицами высоких энергий в космических полетах, при использовании
пучков ускоренных протонов, дейтонов и других тяжелых ионов, при
смешанном {З-у-облучении радиоактивными газами, а также в радиоте-
рапии радиоактивными аппликаторами Зашита от внутреннего облуче-
чеиия обеспечивается применением средств индивидуальной защиты ор-
ганов дыхания и пищеварения.
Внешнее облучение а-частицами исключено ввиду их малой прони-
кающей способности. ^-Излучение большинства нуклидов в значительной
258
Таблица 621. Пробег протонов в алюминии [36]
Е , МэВ Пробег, мг /см1 Ер МэВ Пробег, мг/см* fD, МэВ Пробег, мг/см*
1,0 3,45 4,0 34,5 20,0 560
1 ,5 6,7 5,0 50 40.0 1,9-10»
2,0 10,8 6,0 69 100 9,8 103
2,5 15,6 8,0 110 1000 400-103
3,0 21 10,0 170
3,5 27 15,0 340
Таблица 6 22 Пробег а-частиц в воздухе, биологической ткани и
алюминия [28|
Еа- МэВ Воздух, см Биологи- ческая ткань, МкМ Алюми- ний. мкм Еа. МэВ Воздух, см Биоло- гическая ткань, мкм Алюми- ний, мкм
4 2,37 26,2 16,5 7,5 6,23 69,9 40,1
4,5 2,82 31,2 19,2 8 7,19 78,0 43,4
5 3,29 26,7 22,2 8,5 8,10 81,0 48,0
5,5 3,82 42,6 25,4 9 8,66 94,4 52,2
6 4,37 48,8 28,8 9,5 9,30 103,0 57,0
6,5 4,96 55,5 32,4 10 10,2 112 61,6
7 5,58 62,4 36,2
Таблица 6.23 Максимальный пробег моноэнергетических
электронов в различных веществах [58]
Ее. МэВ Биологичес- кая ткань, г/см* Вода, см Воздух Алюминий
г/см2 см г/см2 ММ
0,01 2,54—4 2,16—4 2,84—4 0,223 3,56—4 1,30—3
0,03 1,70—3 1,75—3 1,97—3 1,547 2,33—3 2,74—3
0,05 4,37—3 4,32—3 4,90—3 3,805 5,71—3 2,11—2
0,07 7,88—3 7,76—3 8,81—3 6,289 1,02—2 3,78—2
0,10 1,42—2 1,40—2 1,62—2 12,61 1,89—2 7,00—2
0,30 8,56—2 8,42—2 9,52—2 19,64 1,08—1 4,00—1
0,50 1,78—1 1,74—1 1,99—1 154,7 2,26—1 8,30—1
0,70 2,76—1 2,77—1 3,13—1 242,8 3,55—1 1,30
1,00 4,41 — 1 4,36—1 4,91 — 1 379,5 5,55—1 2,03
1,50 7,15—1 6,96—1 7,89—1 603,2 8,93—1 3,27
2,00 9,80—1 9,79—1 1,08 835,3 1,22 4,48
3,00 1,52 1,50 1,65 1276.1 1,86 6,85
4,00 2,06 2,00 2,20 1709,2 2,48 9,19
5,00 2,56 2,55 2,74 2095,9 3,08 11,4
7,00 3,58 3,55 3,75 2100,2 4,23 15,7
9,00 4,50 4,50 4,72 3650,4 5,33 19,7
17*
259
Продолжение табл. 6.23
Ее МэВ Биологичес- кая ткань, г/см* Вода, см Воздух Алюминий
г/см* | СМ г/см* ] СМ
10,00 5,03 4,97 5,19 4013,9 5,86 21,6
20,00 9,42 9,32 9,44 7866,6 10,56 39,1
30,00 13,33 13,17 13,15 10 958 14,50 53,7
50,00 20,06 19,83 19,48 16 233 20,89 77,3
70,00 25,77 25,47 24,86 20 716 25,97 96,1
S0,00 30,71 30,35 29,54 24 616 30,19 111,8
100,00 32,96 32,58 31,67 26 391 32,05 118,7
Г„, МэВ Железо Медь Свинец, Стекло пирекс*. г/см*
г/см* ММ г/см* мм г/см* ММ
0,01 4,60—4 5,43—4 4,60—4 5,11—4 5,21—4 7,27—4 3,23—4
0,03 2,91—3 3,49—3 2,91—3 3,24—3 4,40—3 3,91—3 2,19—3
0,05 6,56—3 8,36—3 6,90—3 7,73—3 1,01—2 8,91—3 5,34—2
0,07 1,26—2 1,48—2 1,21—2 1,37—2 1,74—2 1,53—2 9,54—3
0,10 2,23—2 2,69—2 2,22—2 2,48—2 3,10—2 2,73—2 1,75—2
0,30 1,26—1 1,53—1 1,26—1 1,40—1 1,66—1 1,45—1 1,0—1
0,50 2,62—1 3,16—1 2,61 — 1 2,28—1 3,30—1 2,91—1 2,12—1
0,70 3,96—1 4,92—2 4,00—1 4,48—1 5,14—1 4,44—1 3,33—1
1,00 6,16—1 7,63—1 6,36—1 6,95—1 7,83—1 6,73—1 5,22—1
1,50 9,87—1 1,22 9,86—1 1,10 1,20 1,04 8,41—1
2,00 1,33 1,67 1,37 1,50 1,62 1,38 1,16
3,00 2,00 2,52 2,0'7 2,28 2,39 2,02 1,78
4,00 2,68 3,34 2,78 3,00 2,99 2,58 2,38
5,00 3,32 4,11 3,39 3,69 3,60 3,10 2,97
7,00 4,49 5,57 5,59 4,98 4,76 Л02 4,09
9,00 5,56 6,92 5,60 6,17 5,67 4,82 5,16
10,00 6,06 7,55 6,18 6,73 6,13 6,18 5,68
20,00 10,35 3,01 10,43 11,6 9,39 8,3 10,40
30,00 13,65 17,3 13,65 15,2 11,61 10,2 14,42
50,00 18,59 23,6 18,42 20,5 14,63 12,9 21,11
70,00 22,26 28,2 21,93 24,4 16,70 14,7 26,53
90,00 25,17 31,9 24,71 27,5 18,28 16,1 31,11
100,00 26,43 33,5 25,91 28,9 18,94 16,7 33,15
Боросиликатное стекло пирекс, р--2,23 г/см’.
260
мере задерживается одеждой, а если и достигает тела, то проникает
на глубину всего лишь нескольких миллиметров Применение защитных
средств от 0-частиц несложно, поэтому в большинстве случаев доста-
точно знать о наличии 0-излучения без точного количественного его из-
мерения Следует учитывать сравнительно большую опасность внешних
потоков 0-частнц для глаз. Хрусталик глаза обладает повышенной
сравнительно с кожей радиочувствительностью, а прикрывающие рого-
вые слои, расположенные иад ним, составляют толщину всего 300 мг/см2.
При работе с 0-излучателями продуктов деления, отличающимися от
других наиболее высокой граничной энергией 0-спектра (до 3,5 МэВ),
можно рекомендовать защитные очки из органического стекла толщи-
ной б мм. Для защиты кожи рук необходимо использовать защитные
перчатки н дистанционный инструмент.
Необходимо иногда учитывать относительно более высокий, а в не-
которых случаях даже определяющий вклад 0-облучения на открытых
поверхностях кожи 0-нзлучающими радиоактивными газами. Это обычно
возникает при нахождении человека в помещении малого объема, запол-
ненном радиоактивным газом (см табл 4 5). Для векоторых газов
(например, 85Кг) ДК в воздухе рассчитывают по облучению открытых
поверхностей кожи (см гл 4).
Таким образом, для защиты от а-, 0-, р-излученин необходимо знать
их проникающую способность, которая определяется пробегом этих
частиц в веществе (табл 6 21—6 23)
Пробег Ra а-частиц (в см) с энергией 3—7 МэВ в воздухе прн
288 К и 0,1 МПа (760 мм рт. ст.) находят по формулам:
/?а = 0,318Е3с/2; (6 12)
/?а = 0,56£а(£а< 4 МэВ), (6-!3)
где Еа — энергия а-частиц, МэВ Погрешность составляет ±10%.
Пробег Ra х а-частиц (в см) с энергией 3—7 МэВ в веществе, от-
личном от воздуха, находят по выражению'
^.х=Ю-4/ДхфРх) (6 14)
где Ах — атомная масса и рх — плотность данного вещества, г/см3
Для моноэнергетических электронов с энергией 0,5—3 МэВ макси-
мальный пробег (в мг/см2) в алюминии можно определить по формуле:
/?д| = 526£е-94, (6.15)
погрешность которой ±5 %.
Максимальный пробег 0-частиц с непрерывным спектром с гранич-
ной энергией £ ^ (в МэВ) в алюминии (в мм) и в воздухе (в см) мож-
но определить по формулам:
^ai s (6.16)
при 0,5МэВ<£ц с 10 МэВ,
/?возд= 450£6- (6 17)
Погрешность ±20 % для формулы (6 16) и ±30 % для формулы (6 17).
Приближенно пробег Rx в любом веществе (в мг/см2) определяют
261
по соотношению:
/?х=/?м(2М)А1/(2М)х, (6,18)
где Z и А — атомный номер и атомная масса.
Для диапазона толщин от нули до максимального пробега ослабле-
ние (J-излучения источников с различной граничной энергией электро-
нов непрерывного Д-спектра с максимальной энергией Eg происходит
по закону:
<р — ф0 ехр (— рх) = ф0 ехр [— (0,693/Д)х], (6 19)
где ф — плотность потока частиц за слоем поглотителя толщиной х;
Фо — плотность потока без поглотителя: ц — линейный коэффициент
ослабления; Л — слой вещества, который вдвое ослабляет плотность
потока Д-частиц, называется слоем половинного ослабления. Для алю-
миния установлена эмпирическая связь между слоем половинного ослаб-
ления (в см) н граничной энергией электронов 3-спектра (в МэВ):
Д = О.ОПбЕ^33. (6 20)
Для других материалов (от водорода до меди) слой половинного ослаб-
ления Л (г/см2) можно определить в зависимости от Eg (МэВ) по эм-
пирической формуле:
Д = 0,095 (Z/A)E%2. (6 21)
В табл. 6 24 приведены значения слоя половинного ослабления
Р-частиц для алюминия в зависимости от граничной энергии Р-спектра.
Основной задачей защиты от мощных потоков Р-частиц является защита
от возникающего тормозного у-излучеиия.
Таблица 6 24 Слой половинного ослабления, мг/см2, для алюминия
в зависимости от граничной энергии р-частиц с непрерывным спектром
[36]
Eg. МэВ Л, мг/см* Eg, МэВ А, мг/см1 Eg, МэВ Д, мг/см1
0,15 2,7 0,80 37 2,0 140
0,20 3,8 0,90 45 2,2 150
0,30 7,0 1,00 53 2,4 160
0,40 11,7 1,2 70 2.6 180
0,50 17,5 1,4 87 2,8 195
0,60 24 1,6 107 3,0 210
0,70 30 1,8 121 3,0 210
Интенсивность тормозного излучения 7 g (в МэВ) на одни распад
ядра р-источиика при торможении р-частиц, обладающих непрерывным
спектром, подобным спектру 32Р, можно рассчитать с помощью формул
(1 16)—(1.18) и табл. 1 8.
262
Глава 7
ДОЗИМЕТРИЯ ФОТОННОГО
И НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
7.1. ИОНИЗАЦИОННЫЙ МЕТОД ДОЗИМЕТРИИ
ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Ионизационный метод дозиметрии основан на измерении ионизация
в газе, заполняющем регистрирующий прибор. Ионизация газа вызыва-
ется электронами, освобождающимися под действием у- или рентгенов-
ского излучения. Если в ионизационной бесстеночион камере объемом
V образуется q пар ионов на единицу объема и все они достигнут из-
мерительных электродов, иа которые подана разность потенциалов, то
возникнет ток насыщения
ia=qeV, (7.1)
где е — заряд одного нона.
Когда камера заполнена воздухом, мощность воздушной кермы из-
лучения К и ток насыщения i0 связаны между собой соотношением:
‘о = «УРв К/е, (7.2)
где рв — плотность воздуха; е=33,85 эВ — средняя энергия иоиообра-
зования, необходимая для образования пары ионов в воздухе Керма
излучения К за время t пропорциональна полному количеству электри-
чества Q, образовавшегося в камере за это время:
Q=eVpBK/e. (7 3)
Плотность тока /0 или ток <0 достигают насыщения, когда рекомби-
нация образующихся в камере электронов и ионов отсутствует.
Теоретически тока насыщения можно достичь, подавая бесконечно
большую разность потенциалов иа электроды Измеряемый ток тем бли-
же к току насыщения, чем выше разность потенциалов и чем меньше
интенсивность ионизации q или мощность кермы К. Эффективность со-
бирания ионов определяется долей ионов, достигших измерительных
электродов камеры, н может быть установлена по отношению'
f = i/i0- (7.4)
Чтобы сохранить неизменность эффективности собирания, необходимо
увеличить напряжение иа камере пропорционально корню квадратному
из мощности кермы, т е U ~~V К.
Дозиметрия фотонного излучения ранее была основана иа измере-
нии экспозиционной дозы в воздухе как образцовом веществе, эффектив-
ный атомный номер которого близок к атомному номеру биологиче-
ской ткаин В связи с отказом с 01 01 1990 г. от этой дозы [3] пред-
стоит переход к измерению поглощенной дозы и кермы в воздухе (см.
разд 111).
Практическое измерение мощности воздушной кермы возможно
с помощью камер, иоинзациоиный объем которых окружен твердой
стенкой
Соотношение между мощностью воздушной кермы К н током насы-
263
Рис. 7.1. Зависимость дозовой чувст-
вительности от энергии Ev фотонов
для ионизационной камеры с алюми-
ниевой стеикой толщиной 4 мм
щеиия в камере определяется как
где коэффициент а определяется по заряду, образующемуся в 1 см3 ка-
меры при мощности кермы Л=1 сГр/с.
Чувствительность камеры по мощности кермы определяется отно-
шением i0/K. Изменение чувствительности от энергии фотонов называ-
ется ходом с жесткостью. Как следует нз соотношения (7 5), ход с жест-
костью вызывается зависимостью от энергии фотонов отношения коэф-
фициентов передачи энергии р/,г/р/<в в стейке камеры н в воздухе, так
как е, е, V — постоянные величины Нежелательный ход с жесткостью
устраняют изготовлением стенок камеры из вещества, имеющего эф-
фективный атомный номер (см. разд. 1.1), близкий к эффективному
атомному номеру воздуха Такие вещества, например плексиглас, поли-
стирол, резит, называются воздухоэквивалентными В этом случае мож-
но принять 1 Следовательно, для камер с твердыми возду-
хоэквивалентнымн стенками в широком энергетическом диапазоне от-
сутствует ход с жесткостью:
i0/K= eV/(ae). (7 6)
Так как изготовление стенок камеры нз воздухоэквивалентиых материа-
лов затруднено, часто используются алюминиевые камеры. У них отсут-
ствует ход с жесткостью для излучения с энергией более 200 кэВ
(рис. 7.1).
Недостатком ионизационных камер, как это можно видеть из вы-
ражения (7 6), является их низкая чувствительность. Так, в камере
объемом 100 см3 при мощности дозы, равной 28 мкГр/ч, создается ток
менее 10-13 А, который трудно зарегистрировать в условиях повседнев-
ного дозиметрического контроля, возникает необходимость измерения
десятых и сотых долей этого значения. Ионизационные камеры для этого
непригодны.
Болес чувствительны конденсаторные камеры, например, типа
КИД-2 или КИД-6, широко применяемые для измерения индивидуаль-
ных доз облучения. Конденсаторная камера с межэлектродиой емкостью
С заряжается до начальной разности потенциалов Uo. Под действием
излучения ионы, образовавшиеся в газовом объеме камеры, разряжают
емкость. Соответствующее изменение разности потенциалов Д1/ про-
264
порционально дозе излучения:
MJ^(eqVl/C)f(lT), (7 7)
где е— заряд одного иона; q — число пар иоиов, образующихся в еди-
нице объема за единицу времени; V — объем камеры; I — время об-
лучения; f(U) — эффективность собирания иоиов. Поскольку K—aqt
(а — коэффициент пропорциональности, зависящий от размерности ве-
личин), чувствительность конденсаторной камеры
Д1//К = еУ/((7)/аС. (7.8)
В отсутствие рекомбинации нонов в соотношениях (7 8), (7 7)
f(U) = 1. У конденсаторных камер начальный потенциал уменьшается
по мере осаждения на электродах ионов, образованных в газовом объ-
еме; следовательно, эффективность собирания нонов f конденсаторных
камер — величина, меняющаяся в процессе облучения.
Одним из наиболее чувствительных детекторов в дозиметрии фотон-
ного излучения является газоразрядный счетчик. Число разрядов псч
в счетчике за единицу времени на единицу площади его поверхности
составляет
лсч = <₽У есч> <79>
где <pv — плотность потока фотонов; есч — эффективность счетчика.
Поскольку мощность воздушной кермы
К = <710>
(здесь I — интенсивность излучения; Еу — средняя энергия одного
у-кванта; — массовый коэффициент передачи энергии), чувстви-
тельность счетчика по мощности кермы будет равна
ЛсЛ=есч^г,тЁу (7.11)
Формулой (711) определяется ход с жесткостью газоразрядных
счетчиков, который зависит от материала стенки (катода) и обычно
особенно велик в области энергии фотонов (до 0,6МэВ). До некоторой
степени ход с жесткостью можно устранить применением сглаживаю-
щих, например кадмиевых фильтров однако проверку счетчиков жела-
тельно производить излучением с энергией, близкой к измеряемой. Вы-
сокая чувствительность газоразрядных счетчиков (например, при энергии
1 МэВ мощность дозы, равная 28мкГр/ч, при эффективности 8еч=1 %
вызывает 15 разрядов в 1 с), малые габариты н масса, простота ре-
гистрации импульсов от разрядов обусловили широкое применение этих
счетчиков в радиометрической аппаратуре, например в приборе ДКС-04
или МКС-01Р, илн в индикаторе у-излучения в бытовых условиях
БЕЛЛА (см. гл. 9).
7.2. ФОТОГРАФИЧЕСКИЙ МЕТОД ДОЗИМЕТРИИ
ФОТОННОГО И НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЙ
Фотоэмульсия представляет собой совокупность мелких (1—
0,1 мкм) кристаллов бромистого серебра, взвешенных в слое желатина.
Прохождение ионизирующего излучения через фотоэмульсию делает
затронутые им кристаллы способными к проявлению. В результате по*
265
глощения излучения в кристаллах образуются центры проявления, со-
стоящие из групп атомов металлического серебра Совокупность этих
центров создает скрытое (латентное) изображение. В процессе изго-
товления эмульсии и при хранении образуется ложное скрытое изобра-
жение, которое при последующем проявлении делает легкое почернение,
называемое вуалью.
Обработка фотослоя, имеющего скрытое изображение, проявите-
лем приводит к восстановлению металлического серебра во всех кри-
сталлах бромистого серебра, содержащих центры проявления достаточно
больших размеров Последующим фиксированием часть кристаллов, не
подвергавшихся действию проявителя, растворяют и удаляют. Фото-
графический процесс проявления основан па реакции восстановления
иона серебра Ag* в металлическое серебро Ag++e—Ag под действием
анионов проявителя.
Состав проявителя для обработки (8—12 мии) применяемых в до-
зиметрии фотопленок РМ-1, РМ-5-1, РМ-5-3, РМ-5-4, г:
Метол....................................................... 2
Гидрохинон................................................. 8
Натрий сернокислый (сульфит кристаллический) ..... 180
Натрий углекислый кристаллический......................... 118
Калий бромистый........................................... 5
Вода днетиллированиая ................................... До 1 л
В качестве фиксирующего вещества употребляют водные раство-
ры кристаллического тиосульфата натрия
После фиксирования (20—30 мии) пленки долго промывают про-
точной водой. Состав рекомендуемого фиксажа, г:
Тиосульфат натрия (гипосульфит) кристаллический .... 200
Аммоний хлористый.......................................... 50
Натрин метабисульфит . ............................. 16
Вода дистиллированная , . ..........................До 1 л
Метод индивидуальной фотодозиметрии фотонного излучения ос-
нован на том, что степень почернения дозиметрической фотопленки после
облучения в некотором диапазоне почернений пропорциональна воз-
душной керме (экспозиционной дозе) Сравнивая почернение пленки,
которую носит человек, с контрольной, находят дозу излучения, воздей-
ствующую на человека
Почернение пленок, измеряемое в оптических плотностях почерне-
ния S, определяется выражением.
S= 1g/о//, (7.12)
где /0 — интенсивность светового пучка, падающего на пленку; I —
интенсивность света, прошедшего через пленку.
Оптическую плотность почернения измеряют с помощью денсито-
метров Для дозиметрических целей можно использовать любой денси-
тометр, например ДФЭ-10 Прибор позволяет измерять оптические плот-
ности в интервале от 0 до 2,0 с погрешностью ±0,02 и от 2,0 до 3,0
с погрешностью ±0,03 Обычно диапазон измерений почернения рентге-
новских пленок лежит в области значений 0,12—3,00, причем значения
5=0,12—0,30 соответствуют уровню вуального почернения
Чувствительность используемых дозиметрических пленок типа
РМ-5-1, РМ-5-3, РМ-5-4 принято измерять в срентгенах в минус первой
266
степени», численно равных обратной экспозиционной дозе рентгеновского
излучения, определяемой по почернению 5=1,0, и составляет 50, 10
и 100 Р-1. Эти плеикн позволяют регистрировать у излучение в диапа-
зоне экспозиционных доз 0,02—2,0; 0,3—12,0 и 0,01 до 0,70—50 Р со-
ответственно.
Чувствительность пленки по дозе выражается:
S/К = а^т/^т, (7.13)
где S — плотность почернения; К — керма излучения в воздухе; а —
коэффициент пропорциональности, не зависящий от энергии квантов;
т и т — массовые коэффициенты передачи энергии соответст-
венно в фотоэмульсии и воздухе. Поскольку фотоэмульсия невоздухо-
эквивалеитиа, отношение меняется в зависимости от энер-
гии излучения, достигая максимума для эмульсий РМ-5-1, РМ-5-4
и других в области 40—50 кэВ и вызывая значительный ход с жест-
костью (чувствительность в области 40—50 кэВ может в 10 раз пре-
взойти чувствительность при энергии 300 кэВ). Для устранения хода
с жесткостью принимают сглаживающие фильтры. Назначение фильтра
заключается в том, чтобы ослабить излучение с энергией, соответству-
ющей максимуму чувствительности плепки.
С помощью комбинированного фильтра, состоящего нз 0,75 ±
±0,05 мм свинца и 3±0,3 мм пластмассы, удается значительно умень-
шить ход с жесткостью, который в диапазоне энергий 0,03—3 МэВ не
превышает ±20 %. Минимальная погрешность в определении воздушной
кермы из-за незнания энергетического состава излучения в этом диапа-
зоне энергий составляет не более ±20 %, стандартная (средняя квад-
ратическая) погрешность — не более ±10 % [59].
Вследствие значительного поглощения рентгеновское излучение
с энергией менее 30 кэВ под этим оглаживающим фильтром фотоплен-
кой не регистрируется Для измерения требуется открытая нли слегка
экранированная фотопленка Однако открытая пленка обладает зна-
чительным ходом с жесткостью, поэтому на контрольные пленки, слу-
жащие для вычисления дозы на рабочих пленках, воздействуют рент-
геновским излучением той же энергии.
В используемых на практике индивидуальных фотодозиметрах
ИФК-2-3, которые по техническим характеристикам близки к междуна-
родному стандарту ИСО 1757*, установлены четыре фильтра [59]:
первый — светонепроницаемая упаковка фотопленки (состоит из двух
слоев черной бумаги) общей толщиной 14 мг/см2; второй — слой ге-
тинакса 300 мг/см2 (2,1мм), третий — слой алюминия 540мг/см*
(2 мм) и гетииакса 320 мг/см2 (2,3 мм); четвертый — слой свинца
850 мг/см2 (0,75 мм) и гетинакса 450 мг/см2 (2,5±0,8мм).
В кассете ИФК-2-3 есть две свободные полости для установки при
необходимости детектора быстрых или тепловых нейтронов, или каких-
либо дополнительных, например аварийных, детекторов
Применяемые в практике индивидуального дозиметрического конт-
роля кассеты ИФКУ светонепроницаемы и заряжаются в темноте не-
упакованными фотопленками. Пленка держится в крышке кассеты на
специально вмонтированном держателе. Фотообработку и фотометриро-
вание осуществляют прямо с пронумерованной крышкой. Это избавляет
от необходимости нумеровать фотопленки, заряженные в кассеты, од-
* <Personal photographic dosimeters» JSO 1757—80.
267
иако вынуждает иметь по две кассеты на каждого работника. В отли-
чие от ИФКУ кассеты ИФК-2,3 перезаряжаются упакованными пленками
на свету (можно непосредственно на рабочих местах персонала). Ден-
ситометр ИФКУ определяет дозу непосредственно в рентгенах, если
применяемый тип пленки имеет линейную зависимость оптической плот-
ности почернения от дозы. Кассеты ИФКУ невозможно оснащать до-
полнительными детекторами (быстрых нейтронов, аварийных доз н т. п ).
Такая возможность имеется у кассет ИФК-2,3. Обычно для ИФКУ
используют пленку РМ-1. Денситометр градуируют по двум контроль-
ным пленкам, облученным дозой 0,1 и 1,0 сГр. Диапазоны измерения
прибором ИФКУ с пленкой РМ-1:
р-Излучение.................. , , . . 0,05—1,2 сГр
у-Излученис . .........................0,05—2 сГр
Тепловые нейтроны . ................. , 0,05—2 сЗв
При облучении контрольных пленок следует использовать образцовые
игючинки у-излучения е0Со или ,37Cs (см. гл. 8). Контрольные пленки
и не мепее двух необлученных (вуальных) пленок проявляют одновре-
менно с рабочими.
Для определения энергии и воздушной кермы экспозиционной дозы
1 излучения необходимо облучить контрольные пленки в кассетах
ИФК-2,3 и построить контрольные кривые 1—4 зависимости плотности
почернения контрольных пленок под первым — четвертым фильтрами
от дозы у-излучення (рис. 7.2). Затем измерить почернения S|, S2, S3
и S4 рабочей пленки и определить по S4 и контрольной кривой 4 воз-
душную керму (экспозиционную дозу). Потом определить по контроль-
ным кривым 1, 2, 3 почернения S*, S*. S3, соответствующие найденной
керме.
Затем можно ориентировочно найти энергию у-нзлучения. Если со-
отношение почернений S2, S3 и S4 рабочей пленки близко (в пределах
±10 %) к соотношению почернений S3, S3 и S4, определенных по конт-
рольным кривым, то энергия излучения более 0,3 МэВ; если оно пре-
восходит соотношение почернений на контрольных кривых, то излуче-
ние имеет энергию 0,030—0,3 МэВ. Если почернения S2, S3 и S4 рабочей
пленки равны вуальному Sq, то почернение Si рабочей пленки обуслов-
лено только Р-излученнем.
Рис. 7 2 Зависимость плотности по-
чернения S фотопленки РМ5-1 от
экспозиционной дозы излучения:
1 — открытая в светонепроницаемой упа
ковке пленка; 2—пленка под фильтром из
гетинакса 300 кг/см2; 3— пленка под филь-
тром из алюминия 540 мк/см2, 4 — пленка
под фильтром из свинца 850 мг/см2 и ге-
тннакса 450 мг/сма
268
На случай больших (0,5—10 Гр) доз облучения персонала в фото-
кассеты дополнительно к основной помещают имеющую низкую чувст-
вительность пленку M3-32-1 (чувствительностью 1—0,6 единиц по ГОСТ),
а в проявитель добавляют 0,7 r/л бензотриазола C6H5N3, который яв-
ляется замедлителем процесса проявления. Время проявления сокра-
щают до 4 мин
Погрешность измерения воздушной кермы у-нзлучения с помощью
дозиметрических фотоэмульсий зависит, кроме хода с жесткостью и ста-
тистического разброса показаний отдельных пленок, еще и от значений
плотности почернения и дозы
Чем меньше плотность почернения, тем больше погрешность. Так,
измерение дозы у-излучення в области 0,3—10 мГр в практике обычного
фотоконтроля может дать погрешность до 100 %, причем прн чрезмерно
частых измерениях эти погрешности складываются, поэтому ношение
пленок должно быть достаточно длительным (несколько недель).
В оптимальных условиях погрешность определения воздушной кер-
мы фотометодом составляет ±30 %.
Почернение фотопленки от эквивалентной дозы быстрых нейтронов
в десятки — сотни раз меньше, чем от равной дозы у-излучения. (Доза
10 мЗв быстрых нейтронов по плотности почернения эквивалентна
0,2 мГр у-нзл.учения с энергией 1 МэВ ) Поэтому для фотографической
дозиметрии быстрых нейтронов используют ядерные фотоэмульсии, чув-
ствительные к протонам отдачи, образующимся под действием нейтро-
нов. Число протонов отдачи в фотоэмульсии убывает с ростом энергии
падающих нейтронов в соответствии с ходом сечения рассеяния. Поэто-
му простым счетом следов (треков) протонов отдачи, наблюдаемых
через микроскоп на единице площади проявленной эмульсин, невоз-
можно измерить эквивалентную дозу. Исключение составляет случай,
когда исследуемую пластинку облучают нейтронами известного спектра
энергии, а контрольную пластинку — эквивалентной дозой нейтронов
такого же спектра [59]. В остальных случаях необходимо восполнить
уменьшение протонов отдачи, регистрируемых эмульсией от нейтронов
более высоких энергий, чтобы общее число треков на единице площади
соответствовало керме в биологической ткани. Чтобы этого добиться,
фотоэмульсию окружают чередующимися слоями водородсодержащих
веществ и алюминиевых поглотителей. Толщина радиаторов и поглоти-
телей применительно к отечественной фотоэмульсии типа К илн Я-2
приведена в табл. 7.1.
Фотодознметры этого типа дают такое число треков на единицу
площади, которое пропорционально в пределах 15 % тканевой керме
в диапазоне 0,5—14 МэВ. Эквивалентную дозу Н определяют по фор-
муле:
H = AN, (7.14)
где А — (1,1 ±0.08) мкЗв/(трек-см-2); М —число треков длиной более
5 мкм (£п>0,5 МэВ) на 1 см2 эмульсин Эквивалентной дозе 1 мЗв
соответствует 103 трек/см2. Сопутствующее у-излучение вплоть до
5 мГр не мешает измерениям.
Чувствительность таких индивидуальных нейтронных фотодознмет-
ров при облучении на воздухе, когда рассеянием нейтронов в очень тон-
ком слое фотоэмульсии можно пренебречь, соотнетствует эквивалентной
дозе. В случае размещения фотодозиметра на теле дополнительный вклад
в число треков в эмульсии, обусловленный нейтронами, претерпевшими
альбедо (отражение от тела человека), будет увеличивать истинное зна-
чение кермы на поверхности тела пропорционально фактору накопления
269
Таблица 7.1. Последовательность расположения и толщина слоев,
материалов для измерения кермы быстрых нейтронов в биологической
ткани [59]
Материал Толщина, мг/см* | Материал Толщина, мг/см8
Целлюлоза (картон) 58,0 Триацетатная пленка 17,2
Алюминий Триацетатная пленка 83,0 34,4 Целлюлоза (черная бу- мага) 13,3
Алюминий 27,7 Алюминий 27,7
Целлюлоза (черная бу- мага) 13,3 1 Триацетатная пленка | Алюминий 34,4 83,0
Подложка эмульсии Эмульсия типа К нли Я-2 толщиной 20 мкм 17,2 6,9 Целлюлоза (картон) 58,0
при отражении. Поэтому градуировку нейтронных фотодознметров лучше
производить, размещая их на фантоме (макете тела человека), который
должен равномерно вращаться в направленном пучке нейтронов.
В этом случае коэффициент изотропности облучения, рекомендован-
ный в табл. 4 7, применять не следует
Наличие азота в составе ядерных фотоэмульсий позволяет регист-
рировать тепловые иейтроны и результате реакции l4N(n, р)14С Обра-
зующиеся протоны имеют энергию 0,63 МэВ н учитываются при счете
треков. Дозе 1 мЗв тепловых нейтронов соответствует 1,2-10’ трек/см2,
т е почти столько же, что и от быстрых нейтронов, если фотодозиметр
облучается в воздухе. Это дает возможность использовать фотодознметр
для определения суммарной дозы тепловых и быстрых нейтронов, если
частично защитить его от отраженных телом тепловых нейтронов экра-
ном из кадмия толщиной 0,5 мм
Для регистрации тепловых нейтронов можно использовать тонкие
пластинки кадмия, который имеет большое сечение захвата тепловых
нейтронов (примерно 20-105 фм2). Испускаемые в результате реакции
фотоны с энергией 0,55 МэВ регистрирует фотопленка По разнице по-
чернений пленки, расположенной под кадмиевым и свинцовым фильтра-
ми, находят дозу нейтронов Такой способ применен в фотодознметрах
ИФКУ Вместо кадмия можно применять индий, гадолнннй, самарий,
европнй и др.
7.3. ХИМИЧЕСКИЙ МЕТОД
Химический метод дозиметрии основан на нзмереннн числа молекул
или иоиов, образующихся нли претерпевших изменения при поглоще-
нии веществом излучения. Число образующихся молекул или ионов,
т е. радиационно-химический выход, пропорционально поглощенной до-
зе лзлученияг
D = kC/Gp, (7.15)
где D — доза излучения; k — коэффициент пропорциональности; С —
концентрация продукта; G — выход одного из продуктов радиационно-
химической реакции; р — плотность вещества, подвергшегося облучению.
270
Если G выражать, как принято в радиационной химии, числом мо-
лекул, ионов, атомов или свободных радикалов, образующихся нлн рас-
ходуемых прн поглощении энергии 100 эВ, а концентрацию продукта —
в моль/м3, то выражение (7 15) преобразуется следующим образом:
О = (0,96-10’C)/Gp,
(7.16)
где О выражено в Дж/кг.
Многие химические дозиметры представляют собой водные раство-
ры некоторых веществ.
Радиационно-химический выход вещества можно разделить на че-
тыре группы: 1) G<0,l; 2) 0,l<G<20,0; 3) 20<G< 100; 4) G>100. Вы-
сокий выход в веществах 3-й и 4-й групп обусловлен, как правило,
цепными химическими реакциями. Для целей дозиметрии наиболее при-
годны вещества 2-й и 3-й групп с учетом воспроизводимости результатов,
нежелательных влияний света, кислорода воздуха, различных приме-
сей и колебаний температуры
Широкую область применения имеет ферросульфатный дозиметр,
представляющий собой насыщенный воздухом раствор соли FeSO« в раз-
бавленной серной кислоте. В растворе в результате электролитической
диссоциации присутствуют ноны двухвалентного железа Fe21-. Под дей-
ствием излучения происходит радиолиз воды с образованием свободных
радикалов Н, ОН н окислителей, которые окисляют Fe (II) до Fe (III)
по реакциям:
Fe?+ + ОН Fe3+ + ОН-; F?+ + H2O2->Fe3+ + '
+ ОН-+ ОН
Fe2+ 4- Н+ + НО2 Fe3+ + Н2О2.
(7.17)
Появление Fe3+ изменяет оптическую плотность раствора, которая из-
меряется спектрофотометром.
В интервале 291—303 К дозу излучения можно определить:
D = 4,277-103(S — S0)/[l +0,0065(25 — /)]G, (7.18)
где S и So — оптическая плотность облученного н необлученного ра-
створов соответственно; t — температура раствора во время измерений;
для стандартного дозиметра G=15,6+0,5 на 100 эВ поглощенной энер-
гии прн ЛПЭ, равной 1 эВ/нм.
Стандартный ферросульфатный дозиметр приготовляют: 2 г FeSO<X
Х7Н2О илн 2,8г (NH^jfFefSChh]-6Н2О, 0,3 г NaCl и НО см3 кон-
центрированной (95—98 %-ной) H2SC>4 растворяют в 5 л дистиллиро-
ванной воды Для составления раствора должны применяться химиче-
ски чистые соли и кислота. Если раствор несколько часов находится
в контакте с воздухом при комнатной температуре, то никаких допол-
нительных операций по его насыщению воздухом не требуется. Облу-
чение раствора должно производиться в сосудах из кварца, из хими-
чески устойчивых сортов стекла (№ 23, пирекс-нейтральные стекла) илн
тефлона. Применение сосудов из других материалов обычно приводит
к завышенным и недостаточно воспроизводимым результатам. Посколь-
ку основным компонентом ферросульфатного дозиметра является вода
и ее эффективный атомный номер близок к атомному номеру ткани,
дозиметр практически не имеет хода с жесткостью дли у-нзлучення
в диапазоне энергий 100 кэВ—2 МэВ. Диапазон измерения дозы 20—
400 Гр (верхний предел мощности дозы 103 Гр/с) определяется с пр»
грешностью (0,5—1 %).
Таблица 7.2. Характеристика методов химической доэиметрии,
основанных иа применении водных растворов н гелей [36]
Дозиметрическая система Параметр дозиметрической системы Предел измерения, Гр Погреш- ность намерения,
Плот- ность, 10* кг/м3 Эффективный атомный номер Электронная плотность, электрон Выход при ЛПЭ ниже 1 эВ/нм, сГр Способ реги- страции*’ нижний верхний
Водные растворы
Ю-’М FeSO,, 10~3М S3 NaCl в 0,1—4,ОМ H2SO4 к> 1,003— 1,237 7,44— 9,20 6,50— 7,70 3,34— 3,25 15,45 С 40 400 1
5-10~3М FeSO,, 10~2М CuSO, в 5-10-3М H2SO, 1,001 7,42 6,60 3,34 0,66 С 5-10» 5-10» 1
10-’М FeSO„ 10-3М СвН5СООН в 0,5 М H2SO4 1,032 7,70 6,87 3,33 62 С 0,25 30 1
(10-’—5-10-’) М Ce(H2SO4)4 в 0,4 М H2SO« 1,024— 1,030 7,68— 10,90 6,84— 7,10 3,33— 3,28 2,50 С 10» 104 1
Г ьэ ьэ 10-4—10~ ’ М метилено- вого голубого в 10-2 М H2SO4 1,002 7,40 6,65 3,33 1,00 к 10» 7-Ю8 15
5-10~!М фенолового красного в 0,1 М H2SO4 1,003 7,44 6,30 3,34 0,11 к 10» 10» 3
10~’—10-s М хинин 1,000 7,42 6,60 3,34 — л 0,05 3-10г 5
20%-ный раствор глю- козы 1,080 7,35 6,45 3,32 — п 106 2-10е 5
S3 00 0,04 %-ный раствор по- лиакриламида 1,000 7,42 6,60 3,34 — в 0,1 10 10
Водные гели
1 % агар-агара, 1 % CeH5COONa 0,2 % С5Н5СООН, 0,003 % метиленового го- лубого 1,000 7,42 6,60 3,34 — к 20 120 15
* % 8ф— эффективный иомер по фотоэффекту."
•• Z 8ф— эффективный номер по эффекту образования пар.
"С- спектрофотометрический, К — колориметрический,Л — люминесцентный, П — измерение угла вращения плоскости поля-
ризации, В — измерение вязкости.
Для более высокой дозы (103—105 Гр) используют цериевый дози-
метр, представляющий собой 0,1 М* Се2(8О«)з в 0,4 М H2SO4
Дозиметр нечувствителен к содержанию кислорода. Все растворы
приготовляют в трижды перегнанной воде. Соль и кислота должны
быть химически чистыми Посуду из кварца или стекла пирекс обраба-
тывают горячей азотной кислотой, а затем промывают трнднетнллятом.
После облучения раствор разбавляют 0,4 М H2SO4 до концентрации
10_‘ М, которая определяется па спектрофотометре. Дозу находят по
формуле:
D = 1,69-10'0(8 — 80)/О, (7.19)
где 0 — фактор разбавления (конечный объем/начальный объем);
G = 2,50+0,026 (для уизлучения н электронов с ЛПЭ<1 эВ/нм); для
диапазона 50—103 Гр берут 0,001 М Се2(8О«)з в 0,4 М H2SO4.
Данные о методах химической дозиметрии, основанных на приме-
нении водных растворов (в том числе органических соединений, краси-
телей, меняющих свою окраску под облучением, и т. п) и гелей, при-
ведены в табл. 7 2.
В состав химических дозиметров тепловых нейтронов входит неко-
торое количество солей бора или литня. Для учета действия фотонов
одновременно облучают анало1ичный дозиметр без добавок бора нлн
лнтия. Флюенс (перенос) тепловых нейтронов рассчитывают по фор-
муле:
k(C — CtMMnaEG), (7.20)
где С — концентрация продукта, образованного в дозиметре, содержа-
щем бор илн литий; С| — то же, но в отсутствие бора илн лнтия;
М — молекулярная масса образовавшегося продукта; п — число ато-
мов бора или лития в 1 см3 раствора; а — сечение захвата тепловых
нейтронов бором или литием; Е — энергия частиц, возникающих при
расщеплении бора или лития
Применеине в качестве дозиметра стекол основано па изменении
их прозрачности или появлении окраски после их облучения. Обычно
их используют при дозе от 102 до 104 Гр (метафосфатные стекла с до-
бавкой CO3O4) Силикатными стеклами с добавкой NiO (СГД-8) в за-
висимости от их толщины (100 и 5 мм) можно, измеряя оптическую
плотность, определять дозы 0,5—4-102 и 20—8-102Гр соответственно
Зависимость оптической плотности от дозы — линейная, ход с жест-
костью практически отсутствует начиная с 60 кэВ, если применен сгла-
живающий фильтр 0,3—0,5 мм РЬ.
Обладая рядом бесспорных достоинств, существующие методы
химической дозиметрии значительно уступают по чувствительности фо-
тографическим, ионизационным, сцинтилляционным н др. Кроме того,
химические дозиметры требуют известного времени для снятия пока-
заний и расхода материалов.
7.4. СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЙ И ЛЮМИНЕСЦЕНТНЫЙ
МЕТОДЫ
7.4.1. СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЙ МЕТОД
Сцинтилляционный метод дозиметрии рентгеновского и у-излученнй
основан на регистрации вспышек света, возникающих в сцинтилляторе
под действием излучения. Регистрации вспышек обычно производится
ФЭУ (фотоэлектронным умножителем). Измеряемые анодный ток /ф
ФЭУ (токовый режим) н скорость счета псч (счетчиковый режим) про-
порциональны мощности воздушной кермы К.
Рентгеновское илн у-нзлучение рождает в сцинтилляторе фотоэлек-
троны, которые, поглощаясь и нем, образуют световые фотоны, послед-
ние, в свою очередь, выбивают из фотокатода ФЭУ фотоэлектроны,
которые после электронного умножения измеряют.
Чувствительность дозиметра в токовом режиме по мощности кермы
1ф/К — [egMVf]pz/{hv)$ 1 {(1 — ехр (— h)]/pz h} X
(7 21)
где в — заряд электрона; g — число фотоэлектронов ФЭУ на одни
испущенный фотон сцинтиллятора; М — коэффициент усиления ФЭУ;
V — объем сцинтиллятора (имеет обычно форму цилиндра высотой h);
•ц=Еф/^Ее — сцинтилляционная эффективность, определяемая той
частью потерянной в сцинтилляторе заряженными частицами энергии
Дйе, которая преобразуется в энергию фотонов £*; рг — плотность
сцинтиллятора; (йу)ф — средняя энергия фотонов, возникающих в сцин-
тилляторе; \iz — линейный коэффициент ослабления в веществе сцин-
тиллятора с эффективным атомным номером Z; m — мас-
совые коэффициенты передачи энергии для сцинтиллятора и воздуха
соответственно.
Поскольку коэффициент усиления М и средняя энергия фотонов
(hv)$ от энергии у-излученни не зависят, сцинтилляционной эффек-
тивности г] можно придать некоторое постоянное значение; при этом
первый множитель формулы (7 21) становится постоянным коэффици-
ентом, не зависящим от энергии излучения Следовательно, ход с жест-
костью сцинтилляционного дозиметра в токовом режиме определяется
при тонком сцинтилляторе (ц2/1^1) отношением коэффициентов пере-
дачи энергии т/ц/г>т , а в случае во.здухоэквнвалентного тонкого
сцинтиллятора хода с жесткостью не наблюдается Для более толстых
ноздухоэквивалентных сцинтилляторов характерно ослабление первич-
ного у-нзлучення и ход с жесткостью определяется вторым множите-
лем формулы (6 21) [1—ехр(—цгй)]/цгА, убывающим от единицы до
нуля с ростом p2/i от нуля до бесконечности Существующие сцинтил-
ляторы (табл. 7.3) имеют эффективный атомный номер либо меньше,
чем у воздуха (органические сцинтилляторы), либо значительно больше
(неорганические сцинтилляторы), поэтому они обладают значительным
ходом с жесткостью начиная с энергии 150—250 кэВ Зависимость
сцинтилляционной эффективности от вида частиц (а илн £) выражает-
ся отношением а/Р (в %), где а-частнцы имеют энергию 5,3 МэВ,
а р-частнцы — более 1 МэВ
Как следует из табл. 7 3, у обычных органических сцинтилляторов
18*
275
Таблица 7.3. Характеристики некоторых сцинтилляторов [60]
Сцинтиллятор Плотность, г/см’ Эффективный атом- ный номер Длина волны, соот- ветствующая макси- муму спектра, нм Относительный све- товой выход X, % О'- 8 п для fl-частиц, % Время высвечива- ния, мкс
Антрацен кристал- лический "Ci^Hto 1,25 5,8 445 100 9 6 33-10-’
Стильбен Кристал- лический СцН12 1,16 5,7 410 40—70 9 2,5 6-10-’
Нафталин кристал- лический CioHj 1,15 5,8 345 20 — 1,0 75-10-’
Терфенил в поли- стироле CisHu 1,23 5,8 400 30—50 — 4,5 4,5-10-’
Nal(Tl) 3,67 50 410 100 44 0,25
Lil(Eu) ZnS(Ag) 4,96 4,1 52 27 460 450 70 100 95 1,0 4,0
Примечание. Эффективный атомный номер вычислен по фотоэффекту.
Световой выход х. пропорциональный сцинтилляционной эффективности (х—
дан относительно антрацена для органических сцинтилляторов и относительно
Nal(Tl) для неорганических (ZnS, Lil).
возд (по фотоэффекту), для неорганических сцинтилляторов
2Эф»2возд. Кроме того, у органических сцинтилляторов конверснониая
эффективность уменьшается с падением энергии. Поэтому в целом чув-
ствительность органических сцинтилляторов к воздушной керме фо-
тонного излучения резко уменьшается в области низких энергий (на
30 % ниже, чем при 200 кэВ). У неорганических сцинтилляторов кон-
версионная эффективность постоянна во всем диапазоне, поэтому с ро-
стом энергии чувствительность их к воздушной керме быстро падает.
Ход с жесткостью сцинтилляционных дозиметров удается понизить
применением комбинированных (органических с неорганическими)
сцинтилляторов Тонкий неорганический сцинтиллятор размещают над
органическим кристаллом. Примером могут служить дозиметр
ДРГЗ-05М, имеющий ход с жесткостью ±25 % в области энер1ий
30 кэВ—3 МэВ (см. гл 9). Такой результат получен применением
сцинтиллирующей пластмассы со светосоставом К-430 с добавлением
в нее 0,4 % ZnS(Ag). Объем детектора составляет 25 см3, а чувстви-
тельность не менее 1 мкГр/ч.
Сцинтилляционный метод получил распространение в связи с тем,
что для измерения допустимой плотности потока нейтронов требуется
достаточно высокая чувствительность. Вспышки люминесценции от бы-
стрых нейтронов возникают в результате торможения образующихся
в сцинтилляторе протонов или ядер отдачи; от промежуточных ней-
тронов — после их замедления для тепловой скорости и захвата
в сцинтилляторе и последующего вылета енльноионизнрующих частиц;
под действием тепловых нейтронов — в результате захвата.
276
Для практических измерений очень удобно использование прибо-
ров, в которых одним люминесцентным детектором регистрируются
нейтроны всех энергий от тепловых до быстрых, включая промежуточ-
ные, в соответствии с их коэффициентами качества, т. е. в единицах
эквивалентной дозы — зивертах.
Детектор такого дозиметра представляет собой водородсодержа-
щий замедлитель (плексиглас) оптимальных размеров, в центре кото-
рого расположен детектор тепловых нейтронов (сернистый цинк с до-
бавкой солей бора или лнтия) и на поверхности — люминесцентный де-
тектор быстрых нейтронов Вспышки люминесценции в детекторе быст-
рых нейтронов передаются по плексигласовому замедлителю, как по
светопроводу, к фотокатоду ФЭУ. Промежуточные нейтроны после за-
медления регистрируются детектором тепловых нейтронов, тепловые —
непосредственно. Размеры замедлителя должны быть таки^<и, чтобы
эффективность регистрации промежуточных нейтронов во всем диапа-
зоне энергий наилучшнм образом соответствовала дозиметрическим
требованиям, изложенным в табл 4 7. Необходимая чувствительность
к промежуточным нейтронам может быть получена с шаровым поли-
этиленовым замедлителем диаметром 254 мм. Однако из-за большой
массы (около 10 кг) и габаритов такого прибора его редко применяют
па практике. В нейтронном дозиметре КДН-2 габариты и массы умень-
шены до приемлемых в переносной дозиметрической аппаратуре,
а именно цилиндрический замедлитель (он же светопровод) изготовлен
из органического стекла диаметром 100 и высотой 100 мм (4,5кг).
Прибор РУС-8 имеет шаровой полиэтиленовый замедлитель диаметром
200 мм и массу 5,5 кг.
7.4.2. ЛЮМИНЕСЦЕНТНЫЙ МЕТОД
Некоторые люминесцентные вещества могут накапливать часть
энергии поглощенного ионизирующего излучения и отдавать ее в виде
светового свечения после дополнительного воздействия ультрафиоле-
товым или видимым светом илн нагревом. Последующий отжиг при
высокой температуре (около 400°C) приводит к полному высвечиванию
и позволяет многократно использовать одни и тот же люминофор Та-
кие люминофоры удобны как индивидуальные дозиметры для рентге-
новского и у-излученнй и могут быть использованы как индивидуаль-
ные дозиметры нейтронного и у-излучепий. Люминесцентные методы
дозиметрии основаны на эффектах радиофотолюминесценции (ФЛД)
или радиотермолюмннесцеиции (ТЛД).
В первом случае под действием излучения в люминофоре (щелоч-
ногалоидные соединения типа Nal, LiF, фосфатные стекла и т п, ак-
тивированные серебром) создаются центры фотолюминесценции, содер-
жащие атомы и иоиы серебра Последующее освещение ФЛД ультра-
фиолетовым светом вызывает видимую люминесценцию, интенсивность
которой вначале (диапазон около 10-2—10' Гр) пропорциональна дозе,
затем (примерно прн 3—5-Ю2 Гр) достигает максимума и при дальней-
шем увеличении дозы падает, т е линейность зависимости показаний
от дозы сохраняется до 10 Гр Образованные центры люминесценции
ие разрушаются в процессе освещения ФЛД ультрафиолетовым светом,
поэтому измерения дозы могут производиться неоднократно
У радиофотолюминесцентных дозиметров существует эффект на-
растания нитенснвности люминесценции после прекращения облучения
(эффект накопления илн «созревания»), В связи с этим чувствитель-
277
иость ФЛД необходимо относить к определенному моменту времени
после облучения. Качество ФЛД тем выше, чем быстрее наступает
максимальная люминесценция и чем дольше она сохраняется на этом
уровне без заметного затухания. Некоторые типы ФЛД сохраняют ин-
формацию о дозе в пределах ± 10 % в течение нескольких лет, начиная
с 2 ч после облучения. Метафосфатные ФЛД, содержащие серебро,
алюминий, фосфор, кислород, литий н другие примеси, имеют довольно
высокий эффективный номер (12,6—17,9) и поэтому большой ход с же-
сткостью (от 4 до 11 раз соответственно) в диапазоне 50 кэВ — 1 МэВ,
который уменьшается прн использовании сглаживающих фильтров Фо-
новая доза вследствие собственной люминесценции составляет 10-3—
10-1 Гр. Меньший ход с жесткостью у LiF (эффективный номер =
= 8,14), не превышающий 10 % в диапазоне 40 кэВ — 1 МэВ В диапа-
зоне 10'—Ю4 Гр можно использовать вместо люминесценции эффект
потемнения стекол ФЛД, так как прн этих дозах они окрашиваются.
Радиотермолюмннесцентные дозиметры ТЛД преобразуют погло-
щенную энергию ионизирующего излучения в люминесценцию под дей-
ствием теплового возбуждения (нагрева). В ТЛД происходит разруше-
ние центров люминесценции, созданных ионизирующим излучением,
когда их нагревают, чтобы вызвать люминесценцию Интенсивность по-
следней пропорциональна дозе излучения. Кривая высвечивания ТЛД
зависит от температуры дозиметра, т. е. от времени иагрева, и обычно
имеет несколько максимумов, соответствующих различным энергетиче-
ским уровням ловушек электронов — центров люминесценции.
Дозу измеряют по площади пиков термолюминесценции или по вы-
соте пика главного максимума. Для повторного использования ТЛД
отжигают при высокой температуре около 400 °C, чтобы полностью
снять прежние центры люминесценции. Преимущество ТЛД по сравне-
нию с ФЛД состоит в более широком лниейиом диапазоне измерения
дозы.
Для термолюминесцентных дозиметров используют ряд соединений:
CaF2, LiF, CaSO4—Мп, CaSO4—Sm, борат магния, алюмофосфатные
стекла, активированные серебром или МпО2. Серийные дозиметры на
основе LiF ТЛД-400 типа ДПГ-02 илн ДПС-11 прибора КДТ-02 дают
возможность измерять дозу I мГр—10* мГр при потере информации (за
счет фединга) до 5 % в год (при комнатной температуре) и «ходе
с жесткостью» не более ±30% в диапазоне 0,06—1,25 МэВ [64].
Лучшие результаты у дозиметра ДПГ-03 па основе бората магния
5-10~2—104 мГр, но фединг до 25 % в месяц. Литий определяет экви-
валентную чувствительность к тепловым нейтронам, равную 0,2 Зв на
10~2 Гр фотонов
На энергетическую зависимость показаний термолюминесцентных
детекторов ТЛД-400 (LiF) и ТЛД-580 (борат магния) влияют фильтры,
установленные в кассетах серийных дозиметров ДПГ-02, ДПС-11
и ДПГ-03 прибора КДТ-02 Их относительная чувствительность к энер-
гии фотонного излучения, отличного от энергии унзлучения в0Со, при-
ведена в табл. 7 4.
Дозиметры ИКСА (для больших аварийных доз) иа основе алюмо-
фосфатного стекла А120з, ЗР2О5 (~50%), MgO-P2Os (около 50%),
МпО2 (около 0,1 %) диаметром 8 и толщиной 1 мм, снабженные свин-
цовым фильтром толщиной 0,35 + 0,5 мм для сглаживания хода с же-
сткостью, позволяют измерять дозу 5-10-3—101 Гр с погрешностью
около ±15% [61]. Диапазон 10— 50 Гр является оценочным ввиду
значительной погрешности измерения дозы свыше 10 Гр. Ход с жест-
костью ИКСА с фильтром, закрывающим 80 % поверхности дозиметра,
278
Таблица 7.4. Относительная чувствительность термолюминесцентных
детекторов в типовых кассетах прибора КДТ-02 [64]
Детектор Энергия фотонного излуче- ния, кэВ ДПС-11 ДПГ-02 ДПГ-03
п*1. отн. ед. д*1, % п. отн ед Д. % п- отн ед. д. %
ТЛД-400 37 1,31 10 0,91 6 0,31 4
46 1,32 1 1,07 3 0,49 9
54 1,25 8 1,10 4 0,57 5
73 1,28 5 1,18 6 0,71 5
1250 1,00 3 1,00 3 1,00 3
ТЛД-580 37 1,58 6 0,93 8 0,34 10
46 1,97 5 1,39 25 0,55 16
54 1,66 10 1,60 12 0,85 20
73 2,01 10 1,88 20 1,08 11
1250 1,00 3 1,00 3 1,00 3
•' П — среднее значение относительной чувствительности по показаниям трех
дозиметров (9 детекторов).
•2 Л —случайная погрешность прн доверительной вероятности 0.95
не превышает ±20 % в диапазоне 40 кэВ—6,0 МэВ; фединг — 12 %
за первый месяц, 2 % за каждый последующий месяц и 31 % за год.
Недостатком радиолюминесцентных дозиметров является уменьше-
ние их чувствительности после отжига в результате укрупнения зерен
н ограниченная многократность использования каждого дозиметра (не
менее 20 раз).
7.5. АКТИВАЦИОННЫЙ МЕТОД ДОЗИМЕТРИИ
НЕЙТРОНОВ
Активационный метод удобен тем, что позволяет определять боль-
шую (аварийную) дозу и спектр нейтронов в присутствии интенсивного
у-излучения, а при известном спектре нейтронов — эквивалентную дозу.
Небольшие размеры и приемлемая масса активационных детекторов
позволяют использовать их как аварийные индивидуальные дозиметры.
Для аварийного облучения нейтронами коэффициент качества пока
не регламентирован НРБ—76/87. В связи с этим дозиметр нейтронов
для аварийной дозы должен регистрировать тканевую керму нейтронов
на поверхности тела и в воздухе и не будет иметь хода с жесткостью,
если его чувствительность следует значениям дозы (в Гр), приведен-
ным в табл 7 5 Поправки на биологическую эффективность нейтронов
при аварийном облучении могут быть внесены с учетом действующего
спектра и выбранных значений коэффициента качества Тканевая доза
у-излучения, возникающая при радиационном захвате нейтронов водо-
родом, обычно регистрируется дозиметром фотонного излучения. По-
этому в тканевую керму нейтронов нельзя включать дозу от захват*
ного у-излучения, чтобы не учесть ее дважды.
279
Таблица 7 5. Тканевая керма для быстрых н промежуточных
нейтронов на единичный флюенс, 10~7 Гр см2/нейтр. [36]
ьэ
§
Энергия нейтронов. МэВ Стандартная ткань Костная ткань
«с К. ^ПОЛН «с Л'л к. Хр *Са ^полн
0,01 0,091 0,001 0,000 0,002 0,094 0,036 0,001 0,000 0,001 0,000 0,000 0,038
0,02 0,172 0,001 0,001 0,004 0,178 0,069 0,002 0,001 0,002 0,000 0,000 0,074
0,03 0,244 0,002 0,001 0,005 0,252 0,098 0,003 0,001 0,003 0,000 0,000 0,105
0,05 0,369 0,003 0,001 0,008 0,381 0,148 0,004 0,001 0,005 0,000 0,000 0,158
0,07 0,472 0,004 0,001 0,012 0,489 0,189 0,006 0,002 0,008 0,000 0,000 0,205
0,1 0,603 0,006 0,002 0,017 0,628 0,241 0,009 0,002 0,011 0,000 0,000 0,263
0,2 0,914 0,012 0,003 0,03< 0,963 0,366 0,016 0,003 0,022 0,001 0,000 0,407
0,3 1,14 0,016 0,003 0,052 1,21 0,456 0,023 0,004 0,034 0,001 0,001 0,518
0,5 1,47 0,023 0,004 0,122 1,62 0,588 0,033 0,005 0,080 0,001 0,001 0,707
0,7 1,73 0,029 0,005 0,089 1,85 0,692 0,041 0,007 0,059 0,002 0,004 0,805
1 2,06 0,036 0,007 0,390 2,49 0,824 0,051 0,009 0,256 0,003 0,005 1,15
2 2,78 0,047 0,012 0,156 3,00 1,11 0,066 0,015 0,103 0,006 0,010 1,31
3 3,26 0,045 0,018 0,205 3,53 1,30 0,064 0,023 0,135 0,009 0,014 1,55
5 3,88 0,079 0,024 0,244 4,23 1,55 0,112 0,030 0,160 0,012 0,024 1,89
7 4,22 0,094 0,032 0,485 4,83 1,69 0,133 0,041 0,319 0,015 0,034 2,23
10 4,48 0,157 0,046 0,595 5,28 1,79 0,223 0,057 0,391 0,018 0,049 2,53
14 4,62 0,259 0,077 1,10 6,06 1,85 0,367 0,096 0,720 0,026 0,070 3,13
Прн* е я а н и е Массовый состав тка ?и, %: Н- 10.2; С- 12.3: N - -3,5: О- 72.9; Na- -0.08: Mg -0,02: Р - 0,2;S - 0,5: К-
0,3; Са — 0,007. Массовый состав костной ткани, %: Н - -6,4; С- -27,8: N- -2,7; О- 41,0; Mg -0,2; Р- - 7,0; S - 0,2; Са- 14,7.
Активность детектора, которую измеряют после облучения его
в нейтронном потоке с плотностью <р(£), выражается так (см. разд. 1 4):
PN. т %
«Л =---------- [1 — ехр (— XT)] ехр (— W) I <р (£) о (£) dE, (7.22)
Е,
где обозначения те же, что в формуле (15); т — масса детектора, г;
о(Е) — эффективное сечение активации данного детектора нейтронами
с энергией £; <p(£)rf£ — плотность потока нейтронов с энергией в ин-
тервале от £ до E+dE\ £t и £2 — пределы интегрирования, которые
соответствуют верхней и нижней границам энергии в спектре нейтро-
нов, А — атомная масса.
Интеграл в выражении (7 22) для тепловых нейтронов с энергией
до 0,4 эВ (£2<0,4 эВ) равен
0,4 эВ
J" Ф (£) ° (Е) dE — Фтепл > (7.23)
где о0 — сечение активации тепловыми нейтронами; <рТепл — плотность
потока нейтронов с максвелловским распределением (спектром тепло-
вых нейтронов), нейтр /(см2-с).
Для промежуточных и надтепловых нейтронов, имеющих спектр за
защитой реакторов в виде так называемого фермиевского распределе-
ния tp(£)=a/£ (где а — константа):
Е, Е2
(' С ° (£) -
<р (£) а (£) dE = а dE = а£, (7 24)
Е, 0,4 эВ
где £2 — верхняя граница энергии нейтронов; 2 — так называемый
резонансный интеграл, который определяет активацию под действием
всех нейтронов с энергией от 0,4_эВ до £2 Если в сечении захвата
о(£) имеется резонансный пик, то 2 может почти целиком определяться
этим пиком
Для быстрых нейтронов применяют пороговые детекторы, полагая,
что опи активируются, начиная с некоторой условно принятой эффек-
тивной пороговой энергии нейтронов £ь и сечение активации почти не
зависит от энергии нейтронов. Тогда
Е,
J <p(£)o(£)d£, = on<p6bICTp( (7 25)
ех
где оц — сечение активации порогового детектора; фвыстр — плотность
потока быстрых нейтронов спектра деления Когда время облучения
мало: Т^Тт, ХГ< 1 (а этот случай наиболее важен в практическом
использовании активационных детекторов в дозиметрии радиационных
аварий), активность выражается так:
«Л=ехр(—W) ХТпо0 <ртепл для тепловых нейтронов; '
е^= ехр (—X/) ХТпа2 для медленных нейтронов; (7.26)
«Л=ехр(—X/) ХТТюц фбыстр № быстрых нейтронов.
Активационный дозиметр может быть составлен из перечисленных
281
282
(/ ,z) rises 237Np (п, f) 107Ag (п, у) ""‘Ag 187Ли (п, у) ,q8Au “61п (л, у) “б1п 6SCu (п, у) е1Си 65Мп (п, у) 56Мп СП 3* J3* S 3* 27А1 (n, р) 27Mg dsc № *и) See S1P (п, р) 3lSi Х5 CJ Z СО 3 Z Материал, реакция
99,2 1 СП 8 Ф Ф S О о 8 О о ф сл О о g Содержание данного нуклида и естест- венной смеси, %
1 SS‘l О 00 | 1 1 I 1 ф Сл сл 00 оо ьэ 00 1 Эффективный порог детектора, МэВ
0,310 о о | 1 1 I 1 о о о 8 ф ф ф ф О о СО 1 Среднее сечение ак- тивации нейтронного деления, 100 фм*
ф о 1 ф & 8 о сл сл со nd 1 1 1 1 о S Сечение активации тепловых нейтронов, 100 фм2
1 1 Сл сл 00 nd О сл ф 1 1 1 1 о ND 00 Резонансный интег- рал. 100 фм2
1 1 oS СП Ф <о сл '<о 1 1 1 1 о ND Вклад в резонансный интеграл от сече- ния I/E
1 1 ф сл <о сл СП <£> О СО со 1 1 1 1 1 Резонансная энер- гия, -„В
1 1 2,3 мин 2,7 сут сл S 5 X nd "со ко *ф сл 9,4 мин 14,2 сут ND Ф СП Период полураспада получаемого нуклида
1 1 1 1 00 о 1 1 Go О <£> О м О О ф bOI'SI‘Z 1 нейтронов спектра де- ления ж » Л н-ВВ ъ й
1 1 О О v> ¥ О оо о м о СП | 1 1 1 1 нейтронок спектра 1/Е ) распадов е ИСХОДНОГО ] ;ля дозы 1 <
1 1 ф о ос 00 сл 5 сл nd о а 00 о О 1 1 1 ] 1 тепловых нейтронов 1 1 мии нуклида :Гр
а б л и ц а 7.6. Характеристики активационных детекторов для измерения быстрых, промежуточных
и тепловых нейтронов [36]
в табл. 7.6 детекторов, наиболее часто употребляемых для этих целей.
Примером может служить аварийный дозиметр АСИДА [62] или
АИДА [37]. В последнем имеются трн активационных детектора: “Си
и 31Р в кадмиевом фильтре и “Си без фильтра. Медный детектор
в кадмии регистрирует только нейтроны промежуточных энергий; без
кадмия — и тепловые и промежуточные; фосфорный детектор регист-
рирует быстрые нейтроны. Медные детекторы изготовлены из фольга
толщиной 0,1 мм размером 15x20 мм, масса их составляет 240 мг.
Фосфорный детектор приготовлен прессованием красного фосфора с по-
рошком полиэтилена (массовое содержание — 60 и 40 % соответст-
венно). Масса фосфорного детектора 300 мг, размер 1X15X20 мм.
Указанные детекторы размещают в свободные полости фотокассе-
ты ИФК-2,3 либо помещают в специальный пакет. После аварийного
облучения р-активиость детекторов измеряют иа счетной установке
с торцевым счетчиком.
При переходе от активности детектора к дозе нейтронов использо-
вание соотношений (7.22)—(7 25), значений, указанных в табл. 7 6,
и данных, рассчитанных на теоретические спектры нейтронов определен-
ного вида, может привести к большим погрешностям. Поэтому при оп-
ределении тканевой кермы нейтронов можно использовать среднюю
дозовую чувствительность медного и фосфорного детекторов для раз-
личных нейтронных спектров [36]:
<7-27>
Таблица 7.7. Средняя дозовая чувствительность активационных
детекторов дозиметра АИДА для различных спектров нейтронов,
иейтр./(см’-сГр) [36]
Спектр Медь (63Cu (п, v)C4Cu) <loc<top (3IP (п. p)31Si)
0,4 эВ- 1,5 МэВ 0.4 эВ- 10 МэВ 1,5—10 МэВ 0,4 эВ— 10 МэВ
Деления 8,60-10" 3,22-10" 2,07-10’ 1,27-10’
«Годива» 1,79-10’ 8,80-10" 4,04-10’ 2,60-10’
HPRR 6,91-10’ 3,14-10’ 4,83-10’ 4,70-10»
Критической сбор- 3,57-10" 8,75-10’ 4,28-10’ 2,61-10’
кн, содержащей
раствор UO2F2
Гетерогенного ре- 3,22-10" 9,83-10’ 2,06-10’ 1,03-10’
актора с замедли-
телем Н2О
Урап-графитового 2,25-Ю9 9,36-10" 3,74-10’ 1,31-10’
реактора
«Виича» 2,19-Ю9 9,29-10" 3,74-10’ 1,28-10’
За защитой из РЬ 3,33-10" 1,46-10" 1,90-10’ 6,10-10»
За защитой из С 1,32-109 4,97-10" 1,73-10’ 7,86-10»
БР-1 1,94-10» 1,18-10» 2,50-10’ 3,80-10»
За защитой нз Fe 6,28-10’ 5,38-10’ 1,64-10’ 1,11-10»
Типа ~1/£ 1,10-10® 2,65-10" — —
283
где о(Е) — ссченне активации детектора, 100 фм2; К(Е) — тканевая
керма нейтронов на единичный флюенс, сГр-см’/нейтр; С =
= 10“24Хл Бк-см2/(100 фм2-нейтр); Л — постоянная распада, с-1; п —
число атомов активируемого нуклида в детекторе, 10~24 см2/100 фм2.
Расчетные значения средней дозовой чувствительности Г/С,
б-пейтр/(см2-сГр) медного и фосфорного детекторов дозиметра АИДА
к промежуточным и быстрым нейтронам двенадцати различных спект-
ров приведены в табл. 7 7.
Диапазон измеряемых доз, сГр: 10-’<£>тепл<9-102; 0,14<ОПр<
<1,5-104; 0,2<РОыстр<2-104. Если действующий спектр нейтронов не-
известен, целесообразно применять такие детекторы, у которых энер-
гетическая зависимость показаний близка к тканевой керме (см.
разд. 7.6).
7.6. ТРЕКОВЫЕ ДОЗИМЕТРЫ НЕЙТРОНОВ
Тяжелые заряженные частицы вызывают повреждение в твердых
веществах — изоляторах вдоль своей траектории движения. Такими
веществами могут быть стекло, слюда, пластики, нитроцеллюлоза
и т. п Вдоль траектории поврежденное вещество обладает повышен-
ной растворимостью, и при химическом травлении с помощью плави-
ковой кислоты (HF) нли щелочей (КОН, NaOH) траектории становятся
видимыми под микроскопом. Таким образом, по аналогии с ядерными
фотоэмульсиями диэлектрики могут служить детекторами следов за-
ряженных частиц Для регистрации тепловых, промежуточных и быст-
рых нейтронов используют указанные в табл 7.6 делящиеся вещества
(нептуний, уран и др ) в виде слоев, плотно прижатых к диэлектрику.
Измеряемое число треков п иа единице площади детектора выражается
соотношением:
п = ^Фор (7 28)
где — доля образованных продуктов деления, попадающих в детек-
тор; N — число делящихся ядер в единице объема; Ф — флюенс ней-
тронов в данном энергетическом диапазоне; оу — среднее эффектив-
ное сечеиие деления для нейтронов данного энергетического диапазона
Поскольку спектр и угловое распределение продуктов деления одинако
вы для всех делящихся веществ, коэффициент £ можно считать Одина
ковым практически для всех детекторов
Эквивалентную дозу можно вычислить, если имеется регламенти-
рованная зависимость ее па единичный флюенс от энергии,
Зв/(нейтр-см-2) (см табл 4 7):
H = /m/(ffygV), (7 29)
где h — коэффициент пропорциональности, равный эквивалентной дозе
на один нейтрон данной энергии
Дозовая чувствительность трекового дозиметра
nlHzx.Ot'tNIh. (7 30)
где О/ и h зависят от энергии нейтронов Поэтому для практических
целей выбирают такую комбинацию делящихся веществ, которая позво-
ляла бы определять действующий спектр нейтронов нли давала бы
близкое совпадение с регламентированным значением зависимости до-
284
эовой чувствительности от энергии нейтронов. Например, 235U и 237Np
за фильтром нз ,0В, взятые в определенных количествах, хорошо вос-
производят эту зависимость.
Для измерения спектров и дозиметрических характеристик нейтро-
нов в воздухе и на поверхности фантома человека разработан спект-
рометрический набор «Дисней» из трековых детекторов с делящимися
веществами 235U, 237Np, 238U с фильтром толщиной 1 г/см2 10В и акти-
вационным детектором 32S, также помещенным внутри этого фильтра
163] ;
Набором «Дисией» можно определять флюенс нейтронов в следу-
ющих энергетических областях: 0,01—0,4; 0,4—400 эВ; 400 эВ—
0,56 МэВ; 0,56—1,4; 1,4—2,8; 2,8—10,0 МэВ.
Примером аварийного трекового дозиметра нейтронов, который
регистрирует керму промежуточных и быстрых нейтронов, может слу-
жить дозиметр «Дина» [63]. Принцип его действия основан на том,
что энергетические зависимости тканевой кермы и эффективного сече-
ния деления 237Np за борным фильтром близки.
Дозиметр состоит нз двух стеклянных илн слюдяных трековых де-
текторов, между которыми находятся 237Np в сплаве с алюминием.
Сборка окружена фильтром из естественного бора с содержанием |0В
в стейках, равном 0,1 г/см2 После облучения детекторы протравливают
в 5%-ной плавиковой кислоте в течение 9 мин. Определение кермы
сводится к простому счету треков под микроскопом и переходу от
числа треков на 1 см2' к дозе умножением на коэффициент дозовон
чувствительности, который обычно составляет 22 мкГр/(трек-мг)
237Np нли 80 мкГр/(трек-см-2). Разброс цены трека для действую-
щих спектров нейтронов различных критических сборок и реакторов
не превышает ±10% Диапазон измерения тканевой кермы промежу-
точных и быстрых нейтронов дозиметром «Дина» — 0,05—50 Гр Ста-
тистическая погрешность составляет ±10%. Дозиметр «Дина» может
применяться в составе аварийного дозиметра «Гнейс», который пред-
назначен для измерения также дозы р- и у'излучсиий и тепловых ней-
тронов с помощью термолюминесцентных детекторов ИКС [63]. До-
зовая цена трека дозиметра «Дина» при хроническом облучении ней-
тронами (коэффициент качества 10) за биологической защитой
реакторов составляет 900 мкЗв/(трек-см-2), а погрешность за счет
спектральной чувствительности ±26 % [65].
Для измерения кермы тепловых и медленных нейтронов исполь-
зуют детектор ИКС с пластиной стекла, в состав которого входит ли-
тий Показания этого детектора являются суммой от дозы у-излучеиия
и дозы тепловых и медленных нейтронов, причем дозовая чувстви-
тельность к нейтронам примерно в 100 раз выше, чем к у-излучению.
В кассете дозиметра «Гнейс» имеется четыре гнезда для размеще-
ния двух детекторов у-излучення и двух детекторов тепловых и мед-
ленных нейтронов
Борный фильтр с трековыми детекторами «Дина», а также детек-
тор ,03Rh для контроля кермы быстрых нейтронов н детектор кожной
дозы Р- и у-излученнй размещены в крышке кассеты.
Всего в кассету «Гнейс» входит восемь детекторов, позволяющих
определить суммарную тканевую дозу в греях в чувствительном слое
кожи на поверхности тела.
Недостатком трековых дозиметров на основе i37Np является их
высокая стоимость и большая радиационная опасность нептуния. В свя-
зи с этим в качестве новых трековых детекторов предложен исполь-
зовать различные полимерные материалы: триацетат целлюлозы, нитрат
285
целлюлозы, поликарбонат и аллнлдиглнколь карбонат С/?-39 Разрабо-
тана технология получения этих материалов, методики обработки трав-
лением и обсчета детекторов [651-
Наибольшей чувствительностью и наименьшей погрешностью 7—
11 % при химическом травлении обладает С/?-39, у которого дозовая
цена трека составляет при аварийном облучении 0,014 мкГр/
/(трек-см-2) н 0,17 мкЗв/(трек-см~2) при хроническом облучении
[66].
Еше одним перспективным методом индивидуальной дозиметрии
нейтронов является использование детектора на основе перегретой жид-
кости «Superheated drop detector» [67]. Он представляет собой дис-
пергированные в полиакриламиде перегретые, чувствительные к ней-
тронам капли фреона, которые являются миниатюрными пузырьковыми
камерами. При облучении нейтронами в каплях образуются пузырьки
газа. Число их пропорционально дозе облучения и может быть под-
считано визуально Дозовая опенка одного пузырька эксперименталь-
ного индивидуального дозиметра быстрых нейтронов объемом 2 мл,
плотностью 1,2 г/см3 и содержанием фреона, равным доле процента
общего объема, составляет 4 мкЗв/пузыргк [67].
Глава 8
РАДИОМЕТРИЯ АЭРОЗОЛЕЙ, ГАЗОВ
И ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ
8.1. РАДИОМЕТРИЯ АЭРОЗОЛЕЙ
Высокая радиационная опасность радиоактивных аэрозолей объяс-
няется проникновением их внутрь организма через органы дыхания
и значительной эффективностью внутреннего облучения. ПДП радио-
активных веществ в организм и рассчитанная по поступлению допус-
тимая концентрация аэрозолей в воздухе очень мала (см. гл 4). Так,
ДКл аэрозолей 239Ри соответствует содержанию одной частицы (с ра-
диусом около 10~5 см) в 1 л воздуха Такой ничтожно малый уровень
радиоактивности невозможно измерить непосредственно, поэтому все
существующие методы радиометрии аэрозолей основаны на предвари-
тельном извлечении их каким-либо способом из воздуха и последую-
щем измерении в концентрированном виде.
Для осаждения аэрозолей применяют картоны, волокнистые фильт-
ры (стекловолокно с диаметром волокон 2—3 мкм), ткани нз ультра-
тонких волокон перхлорвинила (ФПП), ацетилцеллюлозы (ФПА), элек-
трофильтры и инерционные осадители Ткани ФПП имеют средний диа-
метр волокон 1,5 и 2,5 мкм, обладают стойкостью к кислотам
и щелочам, не смачиваются водой и могут применяться при темпера-
туре 333 К- Ткани ФПА с волокнами диаметром 1,5 мкм стойки по
отношению к органическим растворителям (типа хлорированных угле-
водородов) и могут использоваться при температуре до 423 К и влаж-
ности не более 80 %.
Эффективность q волокнистого фильтра определяется нз выраже-
286
ияя:
т) = (Со —Сл)/С0 = 1 — ехр(—#фЛ), (8.1)
где Со — концентрация аэрозолей до фильтра; G, — то же после
фильтра толщиной Л; — коэффициент фильтрации, равный относи-
тельному изменению активной концентрации аэрозоля на единицу тол-
щины фильтра и зависящий как от формы, дисперсности, плотности
и концентрации аэрозольных частиц, так и от скорости прокачки возду-
ха через фильтр, влажности воздуха, особенностей материала фильтра
и химической природы частиц.
Эффективность может быть найдена экспериментально по активно-
сти st частиц, осевших на два фильтра одинаковой толщины, располо-
женных один над другим:
Г) — 1 — е/?2/» (8 2)
где stx и st2—активность частиц, осажденных иа первом и втором
фильтрах.
Проскок е аэрозольных частиц через фильтр:
е = 1 — т). (8 3)
Степень очистки газов фильтрующим устройством определяют не толь-
ко по г}, но и по коэффициенту очистки Хоъ который является величи-
ной, обратной проскоку е:
Коч = 1/е = 1/1 — Ц. (84)
Характеристики фильтрующих тканей приведены в табл. 8 1. Эф-
фективность этих тканей по тонкодисперсным наиболее проникающим
радиоактивным аэрозолям (размером 0,1—0,2 мкм) составляет 99,0—
99,9 % при нагрузке по воздуху до 150м3/(ч-м2) и падает до 90 %
при нагрузке 12 л/(мин-см2) В табл. 8 2 даны характеристики некото-
рых аналитических круглых фильтров ЛФА с рабочей поверхностью I;
3; 10; 20, 40; 100 и 160 см2.
Недостатками волокнистых фильтров являются: зависимость их эф-
фективности от дисперсности аэрозолей, малая допустимая скорость
прокачки (3—20 л/мин через 1 см2 фильтра), необходимость внесения
поправок на самопоглощение а- и р-частиц в фильтре прн определении
его активности
Электрофильтры позволяют прокачивать до 1 м3/мпн с осаждением
аэрозольных частиц на гладкую поверхность, что удобно при после-
дующем измерении активности. Однако оии дают низкую эффектив-
ность фильтрации Так, электрофильтр типа ЭФ-2 имеет эффективность
фильтрации около 75 % для частиц размером 10~2—102 мкм Инерци-
онные осадители обладают еще меньшей эффективностью (несколько
процентов) улавливания тонкодисперсных аэрозолей
Измерению концентрации аэрозолей плутония, урана и других
a-активных, радиационно опасных аэрозолей мешают аэрозольные про-
дукты распада торона и радона, содержащиеся в воздухе и улавливае-
мые фильтрами наравне с долгоживущими аэрозолями. Содержание
аэрозольных продуктов распада радона и торона па несколько поряд-
ков больше, чем допустимая концентрация долгоживущих аэрозолей,
и зависит от природных условий данной местности, материала стен
зданий или помещений, степени вентилирования помещений (см гл. 3).
Поскольку время жнзин аэрозольных продуктов распада радона
и торона значительно меньше, чем долгоживущих (эффективные перио-
ды полураспада равны 35 мин и 10 ч), активность на фильтре через
287
Таблица 8.1 Характеристики фильтрующих тканей ФПП и ФПА [68]
Марка ткани Примерная толщина, мм Коэффициент проскока по мас- ляному туману. % Марка ткани Примерная толщина, мм Коэффициент проскока по мас- ляному туману, %
ФПП-15-1,5 0,2 0,100 ФПП-25-3,0 0,4 0,010
КЗ % ФПП-15-3,0 0,4 0,010 ФПП-25-6,0 0,8 0,005
ФПП-15-4,5 0,6 0,005 ФПП-15-4,0 0,6 0,050
ФПП-15-6,0 0,8 0,005 ФПП-15-6,0 0,8 0,005
Примечания I Цифра, стоящая после названия ткани, показывает диаметр волокон, мкм, условно увеличенный в 10
раз Вторая цифра в обозначении марки ткани -- аэродинамическое сопротивление кгс/м8. 2. Коэффициент проскока получен прн
испытании в масляном тумане с нагрузкой 36—50 м3/(ч м2).
19-722
Таблица 8.2. Характеристики аналитических фильтров А ФА [36]
Марка фильтра Материал Рабо- чая повер- хность филь- тра, см* Сопротив- ление, Па Макси- мальная нагрузка, л/мин Эффектив- ность по масляному туману. % Назначение
АФА-РМА-20 ФПА-15-2,0 20 40-60 100 99,9 Для определения концентрации радиоактив- ных аэрозолей при повышенной температуре (до 423 К)
АФА-РМП-3 ФПП-15-1,7 3 40—60 60 99,9 То же при температуре до 333 К, стоек к химически агрессивным средам
NO 00 1О АФА-РМП-40 ФПП-15-1,7 40 40—60 800 99,9 Для радиоспектрометрического определения радиоактивных аэрозолей
АФА-ХА-20 ФПА-15-2,0 20 20 140 99,9 Для радиохимического анализа радиоактив- ных аэрозолей Фильтр обрабатывается ме- тодом «мокрого» сжигания, т е сжигания смесью концентрированных серной и азот- ной кислот
АФА-РГП-3 ФПП-15 3 40—60 9 99,5 Для радиографического анализа
АФАСИ ФПП с добав- кой измельчен- ного угля и AgNO3 3 10 30—75 — 99,0 Для определения аэрозолей и паров молеку- лярного радиойода
Признание Сопротивление указано для стандартной ''корости фильтрации 1 см/с С возрастанием скорости потока
воздуха пооисходи! линейное возрастание сопротивления фильтра
некоторое время после прекращения прокачки будет определяться долго-
живущими продуктами Если прокачку не прекращать, то за время
примерно равное шести периодам полураспада (для аэрозолей радона
за 3 ч) естественная радиоактивность на фильтре достигает насыщения,
а долгоживущая продолжает возрастать Таким образом, либо выжи-
дая 3 ч после конца прокачки, либо измеряя уровень активности через
3 ч после начала непрерывной прокачки, можно выделить долгоживу-
щую активность
Активность st долгоживущих аэрозолей за время прокачки t со-
ставляет:
(8 5)
где q — эффективность фильтра, С — концентрация долгоживущих
аэрозолей в воздухе, to — объемная скорость прокачки. Активность
короткоживущих аэрозольных продуктов распада, например радона,
за время прокачки /:
т1-^-7'л1| -exp(-'',693//rR)], (8 6)
где CR — концентрация короткоживущих аэрозолей; — их эффек-
тивный период полураспада
При 1<zTr t/l/ICr,
при/^>Тд c/1/c/Ir= (C/Cr) (t/Т
Соотношение активностей st* и R через время Г после прекра-
щения прокачки:
е#4 Со t ехр (—t'/т)
’ (87’
где st* практически равно st-, т=7’д/0,693— среднее время жизни
атомов короткоживущих нуклидов на фильтре.
Из соотношения (8 7) следует, что увеличение времени выдержки
и прокачки улучшает соотношение между долго- и короткоживущими
радионуклидами на фильтре в пользу первых и помогает более точно-
му их измерению При непрерывном режиме прокачки и измерении ак-
тивности фильтра необходимо учитывать флуктуации уровней актив-
ности короткоживущих нуклидов, осевших на фильтре, что вызывается
колебаниями в работе вентиляции помещений, в скорости прокачки че-
рез фильтр и т. п
Измерение активности, накопленной на фильтре по внешнему а- и
Р-излучснию, с учетом всех необходимых поправок можно производить
на блоках детектирования БДЗА2-01 и БДБСЗ 1еМ (см гл. 9).
8.2. РАДИОМЕТРИЯ ГАЗОВ
Измерение концентрации радиоактивных газов (таких, как арюп,
криптон, ксенон, тритий и др ) основано на счете отдельных Р-частиц
или фотонов и на измерении ионизационного тока, создаваемого этими
частицами Кроме измерения концентрации часто возникает необходи-
мость в определении нуклидного состава смеси радиоактивных газов, что
осуществляют по периодам полураспада, спектрометрией фотонов, опре-
делением граничной энергии Р-спектра, радиометрией аэрозольных про-
дуктов распада газов, хроматографическим разделением газов в уголь-
290
ных или силикагелевых ловушках, избирательным концентрированием
н др. Ввиду сильного поглощения [3-частиц измеряемый газ либо вво-
дят внутрь газоразрядного счетчика или ионизационной камеры, либо
применяют сетчатые камеры (с воздушной стенкой), счетчики и сцин-
тилляционные детекторы, погружаемые в радиоактивный газ.
Наименьшая погрешность (до 1 %) измерения активности газов до-
стигается при использоваиин счетчиков внутреннего наполнения, что
обеспечивает регистрацию почти каждого ^кта распада, если он сопро-
вождается испусканием заряженной частицы. Однако этот метод сложен
и громоздок.
Широкое распространение в серийной аппаратуре получил метод
измерения активности газов с помощью тонкостепных торцевых счетчи-
ков, помещаемых в торец цилиндрических камер, которые наполняют
радиоактивным газом, или цилиндрических счетчиков, расположенных
в центре таких камер.
Концентрация С газа в камере определяется по формуле:
С = kNр /t]SV, (8 8)
где k — коэффициент, зависящий от выбора единиц; N$—скорость сче-
та (3-частиц; ц-градуировочпый коэффициент, зависящий от граничной
энергии [3 частиц £р, толщины входного окна торцевого счетчика и раз-
меров объема с газом (табл 83); S—рабочая площадь входного окна
счетчика; V — объем камеры.
Таблица 83 Градуировочный коэффициент Ч [10~4 имп./(расп.-см3)]
для газонаполненного цилиндра прн толщине входного окна
торцевого счетчика 5 мг/см2 [68]
Радиус цилиндпа, см Высота ци- линдра, см Е . МэВ Р
0.3 0.4 0,5 0.6 0,7 0,8
10 20 1,1 0,7 1,8 2,8 3,4 3,7 4,1
15 30 1,3 1,9 2,4 2,7 3,0
13 38 0,6 1,0 1,3 1,6 1,8 2.0
25 50 0,15 0,23 0,31 0,39 0,46 0,53
Продолжение табл. 8.3
Радиус цилин- дра, см Высота цилиндра, см Ео, МэВ Р
0.9 1,0 1.2 1.5 2.0 2.5 ) 3.0
10 20 4,4 4,5 4,8 5,0 5,2 5,3 5,3
15 30 3,3 3,4 3,7 3,9 4,2 4,3 4,3
13 38 2,1 2,3 '..4 2,7 2,8 2,9 2,9
21 50 0,59 0,64 0,70 0,77 0,82 0,85 0,85
19»
291
Активность газов с граничной энергией Р-спектра менее 0,3 МэВ
измеряют с помощью ионизационных камер внутреннего наполнения.
Для контроля газов, содержащих 3Н, l4C, 35S и др. применяют ио-
низационные камеры с газовой стенкой, измерительный объем которых
должен быть окружен слоем воздуха с радиоактивным газом толщиной,
равной (или более) максимальному пробегу (J-частиц в воздухе. В такой
камере устанавливается электронное равновесие, как в бесконечной среде
с равномерно распределенным веществом. Камера обычно представляет
собой два коаксиально расположенных цилиндра. Внутренний цилиндр
является собирающим электродом. Внешний цилиндр ограничивает из-
мерительный объем. Его изготовляют в виде сетки из металла с низким
атомным номером, чтобы уменьшить действие мешающего измерения
внешнего у-излучения. Через сетку происходит обмен воздуха без при-
менения прокачпых устройств.
Ионизационный ток насыщения в камере с газовой стенкой опреде-
ляется по формуле:
i= р.1,6-П-’9СИ£р/е, (8 9)
где 1 — ионизационный ток; р — градуировочный коэффициент; заряд од-
ного иона—1,7-10~19 Кл; С—концентрация газа, Бк/л; V — измери-
тельный объем камеры, л, — средняя энергия (J-спектра, МэВ; е —
средняя энергия ценообразования, равная 33,85-10—6 МэВ.
Серийно выпускаемыми приборами можно измерять токи около
5-Ю-13 А, поэтому минимально контролируемая концентрация 3Н в воз-
духе с помощью сетчатой камеры объемом 20 л составляет 1,0-10’ Бк/л
(1,0-10« Бк/м3).
При измерении концентрации газов с граничной энергией Ер около
1 МэВ (или газов с еще большей граничной энергией) целесообразно ис-
пользовать ионизационные камеры со сплошной стенкой. Ионизационный
ток этих камер существенно зависит от геометрической формы, размеров,
материала стенок, что учитывается введенным в формулу (8 9) коэффи-
циентом Р Однако влияние указанных факторов па коэффициент 0 рас-
четным или экспериментальным путем выявить трудно Поэтому иа прак-
тике используемые камеры градуируют радиоактивными газами с
известной активностью илн с помошью моделирования газов точечными
источниками P-излучении Находят ионизационный ток i при объемной
активности С радиоактивного газа в объеме камеры V, т. е. величину
i/CV, в зависимости от параметров камеры (табл 8 4).
Градуировка ионизационных камер радионуклидами, у которых
практически отсутствуют электроны конверсии (например, 41Аг, “Кг),
может дать погрешность при измерении газов, у которых наряду с р-час-
тицами испускаются электроны конверсии, так как ионизационный ток иа
единицу активности у таких газов значительно больше, чем у чистых
Р-излучателей Например, у |33Хе суммарное число частиц на один раз-
ряд за счет конверсионных электронов с энергией 25—76 кэВ в 1,67 раза
больше по сравнению с 41Аг. Это дает значение градуировочного коэф-
фициента в 1,67 раза больше соответствующего коэффициента для 41Аг.
Более низкие концентрации 88Кг и ,37Хе можно контролировать прн
концентрации в воздухе иа уровне 370 Бк/м’ измерением их аэрозольных
продуктов распада 88Rb и ,!7Cs соответственно с помощью аэрозольных
фильтров (АФА-РМП-20). Предварительное извлечение мКт и |37Хе из
воздуха способом адсорбции иа активированных углях с последующей
гамма-спектрометрией нуклидов дает возможность контролировать их
при концентрации в воздухе около 37 Бк/м’.
292
Таблица 84 Чувствительность некоторых радиометров газов,
Бк/л [68]
Нуклид Камера ДЗ-2* Камера ДЗ-70* УД1 Ь-08**
3Н 6,6-10* 3 2,2-Ю3
34с 1,2-103 5,5-Ю2
133Хе 1,0-102 3,7-10а —
83 Кг 9,6-102 2,6-Ю2 —
21Лг 9,6-102 2,2-10? 72,0
• При этой концентрации стрелка усилителя «Кактуо отклоняется на всю
шкалу в первом диапазоне
•• Детектор — два счетчика
При непрерывном измерении концентрации радиоактивных газов
через ионизационную камеру постоянно прокачивают воздух с некото-
рой скоростью <о=И1//ь где Vi— объем ведущего в камеру газопровода,
— время движения газа по объему этого газопровода В установив-
шемся режиме число атомов радиоактивного газа в измерительном объ-
еме V2 ионизационной камеры становится постоянным (поступление
атомов с потоком воздуха и убывание их из-за уноса потоком и радиоак-
тивного распада одинаковы). Тогда ток насыщения i в ионизационной
камере
г = р! (С/Х) ы ехр (— XV,/<о) [1 — ехр (— XV2/w)], (8.10)
где Р, — коэффициент, учитывающий передачу энергии заряженных час-
тиц па ионизацию и зависящий от параметров камеры н выбранных еди
ниц; X — постоянная распада атомов радиоактивного газа С ростом ско
рости прокачки ток насыщения достигает максимального значения
j=P,CV2
Если нужно измерить концентрацию 3Н [62] па уровне 18—
—1,8-10э Бк/м3, используют жидкие сцинтилляторы, в которые вводят
отобранные из воздуха различными способами пробы 3Н. Способы отбо
ра проб из воздуха: 1) вымораживание влаги (предел измерения кон-
центрации до 18 Бк/м3); 2) улавливание оксида трития пропусканием
воздуха через воду (предел измерения концентрации 1,8-103 Бк/м3),
3) поглощение оксида трития гигроскопичными солями хлористого каль
ция и лития (предел измерения концентрации 37 Бк/м3).
Определенная трудность возникает при необходимости контроля низ
ких концентраций паров радиоактивного иода (ДКл по 1311 составляет
150 Бк/м3).
Различие в формах парообразной фракции иода — иод элементар-
ный, в виде органических соединений (например, СН31) и иодидов (IBi,
UI2), каждая из которых обладает разной способностью улавливания на
активированном угле, не позволяет применять какой-либо один фильтр
Так, для улавливания элементарного иода можно использовать ткань
ФПП-15, пропитанную 16 %-ным спиртовым раствором поташа (КОН) —
хемсорбепта этой формы иода с эффективностью 30—90 % при линейной
скорости прокачки воздуха 10—14 см/с.
Применение активированных углей марок СКТ1-6 только тогда осо
бенпо эффективно для улавливания метилиодида, когда они импрегпн-
ровапы азотнокислым серебром, иодистыми и бромистыми соединениями
293
серебра н т. п., иа которых происходит хемосорбция или изотопный об-
мен этих форм летучего иода Такая же пропитка делается у картонных
фильтров (типа ФМСП), Эффективность импрегнированных фильтров к
парам иода достигает 95 % и более. Однако следует учитывать старение
импрегнированных фильтров (разложение азотнокислого серебра и т п.),
которое ухудшает их сорбционную способность, так как серебро и его
оксиды ие поглощают органических соединений иода.
8.3. РАДИОМЕТРИЯ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ
Несмотря на средства герметизации, применяемые при проведении
работ с пылящими или летучими радиоактивными веществами, часть
их проникает во внешнюю среду, а затем, в основном через органы ды-
хания и пищеварительный тракт, попадает внутрь организма.
Одним из способов определения содержания радиоактивных веществ
в организме являются радиометрические измерения выделений из орга-
низма. Однако ввиду индивидуальных биологических отличий и суточных
колебаний активности, содержащейся в выделениях человека, этот спо-
соб оказался более пригодным для аварийных случаев, связанных с по-
паданием в организм значительных количеств радиоактивных веществ.
С помощью гамма-спектрометров излучения человека (СИЧ) можно
идентифицировать нуклиды, попавшие внутрь организма, и измерять пх
количество, изучать их накопление и выведение из отдельных органов,
а следовательно, непосредственно определять дозу внутреннего облуче-
ния с учетом индивидуальных особенностей человека.
Активность у-излучаюших нуклидов (Ra, Cs, Со, К и др ) измеряют
непосредственно по их у-излучеиию; Р-излучающих (Sr и др ) — по их
тормозному излучению. Для достижения высокой чувствительности СИЧ
детекторы спектрометра и исследуемого человека помещают в стальную
нли свинцовую защитную камеру (толщина степ из стали обычно дости-
гает 15—20 см, из свинца—до 10 см), эффективно (в 30—300 раз) сни-
жающую космическое излучение* (рис. 8.1). Для СИЧ следует использо-
вать полупроводниковые детекторы чистого германия или сцинтилляци-
онные кристаллы Nal (Tl), которые выбирают с большой площадью
(диаметр 150—200 мм) и высотой 100 мм; применяют фотоумножители
с колбой из безкалийного стекла (для уменьшения фоновых отсчетов, вы-
зываемых естественно радиоактивным 40К) или соответствующие сцип-
тиблоки с ФЭУ-49 Для геометрии защитного кресла размеры ецнитибло-
ка обычно равны d=63X63 или d=75X75 нм.
Геометрия измерения может быть различной (рис 8 2): человек ле-
жит на спине — детекторы сверху и снизу (а); человек сидит — детек-
тор над животом (б); человек лежит па дугообразном ложе, детектор
расположен на расстоянии 1,5—2,0 м в центре дуги (в); человек стоит
на расстоянии 1,5—2,0 от детектора (г); человек сидит пригнувшись к
коленям, детектор расположен у живота (д); человек стоит, детектор в
защите со сменным коллиматором регистрирует у-излучепие щитовидной
железы или легких (е); человек стоит, детектор установлен вплотную
к разным точкам тела (ж).
* Содержание 6°Со в стали должно быть меиее ЮмБк/кг, 4°К —
100, 22’Ra— 100, 232Th— 70 Содержание радионуклидов — источников
фотонного излучения в свинце должно быть минимальным, при этом
следует в камере использовать внутренние покрытия из меди или кад-
мия.
294
Рис. 8 1 Защитная комната при измерении излучения человека:
а —в геометрии «стандартного кресла»; б —в геометрии сканирования
Если детектор, помещенный в коллиматор, перемещать по горизон-
тальной направляющей, то можно исследовать локализацию нуклидов
в теле Измерения в такой геометрии — человек лежит горизонтально,
детектор последовательно перемещается над ним — называется сканиро-
ванием (рис. 8 1 б).
Для регистрации сложного амплитудного спектра многокомпонент-
ной смеси радионуклидов импульсы от ППД детекторов подаются на
многоканальный амплитудный анализатор (например, АИ-4096 или
АИ-8192). Па спектрограммах выделяется фотопик фотонов естественно
радиоактивного <0К (£^=1,46 МэВ) Выделяется также пик l37Cs (Еу=
=0,66 МэВ), появившегося в организме людей после 1955 г. в резуль-
тате испытаний ядерного оружия Для регистрации более простого
спектра можно использовать сцинтилляционные блоки и анализатор с
числом каналов от 512 до 1024
Для идентификации и определения количества радиоактивных ве-
ществ в теле человека из полученной спектрограммы последовательно
вычитают фоновую спектрограмму у-излучения. присущую установке, а
также у излучения 40К и 137Cs, содержащихся в теле людей в известных
иа данный момент количествах. Фоновую спектрограмму снимают с фан-
томом (макетом тела) человека, заполненным чистой (дистиллирован-
ной) водой На СИЧ с сцинтилляторами указанных выше размеров до-
стигнуто энергетическое разрешение 8—9 % по пику ,37Cs и чувствитель-
ность 20—40 Бк по l37Cs в геометрии (см рис 8 1; 8 2, а, б) и 0,4—
1 кБк в геометрии дуги (см. рис. 8 2, в). Для ППД па основе чистого
германия с относительной эффективностью регистрации 20 % н энергети-
ческим разрешением около 2 кэВ по 137Cs чувствительность составляет
4,9 кБк.
Спектрометры с жидкими органическими сцинтилляторами облада-
ют более высокой чувствительностью и производительностью (меньшим
временем, необходимым для измерений), но худшей энергетической раз-
решающей способностью.
Для измерения ннзкоэиергетического излучения, например г39Рц,
г,1Ап1 или тормозного излучения "Sr, применяют пропорциональные
счетчики (для £^<20 кэВ) или топкие пластины диаметром 150 и тол-
295
<Г)
а>
Рис 8 2 Основные типы геометрии измерения активности в теле чело-
века
щииой 1 мм, что позволяет снизить фон пластины и уменьшить вклад
инкорпорированных высокоэнергетических у-излучателей в иизкоэнер-
гетическую область спектрограммы. Это позволяет повысить чувстви-
тельность измерения низкоэнергетических у-излучателен.
По активации Na в теле человека, попавшего во время аварии в по-
ток нейтронов, можно определить поглощенную дозу внешнего нейтрон-
ного облучения. После аварии иногда возникает необходимость быстро
определить попавшие в организм такие радиационно-опасные нуклиды,
как ш-1351, l37Cs, 60Со, 106 Ru, И0Ва и др. Аварийные СИЧ (называемые
СИЧ-А) не имеют защитной камеры, так как однократное поступление
радиоактивных веществ илн активация нейтронами достаточно велики
для их определения в обычных условиях. Для снижения собственного
фона у СИЧ-А вполне хватает защиты блока детектирования и теневой
(в виде стальной плиты) защиты пострадавшего.
Спектрометр у-излучення многоцелевого назначения СИЧ-2 2 состоит
из стальной защитной комнаты, набора сцинтилляционных спектрометри-
ческих детекторов, регистрирующей аппаратуры, кресла и носилок для
измеряемого человека.
296
Толщина стен комнаты 15 см, общая масса 17 т, масса отдельных
плит не более 40 кг. Внутренние размеры комнаты 1,75X1,6X1,1 м Ком-
ната имеет откатную дверь для входа человека и позволяет вести изме-
рения в двух геометриях, «стандартного кресла» и сканирования (см.
рис 8 1). В комнате имеются направляющие устройства для вкатывания
носилок с пациентом и система перемещения детектора над ним. Конст-
рукция подвески детектора позволяет быстро заменять детектор в зави-
симости от задачи. В геометрии стандартного кресла использован кри-
сталл Nal диаметром 150 и высотой 100 мм ФЭУ-49Б с колбой из бес-
кал ийпого стекла. Собственный фон СИЧ-2,2 до 0,6 МэВ составляет
70 имп /мии, до 1,4 МэВ — 25 имп /мин Минимально измеряемая актив-
ность по 137Cs составляет около 1 кБк
При измерении в геометрии сканирования используют блок детекти-
рования в свинцовой защите с кристаллом Nal диаметром и высотой по
63 мм Набор коллиматоров позволяет измерять содержание у-излучате-
лен в теле человека в широком диапазоне активностей. Для измерения
у излучателей низких энергий используют кристалл толщиной от 1 до
20 и диаметром 150 мм (табл. 8 5)
Таблица 8 5. Параметры детекторов спектрометра СИЧ-2.2 [36, 62]
Размеры кристалла детектора, мм Основное назначение Спектрометрическое разрешение по линии 662 кэВ точечного источника, %
150ХЮ0 Спектрометрия инкорпориро- ванных у-нзлучателей с энерги- ей более 100 кэВ 9—14
63x63 Сканирование для определения распределения нуклидов 9
150x20 Регистрация тормозного излу- чения с энергией ниже 200 кэВ —
150x4 То же ниже 100 кэВ ——
150 х( 14-2) То же ниже 50 кэВ —
Для контроля персонала АС используют стационарную установку
СИЧ типа МСГ-01, имеющую только теневую защиту от фонового из-
лучения снизу [69]. Она состоит из трех устройств. 1) устройства для
контроля содержания радионуклидов во всем теле в геометрии «дуги»
(см рис. 8.2, в) с блоком детектирования БДЭГ-51 на основе кристалла
Nal(TI) диаметром 150 и высотой 100 мм; 2) устройства для контроля
13Ч с блоком детектирования БДЭГ-52 на основе кристалла Nal(Tl) диа-
метром 63 и высотой 63 мм; 3) пульта управления и измерения установ-
кой и устройством по ”4 и анализатором АИ-1024 СИЧ АС должен да-
вать возможность измерения инкорпорированной активности, не превы-
шающей 1/10 допустимого содержания ДСА радионуклидов, согласно
НРБ—76/87, деленной на число обследований персонала в год и умно-
женной на значении функции удерживания для времени между измере-
ниями. Соответствующие требования к СИЧ АС для основных дозооб-
разующих радионуклидов даиы в табл. 8.6.
Установка МСГ-01 позволяет измерять равномерно распределенные
в организме радионуклиды в следующих диапазонах: по l37Cs от 2,2-10’
297
Таблица 8.6 Минимальные уровни регистрации, кБк, для контроля
некоторых дозообразующих радионуклидов и смесей в организме
персонала АС при однократном ингаляцноином поступлении [76]
Радионуклид Одиноч- ный Приведенные уровни для смеси Радионуклид Одиноч ный Приведенные уровни для смеси
110inAg 5,8 0,58 ’°Со 1,9 0,19
137Cs 49 49 ”Fe 41 4,1
134Cs 24 24 54Мп 64 6,4
JUICe 23 2,3 66Zn 41 4,1
944Ce 0,9 0,09 61Сг 800 80
8’Nb 53 5,3 124Sb 10 1
9?Zr 13 1,3 w’Ru 4.6 0,46
’’Co 36 3,6 W3Ru 27 2,7
S«Co 45 4,5 1311 0,5 0,5
до 1,7-107 Бк, по ’°Со от 7,4-104 до 3,7-10’ Бк за время не более 30 мин.
Устройство контроля |3|1 в щитовидной железе или мочевом пузыре
измеряет активность от 3,7-103 до 1,85-10’ Бк (применен коллимирован,
ный сцинтиблок). Это устройство можно применять для определения ра-
дионуклидов в ранах
Для контроля 239Рн и 24|Ат в легких человека по длинноволново-
му рентгеновскому излучению с энергией 13—70 кэВ применяют СИЧ-2 6
{62]. Детекторами 239Ри служат два проточных пропорциональных счет-
чика с входным окном размером 15X25 см, закрытым тонкой алюмипи-
зированной териленовой пленкой Энергетическое разрешение на линии
17,4 кэВ составляет 14 %, эффективность регистрации — 15 %.
При поступлении радионуклидов уровни регистрации необходимо
уменьшить в 3—10 раз, в зависимости от количества основных дозооб-
разуюшнх радионуклидов в смеси, что делает их сравнимыми с 1/10 до-
пустимого содержания активности Необходимо также учитывать влия-
ние смесей на повышение минимально детектируемых активностей из-за
наложения спектров
Для регистрации ''"Ат используют блок детектирования БДЭГ-2-13,
в котором применены тонкие кристаллы Nal диаметром 120 н толщиной
4 мм с энергетическим разрешением при энергии 60 кэВ около 17 %
и эффективностью регистрации около 90%.
Защитная камера СИЧ-2,6 длиной 120 см н внутренним размером
60X60 см имеет стенки из свинцовых кирпичей толщиной 10 см и снижа-
ет фон примерно в 20—30 раз в диапазоне энергий 20—25 кэВ.
Для быстрого обследования и выявления лиц, в организме которых
содержатся у-нзлучатели на уровне, превышающем 0,1 ДСА, можно
измерять у-излучение на поверхности тела (см. рис. 8.2, г) с помощью
радиометра СРП-68-01 [62].
В приборе имеется кристалл Nal(Tl) диаметром 30 и высотой
20 мм, диапазон измерения скорости счета 0—104 имп./с. Скорость счета
Nv измеряют в трех точках — в районе легких, желудка и щитовидной
железы за время 5 с. Перед обследованием измеряют фои прибора А'ф
(обычно Мф=50 имп/с, что соответствует Х=0,15 мкГр/ч) и определя-
ют значение ДУф — скорости счета от заведомо «незагрязненных людей»
в той же геометрии измерения,
298
Если радионуклид известен и определена его локализация в орга-
низме с погрешностью не более 150—200 %, можно оценить его актив-
ность (в Бк) по следующим формулам:
<Л= 2- И3 п [Лс— (Аф + ААФ)) (рагкомерное распределение);'
«/? = 7,9-102 п [Л'с —(Л'ф +ДЛ'ф)] (легкие);
«/?= 4,9-102 п [jVc — (Л/ф + ЛЛ'ф)] (желудок),
(8.П)
где п — суммарный выход у-кваитов на распад данного радионуклида
(см. табл 1 7).
Активность 1311 в щитовидной железе определяется по формуле:
66[Л'С — (Уф-|- ДАф)]. (8.12)
Если результаты измерения соизмеримы с ДСЛ этих лиц следует более
точно измерить на установке СИЧ
В заключение следует добавить, что мпоижанальные амплитудные
анализаторы (МКА), используемые для СИЧ, должны обладать воз-
можностью проведения предварительной обработки спектров, которая
должна включать в себя энергетическую градуировку, определение ин-
теграл:,пой и чистой площади пика, определение полуширины пика,
поиск пика и т. д МКА должен обеспечивать подключение к нему уст-
ройства вывода н накопления информации (УВНИ) и ЭВМ для работы
в линию УВНИ должны включать в себя графопостроитель, печатающее
устройство и магнитные накопители (дисковод и магнитофон) УВНИ
подключается к МКА для передачи на ннх спектрометрической инфор-
мации
ЭВМ должна быть снабжена программным обеспечением для анали-
за спектров, включающим энергетическую калибровку, поиск и иденти-
фикацию пиков, градуировку эффективности, вычитание фоновых пиков.
Глава 9
ПРИБОРЫ И СРЕДСТВА ИЗМЕРЕНИЯ
ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Приборы и средства, установки, используемые для измерении или
контроля ионизирующих излучении, по функциональному назначению
делятся на дозиметрические, радиометрические, спектрометрические, сиг-
нализаторы и многоцелевые приборы (универсальные), блоки детектиро-
вания, устройства детектирования.
Дозиметры — приборы, измеряющие экспозиционную илн погло-
щенную дозу излучения или мощность этих доз, интенсивность излуче-
ния, перенос энер|ии или передачу энергии объекту, находящемуся в поле
излучений
Радиометры — приборы, измеряющие излучения для получения ин-
формации об активности нуклида в радиоактивном источнике, удельной,
сбьемной активности, потоке ионизирующих частиц нли квантов, радио-
активном загрязнении поверхностей, флюенсе ионизирующих частиц.
Спектрометры — приборы, измеряющие распределение ионизирую-
щих излучений по энергии, времени, массе н заряду элементарных час-
299
тнц и"т. д; по одному и более параметрам, характеризующим поля ио-
низирующих излучений.
Универсальные приборы совмещают функции дозиметра и радио-
метра, радиометра и спектрометра н пр
Всесоюзное объединение «Изотоп» поставляет приборы с буквенным
обозначением (см. разд 9.1)*. Буквенное обозначение типа прибора ча-
сто применяется совместно с его кратким наименованием
В табл. 9.1 приведены наименования, типы и основные параметры
некоторых дозиметров и радиометров.
Блоки детектирования (табл. 9.2) представляют собой конструктив-
ные объединения детектора излучения, электронных устройств, выпол-
няющих функции преобразования, усиления, дискриминации, формиро-
вания сигнала детектора и согласования выхода блока детектировании
или непосредственно детектора с волновым сопротивлением линии свя-
зи В зависимости от типа блока детектирования в нем может быть ис-
пользовано от одного до четырех детекторов.
9.1. УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И КРАТКИЕ
ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ СРЕДСТВ
ИЗМЕРЕНИЙ
Буквенное обозначение средств измерений состоит нз трех элемен-
тов
Первый элемент буквенного обозначения — функциональное назна-
чение средств измерений-
Д — дозиметры (дозиметрические установки);
Р — радиометры (радиометрические установки);
С — спектрометры (спектрометрические установки);
БД — блоки детектирования;
УД — устройства детектирования.
Второй элемент буквенного обозначения — физическая величина, из-
меряемая средством измерений:
Д — поглощенная доза излучения;
М — мощность поглощенной дозы излучения;
Э — экспозиционная доза фотонного излучения;
Р — мощность экспозиционной дозы фотонного излучения;
В — эквивалентная доза излучения;
Б — мощность эквивалентной дозы излучения;
Ф — поток энергии ионизирующего излучения;
Н — плотность потока энергии ионизирующего излучения;
Т— перенос энергии ионизирующего излучения;
И — активность радионуклида в источнике;
У — удельная активность радионуклида;
Г — объемная активность радионуклида в газе;
Ж — объемная активность радионуклида в жидкости;
А — объемная активность радиоактивного аэрозоля;
3 — поверхностная активность радионуклида;
Л — поток ионизирующих частиц;
П — плотность потока ионизирующих частиц,
Е — энергетическое распределение ионизирующего излучения;
С — перенос ионизирующих частиц;
* См, ГОСТ 27451—87. Средства измерений ионизирующих излу-
чений.
300
Таблица 9.1. Дозиметрические и радиометрические приборы
Наимеиоганип прибора, тип Назначение прибора Цена одного комплекта, руб.
Комплекты дозимет- ров термолюминес- центных КДТ-02* КДТ-02М КДТ-02М-01 КДТ-02М-02 КДТ-02М-03 Дозиметрические приборы Для измерения экспозиционной дозы рентгеновского и у-излучений (при использовании дозиметров ДПГ-02, ДПГ-03) и индикации экспозицион- ной дозы [З-излучепия (прн использо- вании дозиметра ДПС-11) при энер- гии излучений 0,06—1—1,25 МэВ Диапазоны измерения и индикации, Р: ДПГ-02, ДПС-11 0,1 —103 ДПГ-03 0,005—10э 19 150 27 225 30 780 13 850
Дозиметр ДРГ-05 (носимый) Для измерения в жестких условиях эксплуатации (4 группы ГОСТ 22261—83) экспозиционной дозы нее мощности рентгеновского н у-излуче- иий прн энергии 40—10 000 кэВ оцен- ки p-излучения при энергии частиц 200-30000 кэВ 1200
Дозиметр ДРГ-05М (носимый) Для измерения и жестких условий эксплуатации (4 группы ГОСТ 22261—83) экспозиционной дозы и ее мощности рентгеновского и у-излуче- ний прн энергии фотонов 15—3000 кэВ и оценки уровня Р-излучепия при энергии частиц 200—3000 кэВ. Диапазоны измерения: 10э—Ю7 мкР; 10,01—104 мкР/с 1300
Дозиметр ДРГЗ-04 (носимый) Для измерения экспозиционной дозы (ее мощности или средней мощности) непрерывного и импульсного рентге- новского или у-излучения при эффек- тивной энергии квантов 30—3000 кэВ, максимальной поглощенной дозы в ткани (ее мощности или средней мощности) непрерывного и импульс- ного излучения при энергии квантов 1-25 МэВ Диапазоны измерения: 0,1—3-102 мкГр; 10~2—30 мкГр/с 1365
301
Продолжение табл. 9 I
Наименование прибора тип Назначение прибора Цена ОДНОГО комплек га, руб
Радиометр-дозиметр МКС-Olpl (взамен МКС-01Р) Для измерения степени загрязненно- сти поверхности Р- и а-активными веществами (плотности потока и флюенса а- и Р-частиц), поглощен- ной и эквивалентной доз (и их мощ- ности) рентгеновского, у- и «-излуче- нии, а также флюенса н плотности потока тепловых, быстрых и проме- жуточных нейтронов (Характеристики комплекта см. в табл 92) 15 000
Индикатор излучения Для оперативной оценки населением Ор 1епти-
БЕЛЛА с звуковым радиационной обстановки в бытовых ровочно
сигналом (грубая оценка) н цифровым табло (точная оцен- ка) условиях. Диапазон энергии регистрируемого у-излучепия 0,05—1,25 МэВ, диапа- зон мощности дозы 0,2—9,99 мкЗв/ч. Уровень звукового сигнала на рас- стоянии 15 см—65 дБ, питание от ба- тареи «Корунд» не менее 200 ч, срок службы — 9 лет, масса — 0,25 кг. 100
Дозиметр ДКС-05 (носимый) Для проверки рабочих средств изме- рения экспозиционной дозы и мощно сти дозы рентгеновского и у-нзлучс- инй при энергии квантов 30—3000 кэВ 6705
Радиометр аэрозоль- но парогазовых вы- бросов РКС 07П Для измерения среднесуточных зна- чений объемной бета-активности аэро золей, паров радиоактивного |3|1 ио Р- и у-излучеииям, радионуклидов инертных газов 40 000*
Радиометр газов РГБ 02 Радиометры газов Для измерения объемной р-актнвпо сти нуклидов газов в воздухе, а так- же для измерения экспозиционной до- зы фотонного излучения и для инди- кации места протечки радиоактивного газа нз технологического оборудова- ния Диапазон измерения 40—4-10® Бк/л Для изменения объемной р-актнвно- стн нуклидов в воздухе, 2805
302
Продолжение табл. 9 1
Наименование прибора, тип Назначение прибора Цена одного комплекта, руб, Г
Диапазон измере- ния, Бк/м3: Объем камеры, дм3:
РГБ 06 1 • 104—5-Ю9 10 4215
РГБ-06-02 I-Ю4—5-Ю9 10 4215*
РГБ 06-01 I- Юг'—5-Ю'° 1,0 3920
РГБ-06-08 1 10е—-5-1011 1,0 3920*
РГБ-06-04 1-105—5-1012 1,0 3920 м
Р ГБ-06-03 I • 10s—5-1013 0,1 3600*
РГБ-06-05 1 - 10s—5-1013 0.1 3600*
РГБ-06-06 1-109—5-Ю14 0,1 3600*
Р ГБ-06-07 МОМ-Ю" 0,1 3600*
Радиометр газов Предназначен для измерения объем- 11 000
РГБ-07 ной активности нуклидов газов в воз- духе производственных помещений и систем вентиляции по р-излученню. Диапазон измерения- по ’И 5 104—5-1013 Бк/м3 по 4|Аг, fl,mKr, l3-’Xe, l4C(C02) 5-103—5-1012 Бк/м3
Радиометр газов Для измерения объемной активности 5850
РГА-01П a-активных газов. Диапазон измерения 1-102—1-Ю9 Бк/м3
Радиометр аэрозолей Для измерения активности радона и 4600
РЛС-04П продуктов его распада в воздухе. Диапазон измерения: радона 1-103—1 • 107 Бк/м3 продуктов распада 8-Ю-7—8х X Ю~3 Дж/м3
Измеритель загряз- Для контроля запыленности воздуха 4000
нснностн воздуха и содержания дочерних продуктов
изв зм распада радона (по значению «скры- той» энергии) в пыли Диапазон измерения. массовой концентрации пыли 0,25—50 мг/м3 продуктов распада радона 1.10-7—1 -1011 AfcB/м3
Радиометр жидко- Для измерения объемной активности 7000
стен РЖС-05 нуклидов в жидкостях по их а- и Р-излучению Диапазон измерения 3,7—3,7-103 Бк/л
303
Продолжение табл. 9 1
Наименование прибора, тип Назначение прибора Цена Одного комплекта, руб
Радиометр жидкостей РКС-08П Радиометры жидких и сыпучих проб РУБ Для измерения объемной и удельной активности нуклидов в жидких, сы- пучих и твердых пробах по их а- и Р излучениям, а также измерения ак- тивности нуклидов на аэрозольных фильтрах. Диапазон измерения, Бк/л: по Р-излучению 3,7-Ю2—3,7-Ю7 по а-нзлучению 1,8—1,8-10э Для измерения удельной и объемной активности нуклидов по Р-нзлучению в жидких и сыпучих пробах Диапазон измерения, Бк/л (кг): 8175*
РУБ-01 (БДЖП-06П) 2,0-10-'—3,7-Ю6 7000
РУБ-01П1 1,9—2-Ю5 6885*
РУБ-01П2 1,9—3,7-Ю3 4500*
РУБ-01ПЗ 2,0-10-’—3,7-Ю6 4755*
РУБ-01 П4 2,0-Ю2—2-Ю5 4500*
РУБ-01П5 2,0-10-’—3,7-Ю6 8825
РУБ-01П6 2,0-Ю1—2-Ю5 4500
Радиометр РКГ-05П Для измерения объемной и удельной активностей нуклидов в жидких, сы- пучих, пастообразных н других про бах по их у-излученню. Диапазон измерения (по 137Cs) 20—2-10s Бк/л (кг) 3500
Радиометр а-активно- стп низкого уровня РИ-01 Универсальные ради- ометры- дозиметры мкс Для измерения a-активных проб в слое твердого сцинтиллятора и тон- кого источника относительным мето- дом в лабораторных условиях Для измерения степени загрязненно- сти поверхности а- и р-активнымн веществами (плотность потока и флюенс а- и Р-частиц), эквивалент- ной дозы и мощности эквивалентной дозы рентгеновского, у- н нейтронно- го излучений, а также плотности н флюенса тепловых, быстрых и проме- жуточных нейтронов 5200
МКС-01Р С блоками детектирования БДКА- 01Р, БДКБ-01Р; БДКГ-02Р; БДКН- ОЗР; БДКН-03Р-01** 13480
МКС-01 Р-01 С блоками детектирования БДКА- 01Р; БДКБ-01Р; БДКГ-02Р** 10 570
304
П родолжение табл. 9 1
Наименование прибора, тип Назначение прибора Цена одного комплекта, руб
Сигнализатор СПСС-02 Для измерения н сигнализации о пре- вышении пороговых значений скоро- сти счета импульсов, поступающих с блоков детектирования у-излучения БДМГ-41, БДМГ-41-01, БДМГ-41- 03*** 650
Измерители скоро- сти счета импульсов УИМ УИМ2-2( настольные) Для измерения и сигнализации о пре- вышении заданных значений скоро- сти счета импульсов, поступающих с блоков детектирования- УДЗА-10П, БДБ2-01-И1 (01-И2), БДБ2-02-И1 (02-И2), БДМГ-41, БДМГ-41-01 и БДМГ-41-03, УДБН- 02, БДМГ-02Р 995
УИМ2-3 (щитовой) То же 995
Сигнализаторы поро- говые СЗБ Для контроля степени загрязненности поверхности рук [З-активными вещест- вами
СЗБ-ОЗ СЗБ-04 Блок детектирования БДБ2-01-И1 Блок детектирования БДБ2-02-И2 940 960
Сигнальная установка РЗБ-05 (стационар- ная) Для контроля и сигиалнзацииор-зз- грязненностн поверхности рук, йог (обуви) и т. д. персонала. Диапазон контроля 10—2000 мии-1-см~г 7740
Сигнальная установка РЗБ-04 04 (стацио- нарная) Для контроля и сигиалнзацнн о (З-за- грязненности кожных покровов или спецодежды Диапазон контроля 10—2000 мин_1-см_2 23 220
Установка контроль- ная сигнальная РЗГ-05 Для контроля уровня у-излучения при выезде транспорта через контро- лируемое пространство с территории объекта н сигнализации в случае пре- вышения установленного порога. Диапазон порогов сигнализации 2,88-10-8—2,88-10“7 Р/с 13310
Установка контроль- ная РЗГ 04 01 (стаци- онарная) Для контроля уровня у-нзлучения при проходе персонала через контро- лируемое пространство н сигнализа- ции в случае превышения установлен- ного порога Диапазон порогов сигнализации 1,4* ]0-8—1,4. Ю’7 Р/с 10 000
20—722
305
Продолжение табл. 91
Наименование прибора, тнп Назначение прибора Цепа одного комплекта, руб
Г еологоразведочные поисковые приборы СРП Могут быть использованы для опре- деления радиоактивного загрязнения. Диапазон измерения 0—3000 мкР/ч
СРП-88-Н Для поиска радиоактивных руд по их у-излучению, а также для радиомет- рического опробования карьеров и горных выработок 1200
СРП-88-Н1 Для поиска радиоактивных руд по их у-излучению в буровых скважинах (каротажный) 1500
Аварийный сигнализа- тор ДРГ-1М Для регистрации случайного возник- новения СЦР в условиях производст- венных операций с делящимися веще- ствами Пороги срабатывания мощности дозы у-излучепия, мкР/с 10, 30, 100, 300 3000*
РКП-1-2 (импортный) Измеритель загрязненности рабочих поверхностей в лабораториях и на промышленных предприятиях, приме- няющих открытые источники [3- п у- излу' еиия, мощности дозы излучения в диапазонах- 0,3; 1, 3, 10, 30 мР/ч Диапазон измерения загрязненности- без ослабляющей с приставкой приставки до 106 имп / до 105 имп /мии; мин; фон <300 имп/мин 1300
Дозиметр М2300 (импортный) Клинический дозиметр для измерений дозы и мощности дозы рентгеновско- го, у-излучения в энергетическом ди- апазоне 6 кэВ—50 МэВ Диапазон измерения: дозы 0,005 мГр—9999 Гр; мощности дозы 0,2 мГр/мин—200 Гр/мин; масса 10 кг. 9925
*! Цена ориентировочная
*2 Технические характеристики
•• Технические характеристики
этих блоков детектирования см
этих блоков детектирования см
в табл 9 2.
в табл 9.3.
306
g Таблица 9.2 Технические характеристики блоков детектирования дозиметра МКС-01 Р1
Тип блока детектирования Вид излучения Энергетический диапазон, МэВ Флюенса. ^-2 Диапазон измерения МОЩНОСТЬ эквивалентной ДОЗЫ. МкЗв«Ч“1
плотности потока. _ 1 9 мин -см * эквивалентно й дозы, мкЗ в
БДКА-ОЗР БДКА-ОЗР а-излучение 2—6 (239Рц) 1—104 1 10й 10-1—3-103 1-3- О4 —
БДКБ-01Р1 Р-излучеине 0,3—3 максимального зиа- 10—10й 1-10й — —-
БДКБ-ОЗР со чения энергии спектра 10й—10s 104—108 — —
5 БДКГ-02Р1 Рентгеновское и у-излучения 0,04—10 — — 1—10» 1 —104
БДКБ-01Р1 0,1—1,25 — — 10-1—Ю4 10-2—3-103
БДКГ-06Р БДКБ-ОЗР 0,1 — 1,25 0,04—10 — — 1 —Ю4 1—104 10-1—3-103 ю-1—103
БДКН-03Р1 (без замедлителя) Тепловые нейтро- ны 0,025 эВ 102—10й 60—1,8-10’ — —
БДКН-03Р1-01 (с одним замедлите- лем) Промежуточные и быстрые нейтроны Ю-з—14 102—10й 60—1,8-10’ — —
БДКН-03Р1-02 (с двумя замедлите- лями) То же 10-3—14 — — 1—10» 1—104
80S
Таблица 9 3 Технические характеристики блоков детектирования для радиометрических приборов
Блок дегиктирования Энергия изтучсния, МэВ Диапазон измерения плотнос- ти потока или мощности дозы Скорость счета, с 5 Пена, руб
«-Излучение
БДЗА2 01 4,13—5,15 8-(10-3— юг) с- 1-см-2 I —10* 750
УДЗЛ-ЮП 4,13—5,15 0,25—1-Ю4 с—1-м—2 5-Ю4 380
УДЗА-9П 4,13—5,15 < —5-Ю4 c-i-M-2 5-Ю4 1380
3-Излучение
БДБ2-01-И1 0,5—2,87 2,5-103—5- 10е с-1 м-2 2,0—5000 160
БДБ2-02-И2 0,15—2,87 8-(102—10s) с-!-м-2 2,5—2400 375
у-Излучение
БДМГ-41 0,10—1,25 ЫО-М-Ю-1 Р/ч По в°Со 290
2,1—1500
БДМГ-41-01 0,10—1,25 1-10-3—1 Р/ч 2,9—2000 320
БДМГ-41-02 0,10—1 ,25 1 —103 Р/ч 430
БДМГ-41-03 0,10—' ,25 1 10-2—50 Р/ч 2,8—5000 340
БДМГ-02Р 0,10—1,25 1-10-3—1-Ю-2 р/ч 385
Новые блоки, заменяющие БДМГ-41 (—01, —03)
БДМГ-08Р 0,12—3,0 1,10—®—1-102 Р/ч 1045
БДМГ-08Р-01 0,12—3,0 5-Ю-4—1,0 Р/ч — 930
БДМГ-08Р-02 0,12—3,0 5-Ю-1—1-10’ Р/ч — 975
Нейтронное излучение 0,025—107 эВ 3-10-3—3 мкЗв-с-1 1670
УДБН-02Р
Универсальный сцнити- Для регистрации и спектрометрии потоков у-кв< ihtob и заряженных 3410
ляционный блок детек- частиц в следующих диапазонах энергии.
ы тирования БДБСЗ-1еМ а-излучение 1,5—1С МэВ; р-излучение 0,01—с МэВ; у-нзлучение
О цэ 0,05—3 МэВ
Устройство детектирова- Для измерения внешнего излучения а- и Р-источннков, максимальные 4565
ния УДИС-ОЗП размеры подложки - - 0 35x2 мм, активного пятна — 0 16 мм
Блоки детектирования- Для регистрации и спектрометрии у-излучення с применением моно-
кристаллов размерами, мм.
6931-16 25X25 220
БДЭГ2-22 40X40 383
БДЭГ2-23 63x63 630
6931-20 150X100 1950
Ч — временное распределение ионизирующего излучения;
К — две и более физических величины.
Третий элемент буквенного обозначения — вид ионизирующего из-
лучения:
Л — а-излученне;
Б — Р-излучснне;
Г — у-излучение;
Р — рентгеновское излучение;
Н — нейтронное излучение;
П — протонное излучение;
Т — тяжелые заряженные частицы;
С — смешанное излучение;
X — прочие излучения.
Примеры буквенных обозначений средств измерений:
ДДБ — дозиметр (дозиметрическая установка) поглощенной дозы
Р-излучения;
РЗА— радиометр (радиометрическая установка) поверхностной ак-
тивности у-активного радионуклида (радиометр загрязненности поверх-
ностей) ;
СЕГ — спектрометр (спектрометрическая установка) энергетического
распределения у излучения;
УДДР — устройство детектирования поглощенной дозы рентгенов-
ского излучения
Примечание. Приборы каждого вида но совокупности технических
характеристик и очередности разработок разделяются па типы, которым
присваиваются сокращенное обозначение и порядковый номер данного
типа (модели) изделия. Номер отделяется от остального буквенного обо-
значения черточкой (дефисом). Конструктивная модификация типа (мо-
дели) обозначается цифрой, следующей после второго дефиса После
схемной модификации (частичное изменение принципиальной схемы) за
номером типа (модели) ставятся русские прописные буквы.
Пример. Дознме:р для определения экспозиционной дозы рентгенов-
ского н у-излучепий во втором варианте исполнения, в третьей конструк-
торской модификации обозначается «Дозиметр экспозиционной дозы
ДЭРГ-02-03».
9.3. КОМПЛЕКС АГРЕГАТНЫХ ТЕХНИЧЕСКИХ
СРЕДСТВ ДЛЯ ПРОЕКТИРОВАНИЯ
И КОМПЛЕКТОВАНИЯ СИСТЕМ
РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
Этот комплекс КАТРСК «Орешник» содержит 20 устройств и уни-
фицированных блоков детектирования, модули обработки информации и
централизованные пульты управления и сигнализации.
КАТРСК позволяет компоновать аппаратуру радиационного конт-
роля практически для любых предприятий атомной промышленности,
энергетики н науки Краткие технические характеристики блоков и уст-
ройств детектирования приведены в табл. 9 4.
310
Таблица 9.4. Комплекс агрегатных технических средств для
радиационного контроля «Орешник»
Наименование Прибора (ИЗДСЛНЯ), run Назначение прибора Цена одно- го комп- лекта. руб
БДРС БДРС-01П БДРС-01П1 БДРС 01П2 БДРС 01ПЗ Блоки и устройства детектирования Для измерения мощности экспозицион- ной дозы у-излучеиия. Диапазоны изме- рения, мкР/с 3-10-’—З-Ю3 3 Ю-'-З-Ю4 3—3-ЮЬ 3-10’—3-106 850 830 830 830
БДЭГ-13П БДЭГ-13П1 Для измерения потока у-квантов с энер- гией 100 кэВ—3 МэВ. Блоки настрое- ны на диапазон энергий 150—250 кэВ 2055
БДЭГ-13П2 Диапазон измерения 10—105 квант/с 2055
УДБН-02Р Для измерения мощности эквивалент- ной дозы нейтронов в диапазоне энер- гий 0,025—107 эВ Диапазон измерения З-Ю-3—З-Ю"3 мЗв/с 2055
БДГБ-02 Для измерения объемной активности 0-активных газов. Диапазоны измере- ний, Бк/м3: 3Н “Кг 1670
БДГБ-02П 5 Ю4—5-10’ З-Ю3—З-Ю8 (Пр*) 1610
БДГБ 02П2 5. Ю4—5-10’ З-Ю3—З-Ю8 (Д**) 1561
БД ГБ 02П1 5.105-5-101° 6-Ю4—6-10’ (Пр*) 1610
БДГБ 02П8 5-10е—5-10ч 1-Ю’—1-10" (Пр) 1300
БДГБ-02П4 5.10’—5-1012 ].1о’—1-1012 (пр) 1610
БДГБ-02ПЗ 5-108—5-101° Ы08—1-1013 (Пр) 1610
БДГБ-02П5 5. Ю8—5-1013 5-Ю8—1-1013 (Д**) 1300
БДГБ-02П6 5-10’—5-Ю>4 1-10’—1-Ю'4 (Пр) 1300
БДГБ-02П7 5-1С’—5-Ю*4 1-10»—1-101* (Д) 1300
БДГБ-13П Для измерения объемной активности короткоживущих изотопов инертных га- зов (88Кг, ,38Хе) Диапазон измерения 5-Ю3—5-10е Бк/м’ 6400
БДАА-01П Для измерения объемной активности a-активных аэрозолей (среднесменных значений) и сигнализации о превыше- нии установленных уровней (раз в сме- ну ручная замена фильтров). Диапазон измерения 2-Ю-1—2-Ю3 Бк/м3, Время отбора пробы 6 ч, скорость 20 л/мнн 1470
БДАС-ОЗП Для автоматического измерения объем- 4895
нои активности долгоживущих аэрозо-
лей по а н 0-излучению Диапазон изме-
рения- а —8-Ю-’—З-Ю4 Бк/м3; 0 —
2.5-Ю1 —10s Бк/м3 Время отбора про
бы 6 ч, скорость 40 л/мии
311
Продолжение табл. 9.4
Наименование прибора (изделия), тип Назначение прибора Нена одно, го комп- лекта, руб-
УОК-12П Для измерения объемной активности жидкости по у-излучению с компенсаци- ей фона от загрязненных стенок уст- ройств детектирования и сигнализации о превышении установленного nopoia Диапазон измерения 1,85-106—1,85 X X 10‘‘ Бк/м3 13 705
УДАС-ОЗП Для автоматического измерения объем- ной активности а- или (J-излучающих нуклидов в аэрозолях как в совмещен- ном, так и в размещенном режимах, в том числе с выдержкой, и сигнализации о превышении установленных уровней Диапазон измерения: совмещенный ре- жим по а-излучению 2,5—1-10й Бк/м3; размещенный режим по а-излучению 8-10-3—10е Бк/м3, совмещенный режим по р-излучению 8—2,5-107 Бк/м3; раз- мещенный режим по P-излучению 2,5Х Х10_|—2,5-107 Бк/м3 Скорость отбора пробы 1 м3/ч, время 24 ч 16 600
УДАБ-02П Для автоматического измерения объем- ной активности Р-излучающих нуклидов в аэрозолях в размещенном режиме, в том числе с выдержкой, и сигнализа- ции о превышении установленных уров- ней Диапазон измерения 5-10“2— 107 Бк/м3. Скорость отбора пробы I м1/ч, время 24 ч 14 820
УДАБ-ОЗП Для автоматического измерения объем- ной активности Р-излучающих нуклидов в аэрозолях в совмещенном и размещен- ном режимах, в том числе с выдержкой, и сигнализации о превышении установ- ленных уровней Диапазоны измерения- совмещенный режим З-Ю’—З-Ю7 Бк/м3; размещенный режим 5-Ю-2—Ю7 Бк/м3. Скорость отбора пробы I м3/ч, время 24 ч 17 340
УДАГ-ОЗП Для измерения объемной активности паров ,3Ч (среднесуточных значений) и сигнализации о превышении установ- ленных уровней (раз в сутки ручная за- мена фильтров). Диапазон измерения 25—Ю7 Бк/м3. Время отбора пробы 24 ч, скорость I м3/ч И 390
312
Продолжение табл. 9.4
Наименование прибора (изделия), тип Назначение прибора Цена одно- го комп- лекта. руб.
УДАС-02П Для автоматического измерения объем иой активности паров I в совмещенном режиме (,3Ч по у-излучснию) и в раз- мещенном режиме, в том числе с вы- держкой (|3,1 ио у-излучснию и сумма нуклидов I по Р-излучепню) и сигнали- зации о превышении установленных уровней Диапазон измерения: совме- щенный режим по у-излучению 30— — 1,5-107 Бк/м3; размещенный режим по у-излучению 8—3-107 Бк/м3, по Р- нзлучеиию 2,5-10“1—107 Бк/м3 Время отбора проб 24 ч, скорость 1 м3/ч 22 135
УДАГ-02П Для автоматического измерения объем- ной активности паров |3,1 (по у-излуче- нию) в совмещенном и размещенном режимах, в том числе с выдержкой, и сигнализации о превышении установлен- ных уровней. Диапазоны измерения- совмещенный режим 30—2,5-Ю7 Бк/м3; размешенный режим 8—3-107 Бк/м3. Скорость отбора пробы 1 м3/ч, время 24 ч 17 260
УОК-13П Для измерения объемной активности жидкости по у-излучению с компенсаци- ей внешнего у-фона и сигнализации о превышении установленного порога Ди- апазон измерения 2,5-Ю1—2,5-Ю7 Бк/м3 13 705
БДЖБ-02П Для измерения объемной активности жидкости по Р-нзлучению в энергетичес- ком диапазоне от 250 кэВ до 3,55 МэВ. Диапазон измерения 1,85-Ю4—1,85х X 107 Бк/м3 6400
БДЖА-02П Для измерения объемной активности жидкости по a-излучению Диапазон из- мерения 4-105—4-10s Бк/м3 5700
УДЖБ-01П Для измерения суммарной объемной ак- тивности жидкости по P-излучению в диапазоне энергий от 100 кэВ до 3,55 МэВ. Диапазон измерения 1.85Х ХЮ4—1,85-107 Бк/м3 3935
313
Продолжение табл 9.4
Наименование прибора
(изделия), тип
Назначение прибора
Устройства обработки, отображения и сигнализации
Блок сигнализа-
ции БСР-19П
Пульт управле-
ния и сигнализа-
ции УИ-05П
Пульт управления
н сигнализации
УИ-07П
Устройство накоп-
ления и отобра-
жения информа-
ции СП СП1
Для сигнализации о превышении уста-
новленных уровней (3 цвета), привод
звукового сигнализатора
Для приема аналоговых и дискретных
сш налов с БПХ-04П, вывода информа-
ции на единое сигнальное табло о вклю-
чении, неисправности и о превышении
двух уставок по 256 каналов, для выво-
дов результатов измерения по одному
нз каналов в аналоговом и цифровом
(с УВЦ-30) виде, для управления рабо-
той БД и БПХ-04П
Пульт управления и сигнализации на 64
канала измерения. Аналогичен УИ-05П
Устройство централизованной обработ-
ки информации с блоков БПХ-04П и
УИЛА-90; для вывода результатов иа
цветной дисплей, цифропечать, перфо-
ленту. Обработка информации осуществ-
ляется центральным процессором по за-
данной программе на базе ЭВМ «Элект-
роника-60»
Цена одного
комплекта.
РУб
165
54 000
62 640
43 300
* Проточный
•• Диффузионный
Глава 10
ОБРАЗЦОВЫЕ ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЙ
И ОБРАЗЦОВЫЕ РАСТВОРЫ
РАДИОНУКЛИДОВ
Образцовые источники и растворы являются образцовыми мерами
физических величии, характеризующих ионизирующие излучения. Их при-
менение позволяет с максимальной эффективностью и с наименьшей по-
терей точности передавать размеры этих физических величин от эталонов
к рабочим средствам измерений.
Ниже приведены некоторые характеристики и номинальные значения
образцовых а-, 0, у- и нейтронных источников, используемых для гра-
дуировки дозиметрической, радиометрической и спектрометрической ап-
паратуры
Образцовые источники излучений и растворы радионуклидов изго-
тавливают по техническим условиям и аттестуют по соответствующему
314
разряду. Образцовые источники 1-го разряда с погрешностью 3—7 %
служат для проверки образцовых источников 2-го разряда и для градуи-
ровки дозиметрической и радиометрической (спектрометрической) аппа-
ратуры. Образцовые источники 2 го разряда предназначены для провер-
ки с погрешностью 5—10 % рабочих образцовых источников (3-го разря-
да) и для градуировки дозиметрической и радиометрической аппаратуры.
Рабочие образцовые источники 3-го разряда употребляют для гра-
дуировки дозиметрической и радиометрической аппаратуры с погрешно-
стью 10—20 %.
Образцовые источники и растворы 1-го разряда сличаются с государ-
ственными рабочими эталонами, единицы измерения активности которых
хранятся во Всесоюзном научно-исследовательском институте физико-
технических и радиотехнических измерений (ВНИИФТРИ, 141570, Мен-
делееве, Московская обл ) н в НПО ВНИИ метрологии пм. Д. И. Мен-
делеева (198013, Ленинград, Московский пр, 19) (см гл 11) Они хра-
нятся и применяются в метрологических институтах, лабораториях
государственного надзора (ЛГН) и в головных ведомственных повероч-
ных лабораториях, 2 го разряда — в ЛГН, ведомственных лаборатори-
ях и на предприятиях, производящих дозиметрическую аппаратуру,
радиоактивные источники или растворы.
В зависимости от назначения образцовые источники и растворы ат-
тестуются по следующим характеристикам.
активность радионуклида в источнике,
удельная активность радионуклида (отношение активности радио-
нуклида к массе образца);
объемная активность радионуклида (отношение активности радио-
нуклида к объему образца);
внешнее ионизирующее излучение (поток ионизирующих частиц или
фотонов, выходящих из радиоактивного источника излучения через его
рабочую поверхность);
внешний выход (число ионизирующих частиц или фотонов данной
энергии, испускаемых радиоактивным источником в заданный телесный
угол);
энергия ионизирующих частиц, испускаемых радиоактивным источ-
ником;
собственное энергетическое разрешение радиоактивного источника
(полная ширина на половине высоты энергетического распределения ио-
низирующих частии, испускаемых источником для соответствующего
энергетического перехода);
мощность экспозиционной дозы
Для большинства источников и растворов в соответствии с техничес-
кими условиями устанавливается также максимально допустимое содер-
жание радиоактивной примеси в % к активности основного радионукли-
да, которое контролируется в процессе их аттестации.
Использование образцовых источников и растворов предполагает
знание соответствующих параметров радиоактивного распада радионук-
лидов. Поэтому в паспорта или свидетельства о метроло, ических атте-
стациях включены ядерио-физнческие данные, характеризующие радиоак-
тивный распад конкретного радионуклида’ период полураспада, энергии
а-, Р-, у- и рентгеновского излучений или конверсионных электронов, аб-
солютная интенсивность (число частиц или квантов дайной энергии, ис-
пускаемых иа 100 актов распада) н др. Эти дачные соответствуют значе-
ниям, рекомендованным Государственной службой стандартных справоч-
ных данных (Р5—79)
Первичную аттестацию и поверку осуществляют квалифицироваи-
315
вне специалисты различных головных институтов Государственной мет-
рологической службы СССР. По результатам аттестации (поверки) об-
разцовым источникам присваивается I, II или III разряд в соответствии
с действующими поверочными схемами.
Практические образцовые а-, 0- и у-источникн характеризуются дву-
мя величинами: активностью и внешним излучением. Активность а и
0-источииков измеряется в беккерелях. Внешнее излучение а- и 0-источ-
ников измеряется в частицах в секунду, выходящих из активного слоя
в угле 2л*.
Внешнее излучение у-источииков определяется мощностью экспози-
ционной дозы, создаваемой источником, установленным в типовом кол-
лимирующем устройстве (см. рис 11.1) иа расстоянии 1 м, в Р/с.
Образцовые нейтронные источники характеризуются внешним излу-
чением — полным числом нейтронов, испускаемых источником в секун-
ду за пределы его оболочки в телесный угол 4 л.
Образцовые спектрометрические у-источиики (ОСГИ) аттестуются
активностью н числом у-кваитов, испускаемых с данной энергией в те
лесиый угол 4 л иа 1 акт распада Образцовые спектрометрические
а-источннки (ОСАИ) характеризуются активностью и внешним излуче-
нием— потоком а-частиц в угол 2л в секунду У образцовых радиоак-
тивных растворов ОРР удельная активность выражена в беккерелях на
грамм.
10.1. ОБРАЗЦОВЫЕ ИСТОЧНИКИ а- И р-ИЗЛУЧЕНИЙ
Образцовые а- н 0-нсточиики выпускаются по МРТУ и представля-
ют собой тонкий слон а- или 0-излучающего вещества, нанесенного на
металлическую подложку методом иакапываиня, оксидирования или
электролитического осаждения и защищенного герметизирующим покры-
тием.
Источники а-, 0-излучений предназначены для поверки дозиметри-
ческой, радиометрической и электронно-физической аппаратуры, а также
для поверки аналогичных источников по низшему разряду.
Источники представляют собой металлические подложки с углубле-
нием, в котором нанесен и зафиксирован радиоактивный препарат с со-
ответствующим радионуклидом: 239Pu, г340, 238U (природный) — для ис-
точников а-излученпя и 90Sr+*°Y — для источников 0-излучепия. Под-
ложки для источников а-излучеиия — из алюминия или его сплавов.
Толщина подложки 1 мм, углубление 0,5 мм.
Радиоактивный препарат имеет защитное покрытие:
для источников а-излучеиия в виде оксидной пленки металлов;
для источников 0-излучения в виде алюминиевой фольги толщиной
о,о5±;;;«“ мм.
В соответствии с поверочной схемой ГОСТ 8 033—74 источники ат-
тестуются по активности по I, II илн III разряду с погрешностями ±5,
±7, ±10 % соответственно при доверительной вероятности 099.
Допустимое отклонение активности от номинального значения н не-
равномерность распределения активного вещества не превышают ±10 %.
В процессе аттестации для источников а- и 0-излучсний устаиавли-
* Для получения данных внешнего излучения в телесный угол 2 л
нужно значение активности разделить на коэффициент 2,04 (для источ-
ников а излучения) и 2,66 (для источников 0-излучепия).
316
Таблица 10.1. Номинальные значения внешнего излучения
комплектов a-источников (угол 2л), част./с
Нуклид Площадь, см2 а. S £
1 4 10 40 1G0 169
23Spu 12 12 12 12 12 12 1 аи
1,2-Ю2 1,2 Ю2 1,2-102 1,2-Ю2 1,2-Ю2 1,2-Ю2
1,2-103 1,2-Ю3 1,2-103 1,2-Юз 1,2-103 1,2-Юз
1,2-Ю4 1,2 Ю* 1,2-10* 1,2-10* 1,2 10* 1,2 10*
— — — — 1,2 Ю5 1,2-Ю5
Уран — — 12 — — 12 2 аи
естествен- — — — — 1,2-Ю2
ный
2J<U 12 12 — 4 аи
— — 1,2-Ю2 — — — —
Примечание Источники выпускаются комплектом, состоящим из двух
источников каждого номинала.
Таблица 10.2. Номинальные значения внешнего излучения
образцовых а-источннков (угол 2л), част./с
Нуклид Площадь, см1
1 4 ю 4(1 100 160
'«spu 2 8 20 20 30 50 80 12 20 30 30
3 12 30 120 50 50
5 20 50 200 80 80
8 30 80 300 120 120
12 50 120 500 200 200
20 80 200 800 300 300
30 120 300 1,2-Ю3 500 500
50 200 500 2 800 800
80 300 800 3 1,2-Ю3 1,2-10*
120 500 1,2-10» 5 2 2
200 800 2 8 3 3
300 1,2-Ю2 3 1,2-10* 5 5
500 2 5 2 8 8
800 3 8 3 1,2-10* 1,2-10*
1,2-Юз 5 1,2-10* 5 2 2
2 8 2 8 3 3
3 1,2-10* 3 1,2-10* 5 5
5 2 5 2 8 8
8 3 8 3 1,2-105 1,2-10*
1,2-10* 5 1,2-105 5 2 2
2 8 2 8 3 3
3 1,2-105 3 1,3-10’ 5 5
317
Продолжение табл. 10.2
Нуклид Площадь, см’
1 1 4 1 J0 40 100 160
5 2 5 2-10" 8 8
— 1,2-10е 1,2-10°
— — — — 2 2
W»— 3 3
— — — 5 5
—— 8
Уран о 3 8 12 20 20
естествен- — 5 12 20 30 30
ный 8 20 30 50 50
50 80 80
89 120 120
__ 200 200
— 300
234(J 2 3 5 12 20 30
3 5 8 20 30 50
5 8 12 30 50 80
8 12 20 50 80 120
12 20 30 80 120 200
20 30 50 120 200 300
50 80 200 300 500
— 80 120 — — —
Табл и ц а 10 3 Значение внешнего излучения набора 1 би
0-источников (угол 2л), част./с
Площадь, см*
Нуклид
1 4 10 40 100 160
wSr+t,nY 7,5-10 7,5-10 7,5-10 7,5-10 7,5-10 7,5-10
7,5-Ю2 7,5-Ю2 7,5-Ю2 7,5-Ю2 7,5-10= 7,5-10=
7,5-Ю3 7,5-103 7,5-Ю3 7,5-Ю3 7,5-Ю3 7,5-Ю3
— 7,5-Ю4 7,5-Ю4 7,5-Ю4 7,5-Ю4 7,5-Ю4
7,5-Ю3 7,5-Ю3
— — — — 7,5-10“ 7,5-10"
Примечание Источники выпускаются комплектом, состоящим из двух
источников каждого номинала
Таблица 10.4 Номинальные значения внешнего излучения
образцовых 0-источников (угол 2л), част./с
Радионуклид Площадь, см1
4 4 10 40 10о 160
wSr4-’°Y 5 8 30 80 30 30
8 12 50 120 50 50
12 20 80 200 80 80
318
Продолжение табл. 10.4
Радионуклид Площадь, см2
1 1 4 10 4J loo 160
20 30 120 300 120 120
30 50 200 500 200 200
50 80 300 80 300 300
80 120 500 1,2-10я 500 500
120 200 800 2 800 800
200 300 1,2.10я Q 1,2.10я 1,2-103
300 500 2 5 2 2
500 800 3 8 3 3
800 1,2.10я 5 1,2 Ю4 5 5
1,2-103 2 8 2 8 8
о 3 1,2-104 3 >,2-10* 1,2-10*
3 5 2 5 2 2
5 8 3 8 3 3
8 1,2-Ю4 5 1,2-10» 5 5
1,2-Ю4 2 8 2 8 8
2 3 1,2-10» 3 1,2-10» 1,2-105
3 5 2 3 2 2
5 8 3 8 3 3
8 1,1-10» 5 1,21’ 5 5
1,2-105 2 8 2 8 8
2 3 1,2-10е 3 1,2-10» 1,2-10’
3 5 2 5 2 2
5 8 3 8 3 3
8 1,2-10’ 5 1,2-10’ 5 5
1,2-10е 2 8 2 8 8
3 1,2-10’ 3 1,2-10’ 1,2-10’
— 5 — 5 2 2
—- — — — 3 3
—— — — — 5 5
— — — — 8 8
вается значение внешнего излучения в телесный угол 2 л, погрешность
которого зависит от погрешности аттестации по активности.
Источники могут эксплуатироваться при нормальном атмосферном
давлении в воздушных средах, соответствующих предельно допустимой
концентрации для воздуха производственных помещений по ГОСТ
19445—74.
Назначенный срок службы для источников а-, 3-излучения — 5 лет.
Срок действия свидетельства — 2 года
Источники могут поставляться наборами и поштучно в соответству-
ющей упаковке (табл 10 1—10.4).
10.2. ОБРАЗЦОВЫЕ ИСТОЧНИКИ у-ИЗЛУЧЕНИЯ
Источники предназначены для градуировки и поверки дозиметров
по мощности экспозиционной, поглощенной и эквивалентной доз и для
аттестации источников у-излучения по мощности доз и активности.
319
Таблица 10 5. Образцовые источники у-излучения “Со
Тип источника Мощность ЭКСПОЗИЦИОН пой ДОЗЫ излучения на расстоянии 1 м от рабо- чей поверх- ности, Р/с Актив- ность радионук- лида в источни- ке, Бк, нс более источника Мощность экспозицион- ной дозы излучения на расстоянии 1 м от рабо- чей поверх- ности, Р/с Актив- ность радионук- лида в ис- точнике, Бк. не бол»‘е
ГИК-1-4 6,0-10-3 1,02-10’ ГИК-2-12 2,0-10-» 3,40- 10у
ГИК-1-5 1,0-10-' 1,7-10’ ГИК-2-13 3,0-10-» 5,11-10»
ГИК-2-7 3,0-10—- 5,11-10’ ГИК-2-14 6,0-10-5 1,02-10°
ГИК-2-8 2,0-10—" 3,40 10» ГИК-2-15 2,0-10—« 3,40-10'°
ГИК-2-9 3,0- ю—» 5,11•108 ГИК-2-16 3,0-ю—* 5,11 10'°
ГИК-2-10 6,0-10—" 1,02-10» ГИК-2-17 6,0-10—* 1,02-10"
ГИК-2-11 1,0- 10—6 1,70-10» ГИК-2-18 3,0- ю-’ 5,11-10"
Источники у-излучения из »°Со представляют собой облученные ней-
тронами цилиндры из металлического кобальта, помещенные в герметич-
ные одинарные капсулы из нержавеющей стали, а из 137Cs — цилинд-
рические одинарные или двойные капсулы нз нержавеющей стали, за-
полненные порошком l37Cs в виде гранул нли стеклосплава на основе
цеолита
Допустимые отклонения измеренных значений внешнего у-излучеиня
от номинала на момент изготовления не превышают: у источников нз
»°Со±60 %, У источников из l37Cs±25 %.
Назначенный срок службы: источников нз в0Со— 10 лет, источников
из ,37Cs — 7 лет
Аттестуемой характеристикой является мощность экспозиционной
дозы; погрешность аттестации для источников I разряда составляет 3—
4 %, для источников II разряда — 5—8 % при доверительной вероятно-
сти 0,95.
Таблица 10 6. Образцовые источники у-нзлучення '”Cs
Тип источника Мощность экспозицион- ной дозы излучения иа расстоянии 1 м от рабо- чей поверх- ности, Р/с Актив- ность радио- нуклида в источ- нике, МБк, не более Тип источника Мощность ЭКСПОЗИЦИОН- НОЙ дозы из- лучения на расстоянии 1 м от рабо- чей поверх- ности, Р/с Актив- ность радионук- лида в ис- точнике, МБк, не более
ГС57.012.1 1,15-10-» 0,60-10’ ГС57.012.10 5,80-10-» 3,00-10»
ГС57.012.2 2,30- 10-8 1,20-101 rCS7.O12.ll 8,20-10—« 4,20-10.3
ГС57.012.3 5,80-10—8 3,00-101 ГС57.021.1 1,20-10-5 6,65-103
TCS7.012.4 1,20 10-’ 6,20-101 TCS7.021.2 2,30-10-» 1,28-10*
TCS7.012.5 2,30- 10—7 1,20-10? Г C$7.021.3 5,80-10-» 3,08-10*
ГС57.012.6 5,80-10—’ 3,00-102 TCS7.021.4 1,20-10—* 6,35-10*
TCS7.012.8 1,20-10-» 6,20-10» TCS7.021.5 2,30-10-» 1,22-10*
TCS7.012.9 2,30-10-» 1,20-10» TCS7.021.6 4,60-10-» 2,44-10»
320
Габаритные размеры: диаметр б, высота 7 мм для в0Со, 6—8 и 10__
12мм для l37Cs (табл. 10 5, 10 6).
Таблица 10.7. Образцовые плутоний-бериллиевые источники
быстрых нейтронов
Тип источника Поток быстрых ней- тронов от источника в телесный угол 4л, нейтр./с Тип источника Поток быстрых ней- тронов от источника в телесный угол 4л. нейгр /с
ИБН-13 1-103 ИБН-21 5-Ю5
ИБН-14 2-10® ИБН-22 1-10»
ИБН-15 5-103 ИБИ-23 2- 10е
ИБН-16 1-10* ИБН-24 5-10»
ИБН-17 2-10-» I ИБН-25 1-10’
ИБН-18 5-104 1 ИБН-26 2-10’
ИБП-19 1-10® I ИБН-27 5-10’
ИБН-20 2-Ю6
10.3. ОБРАЗЦОВЫЕ ИСТОЧНИКИ БЫСТРЫХ
НЕЙТРОНОВ
В качестве образцовых нейтронных источников используют 239Ри—Be
(а, п); 252Cf; 210Ро—Be и другие источники быстрых нейтронов. Первый
источник представляет собой сплав интерметаллического соединения
Ри—Be, помещенный в одинарные ампулы из нержавеющей стали марки
Х18Н10Т диаметром от 10±2 до 54±0,2 мм и высотой от 13 до 58 мм
(табл 10.7)
10.4. МАРКИРОВКА ОБРАЗЦОВЫХ ИСТОЧНИКОВ
Образцовый источник излучения снабжается заводом-изготовителем
паспортом, в котором указываются основные параметры источника и срок
действия паспорта В паспорте и- и ^-источников могут быть указаны
номинальные значения активности и внешнего излучения при условии,
что измеренные значения и погрешность измерения указаны на обратной
стороне источника, о чем в паспорте делается соответствующая запись
Для а-, Р- источников установлен назначенный срок службы 5 лет, для
у-источников—7—10 лет, для нейтронных источников—10 лет, для
ОСГИ — 1 год, для ОСАИ — 3 года
В паспорте на нейтронные источники указываются измеренные зна-
чения внешнего излучения, погрешность измерения. Анизотропия потока
у Ри—Ве-источииков быстрых нейтронов ие превышает ±2 %.
Неравномерность распределения активности по поверхности образ-
цовых а-и Р-нсточников не превышает ±20 %. Толщина активного слоя
вместе с защитным покрытием находится в следующих пределах:
1) P-источников из 90Sr+’°Y при капельном методе изготовления
7±1 мг/см2 (толщина фильтровальной бумаги, на которую нанесены
нуклиды, 0.05 мм защитной алюминиевой фольги), при изготовлении ме-
тодом оксидирования 400—600 мкг/см2;
2) p-источников из 60Со 60—80—200 мкг/см2;
3) Р-источииков из 204Т1 300—600 мкг/см2;
21—722
321
Таблица 108. Маркировка образцовых а- и Р-источников
Нуклид
Марки-
ровка
Площадь активной поверхности, см2 Марки- ровка площади Номинальное значение внешнего излучения, част /с
Маркировке
внешнего
излучения
239Ри
Уран естест-
венный
234Ц
«Sr+^Y
20<Т1
«Со
П9
У8
У4
СО
Т4
КО
10
40
100
160
1
2
3
4
5
6
1,2
2
3
5
8
1,2-101
2
3
8
1,2-10?
2
.3
5
8
1,2-103
2
3
5
8
1,2
2
3
5
8
121
21
31
51
81
122
22
32
52
82
123
23
33
53
83
1
4
Примечания: 1. Источники, изготовленные методом оксидирования, име-
ют цветную маркировку: “’Sr+^’Y — зеленый. 2О4Т| — красный, ^Со окраски не име-
ет. 2 Маркировка источников производится в следующем порядке: площадь,
нуклид, значение внешнего излучения, например ЗУ4 21
4) а-нсточпиков из 239Ри, естественного урана, 234U 200 мкг/см2.
Образцовые а- и g-источники обозначаются заводским номером
источника и маркировкой, указанной в табл. 10 8 (см. примечания
к таблице). Образцовые у-источники обозначаются только заводским
номером. Метка у а- и ^-источников наносится на обратную сторону
подложки, у у-источников на торцевую часть. На торцах Ри — Ве-нс-
точников проставляют заводской номер и две последние цифры года
изготовления источника.
Комплект а- и ^-источников, предназначенный для аттестации но
1-му и 2-му разрядам, состоит из двух источников каждого номинала;
а-, 0- и у-нсточники, предназначенные для аттестации по 1-му и 2-му
разрядам, а также а- и 3-источиики 3-го разряда могут поставляться
в наборе (см. табл. 10 1—10 4)
10.5. ОБРАЗЦОВЫЕ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЕ
ИСТОЧНИКИ
Образцовые спектрометрические у-источиики (ОСГИ) предназна-
чены для градуировки спектрометрических приборов по энергии и эф-
фективности, для определения нелинейности, разрешающей способности
322
Таблица 109 Ядерно-физические характеристики радионуклидов,
входящих в состав ОСГИ
Радионуклид Энергия у квантов, кэВ Период полуспада Число у-квавтов с данной энергией, испускаемых на акт распада. %
e5Zn 1115,56* 243,9 сут 50,75
ММП 834,86* 312,16 сут 99,975
,37Cs 661,662* 30,18 года 85,3
203Hg 279,197* 46,73 сут 81,55
i3»Ce 165,858* 137,64 сут 79,55
??Na 511,000 2,603 года 181,11
1274,55* 99,94
«Со 1173,24* 5,273 года 99,85
1332,504 99,982
?41Am 26,345 432,1 года 2,4
59,537* 35,8
"3Sn 255,13 119 сут 2,08
391,702* 64,9
S’Co 122,0614* 271,5 сут 85,4
136,4745* 10,7
88у 898,052* 10,6 сут 94,0
1836,11* 99,36
2734,12 0,62
126J»» 28,03 60,04 сут 138
35,4928 6,67
170Tm** 84,2547 128,6 сут 3,25
• Стандартные справочные данные (ГССОД—80)
•* Поставляются отдельно от комплекта ОС1 И по согласованию с заказчиком.
спектрометров у-излучения и формы аппаратурной линии иа иих. Для
ОСГИ с малой погрешностью известна энергия у-кваитов и определено
число (±5°/р) у-квантов, испускаемых в телесный угол 4л па акт рас-
пада в диапазоне энергии 59,6—2700 кэВ.
ОСГИ изготовляют в виде двух полиэтиленовых пленок, зажатых
между двумя дюралюминиевыми кольцами. В центре между планками
нанесено активное пятно диаметром 4 мм Толщина пленок 6±1 мг/см5.
В состав набора ОСГИ входят 11 источников, изготовленных с нукли-
дами, указанными в табл. 10 9 Номинальное значение активности каж-
дого источника составляет 10' Бк, кроме нуклида 203Hg, для которого
ввиду малого периода полураспада активность составляет З-Ю5 Бк.
Погрешность определения активности 3 %.
Образцовые спектрометрические «-источники выпускаются для гра-
дуировки «-спектрометрической аппаратуры и характеризуются тремя
величинами: собственной полушириной линии а-спектра, энергией а-ча-
стнц и активностью нуклида В набор ОСАИ входят: 239Pu, 238Ри,
гири-рзяри-рязи, 22ора
Внешнее a-излучение источников в телесный угол 2л находится
в диапазоне (1,9—2,3)-104 част./с, активность—(3,7—4,6)-104 Бк Каж-
дый источник представляет собой металлическую подложку диаметром
24 и толщиной 2 мм, на одну из сторон которой нанесен и прочно за-
фиксирован радионуклид или смесь радионуклидов Диаметр активно-
го пятна 12 мм.
21* 323
10.6. ОБРАЗЦОВЫЕ РАСТВОРЫ И ГАЗЫ
Образцовые радиоактивные растворы (ОРР) предназначены для
градуировки радиометрических установок н относительных измерений
активности радиоактивных препаратов, содержащих те же нуклиды, что
н ОРР. Для ОРР с высокой точностью (в зависимости от разряда
в пределах 3—5 %) известна удельная активность, которая обычно
имеет значение 103 Бк/г илн 105 на момент изготовления.
ОРР изготовляют с нуклидами: 14С, 22Na. 24Na, 32Р. 35S, 42К, 5'Сг,
S4Mn, 50Fe, 57Со, 68Со e°Co, 86Zn, 88Y, 90Sr-h90Y, ,09Cd, H'In, 13II 137C+
+I37Ba, 198Au, 203Hg, 2O4T1, 67Ga, l62Br, 86Sr, 91Y, 99mTc, ll3Sn, l24, '3'Cs,
,47Pm, 169Yb, l97Hg, 203Pb.
Стандартные образцы радиоактивных газов предназначены для гра-
дуировки и поверки образцовых и рабочих радиометров газов
СОРТ представляют собой образцовые радиоактивные источники,
являющиеся образцовыми мерами одноразового пользования, и пред-
ставляют собой смеси радиоактивных газов 3Н, углекислого газа, ме-
ченного 14С, 85Кг и |33Хе с соответствующими им неактивными газами,
заключенные в герметически закрытые стандартные ампулы. Давление
газовой смеси в ампуле с СОРТ 13 332—79 993 Па с погрешностью
±67 Па при температуре ±20 СС Объем ампул 50 и 100 см3.
Аттестуемой характеристикой СОРТ является объемная активность
Погрешность аттестации СОРГ не превышает ±3 % при доверитель-
ной вероятности 0.95
Номинальные значения объемной активности нуклидов в СОРГ со-
ставляют- 1,5-105 Бк/м3 для ,4С в диоксиде углерода; 3,75-Ю5 Бк/м3
для 3Н, 85Кг и 133Хе
Отклонение объемной активности в СОРГ от установленных номи-
нальных значений не превышает ±30 %.
СОРГ сохраняют свои характеристики в интервале температур 10—
35 °C в течение года для долгоживущих радионуклидов и в течение
двух периодов полураспада для ,33Хе (10,6 сут).
Срок действия свидетельства совпадает со сроком службы СОРГ.
Кроме описанных выше образцовых источников и растворов иони-
зирующих излучений В/О «Изотоп> поставляет широкую номенклатуру
безопасных в использовании рабочих источников а-, ₽-, у- и нейтрон-
ного излучений с разнообразными радиациоиио-физнческими характери-
стиками.
Для обеспечения радиационной безопасности и исключения попада-
ния радиоактивного вещества в окружающую среду производится на-
дежная герметизация радиоактивного материала, применяемого для
изготовления источников
Для герметизации источников у-излучения (в0Со, 137Cs и др.) и ис-
точников быстрых нейтронов используются ампулы из нержавеющей
стали Источники более длинноволнового у-излучения (170Тт и др)
герметизируются в алюминиевых ампулах.
Ампулы источников 3-излучения изготовляются из алюминия, его
сплавов или нержавеющей стали с рабочим «окиом> из металлической
фольги Подложки, на которых закрепляется радиоактивный препарат
у источников а-. Р-излученпя, изготовляются из металла или керамики.
У неампулированных источников р-излучеиия н источников «-излуче-
ния для герметизации радиоактивного препарата используются покры-
тия в виде оксидных или металлических пленок.
Определенные требования предъявляются и к радиоактивным ма-
териалам, используемым в источниках. С одной стороны, здесь обра-
324
щают внимание иа обеспечение технических требований, связанных
с радиационными характеристиками, геометрическими размерами
и т. д., с другой стороны — на обеспечение безопасности работы с ис-
точниками. В связи с этим предпочтение отдается материалам, которым
можно придать определенную компактную форму (металлические дис-
ки, стержни, проволока, гранулы).
Характеристики источников приведены в соответствующих разде-
лах каталога, издаваемого В/О «Изотоп>.
Глава 11
ГРАДУИРОВКА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ
АППАРАТУРЫ И ИСТОЧНИКОВ ИЗЛУЧЕНИЯ
Для наиболее точного воспроизведения единиц измерения ионизи-
рующих излучений, сохранения их размера в течение длительного вре-
мени и передачи размера единиц от государственных эталонов к образ-
цовым и рабочим радиометрам и дозиметрам, а также источникам
в СССР действует система Государственной поверочной службы В ос-
нове этой системы лежат поверочные схемы, утвержденные Государст-
венным комитетом стандартов, мер и измерительных приборов СССР
Таким образом, различные поверочные лаборатории обязаны применять
тождественные методы и оборудование для поверки и соблюдать строго
определенный порядок самой поверки
Во главе поверочных схем радиометров и дозиметров, а также раз-
личных излучателей поставлены государственные первичные эталоны,
воспроизводящие с максимально возможной точностью единицы дозы
илн плотности потока различных излучений
Передача правильного значения единиц приборам 1-го разряда про-
изводится сличением их показаний с показаниями рабочих эталонов
методом замещения, т е. поочередным измерением излучения эталон-
ными приборами и приборами 1-го разряда. Передачу размера единиц
образцовым источникам излучения 1-го разряда осуществляют относи-
тельным методом сравнением их по ионизационному действию с одно-
типными рабочими эталонами Таким же способом аттестуют образцо-
вые источники и растворы 2-го разряда по образцовым источникам
и растворам 1-го разряда и далее рабочие источники по образцовым
2-го разряда
Образцовые приборы и источники 1-го разряда применяются в на-
учно-исследовательских институтах Комитета стандартов СССР в Ле-
нинграде, Москве и Новосибирске (ВНИИМ, ВНИИФТРИ, СНИИМ)
и в лабораториях Государственного надзора (ЛГН) Комитета стандар-
тов и в головных (базовых) лабораториях метрологии министерств
и ведомств [70].
Образцовые приборы и источники 2-го разряда применяются в ЛГН
Комитета стандартов и ведомственных лабораториях, ведущих поверку
рабочих приборов и образцовых источников 3-го разряда, а также на
промышленных предприятиях, выпускающих дозиметрическую, радио-
метрическую и спектрометрическую аппаратуру или радиоактивные ис-
точники, растворы
325
11.1. ПОВЕРКА И ГРАДУИРОВКА ДОЗИМЕТРОВ
И источников ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Первичные эталоны единиц экспозиционной дозы и мощности экс-
позиционной дозы (Р/с), воспроизводящие эту единицу в диапазоне
энергий 5—3000 кэВ, разработаны и осуществлены во ВНИИМ в ряде
воздушных ионизационных камер (ГОСТ 8 034—82 и ГОСТ 8 473—82).
Как показала практика использования этих камер, целесообразно вы-
делить четыре спектральных участка излучений: длинноволновое излу-
чение с энергией квантов 5—20 кэВ. для энергии 20—60 кэВ; излучение
в диапазоне энергией квантов 60—250 кэВ; излучение в диапазоне энер-
гий квантов 250—3000 кВ. Среднее квадратическое отклонение резуль-
тата измерения мощности экспозиционной дозы во всех диапазонах не
превышает 0,5 % при систематической погрешности не более 1 %.
Во ВНИИМ создан также специальный эталон единицы поглощен-
ной дозы рентгеновского излучения с энергией квантов 20—60 кэВ
в диапазоне 1—5 Гр с погрешностью 1—1,5 %. В состав эталона входят;
источник рентгеновского излучения, калориметры, камера-свидетель
и другие средства измерения (ГОСТ 8 203—76).
Для ускорителей электронов имеется эталон единиц потока элек-
тронов с энергией от 5 до 50 МэВ (ГОСТ 8 206—76) и специальный эта-
лон единиц потока энергии тормозного излучения в диапазоне энергий
фотонов от 5 до 50 МэВ (ГОСТ 8.201—76). Для больших доз у-излу-
чения, необходимых РХУ и в клинической дозиметрии, имеется пове-
рочная схема для средств измерения мощности поглощенной дозы фо-
тонного излучения.
Основные требования к поверочным установкам и источникам рент-
геновского н тормозного электронного излучений приведены в ГОСТ
8.087—81. Образцовые поверочные установки и средства измерений фо-
тонного излучения, предназначенные для проведения поверки дозимет-
рических приборов, приведены в табл. 11.1.
Эти образцовые установки и приборы, градуированные в единицах
экспозиционной дозы, можно использовать для поверки приборов, пред-
назначенных для измерения мощности дозы н кермы в воздухе, погло-
щенной дозы в стандартном тканеэквивалептиом веществе, а также
эквивалентной дозы [71].
При переходе к единицам кермы в воздухе К или поглощенной
дозы в воздухе D в греях от единиц экспозиционной дозы X в рент-
генах используют формулу
К = 8,73-10-3(1 —9)~1Х. (11.1)
Значения коэффициента q в зависимости от энергии фотонов даны
в табл 11 2 и 113.
При переходе к единицам поглощенной дозы D в стандартном ве-
ществе в греях от значения экспозиционной дозы X в рентгенах, изме-
ренной в фантоме из соответствующего вещества, для рабочих дозимет-
рических приборов используют формулу;
D — 8,73- IO-3 х. (Pen.ni/Цеп,возд)> (11-2)
где (Цеп.т/Цеп.возд) — отношения массовых коэффициентов ПО1 лощения
энергии в стандартном веществе т и в воздухе, приведенные в табл.
11.4 Состав ткаисэквивалентпого фантома, %: 76,2 — О, 11,1—С;
10,1—Н; 2,6 — N. При переходе к единицам эквивалентной дозы в зи-
вертах слабопроннкающего излучения Н (0,07) от экспозиционной до-
326
Таблица 11 1. Перечень образцовых средств измерений, которые могут быть применены для поверки
средств измерений мошиости экспозиционной дозы и экспозиционной дозы у-излучения, кермы и мощности
кермы в воздухе, поглощенной дозы и мощности поглощенной дозы у-излучення в воздухе [71]
Заводское обозначение Радионуклид Энергия фотонов, МэВ Диапазон измерений, Р/с Условие коллимации Масса, кг Примечание
УПГД-1М* 137Cs, п0Со 0,60; 1,25 1,2-10-ь—1,9-10—3 Типовой коллима- 500 Стационарный
УПГД-2* То же 0,66; 1,25 1,2-Ю-5— 1,9-Ю—з тор То же 4400 >
УПЛ-1* 22’Ra 0,84 1-Ю-8—1-10-5 50
УПД-ИНТЕР 137Cs 0,66 8-10-8—1,2-Ю-2 —
УПГДС-1 90Sr 1 90Y 0,55 3.1-10-8— 1,6-10-’ Защитный коитей- 4 Передвижный
УПГДС-2 To же 0,55 5-10-’—3,1 10—* нер То же 3
УПГДС-3 » » 0,55 2,8-10-’—5,4-10-е » > 7 >
УПГДС-4 » » 0,55 6,6-10-’—МО-2 » > 1 >
УПГДС-5 » » 0,55 8 10-8—1-10-’ » » 13
ВУ-01 37Cs, "’Co 0,66; 1,25 4,7-10-’—4,1 -10—» Типовой колли- 3000 Стационарный
СПГ-01 ,:,7Cs 0,66 3,8-10-’—0,3 матор То же
КИС-НРД-МБм ”Co 1,25 2,8-10-’—4,2- IO-2 —. >
ДРГ2-01 0,02—1,25 1-10-’—3 —. — Переносной прибор
УЛ-/-18 —- 0,006—1 ,25 З-Ю-’—90 — То же
М2300 — 0,007—50 2 10-’—200 Гр/мин** — Лабораторный
ДРГ2-01 — 0,66—1 ,25 1—1-Ю4 — стационарный Переносной прибор
КД27012 — 0,007—1,25 8-10-’—65,6 — То же
(для рентгенов- — 0,006—0,400 1 -10-<—10 — Стационарный
ского излучения) ДКС-05 — 0,030—3 0,1-10-6—11,6 — Переносной прибор
• Обеспечивает поверку образцовых н рабочих дозиметрических приборов у-излучения.
'• Указанный диапазон измерений дозиметрического прибора М2300 обеспечивается набором из шести ионизационных камер.
Таблица 112. Значения коэффициента q при переходе от
экспозиционной дозы к керме в воздухе [71]
энергия фотонов, МэВ Воздух,10 3 Вода, 1и“3 Графит, 10~3
0,03 0,054 0,042 0,016
0,10 0,18 0,16 0,14
0,20 0,44 0,39 0,35
0,30 0,71 0,63 0,57
0,40 0,97 0,86 0,78
0,50 1,2) 1,09 0,99
0,60 1,48 1,31 1,20
0,70 1,73 1,54 1,41
0,80 1,99 1,76 1,62
0,90 2,24 1 ,99 1,84
1 ,00 2,50 2,23 2,06
1,26 3,17 2,83 2,63
1,50 3,86 3,38 3,22
Таблица 113. Значения коэффициента q при переходе от
экспозиционной дозы к керме в воздухе для рентгеновского излучения
и 60Со [71]
Напряжение генерирования, кВ Слой половинного ослабления, мм с. и.—3
50 4 1 10-'
100—135 0,2—0,5 Си l-10-i
180 1 Си 2,8-10-1
«°Со 14,6 Си 3,2
137Cs 10,8 Си 3,2
Таблица 114. Значения массовых коэффициентов поглощения
энергии цРГ,-103 в м2/кг для фотонов от 5 кэВ до 10 МэВ
для различных веществ [71]
Энергия фотонов, МэВ Воздух Вода Г рифит Мягкая ткань
0,005 3896 4129 798 3697
0,006 2242 2363 1016 2124
0,008 924,6 972,6 408,9 879,8
0,010 464,0 484,0 200,3 440,3
0,015 130,3 134,0 54,26 123,1
0,020 52,55 53,67 21,59 49,62
0,030 15,01 15,20 6,411 14,22
0,040 6,694 6,803 3,265 6,448
0,050 4,031 4,155 2,360 3,990
328
Продолжение табл 11 1
Энергия фотонов. МэВ Воздух Вода 1 рафит Мягкая тки 'ь
0,060 3,004 3,152 2,078 3,061
0,080 2,393 2,583 2,029 2,540
0,10 2,318 2,539 2,144 2,511
0,15 2,454 2,762 2,448 2,741
0,20 2,672 2,966 2,655 2,945
0,30 2,872 3,192 2,859 3,170
0,40 2,949 3,279 3,949 3,356
0,50 2,966 3,299 2,967 3,276
0,60 2,953 3,281 2,955 3,621
0,80 2,882 3,205 2,855 3,183
1,00 2,787 3,100 2,791 3,079
1,5 2,545 2,831 2,548 2,811
2,0 2,342 2,604 2,343 2,585
3,0 2,054 2,278 2,045 2,259
4,0 1,866 2,063 1,847 2,043
5,0 1,737 1,913 1,707 1,892
6,0 1,644 1,804 1,604 1,781
8,0 1,521 1,657 1,467 1,632
10,0 1,466 1,566 1,379 1,538
Примечание. Погрешность коэффициентов для фотонного излучения
с энергией от 5 кэВ до 10 МэВ не превышает ±2 %.
Таблица 11.5. Коэффициенты перехода f (0,07) и f (10) от кермы
в воздухе К и экспозиционной дозы X к эквивалентной дозе И (0,07) и
Н* (10) в зависимости от энергии фотонного излучения [71]
Энергия фотонов. кэВ Коэффициент перехода, Зв/Гр Коэффициент перехода, Зв/Р
1 (0,07) 1 (Ю) Г (0,07) Г (Ю)
0,01 0,95 0,01 0,83 0,088
0,015 0,99 0,28 0,87 0,25
0,020 1,08 0,60 0,90 0,53
0,025 1,13 0,86 0,99 0,75
0,030 1,22 1,10 1,07 0,94
0,040 1,41 1,47 1,22 1,29
0,050 1,53 1,67 1,34 1,46
0,060 (242Ат) 1,59 1,74 1,39 1,52
0,070 1,61 1,75 1,41 1,53
0,080 1,61 1,72 1,41 1,51
0,090 1,58 1,68 1,38 1,47
0,100 1,55 1 ,65 1,36 1,44
0,125 1,48 1,56 1,30 1,37
0,150 1,42 1,49 1,24 1,31
0,200 1,34 1,40 1,17 1,22
0,250 1,32 1,35 1,16 1,18
0,300 1,28 1,31 1,12 1,15
329
Продолжение табл. 11.
Энергия фотонов, кэВ Коэффициент перехода, Зв/Гр Коэффициент перехода, Зв/I р
7 (0,07) 1 (10) Г (0,07) Г (Ю)
0,400 1,24 1,25 1,09 1,10
0,500 1,21 1,23 1,07 1,07
0,600 1,20 1,19 1,05 1,04
0,662 (1S7Cs' 1,19 1,20 1,04 1,03
0,700 1,19 1,18 1,04 1,03
0,800 1,18 1,16 1,03 1,02
0,900 1,17 1,15 1,03 1,01
1,000 1,16 1,17 1,02 1,02
1,250 (,1ССо) 1,16 1,16 1,02 1,02
1,500 1,16 1,14 1,02 0,99
2,000 1,14 1,13 1,00 0,99
3,000 1,14 1,13 1,00 0,98
4,000 1,12 1,Н 0,98 0,97
5,000 1,Н 1,11 0,98 0,96
10,000 1,12 1,10 0,98 0,96
Примечание, f (0,07), /(10) — коэффициенты перехода от кермы в возду-
хе к эквивалентной дозе; f'(0,07), f (10) — коэффициенты перехода от экспозици-
онной к эквивалентной дозе.
зы X, измеренной в рентгенах, используют формулу:
Я (0,07) (0,07). (11.3)
Для сильнопроникающего излучения Н (10):
//(10)-Х/(10). (Ц.4)
Значения коэффициентов f (0,07) и f (10) приведены в табл. 11.5.
Дозиметрические приборы для измерения экспозиционной дозы
и мощности дозы поверяют с помощью указанных в табл. 11.1 образ-
цовых источников у-излучения, помещаемых в типовой коллиматор об-
разцовых установок, и с помощью источников рентгеновского излучения
в соответствии с ГОСТ 8 087—81 и МИ 1788—87 [71].
Поверку и градуировку образцовых и рабочих средств измерения
осуществляют одним из трех методов.
1. Метод сличения с помощью компаратора, который заключается
в сравнении характеристик поля контролируемого источника пли поля
дозиметрической установки с соответствующими характеристиками из-
вестного образцового источника илн поля.
Компаратором служит образцовый дозиметрический прибор илн
блок детектирования со стабильной измерительной системой. Компара-
тор должен обеспечить отсчет показаний с погрешностью не более
0,5 °/о при нестабильности не более 1 % за время измерений. При ис-
пользовании компаратора сравниваются показания дозиметрических
приборов поверяемого и образцового, помещенных одновременно илн
поочередно в поле дозиметрической установки.
Например, поместив в поле дозиметрической установки одновре-
менно две камеры 70110 и 70109 приборов — клинических дозиметров
КД27012 и М2300 соответственно, можно провести градуировку
КД27012 в единицах поглощенной дозы в воздухе (грен).
330
2 Метод подобия радиационных полей, который реализуют приме-
нением радиационного поля дозиметрической установки н набором
фильтров известной кратности ослабления. Метод используют прн по-
верке поддиапазонов прибора с большими значениями мощности экспо-
зиционной дозы; блок детектирования поверяемого прибора устанав-
ливают на любом близком расстоянии от источника у-нзлучення С по-
мощью фильтра известной кратности ослабления Лф подбирают такое
показание прибора Ni-t, которое составило бы 0,3—0,4 и 0,6—0,8 ко-
нечного значения каждого поверенного поддиапазона Затем прибор
переключают па следующий поддиапазон с большим значением мощно-
сти экспозиционной дозы, фильтры убирают. Показание прибора долж-
но быть равно где 4Ф— кратность ослабления фильтров
для каждой нз выбранных точек поддиапазона соответственно.
3. Метод эквивалентного поля, в котором используют набор ис-
точников у-излучення с известным соотношением мощности экспозици-
онной дозы Прн поверке поддиапазонов приборов с большими значе-
ниями мощности экспозиционной дозы блок детектирования прибора
устанавливают на любом близком от источника расстоянии, подбирают
такой источник у-нзлучепия, показание от которого составило бы 0,3—
0,4 н 0,6—0,8 конечною значения последнего поверенного поддиапазона.
Затем проверенный прибор переключают на следующий поддиапазон
с большим значением мощности экспозиционной дозы, заменяют источ-
ник на источник того же типа, но мощность экспозиционной дозы кото-
рого в А раз больше предыдущего
Показание прибора должно быть равно Ni=Ni-iA для каждой из
выбранных отметок поддиапазона
Примечание. Для поверки рабочих дозиметрических приборов до-
пускается применять также метод подобия нормированных электриче-
ских сигналов нли метод поэлементной поверки.
Определение энергетической зависимости чувствительности блоков
детектирования фотонного излучения в диапазоне энергии от 5 до
300 кэВ осуществляют с помощью излучения рентгеновских аппаратов
(табл 116).
Образцовыми могут быть дозиметрические приборы, обеспечиваю-
щие погрешность не ниже 3—8 % для 1-го разряда; 5—8 % —для 2-ю
разряда; 9—15 %—для 3-ю разряда, например ДРГ2-01, ДКС-05,
М2300, КД27012 или подобных им по метрологически а характери-
стикам.
Поверку н градуировку рабочих дозиметров фотонного излучения
в диапазоне энергий 5—60 и 60—260 кэВ осуществляют сличением по-
веряемого прибора с образцовым, имеющим соответствующий паспорт
н нспросроченное свидетельство о собственной поверке Причем сличают
либо методом замещения (когда измерения поверяемым прибором сле-
дуют за измерениями образцовым, причем центры ионизационных ка-
мер или центры чувстгитсльнон области блоков детектирования обоих
приборов должны располагаться в одной и той же точке на оси пучка
рентгеновского излучения), либо методом одновременного измереиич
поверяемым и образцовым приборами, камеры которых расположены
в поле с равномерной интенсивностью излучения и не экранируют друг
друга Неравномерность поля в плоскости, проходящей через центры
чувствительной области детекторов и перпендикулярной наиравлени о
излучения, не должна превышать 1/3 основной погрешности этих блоков
детектирования.
За центр чувствительной области блоков детектирования принима-
ют; для полостных камер — нх геометрический центр; для сщштилля-
331
Таблица 116. Режимы фотонного излучения, рекомендуемые для
проверки энергетической зависимости блоков детектирования [71]
Напряжение на рентгеновской трубке. кВ Толщина фильтра, мм Ориентировочная толщина слоя поло- винного ослабления, мм Эффективное значение энергии фотонов, кэВ
В алюминии
10 —. 0,038 6
20 0,10 0,08 9
30 0,29 0,19 13
40 0,50 0,44 17
40 1,00 0,80 21
50 2,50 1,62 26
50 4,00 2,34 31
В меди
60 0,7 30
120 — 0,10 40
150 3,0 А! 0,30 50
200 2,0 Sn 1,40 95
250 1,02 ВНДф-2 Al 4,60 185
400 6,0 Sn 3,50 211
400 3,00 ВНД4-10 Al 6,70 285
Примечание Фильтры должны изготавливаться нз алюминия марки
495 по ГОСТ 11068—74, нз меди марки М4 по ГОСТ 859—78
ционных детекторов или счетчиков — метку, нанесенную изготовителем
на блок детектирования Источником рентгеновского излучения может
служить любой рентгеновский аппарат с питающим напряжением па
трубке до 400 кВ Центральная ось рабочего пучка должна находиться
на расстоянии 150 см от пола, стен, потолка и посторонних предметов
Поверяемые приборы размещают на тележке, способной переме-
щаться вдоль оси пучка по горизонтальным направляющим в виде двух
легких полых трубок .Между рентгеновской трубкой п блоком детек-
тирования должны быть установлены две диафрагмы, чтобы диаметр
пучка с равномерной интенсивностью в месте расположения камеры
был в 2—3 раза больше его размеров
Первую диафрагму вместе с поглощающими фильтрами, дающими
возможность варьировать эффективную энергию излучения, располага-
ют на кожухе рентгеновской трубки Вторая диафрагма диаметром
10—60 мм помещается в свинцовом экране толщиной 5 мм Этот экран
со второй диафрагмой закреплен па тележке и может перемещаться по
тем же направляющим, по лучше, если он неподвижно закреплен вбли-
зи первой диафрагмы Однородность пучка можно проверить фотогра-
фированием или с помощью ТЛД
Для снижения погрешности i радуировки ведется постоянный конт-
роль измерения интенсивности излучения трубки с помощью ионизаци-
онной камеры-свндетсля Эта камера крепится к кожуху трубки рент-
геновского аппарата и располагается в проходящем пучке. Важно, чтобы
показания камеры-свидетеля не зависели от энергии излучения в за-
332
данном диапазоне и погрешность ее показ?чип находилась в пределах
3—15 % в зависимости от требуемой погрешности поверки. Прибором-
свидетелем может быть любой дозиметр излучения с требуемой по-
грешностью. При этом детектор прибора-свидетеля должен распола-
гаться в пучке излучения таким образом, чтобы не экранировались де-
текторы образцового и поверяемого приборов.
Для дозиметрических приборов с погрешностью до 8 % выбирают:
для поверки каждого поддиапазона мощности экспозиционной до-
зы три значения мощности экспозиционной дозы, соответствующие от-
меткам 0,3—0,4; 0,5—0,6; 0,7—0,8 конечного значения шкалы прибора;
для поверки каждого поддиапазона экспозиционной дозы о,"но
(илн более) значение мощности экспозиционной дозы
Каждое измерение проводят нс менее 5 раз и вычисляют среднее
арифметическое значение
Для дозиметрических приборов с погрешностью 8—20 °/о выбирают:
для поверки каждого поддиапазона мощности экспозиционной до-
зы два значения мощности экспозиционной дозы, соответствующие от-
меткам 0,3—0,4 и 0,7—0,8 конечного значения шкалы прибора,
для поверки поддиапазонов экспозиционных доз одно (илн более)
значение мощности экспозиционной дозы.
В каждой отметке измеряют не менее 3 раз и определяют показание
прибора, максимально отличающееся от действительного значения мощ-
ности экспозиционной дозы илн экспозиционной дозы
Для дозиметрических приборов с погрешностью более 20 % для по-
верки выбирают одно значение мощности экспозиционной дозы, соот-
ветствующее отметке 0,6—0,8 конечного значения шкалы поверяемого
поддиапазона, и одно значение мощности экспозиционной дозы для по-
верки поддиапазона экспозиционной дозы
Измерения проводят не менее 3 раз и определяют показание при-
бора, максимально отличающееся от действительного значения мощно-
сти экспозиционной дозы.
Для поверки дозиметров у-излучення кроме метода замещения ре-
комендуется как более удобный метод эквивалентного поля поверки по
образцовому (см. гл 10) источнику у-излучения 1-го или 2-го разряда.
Источники дают стабильные во времени поля дозы у-изл}чспия В свя-
зи с этим отпадает необходимость в камере-свидетеле Порядок и пред-
осторожности при поверке дозиметров у-излучения методом замещения
остаются теми же, что и описанный выше порядок поверкн дозиметров
рентгеновского излучения
Метод поверкн по образцовому источнику основан на применении
коллимированного пучка у-излучения, в котором мощность кермы или
экспозиционной дозы убывает обратно пропорционально квадрату рас-
стояния
KR = КоехР (— 0,691//?! 2)/Д2ехр [— [I (R — 1)], (Н 5)
где Ко— мощность воздушной кермы, создаваемая образцовым источ-
ником па расстоянии 1 м (указывается в паспорте на источник); t—
время, прошедшее с момента аттестации источника; R — расстояние, м;
ц — линейный коэффициент ослабления у-излучения в воздухе; Г1/2 —
период полураспада источника; К»—мощность кермы без учета рас-
сеянного излучения в воздухе, которым пренебрегают
Для источника в0Со формула (11 5) имеет вид-
(Коехр(—O.Oll/)//?2) exp [—ц (/?— I)], (116)
333
<г>м
Рис П.Ь. Схема типового узла кол-
лимации для источников у-нзлуче-
иия:
/—сменный коллиматор; 2 — образцовый
источник v излучения; 3 — держатель ис-
точника
где t — время, мес; R — расстояние, м; ц — линейный коэффициент ос-
лабления в воздухе у-нзлучения с энергией 1,25 МэВ
Образцовый источник специальным держателем помещают в типо-
вой коллиматор, представляющий собой цилиндрический стакан из
латуни толщиной 1, длиной 210 и диаметром 90 мм (рис 11.1). Ста-
кан окружен свинцовой защитой такой толщины, которая обеспечи-
вает ослабление интенсивности у-нзлучення по всем направлениям
вне границы коллимированного пучка не менее чем в 100 раз и для
источника в0Со составляет 90 мм. Это дает возможность снизить рас-
сеянное излучение в помещении, где ведется градуировка, н тем са-
мым обеспечить более строгое (с погрешностью ±3 %) выполнение
закона обратных квадратов [см. формулу (115)], а также улучшить
радиационную безопасность В зависимости от требуемого сечения пучка
(так, чтобы полностью перекрыть детектор градуируемого прибора)
в стакан можно вставлять сменные цилиндрические свинцовые колли-
маторы (армированные латунью) диаметром 30 н 60 и длиной не менее
90 мм. Расстояние от центра источника до выходного отверстия стака-
на составляет не менее 150±0,5 мм и до заднего торца стакана 60 мм.
Для дополнительного снижения рассеянного излучения расстояние
от осн пучка источника до пола, стен, потолка и окружающих предме-
тов должно быть не менее 1,5 м. Можно использовать меньшие расстоя-
ния, если для ннх предварительно проверено выполнение закона обрат-
ного квадрата Для проверки хода с жесткостью каких-либо приборов
в коллиматор можно помещать образцовые излучатели с различной
энергией у-нзлучения, например l70Tm, “Na, i4Mn, l37Cs, 241Ат, e5Zn,
57Со, ’“Со, ,l3Sn, 203Hg и др. Прн использовании образцовых источников
2-го разряда погрешность градуировки не превышает 6—8 %.
Поверка и аттестация источников у-нзлучения производятся пря-
мым измерением мощности экспозиционной дозы плн воздушной кер-
мы, создаваемой в коллимированном пучке.
Аттестация источников осуществляется методом относительных
измерений при условии, что оба источника, поверяемый н рабочий эта-
лон илн образцовый (с известными активностью и мощностью дозы, ука-
занными в паспорте), имеют одинаковые нуклидный состав, размеры
и форму. Желательно, чтобы активность поверяемого источника незна-
чительно отличалась от образцового, при этом поправки, связанные
с изменением загрузки регистрирующего прибора, не вводятся
Сравниваемые источники помещают в описанный выше типовой
узел коллнмацнн. Регистрация излучения от аттестуемого и образцово-
334
Рис. 11 2. Схема образцовой установки для поверки приборов электрон-
ного излучения:
1 — защитная стенка. 2 — коллимационный узел, 3— поворотный магнит: 4—
средство измерений (первичный преобразователь): 5 — диафрагма; 6 — камера-
свидетель
го источников может производиться ионизационной камерон нли газо-
разрядным счетчиком. Если градуируют неоднотипные источники, иони-
зационная камера не должна иметь хода с жесткостью в требуемом
диапазоне.
Поверку и градуировку рабочих дозиметров н радиометров следу-
ет производить ведомственным государственным поверителем пред-
приятия нли учреждения не реже одного раза в год (индивидуальные
дозиметры конденсаторного типа— 1 раз в месяц), а также после каж-
дого ремонта Поверке подлежат все новые приборы, передаваемые
в эксплуатацию.
11.2. УСТАНОВКИ ДЛЯ ПОВЕРКИ СРЕДСТВ
ИЗМЕРЕНИЯ ЭЛЕКТРОННОГО И ТОРМОЗНОГО
ИЗЛУЧЕНИЙ
Образцовые установки, предназначенные для поверки и градуиров-
ки средств измерений поглощенной дозы, потока энергии н потока элек-
тронов с энергией 0,15—50 МэВ с коллимированным пучком излучения
должна удовлетворять следующим требованиям (ГОСТ 8 087—81),
т. е иметь: передвижное или стационарное устройство для установки
блока детектирования поверяемого прибора в направлении пучка из-
лучения и его фиксации с погрешностью не более ±0,5 °/о от расстоя-
ния между выводным окном установки и блоком детектирования; иони-
зационную камеру-евндетель для контроля за постоянством режима из-
лучения ускорителя электронов; поворотный постоянный магнит с ре-
гулируемым расстоянием; указанные выше образцовые средства изме-
рений потока электронов и поток энергии электронов, узел коллимации
из графита с длиной капала коллиматора не менее 200 мм. Схема образ-
цовой установки для поверки приборов измерения электронного излуче-
ния дана на рис. 11 2
Установки, предназначенные для поверки и градуировки средств
измерений дозы и потока энергии тормозного излучения с энергией 0,15 -
50 МэВ, должны удовлетворять следующим требованиям (ГОСТ
8 087—81): иметь свинцовый узел коллимации; систему дистанционного
наблюдения за шкалами приборов н систему для установки блока де-
335
Рис 11 3 Схема образцовой уста-
новки для поверки приборов тормоз-
ного излучения
1 — защитная стенка; 2 — коллимацион-
ный узел. 3 —- очищающий магнит. 4 —
камера-свидетель; 5 — диафрагма, 6 —
первичный преобразователь (средство из-
мерений)
тестирования и его фиксации на градуировочной лннейке с погрешно-
стью не более 0,2 % от расстояния между источником излучения н бло-
ком детектирования. Схема образцовой установки дана на рис 113.
11.3. ПОВЕРКА И ГРАДУИРОВКА НЕЙТРОННЫХ
РАДИОМЕТРОВ, ДОЗИМЕТРОВ И ИСТОЧНИКОВ
ИЗЛУЧЕНИЯ
Поверку н градуировку нейтронных радиометров и дозиметров
проводят одним нз следующих методов нли нх комбинаций (ГОСТ
8 355—79): в коллимированном пучке нейтронов с использованием об-
разцовых источников (основной метод); в широком пучке нейтронов
с использованием образцовых радиометров, в аттестованных диффуз-
ных полях поверочных установок; методом подобия радиационных
полей.
Эталонные установки, воспроизводящие размер единицы плотности
потока нейтронов, включают в себя нейтронный источник, замедлитель
н средства для измерения методом активации (марганца и золота)
полного выхода нейтронов. С помощью этих эталонных установок во
ВНИИМ и ВНИИФТРИ градуируют образцовые нейтронные радио-
метры и образцовые источники (ГОСТ 8 105—80 н ГОСТ 8 031—82).
Переход от потока в телесном угле 4л (с-1 рад-1) к плотности
потока ф [центр/(см2-с)] на расстоянии R в воздухе осуществляют,
предполагая излучение нейтронного источника изотропным, без учета
многократно рассеянных в воздухе нейтронов, по формуле
<р = (.V/4n£2) ехр (— РХ), (11.7)
где Л' — поток нейтронного излучения источника; 2—полное макро-
скопическое сечение взаимодействия нейтронов с ядрами атомов, вхо-
дящих в юстав воздуха В случае неизотроппого источника необходи-
мо вносить поправку на угловую анизотропию.
Для градуировки нейтронных радиометров существуют образцовые
источники, характеризующиеся потоком излучения М (нейтр /с) (см.
разд 10.3). Градуировка н поверка радиометров н дозиметров быстрых
и промежуточных нейтронов производится согласно ГОСТ 8 355—79
в направленном потоке, создаваемом образцовыми нейтронными источ-
никами: а) по быстрым нейтронам: 239Рп— Be (а, п) со средней энер-
гией £„ = 4,5 МэВ; 238Ри— Be (а, п), £„ = 4,8 МэВ; 252С^£„=1,9 МэВ;
б) по промежуточным нейтронам: ,2‘1Sb— Be (у, п), £„ = 0,024 МэВ
(90%), 0,4 МэВ (10%); 22eRa — Be (у^ п), £„ = 0,3 МэВ; 24Na — Be
(у, п), £„=0,83 МэВ; 24Na — D (у, л), £„ = 0,2 МэВ. Для_специальпых
работ допускается применять источник 210Ро—Be (а, л)£„=4,2 МэВ.
Перечисленные источники вводят в образцовые установки типа
336
УКПН-1 илн УКПН-1М, которые создают коллимированный или ши-
рокий пучок нейтронов.
Пренебрегая поглощением в воздухе, вычисляют плотность потока
[нейтр /(с-см2)] на данном расстоянии от источника до эффективного
центра детектора по формуле-
<f = aNk/4n(R0 + R.^, (118)
где а—коэффициент анизотропии нейтронного излучения источника,
который находят экспериментально для Ро— Be (а, л)-, Na — Be (у, п)-
нзлучателей 3-го разряда с помощью радиометров нейтронов, а для
Ra —Be (а, п) и Ри — Be (а, п) —образцовых источников 1—2-го раз-
рядов а близок к единице; — расстояние от геометрического центра
источника до передней поверхности детектора, см; R-.t,— расстояние от
передней поверхности детектора до эффективного центра, см; k — ко-
эффициент, учитывающий увеличение плотности потока нейтронов за
счет отражения коллиматором, если источник помешен в установку
УКПН (табл 11 7).
Таблица 11.7. Значения коэффициента k увеличения плотности
потока быстрых и промежуточных нейтронов в установке УКПН [72]
Содержание бора в поли- этиленовом коллиматоре УКПН % Источник
2«Pu—Be 2зври—ве !”Cf ”°Ро—Be «•sb-Be
5 1,38 1,25 1,20 1,37 1,15
3 1,43 1,30 1,24 1,42 1,15
Для снижения фона рассеянных нейтронов градуировку проводят
в помещениях, в которых расстояния от детектора и источника до стен,
пола, потолка и окружающих предметов составляют не менее 1,5 м.
Вклад рассеянного излучения в показания прибора определяют с по-
мощью экранирующего парафинового конуса, который устанавливают
между источником и детектором (вплотную к источнику). В этом случае
прямой пучок нейтронов не попадает в детектор (если детектор пол-
ностью «затенен» корпусом) и регистрируются только рассеянные ней-
троны Экранирующий конус изготавливают из смеси 95 % парафина
и 5 % карбида бора Конус делается усеченным- его длина 40 см, диа-
метр основания должен быть па I—2 см больше диаметра детектора,
диаметр вершины выбирается минимальным с учетом того, чтобы про-
должение образующих конуса не пересекало источник, который распо-
лагается вплотную к вершине конуса Если расстояние между детек-
тором и источником меньше 50 см, вкладом рассеянного излучения
обычно пренебрегают п приборы градуируют без конуса.
Положение эффективного центра детектора R,t,, соответствующее
энергии нейтронов выбранного источника, находят по плотности потока
нейтронов при различном расстоянии между передней поверхностью
детектора и геометрическим центром источника
Поверку н градуировку радиометров тепловых нейтронов прово-
дят в коллимированном пучке нейтронов, создаваемом в установке
УКПН-1 с тепловой насадкой и с образцовыми источниками быстрых
нейтронов Рц—Be (а, л), Cf, Ро — Be (а, п).
22—722
337
Таблица 11.8. Доля тепловых нейтронов в пучке нейтронов
установки УКПН с тепловой насадкой [72]
Содержание бора в полиэтиленовой насадке УКПН. % Источник
“•Pu-Ве (а, /1) »»Cf •'-Ро—Be (а, л)
5 0,37 0,44 0,37
3 0,42 0,50 0,42
Коэффициент выхода тепловых нейтронов, зависящий от содержа-
ния бора в полиэтиленовой насадке-замедлителе быстрых нейтронов,
дан в табл 11.8.
Для поверки радиометров в широком пучке тепловых нейтронов
используют полиэтиленовый или парафиновый шар-замедлитель, в цент-
ре которого находится цилиндрическая полость. В полость помещают
образцовый источник быстрых нейтронов 239Рц — Ве нли, как исключе-
ние, 210Ро— Ве.
Диаметр полиэтиленового шара равен 190±0,5 мм, а цилиндриче-
ская полость диаметром 58,5±0,4 и высотой 123±0,5 мм; диаметр па-
рафинового шара 150±2 мм, а полость диаметром 20—30 и высотой
40± 1 мм.
Выход тепловых нейтронов из этих шаровых источников составляет
6=0,11 ±7 % и 6 = 0,11 ±10 % соответственно для полиэтиленового и па-
рафинового шаров.
Плотность потока тепловых нейтронов ф[нейтр / (см2-с)] на данном
расстоянии от центра источника до эффективного центра детектора
Яо + /?эф вычисляют по формуле:
ф = aNk/bi (R„ + /?эф)2, (11.9)
где М — поток нейтронов какого-либо Ве (а, п)-источника, нейтр/с;
Ro — расстояние от геометрического центра источника тепловых ней-
тронов до передней поверхности детектора, см; а — коэффициент, учи-
тывающий асимметрию нейтронного излучения источника тепловых ней-
тронов, который можно считать равным единице при использовании
Ри—Be (a, n)-, Ra—Be (а—л)-источников; прн использовании Ро—
Ве («, л)-источника коэффициент определяют экспериментально; 6 =
=0,11 — доля тепловых нейтронов относительно общего числа нейтро-
нов, испускаемых Ве (а, л)-источником.
Чтобы учесть влияние на детектор надтепловых и медленных ней-
тронов прн градуировке, используют метод кадмиевой разности. Меж-
ду источником и детектором (вплотную к источник}) помещают кад-
миевый экран, который полностью поглощает все тепловые нейтроны
Разность первых н вторых показаний градуируемого прибора создает-
ся только потоком тепловых нейтронов
Поверку радиометров в диффузном поле тепловых нейтронов,
включая каналы ядерных реакторов, проводят в образцовом поле теп-
ловых нейтронов нлн при помощи образцового прибора
Прн поверке в образцовом поле тепловых нейтронов устанавли-
вают соответствие показаний радиометра плотности потока тепловых
нейтронов, не возмущенной детектором поверяемого радиометра. Об-
разцовое поле тепловых нейтронов в каналах реакторов и полостях за-
медлителей характеризуется следующими данными: эффективной плот-
338
ностью потока тепловых нейтронов, эффективной температурой их макс-
велловского распределения, соотношением тепловой н надтепловой
составляющих поля нейтронов, пространственным распределением плот-
ности потока тепловых нейтронов
Поверку с применением образцового прибора проводят методом
совмещения или замещения- 1) детектор поверяемого радиометра раз-
мещают совместно с детектором образцового прибора, которым могут
служить комплекты нейтронно-активациониых детекторов; 2) прн помо-
щи образцового прибора, детектор которого идентичен детектору пове-
ряемого радиометра, определяют плотность потока тепловых нейтронов,
а затем вместо образцового помещают поверяемый радиометр В каче-
стве образцовых радиометров нейтронного излучении используют радио-
метры со всеволновыми счетчиками типа ОВС-3, радиометр с активаци-
онными детекторами типа ДЛН(Т) или набор активационных детекто-
ров типа АКН(Т), радиометр для измерений нейтронных источников
типа РПН-2-10 пли РПН-2-11.
При поверке нейтронных радиометров с использованием образцовых
приборов можно применять рабочие источники нейтронов, в том числе
нейтронные генераторы (НГ) илн электростатические генераторы (ЭГ),
Поверка методом подобия радиационных полей основана на соче-
тании поверки некоторых поддиапазонов радиометра в полях коллими-
рованных или широких пучков нейтронов, описанных выше; а осталь-
ных поддиапазонов — в полях нейтронов, создаваемых идентичными
источниками с различными полными выходами нейтронов или различ-
ными ядерно-техпическими установками (реакторы, ускорители нейтро-
нов и т. д )
Зависимость показаний радиометра от энергии нейтронов измеряют,
согласно ГОСТ 17355—71, не менее чем в трех точках энергетического
диапазона При измерениях используют образцовые источники или ней-
тронные генераторы с образцовым радиометром.
Государственный первичный эталон единиц эквивалентной дозы
и мощности эквивалентной дозы нейтронного излучения в диапазоне
энергии нейтронов 0,3—14 МэВ при мощности эквивалентной дозы от
5-10~1(| до 10~5 Зв/с представляет собой следующий комплекс измере-
ний: а) тканеэкчпвалентпая п графитовая полостные ионизационные
камеры, б) тканеэквивалентпый фантом; в) спектрометр линейной пе-
редачи энергии (ЛПЭ) нейтронов; г) спектрометр энергии нейтронов.
В состав эталона входят также установка с коллимированным пуч-
ком нейтронов УКПН-1М. набор образцовых нейтронных источников
239Ри—Be (а, п), 252Cf, 210Ро—Be (а, л) и другая измерительная аппа-
ратура.
Погрешность воспроизведения единицы эквивалентной дозы и мощ-
ности эквивалентной дозы нейтронного излучения, характеризующаяся
средним квадратическим отклонением результата измерений, нс превы-
шающим 1,2—3 %, в зависнмостн от значения мощности эквивалентной
дозы в указанном выше диапазоне, и не исключенным остатком систе-
матической погрешности, не превышающим 10 % Эти погрешности оп-
ределяются погрешностями определения поглощенной дозы н коэффи-
циента качества излучения.
22*
11.4. ГРАДУИРОВКА ГАЗОВЫХ И АЭРОЗОЛЬНЫХ
ПРИБОРОВ
Имеются эталоны единицы активности нуклидов в ^-активных га-
зах (ГОСТ 8 039—79) и объемной активности радиоактивных аэрозолей
(ГОСТ 8 090—79).
Для газов эталон состоит из набора счетчиков внутреннего напол-
нения и комплекта блоков регистрации импульсов счетчиков в днапа-
доне от 5 до З-Ю4 Ек при граничных энергиях р-нзлучения от 17 уэВ
до 1,2 МэВ. Воспроизведение единицы беккерель обеспечивается со
средним квадратическим отклонением, не превышающим 0,8 % при не-
нсключенной систематической погрешности не более 0,4 %.
Для градуировки рабочих газовых радиометров рекомендуется при-
менять образцовый радиометр газов типа 2323-01 «Биота», включаемый
последовательно с поверяемым прибором в систему контроля газов.
Диапазон его измерений но Р-нзлучаюшим нуклидам, кроме три-
тия, 1,8.10-2—9,0-102 МБк/м3; по тритию 0,18—9.2-103; по радону
0,18—9,2-103 МБк/м3. Основная погрешность ±(3—5) %. Газообраз-
ные нуклиды, с помощью которых осуществляют градуировку. 222Rn
(для а-раднометров), 85Кг, ,33Хе, 4|Аг (для p-радиометров), 14С н 3Н
(газ) (для радиометров |4С, 35S, 3Н)
Градуировку газовых радиометров желательно осуществлять раз-
личными по составу смесями p-активных газов Так, градуировка с ис-
пользованием только 4'Аг можег привести к десятикратной погрешности
при последующем измерении 133 Хе прибором с детектором иа основе
счетчика СТС-5 или к несколько меньшей погрешности, если детектором
служат торцевые счетчики СБТ-11 или СИ-8Б Погрешность вызывается
значительным поглощением Р-частиц с энергией менее 300 кэВ стенками
н входными окнами счетчиков
Вместо указанной можно производить градуировку газовых дози-
метров по твердым образцовым источникам, если заранее известны ко-
эффициенты перехода от единиц измерения внешнего излучения твер-
дых источников, располагаемых в строго определенной геометрии по
отношению к детектору поверяемого прибора, к единицам концентрации
радиоактивного газа.
Прн градуировке аэрозольных радиометров необходимо использо-
вать образцовые p-источники с граничной энергией 0,5 МэВ и размера-
ми фильтров аэрозолей, подобными измеряемым в радиометре. Погреш-
ность не будет превышать 20—40 % для нуклидов, испускающих р-час-
тины е граничной энергией выше 0,5 МэВ, независимо от расположения
радиоактивных аэрозолей по толщине фильтра Твердыми источниками
обычно служат образцовые источники' 239Pu, 137Cs, 90Sr-}-90Y, e°Co
и набор ОСАИ и набор ОСТИ (см гл 10).
Глава 12
ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ В ОРГАНИЗАЦИЯХ
И НА ПРЕДПРИЯТИЯХ
12.1. ПРАВА И ОБЯЗАННОСТИ
АДМИНИСТРАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКОГО ПЕРСОНАЛА
Обеспечение здоровых условий труда сотрудников предприятий или
научно-исследовательских учреждений, ведущих работы е радиоактив-
ными веществами и другими источниками ионизирующих излучений,
требуют усилий и затраты определенных средств
Общее руководство и ответственность за правильную организацию
на предприятии или в учреждении работ по радиационной безопасности,
за соблюдение действующею законодательства по охране труда, поло-
жений, правил, норм и инструкций по радиационной и ядерной безопас-
ности возлагается на директора и главного инженера (заместителя ди-
ректора) Персональную ответственность за состояние радиационной
безопасности песет главный инженер (заместитель директора). Осуще-
ствляют контроль специальные службы радиационной безопасности,
которые в крупных организациях или учреждениях входят в отделы
труда и техники безопасности Инспектирование ядерной безопасное гi
на предприятиях и в учреждениях осуществляют специально назначен-
ные группы (лица) под общим методическим руководством Госнром-
атомнадзора СССР
Администрация предприятия обязана:
1) создавать работающим па предприятии здоровые и безопасные
условия труда, принимать меры к предупреждению несчастных случаев
и профессиональных заболеваний, обеспечивать исполнение .мероприя-
тий но ради.к,ионной безопасности в подразделениях;
2) обеспечивать соответствие технологических режимов, применяе-
мого оборудования, защитных средств и приспособлений требованиям
радиационной безопасности,
3) организовывать проведение предварительного и периодического
медицинского обследования рабочих и служащих в соответствии со
списком предприятий и профессий, утвержденным Министерством здра-
воохранения СССР;
4) обеспечивать рабочих и служащих, работающих во вредных усло-
виях труда, в соответствии с существующими нормами, спецодеждой,
спецобувью, индивидуальными защитными средствами, бесплатным мо-
локом или спецпитанием, предоставлять сокращенный рабочий день
и дополнительный оплачиваемый отпуск,
5) обеспечивать все подразделения инструкциями по радиационной
безопасности, гарантирующими безопасные условия труда на каждом
рабочем месте с учетом характера производства, особенностей оборудо-
вания, технологии и применяемых материалов, а также предусматрива-
ющими действия работающих при авариях и несчастных случаях,
6) осуществлять систематическую проверку знания правил и норм
о радиационной безопасности лицам, занятым на работах с радиоактив-
ными веществами н источниками ионизирующих излучений, независимо
от занимаемой ими должности,
341
7) систематически проводить инструктаж н обучение по вопросам
радиационной безопасности со всеми сотрудниками предприятия в со-
ответствии с выполняемой работой, в том числе и с прикомандирован-
ными к предприятию;
8) не допускать к работе сотрудников предприятия, не прошедших
инструктаж по радиационной безопасности (включая прикомандирован-
ных);
9) организовывать во всех подразделениях, ведущих работы с лю-
быми количествами радиоактивных веществ и излучений, систематиче-
ский контроль за уровнем радиационной опасности проводимых работ
и облучением персонала,
10) разрабатывать и утверждать в соответствии с производствен-
ной структурой должностные инструкции, определяющие права, обязан-
ности и ответственность всех инженерно-технических работников н на-
учных сотрудников предприятия в области' обеспечения радиационно-
безопасных условий труда;
11) правильно и своевременно расследовать и учитывать несчаст-
ные случаи, связанные с радиационным поражением Немедленно сооб-
щать в вышестоящие инстанции о групповом, смертельном и тяжелом
несчастном случае, а также о радиационной аварии, происшедшей на
предприятии.
На предприятиях, где имеются крупные ядерные установки (реак-
торы, ускорители, радиоизотопные установки нт п ), в соответствии
со спецификой производства распределение обязанностей по обеспече-
нию безопасной эксплуатации оборудования между главным механи-
ком, главным энергетиком и начальником здания (объекта) устанавли-
вается особыми инструкциями, согласованными с отделом охраны тру-
да и техники безопасности и утвержденными руководством предприятия.
Начальники здания (корпуса), службы, сектора, отдела, цеха, ла-
боратории, строительного участка, мастерской, отделения, группы, сме-
ны, установки, мастера несут ответственность за состояние радиацион-
ной безопасности на вверенных им участках работы и обязаны.
а) проводить все мероприятия, обеспечивающие улучшение условий
труда, снижение травматизма и заболеваемости;
б) обеспечивать надзор за состоянием и содержанием производст-
венных, вспомогательных и бытовых помещений;
в) поддерживать правильную эксплуатацию и эффективность работы
вентиляционных устройств;
г) организовывать правильное и безопасное хранение, транспорти-
ровку и применение радиоактивных веществ,
д) принимать меры к предотвращению загрязнения воздушной сре-
ды и рабочих мест радиоактивными веществами, к обеспечению надеж-
ной эксплуатации цеховых систем обезвреживания и сброса промышлен-
ных сточных вод;
с) снабжать работающих, в соответствии с существующими норма-
ми, спецодеждой, спецобувыо, предохранительными приспособлениями,
защитными средствами, бесплатным молоком, лечебно-профилактиче-
ским питанием и т п;
ж) осуществлять надзор за выполнением подчиненными и работ-
никами правил, инструкций, приказов и указаний по вопросам радиа-
ционной безопасности;
з) проводить инструктаж по безопасным методам работы
и) разрабатывать инструкции по радиационной безопасности и обес-
печивать ими работников, а рабочие участки — необходимыми преду-
предительными надписями н знаками.
342
Руководители подразделений учреждений или предприятий, связан-
ных с применением радиоактивных веществ илн источников ионизирую-
щих излучений, обязаны выполнять следующее:
1. Согласовать с отделом охраны труда и техники безопасности
предприятия илн учреждения мероприятия, направленные на обеспече-
ние радиационной безопасности на каждом участке работы.
2. Немедленно после получения задания на проведение новой
радиационно опасной работы официально уведомить службу радиацион-
ной безопасности о планируемой работе и сообщить ее основные ха-
рактеристики (масштаб работы, вид применяемого вещества или излуче-
ния, агрегатное состояние вещества, энергию излучения и т. п.). Про-
изводство любых работ с радиоактивными веществами и источниками
ионизирующих излучений без согласования со службой радиационной
безопасности предприятия категорически запрещается.
На предприятиях, где имеются ядерные установки, в соответствии
со спецификой производства проведение радиационно опасных работ
регламентируется особыми инструкциями, согласованными с отделом
охраны труда и утвержденными руководством предприятия.
3. До начала работы с радиоактивными веществами и излучения-
ми разработать детальную инструкцию по радиационной безопасности,
предусмотрев иа каждом этапе работы ответственных за обеспечение
безопасных условий труда сотрудников, меры защиты персонала от
переоблучения; меры, обеспечивающие безопасность при обработке пре-
паратов, транспортировке и удалении с предприятия твердых, жидких
и газообразных радиоактивных отходов, а также действия персонала
прн аварии и ликвидации ее последствий. При разработке инструкций
необходимо уделять особое внимание защите сотрудников от попадания
радиоактивных веществ внутрь организма.
4. Запретить работы во вредных условиях сотрудникам, не прове-
ренным медсанчастью или выведенным ею нз зоны вредных условий
труда.
5. Сообщать руководителям службы радиационной безопасности все
сведения о проводимых работах, необходимые для правильной оценки
радиационной опасности.
Инструкции по радиационной безопасности разрабатываются непос-
редственными руководителями работ, согласовываются с отделом охра-
ны труда и техники безопасности и утверждаются руководством пред-
приятия. Инструкции должны пересматриваться ежегодно с учетом из-
даваемых руководящих материалов и каждый раз при изменении усло-
вий работы, оборудования и технологии.
Для получения допуска к выполнению работ с применением радио-
активных веществ и источников ионизирующих излучений каждый по-
ступивший на предприятие работник должен получить вводный инст-
руктаж и инструктаж па рабочем месте. Допуск к самостоятельной ра-
боте производится после обучения на рабочем месте, а к работам,
требующим особой подготовки, — после специального обучения и сдачи
экзаменов
Вводный инструктаж проводится сотрудниками отдела охраны тру-
да и техники безопасности или лицом, назначенным начальником этого
отдела, в индивидуальном порядке с каждым вновь поступающим ра-
ботником Проведение инструктажа оформляется в специальном про-
нумерованном и опечатанном журнале или в личных карточках с обя-
зательным проставлением подписей инструктирующего н инструктируе-
мого лица.
Все вновь принимаемые нли назначаемые начальники отделов, ла-
343
бораторий, цехов, групп, установок, научные сотрудники, инженерно-
технические работники и мастера обязаны пройти проверку знаний пра-
вил н норм радиационной безопасности в течение одного месяца со дня
назначения на должность в комиссии, назначаемой приказом по пред-
приятию. Повторная проверка знаний правил н норм радиационной бе-
зопасности у перечисленной группы сотрудников проводится в сроки,
установленные для данного предприятия или учреждения, но не реже
одного раза в два года.
Непосредственный руководитель осуществляет инструктаж на ра-
бочем месте с каждым вновь принятым нлн переведенным с другой ра-
боты сотрудником.
Кроме указанных видов инструктажа, на предприятии должен про-
водиться периодический (повторный), повседневный (текущий) и вне-
очередной инструктаж
Периодический инструктаж осуществляется непосредственным руко-
водителем с группой сотрудников, занятых на работах с радиоактив-
ными веществами и источниками ионизирующих излучений, в сроки,
установленные для данного подразделения, но не реже двух раз в год.
Повседневный инструктаж также проводится непосредственным руково-
дителем перед началом рабочего дня, при получении повой работы и в
процессе ее выполнения. При обнаружении нарушений сотрудниками
правил радиационной безопасности (например, несчастные случаи в дан-
ном подразделении или на смежных участках) непосредственный руко-
водитель работ обязан проводить внеочередной инструктаж по указа-
нию лиц, ответственных за состояние радиационной безопасности.
Контроль за своевременностью и качеством инструктажа по радиа-
ционной безопасноеги осуществляет отдел охраны труда и техники бе-
зопасности предприятия
Каждый работник предприятия, обнаруживший нарушение правил
радиационной безопасности, обязан немедленно сообщить об этом свое-
му непосредственному начальнику, а в его отстутствие — вышестояще-
му руководству При нарушениях, угрожающих аварией или несчастным
сличаем, каждый работник должен принять все зависящие от него
меры по предотвращению их с последующим уведомлением руководи-
теля и профсоюзного комитета (технического инспектора)
Руководители работ, виновные в нарушении законодательства
о труде, правил и норм радиационной безопасности, несут ответствен-
ность в соответствии с действующим законодательством в дисципли-
нарном, административном и уголовном порядке.
12.2. ПРОВЕДЕНИЕ ОСОБО РАДИАЦИОННО
ОПАСНЫХ РАБОТ В ЗОНЕ СТРОГОГО РЕЖИМА
ПРЕДПРИЯТИЯ
ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РАБОТ В ЗОНЕ СТРОГОГО РЕЖИМА
ДОЛЖНЫ ВЫПОЛНЯТЬСЯ СЛЕДУЮЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ:
1) быть предельно внимательным к звуковым, световым и другим
сигналам и знать их назначение;
2) выполнять требования к рабочему месту, касающиеся условий
и времени проведения работ,
3) заранее продумывать все предстоящие работы в зоне с повышен-
ными уровнями излучения и выполнять их быстро и четко;
344
4) рабочие операции должны проводиться по возможности меха-
низированным и автоматизированным способом Обеспечивать полную
работоспособность и достаточное для работы количество измерительных
приборов и инструментов;
5) в случае радиоактивного загрязнения рабочих инструментов не-
обходимо своевременно принимать меры для их дезактивации;
6) выполнять требования плакатов и знаков радиационной опас-
ности;
7) прн необходимости применять респираторы, дополнительные
средства индивидуальной защиты и индивидуального дозиметрического
контроля в зависимости от проводимых работ, согласно условиям ра-
бочею места;
8) при ремонте съемного малогабаритного оборудования необхо-
димо использовать возможность его переноса в условия с минимальным
радиационным воздействием;
9) отдых и обсуждение результатов работы проводить только на
местах с минимальным радиационным воздействием либо вие зоны стро-
гого режима;
10) на рабочих местах должны находиться только те люди, присут-
ствие которых необходимо.
В ЗОНЕ СТРОГОГО РЕЖИМА ЗАПРЕЩАЕТСЯ:
1) принимать пищу в неотведенных для этого местах;
2) курить и пользоваться косметическими средствами;
3) носить в карманах, хранить в шкафах для спецодежды и в ком-
натах отдыха инструмент н другие предметы, загрязненные радиоактив-
ными веществами, а также брать в руки случайные посторонние пред-
меты,
4) входить в помещения при срабатывании в них местной сигна-
лизации радиационной опасности;
5) находиться в зоне строгого режима без средств индивидуального
дозиметрического контроля В случае утери или повреждения индиви-
дуального дозиметра необходимо немедленно прекратить работу н пос-
тавить в известность непосредственного руководителя и дежурного до-
зиметриста;
6) сливать радиоактивные растворы в хозяйственно-фекальную ка-
нализаци о (унитазы, умывальники);
7) нарушать меры индивидуальной зашиты и правила личной гн-
। иены.
Пра срабатывании в помещениях зоны строгого режима сигнализа-
ции радиационной опасности (включение звуковой и световой сигнали-
зации) или соответствующей аварийной сигнализации весь персонал,
за исключением персонала, находящегося на специально установленных
рабочих местах, должен немедленно прекратить работу и, не создавая
паиики, покинуть соответствующее помещение, предварительно отклю-
чив электроприборы, перекрыв льющуюся воду, опустив груз н осущест-
вив другие меры по технике безопасности При этом необходимо соблю-
дать дисциплину и установленный на предприятии порядок
Список литературы
1. Ионизирующие излучения и их измерения Термины и определе-
ния. ГОСТ 15484—81. М: Стандарты, 1981. Единицы физических вели-
чин. ГОСТ 8417—81 (СТ СЭВ 1052—78). М: Стандарты, 1982,
2. РД -50-160—79. Методические указания. Внедрение и применение
СТ СЭВ 1052—78. Метрология Единицы физических величин М: Стан-
дарты, 1979.
3. РД 50-454-84. Методические указания. Внедрение и применение
ГОСТ 8 417—81 Единицы физических величии в области ионизирующих
излучений. М : Стандарты, 1984.
4. Нормы радиационной безопасности НРБ—76/87 и Основные са-
нитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими ис-
точниками ионизирующих излучений ОСП—72/87. Изд. 3 е перераб
н доп М.: Энергоатомиздат, 1988.
5. Словарь терминов в области радиационной безопасности, ОРБ
№ 9. М : Секретариат СЭВ, 1980.
6. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций
при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ—88) (См. так-
же ОПБ ИР—88. Общие положения обеспечения безопасности исследо-
вательских реакторов при проектировании, сооружении и эксплуата-
ции.)
7. Радиационные величины и единицы- Доклад 33 МКРЕ: Пер.
с англ/Под ред. И Б. Кеприм-Маркуса М- Энергоатомиздат, 1985
8 Основные конвенции и величины, используемые .МКРЗ: Публика-
ция 42 МКРЗ- Пер с англ/Под ред А. А. Моисеева и Р. М. Алексахи-
иа, М : Энергоатомиздат, 1987.
9. Радиационная защита- Публикация 26 МКРЗ. Пер. с англ./Под
ред А. А Моисеева и П В Рамзаева М.: Атомиздат, 1978
10. Дозовые зависимости нестохастических эффектов- Публикация
41 МКРЗ Пер е англ/Под ред А А. Моисеева М: Энергоатомиздат,
1987
11. Генетические и соматические эффекты ионизирующего излуче-
ния Доклад НКДАР. Изд ООН, 1986
12 Защита населения в случае крупной радиационной аварии:
принципы планирования- Публикация 40 МКРЗ. Пер. с англ /Под ред.
А А Моисеева н Р М Алексахина М.: Энергоатомиздат, 1987.
13 Ionizing radiation Sources and biological effects, UNSCEAR,
N.Y.: UN, 1988.
14 Проблемы, связанные с разработкой показателя вреда от воз-
действия ионизирующего излучения: Публикация 27 МКРЗ: Пер.
с англ/Под ред А А Моисеева и П В Рамзаева М.: Энергоиздат,
1981
15 Москалев Ю. И. Совещание Главной комиссии МКРЗ н четы-
рех комитетов//Атомная энергия 1988 Т 64 Вып 6 С 464
16 Гуськова А. К., Байсоголов Г. Д. Лучевая болезнь человека
М Медгиз, 1971
17 Руководство по организации помощи при радиационных авари-
346
ях/Л. К Гуськова, Л, В. Барабанова, Р. Д. Друтман н др. М : Энерго-
атомиздат, 1985
18. Неозложная помощь нрн острых радиационных воздействиях —
2-е нзд/В П. Борисов, В. Ф. Журавлев, В. А. Иванов, С. Р. Северин.
Под ред Л. А. Ильина М.: Атомнздат, 1976.
19 Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя/В Г. Асмолов,
А. А Боровой, В Ф. Демин н др.//Атомная энергия. 1988 Т 64. Вып. 1.
20. Пределы поступления радионуклидов для работающих с иони-
зирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. Пер. с англ /Под ред.
А. А. Моисеева и П. В Рамзаева. М.: Энергонздат, 1982. Ч. 1; Энерго-
атомиздат, 1983. Ч. 2; Энергоатомиздат, 1984 Ч. 3.
21. Моисеев А. А., Иванов В. И. Справочник по дозиметрии н ра-
диационной гигиене. — 3-е нзд. М.: Энергоатомиздат, 1984.
22. Человек. Медико-биологические данные. Доклад рабочей груп-
пы 2 МКРЗ по условному человеку: Публикация 23 МКРЗ: Пер.
с англ/Под ред. А. А. Моисеева. М.: Медицина, 1977.
23. Методы расчета распространения радиоактивных веществ
с АЭС и облучения окружающего населения. НТД стран — членов СЭВ.
М : Энергоатомиздат, 1984.
24. Гусев Н. Г., Беляев В. А. Радиоактивные выбросы в биосфере:
Справочник М.: Энергоатомиздат, 1986.
25 Радиационная защита: Публикация 2 МКРЗ: Пер. с англ./Под
ред В. А. Иванова. М : Госато.мнздат, 1961.
26 Герасимов А. С., Зарнцкая Т. С., Рудик А. П. Справочник по
образованию нуклидов в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат,
1988.
27. Гусев Н. Г., Дмитриев П. П. Квантовое излучение радиоактив-
ных нуклидов Справочник. — 3-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1982.
28. Машкович В. П. Защита от ионизирующих излучений. — 3-е
изд. М.: Энергоатомиздат, 1982.
29. Тормозная способность электронов и позитронов: Доклад 37
МКРЕ: Пер с англ/Под ред И. Б Кенрим-Маркуса. М- Энергоатом-
нздат, 1987.
30 Бета- и антинептрннное излучение радиоактивных ядер' Спра-
вочник/В. Г. Алексанкпн, С. В. Родичев, П. М. Рубцов и др. М.: Энерго-
атомиздат, 1988.
31. Ionizing radiation: Sources and biological effects, UNSCEAR.
N.Y.: UN, 1982
32. Алексахнн P. M. Ядерпая энергия и биосфера М : Энергонздат,
1982
33 Ядерная энергетика, человек и окружающая среда —2-е нзд/
Н. С. Бабаев, В Ф Демин, Л. А. Ильин и др ; Под ред. акад. А. П.
Александрова М Энергоатомиздат, 1984
34 Перцов Л. А. Ионизирующее излучение биосферы. М : Атомиз-
дат, 1973
35. Шамов В. П. Тканеводозиметрические характеристики основных
радиоактивных изотопов: Справочник, М : Атомнздат, 1972.
36. Козлов В. Ф. Справочник по радиационной безопасности.—
Изд. 3-е, доп н перераб. М: Энергоатомиздат, 1987.
37 Козлов В. Ф., Шишкин Г. В. Радиационная безопасность ядер-
ных критических сборок М Атомнздат, 1969
38. Радиационные характеристики продуктов деления/Н. Г. Гусев,
П. М Рубцов, В. В. Коваленко, В. М. Колобашкин. М.: Атомнздат,
1974.
347
39 Радиационные характеристики облученною ядерного топлива/
В М Колобашкин и др Справочник —2-е изд, доп и перераб М-
Энергоатомиздат, 1989
40. Оценка радиационных последствий возможных гипотетических
аварий на АЭС с ВВЭР/В. И. Гришмаиовский, В. Ф Козлов, Л. М. Лу-
занова и др //Атомная энергия, 1989. Т. 67. Вып. 4 С. 263.
41 Радиационная обстановка в период пуска н освоения мощности
пятого блока НВ АЭС. Н А. Верховсцкий, В. П. Иванников, В Ф. Коз-
лов и др//Атомная энергия. 1982 Т 53. Вып. 6 С 373.
42 Концепция безопасности реакторной установки АСТ/Ф М. Ми-
теиков, В В Егоров, В. С Кууль и др//Атомная энергия. 1988. Т. 64
Вып 4 С 267.
43 Опыт практического внедрения и использования нормативных
документов по обеспечению радиационной безопасности АС: Доклад
на III Международной конференции стран — членов СЭВ по радиаци
ониой безопасности при эксплуатации АС/Г. М. Аветисов, Л А. Булда-
ков, Н Г Гусев и др Варна, 1988
44 Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных
станций (СП АС—88). Сб правил и норм по радиационной безопасно-
сти в атомной энергетике Т. 1 М,- М3 СССР, 1989.
45 Энергетика и электрификация Серия: Атомные электростанции
Обзорная информация, М, 1989 Вып 9. С. 8
46. Principles for Establishing Intervention Levels for the Protecti-
on of the Public in the Event of Nuclear Accident or Radiological Emer-
gency, IAEA Safty, Ser. N 72. Vienna, 1985.
47 Чечеткин Ю. В, Кизин В. Д, Поляков В. И. Радиационная без-
опасность АЭС с быстрым реактором и натриевым теплоносителем М •
Энергоатомиздат, 1983.
48 Sourceterm evaluation for accident conditions//Proceed. Interna-
tional Symp in Columbus, US, IAEA, 1985
49 Комочков M. M„ Лебедев В. H. Практическое руководство по
радиационной безопасности иа ускорителях заряженных частиц. М :
Энергоатомиздат, 1986
50 Санитарные правила размещения и эксплуатации ускорителей
электронов с энергией до 100 МэВ, № 1858—78. М Изд М3 СССР,
1981.
51 Ларичев А. В., Чистов Е. Д. Безопасность в радиационной тех-
нологии М • Энергояздат, 1981
52 Санитарные нормы проектирования промышленных предприя-
тий СН-245—71. М • Стройиздат 1972
53. Метеорология и атомная энергия Л : Гидрометеоиздат, 1971.
54 Допустимые выбросы радиоактивных и вредных химических
веществ в приземный слой атмосферы/Под ред Е Н Теверовского
и И. А Терновского/Н Е Артемова, А А Бондарев, В И. Карпов и др
М : Атомиздат, 1980
55 Гусев Н. Г. Справочник по радиоактивным излучениям и защи-
те М,- Медгиз, 1956
56 Гусев Н. Г., Машкович В. П„ Суворов А. П. Зашита от иони-
зирующих излучений/Под ред. Н. Г Гусева Т. 1 Физические основы
защиты. 3 с изд. перераб п доп М • Атомиздат, 1989, Т 2 Защита от
излучений ядерно-технических установок 3-е изд перераб. и доп М •
Энергоатомиздат, 1990
57. Санитарные правила работы с источниками неиспользуемого
рентгеновского излучения № 1960—79 М Атомиздат, 1980
58. Тормозная способность электронов и позитронов: Доклад 37
348
МКРЕ Пер. с англ/Под ред. И. Б. Кеирнм-Маркуса. М.: Энергоатом-
издат, 1988.
59. Козлов В. Ф. Фотографическая дозиметрия ионизирующих из-
лучений. М : Атомиздат, 1964
60. Иванов В. И. Курс дозиметрии. 8-е изд. перераб. и доп. М.:
Энергоатомиздат, 1984.
61. Бочвар И. А., Гимадова Т. И., Кеирим-Маркус И. Б. Метод до-
зиметрии УКС. М.: Атомиздат, 1977
62. Дозиметрический и радиометрический контроль при работе
с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излуче-
ний (методическое руководство)/Под ред. В. М. Гришмановского Т. 1.
Организация и методы контроля М : Атомиздат, 1980, Т. 2 Индивиду-
альный контроль. Радиометрии проб. М: Энергоиздат, 1981.
63. Крайтор С. Н. Дозиметрия при радиационных авариях. М.:
Атомиздат, 1979
64. Федииа С. А., Фоминых В. Н. Исследование относительной чув-
ствительности термолюминесцентных детекторов в стандартных кассе-
тах//Атомная энергия. 1988. Т 64. Вып. 1. С 68
65. Крайтор С. Н., Кузьмина Т. Д., Савиискнй А. К. Характеристи-
ки трекового дозиметра «Дина» для контроля хронического облучения
нейтроиами//Атомная энергия. 1987. Т. 62. Вып. 3. С. 197.
66. Крайтор С. Н., Кузьмина Т. Д., Савиискнй А. К. Характеристи-
ка трековых детекторов ядер отдачи для контроля повседневного облу-
чения нейтронами//Атомиая энергия. 1988. Т. 64. Вып. 1. С. 73.
67. Дозиметрия нейтронов при помощи детекторов на основе пере-
гретой жидкости/В И Иванов, Н. Н. Семашко, Н. С Смирнова и др.//
Атомная энергия 1987. Т. 63. Вып 1. С. 58.
68. Туркин А. Д. Дозиметрия радиоактивных газов. М : Атомиздат,
1973
69 Голубев Б. П., Козлов В. Ф., Смирнов С. Н. Дозиметрия и ра-
диационная безопасность иа АЭС М.: Энергоатомиздат, 1984
70 Гарпов Э. Ф., Деиисиков А. Н., Петров В. И. Методы и средст-
ва поверки приборов для измерения ионизирующих излучении М: Атом-
издат, 1978
71 Приборы дозиметрические для измерения экспозиционной дозы,
поглощенной дозы и мощности поглощенной дозы в воздухе фотонного
излучения. Методика поверки МИ 1788—87 (Госстандарт СССР, НПО
«ВНИИМ им. Д. И. Менделеева»). Л , 1988.
72 Радиометры нейтронов Методы и средства поверки ГОСТ
8.355—79. М • Госстандарт СССР, 1979.
73. Бескрестнов Н. В. Охрана труда на атомных станциях. — 2-е
изд. М.: Энергоатомиздат, 1989.
74 Временные методические рекомендации по организации и прове-
дению психофизиологического отбора персонала АЭС: Сб правил
и норм по радиационной безопасности в атомной энергетике. Т. 2. М :
М3 СССР, 1989.
75 Методические указания для разработки мероприятий по защите
населения в случае аварии ядерного реактора АС- Там же.
76 Рекомендации по объему контроля за содержанием радионукли-
дов в организме персонала АС- Там же
77 О международной шкале оценки опасности событий на АЭС/
/Е. Г. Вопилин, Н Е. Кухаркин, В. Ф Козлов и др//Атомная энергия,
1991. Т. 70. Вып. 6.
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие .................................................. 3
Глава 1. Терминология, величины и единицы измерения иони-
зирующих излучений и радиоактивности, характеристики ра-
дионуклидов ... ................ 4
1.1. Терминология в области радиационной безопасности
и дозиметрии ионизирующих излучений........................ 4
1 1.1. Ионизирующее излучение и его поле 4
1 1.2 Взаимодействие ионизирующих излучений со сре-
дой и характеристики дозы излучений .................... 6
1.1 3. Радиоактивные источники излучений и их харак-
теристики . . . . ....................12
1 1 4 Радиационная безопасность ........................14
1.1 5. Техническая безопасность АС и ядерно-техиическнх
установок . . ........................16
1 1.6 Воздействие ионизирующего излучения па орга-
низм - . . . . ..............18
1.1.7 Дозовые пределы облучения .... . 20
1.1.8 Радиационная гигиена и санитария .... 23
1.2. Единицы ионизирующих излучений и радиоактивности 25
1.3. Активность материнского и дочернего радионуклидов . 27
1 4. Расчет активности искусственных радионуклидов . 30
1.5. Керма-постоянная и керма-эквивалент...................31
1.6. Тормозное излучение радионуклидов ....................53
1.7. Радиоактивные нуклиды как р-излучатели .... 54
Глава 2. Биологическое действие ионизирующих излучений 60
2 1. Механизм биологического действия излучения ... 60
2.2 Возможные последствия облучения людей ... 61
2 3. Лучевая болезнь человека . . ..............66
24 Биологическое действие радионуклидов, попавших
внутрь организма, и доза внутреннего облучения ... 72
Глава 3 Фоновое облучение человека.............................90
3 I Доза космического излучения ...........................90
3.2 Доза от природных источников...........................91
3.3. Доза от искусственных источников в окружающей среде
и в быту . . . . . . . . 99
3 4 Технологически повышенный радиационный фон . 100
3 5 Дозы облучения от испытаний ядерного оружия . 102
3 6 Дозы облучения от выбросов предприятий ядерной
энергетики . . . ... .... 105
3.6 1. Предприятия начальной и конечной стадии ядер-
ного топливного цикла . . ... 106
3 6.2. Дозы облучения от выбросов АЭС . . . 108
3 7. Дозы облучения при медицинских обследованиях и ра-
диотерапии . . . .116
Глава 4 Нормы и правила радиационной безопасности, допу-
стимые уровни облучения .... ... 119
4 1. Нормы радиационной безопасности НРБ—76/87 . . 120
4.1.1. Категории облучаемых лиц и предельно допусти-
мые дозы ..................................120
4 1 2 Контрольные уровни...............................123
4 1 3 Облучение персонала . ....................124
350
4 1 4 Планируемое повышение облучения персонала прн
ликвидации последствий радиационной аварии . . . 125
4 1.5 Облучение ограниченной части населения (катего-
рия Б) и населения (категория В).......................131
4.2. Основные санитарные правила работы с источниками
ионизирующих излучений (ОСП—72/87) . . . . 133
4 2 1. Проектирование защиты от ионизирующих излу-
чений ............................................... 136
4 2.2. Размещение предприятий для работы с радиоак-
тивными веществами или источниками ионизирующих
излучений..................... . ... 137
4 2 3. Работа с закрытыми источниками излучения . 138
4 2 4. Работа с открытыми источниками излучения . 139
4 2 5. Радиационный контроль...........................141
4 3. Санитарные правила проектирования и эксплуатации
атомных станций, исследовательских ядерных реакторов
п критических стендов (сборок) ........................... 142
4.3.1. Правила для АС (СП АС-88), ядерных реакторов
исследовательского назначения (СП ИР-89) и критиче-
ских стендов (СП КС-88)................................142
4 3 2 Радиоактивность продуктов деления и активации
в реакторе........................................... 145
4 3 3 Выбор места расположения реакторов . . . 153
4 3 4 Планировка помещений и организация работ . 162
4 3.5. Требования к оперативному персоналу, участвую-
щему в эксплуатации АС и ИР ...........................164
4 3 6. Снятие с эксплуатации АС и ИР...................165
4 3 7. Положение по обеспечению ядерной безопасности
работ па критических стендах, реакторных установках
АС и ИР................................................166
4 4. Аварийные ситуации на ядерных реакторах и мероприятия
по защите персонала и населения . ... . 168
4 4.1 Возможные гипотетические аварии на ядерных ре-
акторах ............................................. 169
4.4 2. Мероприятия по защите персонала и населения 173
4 5 Санитарные правила размещения и эксплуатации уско-
рителей заряженных частиц..................................181
4 5.1. Санитарные правила для ускорителей электронов
с энергией до 100 МэВ .... .... 185
4 5.2 Ускорители протонов высоких энергий . . . 187
4 6. Радиационная безопасность в радиационно-химической
технологии .............................................. 189
4 7. Транспортировка радиоактивных веществ .... 191
4.8. Сбор и удаление радиоактивных отходов .... 195
Глава 5. Распространение радионуклидов в окружающей сре-
де и расчет доз облучения .............198
5 1 Расчет распространения и рассеяния радионуклидов в ат-
мосфере . . . 198
5 2 Расчет доз облучения от выбросов радионуклидов в ат-
мосферу . 219
5 3. Распространение радионуклидов в водной среде и рас-
чет доз облучения ... ..................... . 225
351
Глава 6 Расчет доз, создаваемых источниками различной кон-
фигурации. и защита от излучения 220
6 I. Дозные поля от источников различных форм , . . 229
6 2. Защита от у-излучеиия 235
6 3 Защита от нейтронного излучения.....................251
6 4. Зашита от заряженных частиц.........................258
Глава 7. Дозиметрия фотонного и нейтронного излучения 263
7 1.Ионизационный метод дозиметрии фотонного излучения 263
7 2 Фотографический метод дозиметрии фотонного и нейт-
ронною излучений .............................................265
7 3. Химический метод....................................270
7.4. Сцинтилляционный и люминесцентный методы . , . 275
7.4 1 Сцинтилляционный метод........................275
7 4 2 Люминесцентный метод ... .... 277
7.5. Активационный метод дозиметрии нейтронов . . . 279
7.6. Трековые дозиметры нейтронов . . .... 284
Глава 8 Радиометрия аэрозолей, газов и внутреннего облу-
чения ...................................................286
8 1. Радиометрия аэрозолей...............................286
8 2. Радиометрия газов ..................................290
8 3 Радиометрия внутреннего облучения ..................294
Глава 9 Приборы и средства измерения ионизирующих излу-
чений .... . . 299
9 I Условные обозначения н краткие технические характе-
ристики средств измерений ............................. . 300
9 2 Комплекс агрегатных технических средств для проектиро-
вания и комплектования систем радиационного контроля 310
Глава 10 Образцовые источники излучений и образцовые рас-
творы радионуклидов .................................... 314
10 1 Образцовые источники а- и р-излучепий .... 316
10 2 Образцовые источники у-излучеиия.....................319
10 3 Образцовые источники быстрых нейтронов ... 321
10 4 Маркировка образцовых источников .... 321
10 5 Образцовые спектрометрические источники . . . 322
10 6 Образцовые растворы и газы . .... 324
Глава 11 Градуировка дозиметрической аппаратуры и источ-
ников излучения ... 325
11 1 Поверка и градуировка дозиметров и источников фотон-
ного излучения .............................326
11 2. Установки для поверки средств измерения электронного
и тормозного излучений .... . . 335
11 3 Поверка и градуировка нейтронных радиометров, дози-
метров и источников излучения . ............. 336
114 Градуировка газовых и аэрозольных приборов . . 34)
Глава 12 Обеспечение радиационной безопасности в органи-
зациях и иа предприятиях................................. ... 341
12 1 Права и обязанности административно-технического
персонала . .... .341
12 2 Проведение особо радиационно опасных работ в зоне
строгого режима предприятия...............................344
Список литературы.............................................346