Организация дозиметрического контроля

 

Контроль внешнего облучения персонала. Основная цель индивидуального дозиметрического контроля внешнего ионизирующего излучения - определение и, следовательно, ограничение дозы внешнего излучения для профессиональных работников. Кроме того, данный вид контроля позволяет получить информацию о динамике изменения этих доз и радиационной обстановки на рабочий местах. При профессиональном облучении необходимо контролировать суммарную максимальную эквивалентную дозу всех видов излучений в критическом органе. На практике в полях внешнего рентгеновского, γ-излучения и нейтронов критическим органом; как правило, является все тело. Те виды излучений, суммарный вклад которых в общую дозу заведомо не превышает 25%, можно не контролировать с помощью приборов, а учитывать расчетным путем.

Дозу ионизирующего излучения измеряют с помощью одного или нескольких индивидуальных дозиметров, располагаемых на одежде работающих или на кистях рук.

Объем индивидуального дозиметрического контроля зависит от условий работы. При этом необходимо различать два типа условий:

условия, при которых результирующие индивидуальные дозы могут превышать 0,5 ПДД;

условия, при которых результирующие индивидуальные дозы не могут превышать 0,5 годовой ПДД.

В первом случае для персонала необходим индивидуальный контроль, а во втором случае - индивидуальный контроль дозы внешнего излучения не требуется, но остальные виды контроля сохраняются.

В зависимости от уровней возможного облучения персонала условия работ, при которых необходим индивидуальный контроль внешнего облучения, можно подразделить на три категории.

К первой категории относят условия работы, при которых маловероятно получить дозу за год, превышающую предельно допустимую. Для этих условий рекомендуется снимать показания индивидуальных дозиметров не реже одного раза в квартал. В качестве основных дозиметров рекомендуется использовать индивидуальные фотопленочные или термолюминесцентные дозиметры.

Ко второй категории относят условия работы, при которых радиационная обстановка заведомо непостоянна, а доза при отдельных видах кратковременных работ может превышать одну четвертую предельно допустимой дозы за год. В этих случаях объем индивидуального контроля следует увеличить и проводить его пооперационно или ежесменно. Для этого рекомендуется наряду с основным дозиметром использовать индивидуальные ионизационные дозиметры типа КИД или ДГ-2. Частота снятия показаний основного дозиметра в данных условиях устанавливается в зависимости от показаний дополнительных дозиметров, но не реже одного раза в квартал. Однако в тех случаях, когда суммарное показание дополнительных дозиметров достигает одной четвертой предельно допустимой годовой дозы, проводится обработка и снятие показаний основного дозиметра.

К третьей категории относят условия работы, при которых возможны аварийные облучения, т.е. непредвиденные облучения в результате аварий и при ликвидации их последствий. В этом случае персонал необходимо дополнительно оснащать аварийными индивидуальными дозиметрами типа ИКС-А, ГНЕЙС и др.

Снятие показаний аварийных дозиметров осуществляется сразу после аварийного облучения.

Индивидуальную дозу излучения следует фиксировать в карточке индивидуального учета. Карточку следует хранить 30 лет ^Осле окончания трудовой деятельности работника в данном учреждении. Копии этих карточек в случае перехода работников вдругое учреждение, где проводятся работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, необходимо передавать на новое место работы, а оригиналы хранить на прежнем месте работы. Каждый работник, получивший при; аварийном облучении дозу, превышающую годовую ПДД в два раза и более, должен временно находиться на особом учете и под медицинским наблюдением

Облучаемость персонала, подлежащего индивидуальному дозиметрическому контролю внешнего излучения, учитывают ежегодно согласно установленной форме статистической отчетности.

Контроль внутреннего облучения персонала. Этот вид индивидуального контроля осуществляют, определяя поступление радиоактивных веществ в организм или измеряя содержание радионуклидов в критических органах. По этим данным, в случае необходимости, рассчитывают дозы излучения, приходящиеся на критические органы.

В условиях, когда концентрация радиоактивных веществ в зоне дыхания, а следовательно, и их поступление в организм не может превышать 1/3 ДК или ПДП, не реже одного раза в год проводят грубую оценку поступления радиоактивных веществ для работников, сгруппированных по условиям радиационного воздействия, выборочный контроль содержания радиоактивных веществ в организме - для лиц с вероятным максимальным поступлением! Кроме этого, при работе в таких условиях с радионуклидами, характеризующимися большими эффективными периодами полувыведения из организма (уран, торий, плутоний, стронций, долгоживущие трансурановые элементы и др.), в дополнение к выборочному ежегодному контролю необходимо осуществлять периодический контроль содержания радиоактивных веществ в организме у все' работающих не реже одного раза в пять лет.

В условиях, когда концентрации радиоактивных веществ в зоне дыхания могут превышать 1/3 ДК, необходимо проводить индивид дуальный контроль суммарного годового поступления и определя1 '" не реже одного раза в год содержание радиоактивных веществ организме у всех работающих. Периодичность, измерения содержания радионуклидов в организме определяется в зависимое от фактического поступления радионуклида и от эффективного периода полувыведения радионуклида из организма и регламен-⁴! тируется специальными инструкциями для отдельных радионуклидов.

Поступление радиоактивных веществ в организм можно определять следующими способами:

измерять концентрацию радиоактивных веществ с помощью индивидуальных и стационарных пробоотборников с последующим переходом к концентрации во вдыхаемом воздухе и с учетом эффективного коэффициента защиты органов дыхания;

измерять активность биосубстратов.

Содержание радиоактивных веществ в организме можно определять следующими способами:

при помощи счетчика излучения человека;

измерять активность биосубстратов;

проводить экспрессную оценку содержания γ-излучателей в организме при помощи чувствительных сцинтилляционных радио метров.

При аварийных ситуациях, связанных с выбросом радиоактивных веществ в воздух рабочих помещений, необходимо проводить специальное обследование лиц, находящихся в данном помещении, для оценки внутреннего облучения. Порядок и способы такого обследования должны быть предусмотрены в плане мероприятий на случай возможных аварийных ситуаций, этот план разрабатывают заранее применительно к данному учреждению и утверждают в установленном порядке.

 

Таблица 3 - Переносные приборы радиационного контроля

Наименование прибора	Измеряемая величина	Диапазон	Погрешность	Ход с жесткостью
Дозиметр ДРГ3-01	Измерение мощности поглощенной дозы непрерывного и импульсивного фотонного излучения	0-1 мкГр/с	+12%	+20%
Дозиметр ДРГ3-02	Измерение мощности поглощенной дозы фотонного излучения	0-1 мкГр/с	+ 10-15%	+20%
Дозиметр ДРГ3-03	Измерение мощности поглощенной дозы фотонного излучения	0-10 мкГр/с	+10-15%	+10-15%
Дозиметр ДРГ3-04	Измерение мощности поглощенной дозы (или ее средней мощности) непрерывного и импульсивного фотонного излучения излучения максимальной дозы (или ее средней мощности) в ткани	0,1-30 мкГр/с 0,1-30мкЗв	+15%	+15%
Дозиметр ДРГ3-05 ДРГ-05М	Измерение в жестких условиях эксплуатации мощности дозы фотонного излучения и качественной оценки наличия b-излучения в диапазоне энергии 0,2-3 МэВ	10-3-10-2мкГр/с 10-2 - 102 мГр	+20%	+20%
Дозиметр ДРГ-01Т	Измерение мощности поглощенной дозы фотонного излучения	28 нГр/с- 280 мГр/с	В режиме поиска: + (30-1D) В режиме измерения: + (15+0,5/D)	+25%
Радиометр КРА-1	Контроль степени загрязненности поверхностей l-активными веществами	4Расп. / (мин см)	+20%	-
Радиометр КРБ-1	Измерение b-загрязненности поверхностей	10 - 1.107 Расп. / (мин см)	+20%	-
Универсальный дозиметр-радиометр МКС-01Р	Измерение: плотность потока l-частиц; флюенса l-частиц плотность потока b-частиц флюенса b-частиц; МЭД фотонного излучения; эквивалентной дозы фотонного излучения; плотность потока нейтронов; флюенса потока нейтронов; МЭД нейтронного излучения; эквивалентной дозы нейтронного излучения	1-3.104 част/ (мин см2) 1-105 (част см) 1-105 част/ (мин см) 10-105 част/см 10-2 -104 мкЗв/ч 0,1 - 105 мкЗв 1-3.104 част/ (мин см2) 1-105 (част см) 1-105 част/ (мин см) 10-105 част/см 1 - 105 мкЗв	+20%   +20% +20%   +20% +20%   +20% +20%   +20% +20%   +20% +20%
Поисковый радиометр РГБ-03-01 "Ломонос"	Измерение объемной активности радиоактивных газов	3,7 10 - 3,7 10 Бк/м	+30%	-
Дозиметры ДБГ-01Н; ДБГ-06Т	Измерение МЭД и дозы фотонного излучения	0,01-9,999мР/ч поиск: 0,1-99,99м/ч	+20% +30%	-
Дозиметр ДКС-04	Измерение МЭД и ЭД фотонного и жесткого b-излучения	0,1-999,9мР/ч 1-4096 мР	+20%	-

 

Приборы индивидуального контроля

 

Таблица 4 - Перечень приборов индивидуального дозиметрического контроля

Наименование прибора	Назначение прибора	Диапазон измерения	Погрешность измерения	Ход с жесткостью
Комплект дозиметров КИД2, КИД6	Измерение дозы фотонного излучения (0,005-500Р)	5.10-5-5Гр	+ 10%	+ 20%
Комплект дозиметров ДК-02	Измерение дозы фотонного излучения	10-4 - 2.10-3 Гр (0,01-0,2Р)	+ 15%	-
Комплект дозиметров ДКП-50	Измерение дозы фотонного излучения	До 0,5 Гр (50 Р)	+ 15%	-
Комплект термолюминесцентных дозиметров КДТ-1 "Пахра"	Измерение дозы фотонного излучения при хроническом и аварийном облучениях	0,001-100Гр (0,1-104 Р)	+ 25%	-
Комплект термолюминесцентных дозиметров КДТ-02М	Измерение дозы фотонного излучения в полях рентгеновского и гамма-излучения	5.10-5-10 Гр (5.10-3-103Р)	+ (15-45)%	+ 30%
Комплект аварийных дозиметров ИКС-А	Измерение дозы фотонного излучения в аварийных условиях	5.10-5-80 Гр (0,5. - 8,103Р)	+ 15%	+ 20%
Универсальный комплект индивидуального фотоконтроля ИФКУ-1	Контроль эквивалентных доз фотонного, b-излучений и тепловых нейтронов	5.10-4 2.10-2Зв	+ 20% для фотонов и b-частиц
Дозиметрический комплект TELDE	Измерение поглощенных доз фотонного излучения	10-4-10Гр	+ 20-40% в зависимости	+ 40% (без фильтров) от поддиапазон
Индивидуальный дозиметр-сигнализатор ДКС-04 "Стриж"	Измерение мощности поглощенной дозы и дозы фотонного излучения в воздухе, обнаружение плотности потока тепловых нейтронов, фотон. и жестк. b-излучения с энергией более 0,5 МэВ	0,3-400 Гр/с	+ 25%	+ 25%
Индикатор ионизирующего излучения ДРС-01	То же	0,03-0,33 мГр/ч (3-33мР/ч)	+ 25%	+ 25%
Индикатор ионизирующего излучения	То же и измерение поглощенного дозы	10-5-10-2Гр	+ 25%	+ 25%
Дозиметр-сигнализатор ДЭГ-07	Измерение дозы фотонного излучения	10-3-5, 10-2Гр (0,1-5 Р)	+ 20%	+ 25%

 

Таблица 5 - Перечень приборов для лабораторного радиационного контроля

Наименование прибора, тип	Назначение	Диапазон измерения	Другие характеристики
Измерители скорости счета: УИМ2-2 УИМ2-3,"Актиния"	Измерение средней скорости счета импульсов блоков детектирования a-, b-, g - и нейтронного излучения	3.10-1-3.104с-1	Автоматическое переключение 8 поддиапазонов скорости счета и сигнализация о превышении ее заданных пороговых значений
Приборы счетные одноканальные: ПСО2-4, ПСО2-5	Измерение числа импульсов, частоты следования импульсов, временного интервала	Объем регистрации 1-106имп., максимальная частота -5.106имп/сек	Автоматическая экспозиция по времени и набору импульсов
Радиометры КРК-1 КРК-1-01	Изучение концентрации a - и b-активных изотопов в твердых, жидких и газообразных средах	7,4.101-7,4.104Бк/м2 1,4.102-3,7. .104Бк/л 7,4.10-5-3,7.101Бк/м3	-
g-спектрометр "Лангур"	Изучение энергетических спектров g-излучений	От 1 - 3 Бк до 10-15 кБк	Может использовать все виды детекторов полупроводников (германиев), сцинтилляцион, пропорциональные счетчики, ионизационные камеры. Чувствительные предусилителя не менее 0,5 в/МэВ
g-спектрометр "Nokia"	Измерение активности газов, аэрозолей, жидкости	12-105нКи по 137Сs	-
Спектрометр излучен. человека (СИЧ)"Канберра"	Измерен. содержания радионуклидов в организме человека	12-105нКи по 137Сs	-
"Скриннер-3М"	Измерение содержания инкорпорированных радионуклидов и "горячих частиц" в организме человека	-	-
Универсальный спектрометрические комплексы на базе спектрометрических процессоров ЕVТ-SР в составе ПЭВМ типа IВМ РС	Спектрометрия a-, b-, g-излучения	-	-
Бета-радиометр РКБ4-1ем	Измерение удельной и объемной активности b-излучающих радионуклидов проб объектов внешней среды	Для воды: 1,9-3,7.103Бк/л для сыпучих веществ: 1,8.101-3,7.103Бк/кг	-

Заключение

 

В качестве заключения можно привести следующие результаты и выводы данной квалификационной работы:

Обращение с ТРО - сложный комплекс организационных и технических мероприятий, связанный с возможностью облучения людей и загрязнения территорий.

Рассмотрены средства радиационно-дозиметрического контроля при измерении уровней радиационных факторов при обращении с ТРО.

Рассмотрены средства индивидуального дозиметрического контроля при обращении с ТРО.

Работа должна быть продолжена в направлении оптимизации выбора средств радиационно-дозиметрического контроля.

Список используемой литературы

 

1. Закон Украины "Об обращении с радиоактивными отходами".

2. Закон Украины "О защите человека от влияния ионизирующего излучения".

3. Нормы радиационной безопасности НРБУ-97.

4. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. СПАС-88.

5. Ерофеев В.А. Основы обращения с радиоактивными отходами, Севастополь, 2000

6. Голубев Б.П., Козлов В.Ф., Смирнов С.Н. Дозиметрия и радиационная безопасность, Москва, 1984.

7. Вопросы дозиметрии и РБ на АЭС, Славутич, Укратомиздат, 1998.

8. Дозиметрический и радиометрический контроль при работе с РВ и ИИИ (методическое руководство), том 1, М.: Атомиздат, 1980.

9. Афанасьев А.В., Гуманный В.В., Мясоедов Г.П. Методические указания для студентов-заочников. Основы ядерной физики, радиохимии и дозиметрии, Севастополь, 2003.

10. Ерофеев В.А., Акимов А.М., Афанасьев А.В. Организационно-методические указания по выполнению квалификационной работы. Севастополь, СНИЯЭиП, 2003.

11. Технические описания и инструкции по эксплуатации переносных приборов.