Рекомендации Рекомендации по приборному обеспечению дозиметрического и радиометрического контроля в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99
Цена на этот документ пока неизвестна. Нажмите кнопку "Купить" и сделайте заказ, и мы пришлем вам цену.
Распространяем нормативную документацию с 1999 года. Пробиваем чеки, платим налоги, принимаем к оплате все законные формы платежей без дополнительных процентов. Наши клиенты защищены Законом. ООО "ЦНТИ Нормоконтроль"
Наши цены ниже, чем в других местах, потому что мы работаем напрямую с поставщиками документов.
Способы доставки- Срочная курьерская доставка (1-3 дня)
- Курьерская доставка (7 дней)
- Самовывоз из московского офиса
- Почта РФ
Документ издан с целью обеспечения служб радиационного контроля отрасли информацией о состоянии парка аппаратуры дозиметрического и радиометрического контроля, спектрометров, счетчиков излучения человека и систем радиационного контроля, а также возможных путях обеспечения предприятий отрасли этой аппаратурой
Оглавление
Глава 1. Анализ современных нормативно-методических документов по обеспечению радиационной безопасности
Глава 2. Анализ современных методов и аппаратуры, используемых для радиационного контроля
Глава 3. Возможные пути и механизмы обеспечения предприятий отрасли современной аппаратурой радиационного контроля
Приложение. Перечень действующих стандартов МЭК, подготовленных Техническим комитетом 45 "Ядерное приборостроение"
Дата введения29.03.2002Добавлен в базу01.09.2013 Актуализация01.01.2021 Этот документ находится в:- Раздел Экология
- Раздел 11 ЗДРАВООХРАНЕНИЕ
- Раздел 11.020 Медицинские науки и условия по обеспечению охраны здоровья в целом
- Раздел 11.020.10 Общие услуги охраны здоровья населения
- Раздел Экология
- Раздел 17 МЕТРОЛОГИЯ И ИЗМЕРЕНИЯ. ФИЗИЧЕСКИЕ ЯВЛЕНИЯ
- Раздел 17.240 Измерение излучений
- Раздел Экология
- Раздел 19 ИСПЫТАНИЯ
- Раздел 19.060 Механические испытания
- Раздел Экология
- Раздел 13 ОХРАНА ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ, ЗАЩИТА ЧЕЛОВЕКА ОТ ВОЗДЕЙСТВИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ. БЕЗОПАСНОСТЬ
- Раздел 13.280 Защита от радиационного излучения
- Раздел Строительство
- Раздел Нормативные документы
- Раздел Нормативные документы органов надзора
- Раздел Нормативные документы Госатомнадзора России
- Раздел Строительство
- Раздел Нормативно-правовые документы
- Раздел Безопасность
- ПУЭПравила устройства электроустановок
- ГОСТ 12.1.004-91Система стандартов безопасности труда. Пожарная безопасность. Общие требования
- ГОСТ 12.1.019-79Система стандартов безопасности труда. Электробезопасность. Общие требования и номенклатура видов защиты
- ГОСТ 12.1.030-81Система стандартов безопасности труда. Электробезопасность. Защитное заземление, зануление
- ГОСТ 27.002-89Надежность в технике. Основные понятия. Термины и определения. Заменен на ГОСТ 27.002-2015.
- НРБ 99Нормы радиационной безопасности
- ГОСТ 12.2.007.0-75Система стандартов безопасности труда. Изделия электротехнические. Общие требования безопасности
- СП 2.6.1.799-99Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности
- ГОСТ 9.014-78Единая система защиты от коррозии и старения. Временная противокоррозионная защита изделий. Общие требования
- ОСП 72/87Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений
- ПНАЭ Г-5-006-87Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций
- РД 03-36-97Условия поставки импортного оборудования, изделий и комплектующих для ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения Российской Федерации
- ПНАЭ Г-01-011-97Общие положения обеспечения безопасности атомных станций
- ГОСТ 27.003-90Надежность в технике. Состав и общие правила задания требований по надежности. Заменен на ГОСТ 27.003-2016.
- МИ 2377-98Государственная система обеспечения единства измерений. Разработка и аттестация методик выполнения измерений
- ГОСТ 8.417-81Государственная система обеспечения единства измерений. Единицы физических величин. Заменен на ГОСТ 8.417-2002.
- ГОСТ 14337-78Средства измерений ионизирующих излучений. Термины и определения
- ГОСТ 15484-81Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения. Заменен на РМГ 78-2005.
- ГОСТ 27451-87Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия
- ГОСТ 27452-87Аппаратура контроля радиационной безопасности на атомных станциях. Общие технические требования
- ГОСТ 28271-89Приборы радиометрические и дозиметрические носимые. Общие технические требования и методы испытаний
- ГОСТ 29074-91Аппаратура контроля радиационной обстановки. Общие требования
- ГОСТ 4.59-79Система показателей качества продукции. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей
- ГОСТ Р 8.563-96Государственная система обеспечения единства измерений. Методики выполнения измерений. Заменен на ГОСТ Р 8.563-2009.
- ГОСТ Р МЭК 1066-93Системы дозиметрические термолюминесцентные для индивидуального контроля и мониторинга окружающей среды. Общие технические требования и методы испытаний
- НП 002-04Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций
- МИ 1967-89Рекомендация. Государственная система обеспечения единства измерений. Выбор методов и средств измерений при разработке методик выполнения измерений. Общие положения
- МУ 2.6.1.016-2000Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования
- МУ 2.6.1.25-2000Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования
- МУ 2.6.1.26-2000Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования
- МУ 2.6.1.14-2001Контроль радиационной обстановки. Общие требования
- МИ 2453-2000Методики радиационного контроля. Общие требования
- ГОСТ 8.383-80Государственная система обеспечения единства измерений. Государственные испытания средств измерений. Основные положения
- ГОСТ Р 50746-95Совместимость технических средств электромагнитная. Технические средства для атомных станций. Технические требования и методы испытаний. Заменен на ГОСТ Р 50746-2000.
- Показать все
Чтобы бесплатно скачать этот документ в формате PDF, поддержите наш сайт и нажмите кнопку:
МИНИСТЕРСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
ДЕПАРТАМЕНТ БЕЗОПАСНОСТИ, ЭКОЛОГИИ И ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЙ
НАУЧНО-ИНЖЕНЕРНЫЙ ЦЕНТР «СНИИП»
2.6.1. Ионизирующее излучение. Радиационная безопасность
РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ПРИБОРНОМУ ОБЕСПЕЧЕНИЮ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО И РАДИОМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ В СООТВЕТСТВИИ С НРБ-99 И ОСПОРБ-99
ПРЕДИСЛОВИЕ
1. Рекомендации разработаны под эгидой Методического совета Департамента безопасности и чрезвычайных ситуаций Министерства Российской Федерации по атомной энергии (сейчас Департамент безопасности, экологии и чрезвычайных ситуаций).
2. Руководители работы:
к.т.н., с.н.с. Чебышов С.Б., д.т.н., с.н.с. Поленов Б.В. (ФГУП НИЦ «СНИИП»).
к.т.н., с.н.с. Чебышов С.Б., д.т.н., с.н.с. Поленов Б.В., к.т.н., с.н.с. Артеменкова Л.В., Астрединов И.В., к.т.н., с.н.с. Коваленко В.В., к.т.н., с.н.с. Петров В.И. (ФГУП НИЦ «СНИИП»).
4. Рекомендации рассмотрены и одобрены на заседании Методического совета ДБЧС Минатома России 26 февраля 2002 г., протокол № 30 и утверждены Руководителем Департамента безопасности и чрезвычайных ситуаций Минатома России A.M. Агаповым 29 марта 2002 г.
5. Рекомендации разработаны на основании приказа Министра № 557 от 25.09.2000 г. «О введении в действие Норм радиационной безопасности - НРБ-99 и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности - ОСПОРБ-99» и в развитие отраслевой программы «Введение в действие Норм радиационной безопасности - НРБ-96 на предприятиях Минатома России».
Цель - обеспечение служб радиационного контроля отрасли информацией о состоянии парка аппаратуры дозиметрического и радиометрического контроля, спектрометров, счетчиков излучения человека и систем радиационного контроля, а также возможных путях обеспечения предприятий отрасли этой аппаратурой.
Количество рисунков - 9.
Количество таблиц - 33.
Количество используемых источников информации - 133.
Ключевые слова: НРБ-99, ОСПОРБ-99, методические указания и рекомендации, радиационная безопасность, радиационный контроль, дозиметрический контроль, радиометрический контроль, контроль радиационной обстановки, внешнее и внутреннее облучение, эффективная и эквивалентная дозы, дозиметрические, радиометрические приборы, спектрометры, счетчики излучения человека, аппаратура радиационного контроля, приборное обеспечение.
Проведен анализ нормативов и правил, которые содержатся в НРБ-99 и ОСПОРБ-99, а также методических указаний и рекомендаций, разработанных в связи с введением в действие этих документов. Проанализированы основные технические требования к аппаратуре радиационного контроля, предназначенной для обеспечения радиационной безопасности, рассмотрено состояние отечественного парка аппаратуры. Даны рекомендации по возможным путям и механизмам обновления аппаратурного парка предприятий отрасли.
СОКРАЩЕНИЯ И ОБОЗНАЧЕНИЯ
В Рекомендациях приняты следующие условные обозначения и сокращения:
- автоматизированная система контроля радиационной обстановки
- автоматизированная (автоматическая) система радиационного контроля
- блоки детектирования ИИ
- групповой дозиметрический контроль
- годовая эффективная доза
- допустимая объемная активность
- дочерние продукты распада
- датчик физической информации
- Единая государственная автоматизированная система контроля радиационной обстановки
- индивидуальный дозиметрический контроль
- источник ионизирующего излучения
- инертные радиоактивные газы
- индивидуальный радиационный контроль
- контроль герметичности оболочек ТВЭЛ
- контроль радиационной обстановки
- комплекс технических средств контроля радиационной безопасности
- локальный информационно-аналитический центр
- линейная передача энергии
- мягкая биологическая ткань
- методика выполнения измерений
- минимальная детектируемая активность
- Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям
- Международная комиссия по радиологической защите
- Нормы радиационной безопасности
- объемная активность (ОАР - радона, ОАТ - торона)
- оборудование, изделия и технологии
- Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности
- особо чистый германий
- отработанное ядерное топливо
- посты радиационного контроля
- персональная электронная вычислительная машина
- радиоактивные газоаэрозольные выбросы
- рабочее место оператора
- Единая государственная система предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций
- радиофотолюминесцентный детектор или дозиметр
- счетчики (спектрометры) излучения человека
- служба радиационной безопасности организации
- система управления базами данных
- самопроизвольная цепная реакция
- термолюминесцентный детектор или дозиметр
- твердотельные трековые детекторы
- устройство звуковой сигнализации
- устройство световой сигнализации
- электронная вычислительная машина
- эквивалентная равновесная объемная активность
- ядерный топливный цикл
- уровень введения индивидуального дозиметрического контроля
- поглощенная доза в органе или ткани Т излучения R
- энергия частиц (фотонов) вида R
- коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при индивидуальном дозиметрическом контроле
- амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза) внешнего облучения
- индивидуальный эквивалент дозы внешнего облучения
- эквивалентная доза внешнего облучения в органе или ткани Т
- коэффициент качества излучения
- линейная передача энергии
- индекс вида излучения
- взвешивающий коэффициент для излучения R
- взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т
- переданная веществу энергия излучения
- плотность потока частиц
- относительная погрешность средства измерения
- абсолютная погрешность средства измерения
Глава 1. Анализ современных нормативно-методических документов по обеспечению радиационной безопасности. 5
1.1. Комплект документов по обеспечению радиационной безопасности, разработанных в связи с введением в действие НРБ-99 и ОСПОРБ-99. 6
1.2. Методические рекомендации по проектированию территориальных подсистем ЕГАСКРО.. 10
Глава 2. Анализ современных методов и аппаратуры, используемых для радиационного контроля. 11
2.1. Дозиметрическая аппаратура. 13
2.1.1. Методы дозиметрического контроля внешнего облучения. 13
2.1.2. Дозиметрические приборы, системы и комплексы на их основе. 22
2.2. Радиометры.. 58
2.2.1. Радиометры объемной активности аэрозолей. 58
2.2.2. Радиометры объемной активности альфа-активных газов. 62
2.2.3. Радиометры объемной активности бета-активных газов. 67
2.2.4. Радиометры объемной активности жидкости и удельной (объемной) активности проб объектов окружающей среды.. 69
2.2.5. Радиометры поверхностной активности радионуклидов. 76
2.3. Спектрометрическая аппаратура. 78
2.4. Счетчики излучения человека. 99
2.5. Системы радиационного контроля. 102
2.5.1. Автоматизированные информационно-измерительные системы. 107
2.5.2. Автоматизированные малоканальные установки и системы. 120
2.5.3. АСКРО объектов. 122
2.5.4. Индикаторы радиационного фона. 124
2.5.5. Программное обеспечение автоматизированных систем радиационного контроля. 125
Глава 3. Возможные пути и механизмы обеспечения предприятий отрасли современной аппаратурой радиационного контроля. 127
Список литературы.. 135
Приложение. Перечень действующих стандартов МЭК, подготовленных Техническим комитетом 45 «Ядерное приборостроение». 143
ВВЕДЕНИЕ
Настоящие Рекомендации подготовлены по итогам выполнения научно-исследовательской работы «Рекомендации по приборному обеспечению дозиметрического и радиометрического контроля в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99» (шифр «Методика-2»), которая проводилась в соответствии с Техническим заданием, выданным Департаментом безопасности и чрезвычайных ситуаций (ДБЧС) Минатома России и утвержденным Руководителем ДБЧС A.M. Агаповым (работа закончена в 1 кв. 2002 г.). Заказчик работы - ДБЧС Минатома России.
НИР «Методика-2» явилась дальнейшим развитием научно-исследовательской работы «Рекомендации по приборному обеспечению дозиметрического и радиометрического контроля в соответствии с НРБ-96» (шифр «Методика») рег. № У81933, выполненной коллективом авторов в НИЦ «СНИИП» в 1997 г.
В Рекомендациях проведен анализ НРБ-99, ОСПОРБ-99 и методических указаний, разработанных в последнее время для установления общих требований к системе дозиметрического контроля и контроля радиационной обстановки, направленных на обеспечение радиационной безопасности персонала предприятий отрасли, работающего с источниками ионизирующего излучения.
Проведенный анализ состояния аппаратуры радиационного контроля базировался на результатах последних разработок дозиметрической, радиометрической и спектрометрической аппаратуры, а также систем радиационного контроля, выполненных в ФГУП НИЦ «СНИИП», ГНЦ «ИБФ», РНЦ КИ, НИИТ, РНЦ ФЭИ, АЭХК, ВНИИЭФ, РИ им. В.Г. Хлопина, НПП «Доза», ПО «Маяк», ЗАО «НИТОН», АО «ИНТРА», НПФ АП «ЛЮМЭКС», других предприятиях и серийных заводах РФ, а также Украины, Беларуси, Финляндии и ряда других стран, так и на оценке промышленной аппаратуры, которая используется в настоящее время в практике служб радиационной безопасности предприятий Министерства.
В Рекомендациях приведены сравнительные характеристики технических средств радиационного контроля по различным видам измерений ионизирующих излучений, позволяющие выбрать и оценить возможности использования аппаратуры в производственных условиях.
Главы 1 и 2 в Рекомендациях публикуются в сокращенном варианте.
Глава 1. АНАЛИЗ СОВРЕМЕННЫХ НОРМАТИВНО-МЕТОДИЧЕСКИХ ДОКУМЕНТОВ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
Введение в действие Закона РФ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения», Федеральных Законов «О радиационной безопасности населения» и «Об использовании атомной энергии», Норм радиационной безопасности - НРБ-99 и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности - ОСПОРБ-99 потребовало приведения в соответствие с этими документами нормативно-технической документации, регламентов дозиметрического контроля, объема и качества радиационного контроля на предприятиях, находящихся в ведении Минатома России или подотчетных ему организациях Федерального Управления медико-биологических и экстремальных проблем, осуществляющих государственный надзор и регулирование в области обеспечения радиационной безопасности при использовании атомной энергии, а также приборного обеспечения [1-40].
1.1. Комплект документов по обеспечению радиационной безопасности, разработанных в связи с введением в действие НРБ-99 и ОСПОРБ-99В связи с введением в действие НРБ-96/99 Министерство РФ по атомной энергии разработало Программу по введению в действие новых норм радиационной безопасности на предприятиях отрасли. Ответственным за выполнение Программы является Департамент безопасности и чрезвычайных ситуаций Министерства (как уже отмечалось, сейчас Департамент безопасности, экологии и чрезвычайных ситуаций - ДБЭЧС).
Цель Программы - разработка необходимых мероприятий, направленных на совершенствование нормативного, методического и приборного обеспечения радиационного контроля, осуществление организационных и технических мероприятий, обеспечивающих уменьшение дозы ионизирующего излучения от внешнего и внутреннего облучения персонала.
Программа предусматривала выпуск и введение в действие новой редакции Норм радиационной безопасности - НРБ-99, завершение разработки и введение в действие Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности - ОСПОРБ-99. В настоящее время она предусматривает завершение разработки отраслевой нормативно-технической документации первого уровня, разработку отраслевой нормативной документации второго уровня, разработку отдельных технических средств радиационного контроля и индивидуальной защиты, выполнение мероприятий по обеспечению качества радиационной безопасности, а также выполнение различных организационно-технических мероприятий.
Раздел Программы «Разработка отраслевой нормативно-методической документации первого уровня» предусматривает разработку общих требований к организации системы обеспечения радиационной безопасности на предприятиях Минатома России, Санитарных правил проектирования и эксплуатации предприятий и установок Минатома России, Методических указаний (МУ) по радиационному контролю на предприятиях Минатома России.
К Методическим указаниям первого уровня относятся (рис. 1, рис. 2):
• МУ по определению индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организации контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования (МУ 2.6.1.016-2000),
• МУ по дозиметрическому контролю (ДК) внешнего профессионального облучения. Общие требования (МУ 2.6.1.25-2000);
• МУ по дозиметрическому контролю профессионального внутреннего облучения. Общие требования (МУ 2.6.1.26-2000);
• МУ по контролю радиационной обстановки (КРО). Общие требования (МУ 2.6.1.14-2001).
Раздел Программы «Разработка отраслевой нормативной документации второго уровня» предусматривает разработку:
Рисунок 1. Система законодательного и научно-методического обеспечения радиационной безопасности в России
• МУ по контролю годовых эффективных доз внутреннего и внешнего облучения персонала в различных полях гамма-нейтронного излучения и при ингаляции радиоактивных веществ;
• МУ по контролю эквивалентных доз облучения персонала;
• МУ по учету индивидуальных доз и планированию облучения персонала;
• МУ по контролю радиационной обстановки на предприятии.
Раздел Программы «Разработка технических средств контроля и индивидуальной защиты» предусматривает создание опытных образцов индивидуальных дозиметров нейтронного излучения и дозиметров облучения кожи, индивидуального пробоотборника радиоактивных аэрозолей, импактора для определения дисперсного состава радиоактивных аэрозолей, а также создание опытных образцов ряда средств индивидуальной защиты.
Рисунок 2. Методы и технические средства дозиметрического контроля
Раздел Программы «Определение качества радиационной безопасности» предусматривает разработку системы обеспечения единства измерений при проведении радиационного контроля на предприятиях отрасли, выполнение мероприятий по повышению квалификации персонала, экспертизу материалов МАГАТЭ по введению в действие Стандартов безопасности 1996 г., экспертизу научно-технической продукции предприятий, планов организационно-технических мероприятий, обследование предприятий, организацию и проведение ежегодных отраслевых совещаний, научно-технических конференций, издание справочников и сборников.
Раздел Программы «Организационно-технические мероприятия» предусматривает проведение работ по приведению в соответствие с требованиями НРБ-99 и ОСПОРБ-99, правил, инструкций и другой нормативно-технической документации, обучение персонала основным положениям и требованиям НРБ-99 и ОСПОРБ-99, анализ облучаемости персонала, планирование и проведение организационно-технических мероприятий, необходимых для перехода на НРБ-99, а также модернизацию аппаратуры контроля радиационной безопасности в соответствии с требованиями НРБ-99.
В настоящее время в соответствии с отраслевой Программой «Введение в действие Норм радиационной безопасности - НРБ-96 на предприятиях Министерства Российской Федерации по атомной энергии» завершен этап разработки отраслевой нормативно-методической документации первого уровня.
К этим документам относятся:
- Методические указания «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования», в которых предложена система дозиметрического контроля (ДК) облучения персонала, базирующаяся на использовании отечественного опыта, а также на рекомендациях МКРЗ и руководствах МАГАТЭ по общим принципам радиационного контроля и оценке доз облучения профессиональных работников [15];
- Методические указания «Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования», в которых рассмотрены условия дозиметрического контроля не только в контролируемых условиях обращения с источником ионизирующего излучения, но и дозиметрический контроль в условиях аварийного облучения, в том числе на АЭС [16, 17];
- Методические указания «Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования», в которых рассмотрены четыре вида контроля: информационный контроль, текущий контроль, оперативный контроль, специальный (аварийный) контроль [18];
- Методические указания «Контроль радиационной обстановки. Общие требования», в которых установлены требования к организации и проведению радиационного контроля в рабочих помещениях и на контролируемой территории предприятий в нормальных условиях и при радиационных авариях [19].
Указанные выше документы выпущены отдельной книгой [33].
На разных стадиях подготовки выпуска находятся следующие документы:
- Методические указания «Контроль индивидуальной эффективной дозы в неоднородных полях фотонного излучения», которые устанавливают требования к организации и проведению контроля доз внешнего облучения профессиональных работников в неоднородных полях фотонного излучения, требования к средствам моделирования условий облучения (фантому тела человека и методологии оценки параметров радиационного поля), а также требования к методам интерпретации показаний индивидуальных дозиметров в значениях годовой эффективной дозы в неоднородных полях фотонного излучения [20];
- Методические указания «Определение индивидуальных эффективных доз нейтронного излучения», которые распространяются на методы, методики и порядок определения индивидуальных эффективных доз профессионального облучения персонала при работах с источниками нейтронного излучения в нормальных условиях их эксплуатации [21];
- Методические указания «Обеспечение единства измерений при проведении индивидуального радиационного контроля на предприятиях Минатома России», разработка которых обусловлена необходимостью обеспечения требуемой точности и достоверности определения индивидуальных доз облучения в условиях применения одноразового измерителя дозы фотонов и флюенса нейтронов с ограниченным количеством детекторов, что характерно для индивидуального дозиметрического контроля [22];
- Методические указания «Ведение автоматизированного учета индивидуальных доз облучения персонала», разработка которых обусловлена достаточно широким использованием автоматизированного учета в системе ИДК и превращением применявшихся ранее бумажных архивов в копию электронного архива [23-24].
1.2. Методические рекомендации по проектированию территориальных подсистем ЕГАСКРООсновной целью данного документа является обеспечение организационно-технической и информационной совместимости локального, территориального и федерального уровней при создании территориальных подсистем (ТП) ЕГАСКРО в субъектах Российской Федерации [25].
Конкретные цели и задачи контроля радиационной обстановки зависят от сложившейся обстановки в зоне осуществления контроля.
В условиях, когда параметры радиационной обстановки слабо изменяются в пределах нормативных уровней, контроль проводится в целях:
• надзора за соблюдением норм, правил и квот при осуществлении деятельности с использованием источников ионизирующего излучения;
• как можно более раннего выявления признаков аварийной ситуации на потенциально радиационно-опасных объектах для изменения режима функционирования ЕГАСКРО в целом или ее подсистем;
• содействия соблюдению норм и правил радиационной безопасности путем формирования психологической атмосферы постоянного контроля у лиц, склонных пренебрегать нормами и правилами или скрывать нарушения (даже если они произошли по независящим от них причинам);
• оценки негативных медико-демографических последствий радиационного воздействия для конкретного контингента населения;
• определения исходной радиационной обстановки в условиях ее возможного ухудшения.
При относительно быстром изменении радиационной обстановки контроль проводится в целях:
• как можно более раннего выявления причин происходящих изменений и степени их опасности;
• прогноза дальнейших изменений и возможных последствий для отдельных лиц и/или определенного контингента населения;
• определения необходимых мер по обеспечению радиационной безопасности и мер защиты в соответствии с разделом 6 НРБ-99;
• обоснования мер по оказанию медицинской и социальной помощи.
После проведения мероприятий по улучшению радиационной обстановки контроль проводится в целях:
• определения эффективности реабилитационных мероприятий;
• прогноза негативных медико-демографических последствий и обоснования реабилитационных мероприятий;
• выявления зависимости медико-демографических последствий от радиационного воздействия.
В соответствии с целями контроля радиационной обстановки, перечисленными выше предусмотрено три режима функционирования ЕГАСКРО:
• режим повседневной деятельности - при нормальной радиационной обстановке;
• режим повышенной готовности - при ухудшении радиационной обстановки и/или получении прогноза о возможном возникновении радиационной аварии;
• аварийный режим - при возникновении радиационных аварий или аварийных ситуаций на контролируемых объектах и во время ликвидации последствий чрезвычайной ситуации.
В зависимости от причин и масштабов изменения радиационной обстановки, соответствующий режим может вводиться для ЕГАСКРО в целом или для отдельных ее подсистем. Критерии смены режима зависят от уровня в иерархии ЕГАСКРО. Например, на локальном уровне может быть установлен режим повышенной готовности, в то время как ТП ЕГАСКРО в целом будет функционировать в режиме повседневной деятельности.
Должны осуществляться три разновидности контроля радиационной обстановки, которые различаются объектами контроля и его задачами:
• контроль источников радиоактивного загрязнения (т.е. предприятий, которые осуществляют деятельность с использованием источников ионизирующих излучений или в результате своей деятельности увеличивают радиационный фон над естественным фоном), включая контроль сбросов и выбросов радиоактивности в окружающую среду, контроль уровней загрязнения и облучения в зонах их влияния;
• мониторинг радиоактивного загрязнения природной среды (атмосферного воздуха, почв, поверхностных и подземных вод суши, морских вод, особенно в местах захоронения радиоактивных продуктов, объектов флоры и фауны), как среды, которая отделяет человека от источников радиационной опасности и через которую распространяются излучения и радиоактивные вещества, а также среды, живые объекты которой могут подвергаться неблагоприятному радиационному воздействию;
• радиационный контроль человека, среды его обитания и предметов потребления (включая их производство и используемое сырье), контроль уровней и доз облучения.
ЕГАСКРО создается как общегосударственная система, предназначенная для осуществления непрерывного контроля радиационной обстановки на территории Российской Федерации и информационной поддержки деятельности органов государственной власти и управления всех уровней по обеспечению радиационной безопасности на территории Российской Федерации. ЕГАСКРО - это измерительно-информационная система, которая должна стать одним из компонентов единой системы государственного управления в области обеспечения радиационной безопасности.
Глава 2. АНАЛИЗ СОВРЕМЕННЫХ МЕТОДОВ И АППАРАТУРЫ, ИСПОЛЬЗУЕМЫХ ДЛЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
Анализ нормативов и правил, которые содержатся в НРБ-99 и ОСПОРБ-99, а также Методических указаний и рекомендаций, разработанных в связи с введением в действие этих документов, показал на необходимость проведения комплекса работ, направленных на модернизацию существующих и создание новых технических средств дозиметрического, радиометрического контроля и систем КРО, а также на создание новой элементной базы, нормативно-технической документации, совершенствование метрологического обеспечения и положений ряда стандартов. Он был обсужден и одобрен на совместном заседании НТС № 5 Министерства «Человек и экология в ядерном топливном цикле. Проблемы ядерной и радиационной безопасности» (председатель НТС - академик Л.А. Ильин) и секции № 4 НТС-8 (председатель секции - С.Б. Чебышов) 28.10.1999 г. по вопросу «Методическое и аппаратурное обеспечение государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения персонала и населения».
Комплекс работ состоит из четырех направлений:
1. Работы по созданию средств ИДК внешнего и внутреннего облучения:
• модернизация ТЛД системы типа АКИДК-201 с целью обеспечения измерения индивидуальной дозы в полях фотонного и бета-излучения;
• создание ТЛД системы типа АКИДК-301 с целью обеспечения измерения индивидуальной дозы в полях гамма- и нейтронного излучения;
• модернизация комплекта индивидуальных дозиметров КИД-08 для измерения индивидуальной дозы в полях фотонного и бета-излучения;
• создание оперативного дозиметра для измерения мощности дозы и дозы нейтронного излучения (ДКБН-01);
• создание интегрального нейтронного дозиметра нового поколения на основе полупроводниковых структур;
• разработка методических, технических требований и дозиметра для определения эквивалентных (поглощенных) доз фотонного и бета-излучения в коже и хрусталиках глаз (МКДТ) и нейтронного излучения для хрусталиков глаз;
• разработка методических, технических требований и портативного электронного прямопоказывающего дозиметра-радиометра для измерения мощности дозы и дозы фотонного и бета-излучений в области расположения хрусталика глаза;
• создание нового поколения портативных электронных прямопоказывающих дозиметров для измерения мощности дозы и дозы фотонного излучения, в том числе для населения;
• создание автоматизированной дозиметрической системы на основе портативных электронных прямопоказывающих дозиметров фотонного излучения нового поколения;
• создание счетчиков излучения (СИЧ) 1 - 4 типа нового поколения.
2. Работы по созданию приборов и систем КРО:
• создание приборов и систем КРО нового поколения, блоков детектирования для измерения мощности дозы фотонного излучения, плотности потока быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов и удельной объемной активности аэрозолей, газов, паров и жидкости по фотонному, бета- и альфа-излучению;
• создание автоматизированной системы радиационного контроля нового поколения КТС КРО «Орешник-Т»;
• создание набора многофункциональных портативных и носимых дозиметров-радиометров нового поколения.
3. Работы по созданию новой элементной базы и метрологическому обеспечению:
• создание специальных лент, фильтров, индивидуального пробоотборника радиоактивных аэрозолей и импактора для определения дисперсного состава радиоактивных аэрозолей (ИПА-1);
• создание новых устройств пробоотбора и пробоподготовки;
• разработка измерительной модели и метрологического обеспечения дозиметра для определения доз хрусталиков глаз, включая нейтронное излучение;
• совершенствование эталонной базы в области дозиметрии низкоэнергетического фотонного излучения.
4. Работы по созданию нормативно-технической документации:
• разработка медицинских и технических требований к системе определения эффективной дозы в свете НРБ-99 с помощью комплекта индивидуальных дозиметров при внешнем облучении персонала на производствах.
В последующих разделах данной главы в основном рассмотрена отечественная, выпускаемая промышленностью, аппаратура или аппаратура, которая находится на стадии завершения разработки, проведения государственных испытаний или освоения выпуска.
Примечание. Перечень аппаратуры, приведенный в настоящих Рекомендациях, не является полным. Он периодически обновлялся в процессе их подготовки к публикации (см. п.п. 5, 8 Выводов). Наименования основных фирм-разработчиков или производителей аппаратуры указаны в работе [38], а также в каталогах, рекламах и публикациях [39, 40]. Для успешного использования аппаратуры необходимо иметь методики выполнения измерений и расчетов.
Поскольку применяемые для радиационного контроля технические средства являются средствами измерения, они должны иметь сертификат Госстандарта России об утверждении типа средств измерений. Данный сертификат удостоверяет, что на основании положительных результатов испытаний прибор утвержден как тип, который зарегистрирован в Государственном реестре средств измерений и допущен к применению в Российской Федерации.
В соответствии с Приказом Минздрава РФ от 15 августа 2001 г. № 325 (Минюст РФ рег. № 2978 от 19.10.2001 г.) «О санитарно-эпидемиологической экспертизе продукции» к техническим средствам, подлежащим санитарно-эпидемиологической экспертизе, относится продукция машиностроения и приборостроения производственного, медицинского и бытового назначения (Приложение 2 п. 7), продукция, изделия, являющиеся источником ионизирующего излучения, в том числе генерирующего, а также изделия и товары, содержащие радиоактивные вещества (Приложение 2 п. 11). Поэтому прибор должен также иметь Санитарно-эпидемиологическое (Гигиеническое) заключение, выданное органами Минздрава Российской Федерации, удостоверяющее, что производство, применение (использование) и реализация продукции, т.е. прибора, соответствует государственным санитарно-эпидемиологическим правилам и нормативам (НРБ-99 и ОСПОРБ-99).
В настоящее время Минатомом, Госстандартом и Госатомнадзором России вводится в действие Система сертификации Оборудования, Изделий и Технологий для ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения (ОИТ). Поэтому технические средства радиационного контроля должны будут проходить и эту сертификацию (Приказы Министра Минатома России № 764 от 23.11.1998 г., № 484 от 22.07.1999 г. и № 233/28/152 от 24.04.2000 г.).
В связи с этим в последующих таблицах введена графа «Наличие сертификатов и заключения СИ, СЭЗ и ОИТ».
Одновременно следует отметить, что приказом Госстандарта России № 476 от 26.11.2001 г. утверждены Изменения № 1 к приказу Госстандарта России от 18.07.1994 г. № 125 «Об утверждении «Порядка проведения поверки средств измерений», по которому в текст Порядка введены дополнения, проведены изменения и дана рекомендация формы свидетельства о поверке эталона или средства измерений.
2.1. Дозиметрическая аппаратура 2.1.1. Методы дозиметрического контроля внешнего облученияВ индивидуальной дозиметрии применяют различные ядерно-физические методы, детекторы ионизирующего излучения и технические средства (системы и приборы) на их основе.
Структура системы дозиметрического контроля персонала и основных технических средств, соответствующих рекомендациям Методических указаний, приведена на рис. 3 [5 - 19].
Современная система контроля и учета индивидуальных доз облучения должна обеспечивать передачу дозиметрической информации в создаваемую Минздравом России Единую государственную систему контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан Российской Федерации (ЕСКИД). ЕСКИД определяет виды индивидуальных доз облучения, подлежащих сбору, учету и контролю в рамках этой системы, регламентирует деятельность по сбору информации об индивидуальных дозах облучения граждан Российской Федерации, а также содержит порядок осуществления контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан.
Рисунок 3. Структура системы дозиметрического контроля персонала и основных технических средств
ЕСКИД создается как самостоятельная часть подсистемы Минздрава России в рамках Единой Государственной Автоматизированной Системы Контроля Радиационной Обстановки (ЕГАСКРО). Контроль и учет индивидуальных доз облучения граждан является конечным звеном контроля радиационной обстановки, осуществляемым для информационной поддержки и обоснования мероприятий органов исполнительной власти, направленных на обеспечение радиационной безопасности населения. Введение в действие ЕСКИД является важным социальным и экономическим фактором. По оценкам специалистов в настоящее время цена риска α в среднем составляет около 4 $/чел · мЗв, причем коллективная доза 1 чел · Зв приводит к потере 1 чел/год. На АЭС она находится в пределах от 4 до 24 $/чел · мЗв.
В мировой и отечественной практике дозиметрии для определения степени облучения персонала и населения используется около 20 различных методов и соответствующих им технических средств.
Ионизационные камеры. В методах, основанных на использовании ионизационных камер, измеряют разряд конденсаторной ионизационной камеры, вызванный излучением, и по нему определяют дозу фотонного излучения. Энергетическая зависимость их чувствительности обычно не превышает ± 15 % в диапазоне энергии фотонов 40 кэВ - 1,25 МэВ. Однако они имеют существенную угловую зависимость чувствительности. К сопутствующему нейтронному излучению без специально принятых мер они на порядок менее чувствительны. Эти дозиметры пригодны для решения многих задач индивидуальной дозиметрии фотонного излучения.
Полупроводниковые дозиметры с применением p-n, p-i-n диодов и МОП-транзисторов основаны на изменении их параметров вследствие воздействия ионизирующего излучения. Диффузионные дрейфовые и поверхностно-барьерные кремниевые полупроводниковые детекторы работают подобно ионизационной камере. МОП-транзисторы работают как ионизационная камера с очень тонким чувствительным слоем. Для обеспечения избирательной чувствительности к различным видам излучений применяют соответствующе конверторы. Диапазон измерения дозы с помощью таких дозиметров от 0,01 мЗв до 1,0 Зв по индивидуальной эквивалентной дозе и от 0,1 до 10 2 Гр по поглощенной дозе.
Фотопленочный метод с компенсирующими фильтрами для фотонного излучения «открытой» пленкой для бета-излучения основан на измерении почернения эмульсии, вызванного облучением и зависящего от дозы. Проявленные пленки сравнивают с образцами, облученными известными дозами. Нижний предел измерения составляет 0,1 - 0,2 мЗв, поэтому они пригодны для текущего контроля. Аварийный контроль можно обеспечить, применяя вторую низкочувствительную фотопленку. Метод может использоваться и для контроля бета-излучения, но его чувствительность сильно зависит от энергии бета-частиц.
Термолюминесцентный метод основан на использовании активированных добавками веществ, надолго запасающих энергию, переданную им излучением, и освобождающих ее при нагревании в виде фотонов термолюминесценции. В современных модификациях это метод обладает очень широким диапазоном по дозам - от 10 мкЗв до 1,0 Зв по индивидуальной эквивалентной дозе и от 0,1 до 50 Гр по поглощенной дозе. Это позволяет использовать его одновременно для текущего и аварийного контроля. В качестве люминофоров нашли применение:
• алюмофосфатные стекла, активированные марганцем;
• монокристаллы фторида лития, активированные магнием и титаном;
• монокристаллы фторида лития, активированные магнием, фосфором и медью;
• поликристаллы бората магния, активированные диспрозием.
Второй и третий материалы по порядку перечисления тканеэквивалентны, 1-й и 4-й требуют применения компенсирующих фильтров. Наиболее чувствительны 3-й, 4-й и 5-й; 2-й материал чувствителен к медленным нейтронам, и для разделения показаний от фотонного и нейтронного излучений используют два разных детектора, либо обеспечивают поглощение нейтронов фильтрами, либо разделяют излучения по пикам термолюминесценции.
Наряду с термолюминесцентным методом используют радиофотолюминесцентный метод. Радиофотолюминесцентный метод заключается в образовании в люминофоре под действием ИИИ стабильных центров люминесценции. При дополнительном возбуждении люминофора ультрафиолетовым светом возникает люминесценция, которая служит мерой поглощенной энергии. В выпускаемых моделях метод обеспечивает диапазон измерении от 0,25 до 5000 мЗв от 0,1 до 5 Гр, соответственно. В новых моделях нижний предел измерения будет уменьшен до 0,1 мЗв. Дозиметры не чувствительны к нейтронам. Особенностью РФЛД является то, что информация о зарегистрированной дозе не утрачивается в процессе считывания. Отжиг РФЛД можно проводить по мере необходимости. РФЛД могут быть использованы для текущего, оперативного и аварийного контроля.
Электронные прямопоказывающие дозиметры основаны на применении дискретных детекторов: газоразрядных счетчиков, полупроводниковых или сцинтилляционных детекторов. Эти дозиметры обеспечивают обработку информации с детекторов и представление результатов измерения дозы и/или мощности дозы на прямопоказывающие цифровое, аналоговое или цифро-аналоговое табло в реальном времени. Диапазон измерения фотонного и бета-излучения таких дозиметров - от 1 мкЗв до 1,0 Зв для приборов текущего и оперативного контроля и от 0,1 мГр до 10 Гр для приборов аварийного контроля. Дозиметры обеспечивают измерение не только интегральной дозы и мощности дозы, но и сигнализацию о превышении заданных значений дозы и мощности дозы. В дозиметрах со сцинтилляционными детекторами применяют малогабаритные сцинтилляторы с малогабаритными ФЭУ или фотодиодами. Такие дозиметры имеют высокую чувствительность и избирательность, позволяют достигнуть малой анизотропии чувствительности. Дополнительным преимуществом приборов со сцинтилляционными и спектрометрическими полупроводниковыми детекторами является возможность измерения спектра излучения. Электронные прямопоказывающие дозиметры удобны при обеспечении оперативного и аварийного контроля. Автономный источник питания, обеспечивающий непрерывную работу прибора, должен обеспечивать его работу в течение не менее 8 ч.
На основе применения термолюминесцентных, прямопоказывающих электронных и полупроводниковых дозиметров разработаны и используются автоматизированные системы ИДК.
При контроле работ, где возможно аварийное облучение, и работ, связанных с планируемым повышенным облучением и с облучением, не равномерным по телу, необходимо использовать дополнительные дозиметры, расположенные на участках тела, которые могут быть подвергнуты повышенному облучению.
При аварийном контроле облучения кожи применяют многослойные дозиметры, например, многослойные термолюминесцентные дозиметры, обеспечивающие измерение глубинного распределения доз в коже до глубин около 500 мг/см 2 .
При аварийном облучении наряду с применением индивидуальных дозиметров аварийного контроля могут быть привлечены специализированные лаборатории, использующие методы ретроспективной дозиметрии. К ним относятся методы, основанные на подсчете частоты появления хромосомных аберраций в лимфоцитах периферической крови или подсчете концентрации клеток в пункции костного мозга.
При наличии зубов, удаленных по медицинским показаниям у пострадавших при аварии, по сигналу ЭПР образцов эмалей зуба может быть определена эквивалентная доза фотонного излучения в месте, где он находился. По сигналу ЭПР образцов ногтей может быть определена поглощенная доза бета-фотонного излучения в месте отбора пробы, а по образцам волос с различных участков кожи, образцам тканей одежды пострадавшего и сопутствующих предметов может быть определено распределение поглощенной дозы фотонного излучения по поверхности тела пострадавшего.
В индивидуальной дозиметрии нейтронов в основном применяются ядерные фотоэмульсии, термолюминесцентные альбедные дозиметры, твердотельные трековые детекторы, пузырьковые детекторы и электронные прямопоказывающие дозиметры.
Ядерные фотоэмульсии используются в индивидуальной дозиметрии быстрых нейтронов. Нейтроны взаимодействуют с ядрами водорода в эмульсии и окружающих материалах, образуя протоны отдачи. При прохождении протонов через эмульсию образуется скрытое изображение треков, выявляемое путем химического проявления.
Для счета треков в эмульсии необходимо использовать микроскоп с увеличением около 1000х. Счет треков может быть облегчен при совмещении микроскопа с телевизионной камерой и монитором. Погрешность измерения дозы зависит от опыта лаборанта.
Энергетический порог регистрации быстрых нейтронов ядерными фотоэмульсиями составляет около 0,5 МэВ. Тепловые и промежуточные нейтроны могут регистрироваться по реакции 14 N(n,p) 14 C с ядрами азота фотоэмульсии, однако треки протонов от этой реакции очень малы, что приводит к большой погрешности измерения. Треки протонов отдачи по реакции тепловых нейтронов с азотом имеют энергию 0,62 МэВ и поэтому могут регистрироваться, что позволяет использовать ядерные фотоэмульсии в качестве альбедных индивидуальных дозиметров нейтронов.
Серьезной проблемой при использовании ядерных фотоэмульсий является их чувствительность к фотонам, что приводит к почернению эмульсии после проявления и к усложнению задачи выявления и счета треков. Наибольшие проблемы имеют место на высокоэнергетических ускорителях, где из-за высокой чувствительности к тяжелым заряженным частицам (протоны, пионы, мюоны) ядерные фотоэмульсии могут значительно завышать дозу нейтронов.
Термолюминесцентные альбедные индивидуальные дозиметры нейтронов основаны на использовании замедляющих свойств человеческого тела. Детектор тепловых нейтронов, помещенный на поверхности тела, в принципе, может служить альбедо-дозиметром. В альбедо-дозиметрах обычно применяют термолюминесцентные детекторы 6 LiF в борных или кадмиевых фильтрах для разделения падающих на тело и альбедных тепловых нейтронов. Вследствие чувствительности детекторов 6 LiF к фотонам доза нейтронов определяется по разности показаний ТЛД 6 LiF и 7 LiF.
Разработанные до настоящего времени альбедо-дозиметры имеют высокую и приблизительно постоянную чувствительность к нейтронам в диапазоне энергий от тепловой до 10 кэВ.
Чувствительность, однако, резко падает при энергиях выше 10 кэВ. Диапазон дозовой чувствительности в полях рассеянного излучения составляет около 20.
Широкому внедрению этих дозиметров за рубежом способствовала разработка методики калибровки альбедных дозиметров на местах работы персонала, что позволило значительно снизить погрешность измерения дозы нейтронов, обусловленную «ходом с жесткостью».
Твердотельные трековые детекторы основаны на том, что сильно ионизирующие частицы, такие, как осколки деления, α-частицы и протоны создают структурные повреждения в различных материалах, например, в минералах, стеклах и пластиках. Путем химического травления поверхности детектора специально подобранными реагентами зона повреждения вдоль трека частицы может быть удалена и трек увеличен до размеров, видимых в оптический микроскоп. Применение электрохимического травления позволяет добиться дополнительного многократного увеличения размеров трека, что значительно облегчает счет треков с помощью микроскопа с малым увеличением (> 20×). В случае применения пленочных полимерных детекторов (полиэтилентерефталатных, поликарбонатных, нитратцеллюлозных) удобно применять электроискровой способ автоматического счета треков. Твердотельные трековые детекторы (ТТД) практически не чувствительны к гамма-излучению.
Размеры и форма проявленных треков зависят от типа, энергии и угла падения частицы, материала детектора и условий травления (концентрация и температура травящего раствора, время травления). Эти параметры оптимизируются для каждого материала и условий применения.
В индивидуальной дозиметрии нейтронов в настоящее время используются три основных типа детекторов на основе ТТД: детекторы осколков деления, детекторы альфа-частиц и детекторы ядер отдачи.
В детекторах осколков деления при облучении нейтронами радиатор из делящегося материала испускает осколки деления, которые регистрируются с помощью ТТД. В зависимости от нуклида реакции деления либо имеют пороговый характер (0,6 МэВ для 237 Np, 1,3 МэВ для 232 Th, 1,5 МэВ для 238 U), либо очень большое сечение на тепловых нейтронах ( 235 U). Применение делящихся материалов в индивидуальных дозиметрах в настоящее время ограничено или запрещено в некоторых странах из-за их радиоактивности. Однако, применяя особо чистые изотопы, например, уран-235 (99,9 %), или нуклиды с низкой удельной активностью, например, торий-232, возможно создание дозиметров с активностью много меньше МЗА. Детектор на основе урана-235 может использоваться в качестве альбедного.
В детекторах альфа-частиц нейтроны взаимодействуют с ядрами 6 Li или 10 В во внешнем радиаторе. Альфа-частицы, образованные в (n, α)-реакциях, имеют энергии около 2,5 МэВ и 1,5 МэВ, соответственно, для нейтронов с энергией менее нескольких сот кэВ. Сечения реакций очень велики на тепловых нейтронах и падают по закону 1/v с ростом энергии нейтронов. Большинство коммерчески доступных пластиковых ТТД могут регистрировать испускаемые α-частицы. Эффективность регистрации зависит от типа ТТД и условий травления. Основное ограничение в применении этого метода - высокие собственный фон детектора и его вариация для альфа-чувствительных ТТД.
В детекторах ядер отдачи упругое рассеяние нейтронов на ядрах пластиковых ТТД (CR-39, Macrofol, LR-115) приводит к образованию ядер отдачи, таких, как протоны, ядра углерода, кислорода и азота. Эти ядра отдачи образуют скрытые треки, проявляемые путем травления ТТД. Для увеличения треков используется химическое или электрохимическое травление, либо их комбинация. Различные типы пластиков имеют разные чувствительности к нейтронам, а также энергетические зависимости чувствительности. Наиболее перспективными являются ТТД типа CR-39, имеющие чувствительность 5 - 8 мрад/трек и порог регистрации нейтронов по энергии около 1 МэВ. Недостатки этих детекторов - большая угловая зависимость чувствительности и нестабильные характеристики, особенно трековый фон, зависящий от содержания радона в помещении.
Пузырьковые детекторы являются относительно новым типом прямопоказывающего дозиметра нейтронов. Эти детекторы представляют собой упругий полимер с внедренными в него каплями перегретой жидкости. Выделение небольшой энергии в перегретой жидкости при образовании нейтронами ядер отдачи приводит к появлению пузырьков пара, видимых невооруженным глазом. Плотность пузырьков пропорциональна дозе нейтронов. Этот детектор является полностью пассивным прибором, который может храниться долгое время перед использованием. Разработан также автоматический считыватель под управлением компьютера, который может обсчитывать большое количество детекторов.
Пузырьковый детектор имеет очень высокую чувствительность к нейтронам (до нескольких мкЗв) и нечувствителен к фотонам. Могут изготавливаться детекторы с различными энергетическими порогами от 100 кэВ до нескольких МэВ, так что набор пузырьковых детекторов может применяться для спектрометрии нейтронов. Эти детекторы, однако, имеют большую зависимость от окружающей температуры. Кроме того, их диапазоны измерений по энергии нейтронов и дозе ограничены, поэтому для перекрытия необходимого в индивидуальной дозиметрии диапазона необходимо использовать одновременно несколько детекторов с различными характеристиками. Применение пузырьковых детекторов ограничено также из-за их высокой цены по сравнению с другими дозиметрами нейтронов.
Нейтронные электронные прямопоказывающие дозиметры обеспечивают обработку информации с детекторов и представление результатов измерения дозы и мощности дозы. В качестве детектора нейтронов в них применяются полупроводниковые поверхностно-барьерные детекторы с радиаторами из водородсодержащих материалов или содержащими Li или В. Регистрация быстрых нейтронов (свыше 0,5 МэВ) осуществляется по протонам отдачи, тепловых нейтронов - по продуктам реакции на Li или В. При оптимальном выборе толщины радиаторов и чувствительного слоя ППД нижняя граница измерения дозы нейтронов оценивается в 10 мкЗв и мощности дозы - 0,5 мЗв/ч. Серьезной проблемой применения дозиметров нейтронов с ППД является их чувствительность к фотонному излучению. Для устранения этого недостатка приходится усложнять дозиметр, вводя дополнительные детекторы для раздельной регистрации фотонов.
Сравнительные характеристики основных типов детекторов для индивидуального контроля нейтронного излучения представлены в табл. 1. Ни один из доступных в настоящее время или разрабатываемых детекторов нейтронов не удовлетворяет всем основным требованиям, предъявляемым к индивидуальным дозиметрам нейтронов.
В настоящее время в отечественной практике индивидуального дозиметрического контроля нейтронного излучения используются следующие методы:
• Ядерные фотоэмульсии. Метод достаточно хорошо отработан в рабочих условиях, сравнительно прост в эксплуатации, легко внедряется и, несмотря на отмеченные недостатки, в течение 30 и более лет используется в качестве основного метода индивидуального контроля облучаемости персонала нейтронами в ИФВЭ (Протвино), ОИЯИ (Дубна), ИТЭФ (Москва) и др.
• Детекторы осколков деления. Дозиметр данного типа на основе особо чистого (99,9 %) U-235 и комплекс АИСТ-ТРАЛ, разработанный НПО РИ (г. Санкт-Петербург), используется в течение ряда лет на комбинатах «Маяк», СХК, ГХК. Перспективы его широкого применения ограничены, однако, из-за наличия радиоактивных и высокотоксичных веществ в дозиметре.
• Альбедные дозиметры. В качестве примера можно привести альбедный дозиметр ОИЯИ на основе ТЛД LiF и считывателя Harshaw, успешно использующийся более 10 лет. В ИФВЭ недавно разработан и внедрен на некоторых АЭС концерна «Росэнергоатом» альбедный дозиметр на основе модернизированной кассеты RADOS и считывателя ALNOR.
Таблица 1. Сравнительные характеристики некоторых индивидуальных дозиметров нейтронов.
- Раздел Нормативно-правовые документы
- Раздел Нормативные документы органов надзора
- Раздел Нормативные документы
- Раздел 13 ОХРАНА ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ, ЗАЩИТА ЧЕЛОВЕКА ОТ ВОЗДЕЙСТВИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ. БЕЗОПАСНОСТЬ
- Раздел 19 ИСПЫТАНИЯ
- Раздел 17 МЕТРОЛОГИЯ И ИЗМЕРЕНИЯ. ФИЗИЧЕСКИЕ ЯВЛЕНИЯ
- Раздел 11.020 Медицинские науки и условия по обеспечению охраны здоровья в целом
- Раздел 11 ЗДРАВООХРАНЕНИЕ