Руководство по организации и проведению индивидуального дозиметрического контроля

(утв. Главным государственным санитарным врачом СССР 16.09.1983 № 2925-83)

РУКОВОДСТВО

ПО ОРГАНИЗАЦИИ И ПРОВЕДЕНИЮ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Настоящее Методическое руководство составлено в развитие требований «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП-72/80, «Норм радиационной безопасности» НРБ-76 и с учетом рекомендаций публикаций МКРЗ № 25 — 27.

Руководство предназначено для лиц и служб, осуществляющих организацию и проведение индивидуального дозиметрического контроля в учреждениях и организациях, работающих с источниками ионизирующих излучений, учреждений государственного санитарного надзора.

Общие положения

Индивидуально-дозиметрический контроль является составной частью радиационного контроля, осуществляемого при санитарно-гигиенической оценке условий труда персонала, непосредственно работающего в сфере действия ионизирующих излучений.

Основной целью проведения ИДК является получение информации о дозах облучения персонала за определенный период времени. Данный контроль позволяет своевременно выявить и установить наличие источника повышенного уровня облучения персонала и предупредить переоблучение персонала.

Ответственность за организацию и проведение ИДК персонала несет администрация учреждения.

В зависимости от объема и характера проведения работ ИДК должен осуществляться специально выделенным для этой цели лицом (лицами), прошедшим специальную подготовку.

Индивидуальный дозиметрический контроль может осуществляться как силами учреждения, работающего с ИИИ, так и организациями, проводящими такой контроль централизованно.

Объем проведения ИДК, периодичность, выбор контингента, подлежащего ИДК, и метод контроля утверждаются администрацией учреждения по согласованию с органами санэпидслужбы.

Согласно санитарному законодательству индивидуальный контроль облучения персонала включает в зависимости от характера работ:

• индивидуальный контроль за дозой внешнего бета-излучения, нейтронов, рентгеновского и гамма-излучений;
• индивидуальный контроль за дозами внутреннего облучения.

В данном Руководстве рассмотрены вопросы оценки доз внешнего облучения.

Лица, ответственные за организацию и проведение ИДК, должны знать:

• основные положения нормативных документов, регламентирующих дозовые нагрузки на персонал;
• методы контроля доз, с помощью которых наиболее целесообразно определять величины внешнего и внутреннего облучения персонала;
• принцип оценки уровня облучения персонала и его учета;
• методику технического обслуживания индивидуального дозиметра (комплекта);

проводить:

• регистрацию и учет доз облучения персонала;
• обобщение и анализ полученной информации.

При обнаружении превышения доз облучения (месячных, квартальных или годовых) ответственные за контроль должны сообщить об этом администрации учреждения с целью установления причин повышенного облучения.

Основным документом, регламентирующим уровни облучения персонала, являются «Нормы радиационной безопасности» НРБ-76.

В качестве основных дозовых пределов в зависимости от группы критических органов для лиц категории «А» установлены предельно допустимые дозы за год (ПДД) (табл. 1).

I группа   - все тело, гонады, красный костный мозг;

II группа  - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень,

         почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие,
         хрусталик глаза и другие органы, за исключением тех,
         которые относятся к I, III группам;

III группа — костная ткань, кожный покров, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

При проведении ИДК могут быть использованы описанные в данном Руководстве следующие методы контроля:

• индивидуальный контроль с помощью ионизационных камер;
• индивидуальный контроль газоразрядными счетчиками;
• индивидуальный контроль с помощью фотопленок (ИФК);
• индивидуальный контроль с помощью термолюминесцентных дозиметров (ИКС, LiF);
• индивидуальный контроль с помощью экзоэммисионных дозиметров.

Эти методы классифицированы с учетом принципов измерения экспозиционных доз, видов регистрируемых излучений и областей использования ионизирующих излучений.

Общая характеристика наиболее распространенных методов индивидуальной дозиметрии приведена в таблице 2.

В таблице 3 приведен примерный перечень используемых дозиметров и наиболее целесообразные места их расположения на поверхности тела персонала в зависимости от вида выполняемых работ.

1. Методы индивидуального контроля

1.1. Индивидуальный контроль рентгеновского и гамма-излучения с помощью ионизационных камер.

Принцип метода основан на оценке изменения потенциала ионизационных камер, который пропорционален дозе гамма- или рентгеновского излучения.

Конденсаторная камера представляет собой заполненный воздухом замкнутый объем, внутри которого находятся два изолированных друг от друга электрода, один из которых — корпус камеры. Под воздействием ионизирующего излучения в ионизационной камере возникает электрический ток, который вызывает уменьшение заряда конденсаторной камеры (т.е. уменьшение потенциала на собирающем электроде).

Остаточная разность потенциалов измеряется с помощью специального пульта.

В практике наибольшее распространение получили конденсаторные дозиметры типа КИД-2.

Комплект КИД-2 предназначен для определения экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучения с энергией от 24 до 320 фДж (от 150 кэВ до 2 МэВ) в диапазоне от 1,29 до 258 мкКл/кг (от 5 до 1000 мР).

Основная погрешность измерения не превышает +/- 15%. Детекторы работоспособны в интервале температур от -40 до +40 град. C, а также в условиях повышенной влажности 95 +/- 3% при температуре +20 +/- 5 град. C.

Эксплуатация зарядно-измерительного пульта осуществляется согласно инструкции.

При эксплуатации конденсаторных дозиметров необходимо учитывать саморазряд камер.

Для этой цели дозиметры КИД-2 заряжают на пульте и располагают их в помещении, где гамма-фон не превышает естественный. Сроки проверки саморазряда выбираются равными промежуткам времени эксплуатации КИД-2 в практических условиях. Как правило, время снятия показаний дозиметров КИД-2 составляет две недели. Саморазряд камер за этот срок не должен превышать 10 — 15% измерительной шкалы пульта КИД-2.

Ионизационные камеры с саморазрядом, превышающим 15% от верхнего предела измерительной шкалы, должны изыматься из обращения.

Дозиметры типа КИД-2 без экранов (алюминиевые колпачки) могут применяться для регистрации рентгеновского излучения с энергией от 3,2 фДж (20 кэВ). Однако это приводит к уменьшению механической прочности камер. Поэтому целесообразно периодически (один раз в неделю) производить оценку целостности камер путем их внешнего осмотра.

1.2 Индивидуальные дозиметры «Стриж».

Принцип работы дозиметров, входящих в комплект «Стриж», основан на измерении дозы рентгеновского и гамма-излучения, потоков бета-излучения и тепловых нейтронов с помощью газоразрядных счетчиков типа СБМ-21.

Применение в дозиметрах интегральных микросхем третьего поколения с большой степенью интеграции, а также цифровых табло на жидких кристаллах (ЖК) позволило создать несколько модификаций индивидуальных миниатюрных дозиметрических приборов, каждая из которых способна выполнять несколько самостоятельных функций. Основные технические данные этих модификаций приборов «Стриж» приведены в таблице 4.

Дозиметр ДКС-04 позволяет измерять мощность экспозиционной дозы излучения в диапазоне от 7,17 до 10,75 пА/кг (от 0,1 до 150 мР/ч) и экспозиционную дозу (ЭД) излучения в диапазоне от 0,258 до 264,2 мкКл/кг (от 1 до 1024 мР). Значения набранной ЭД выводятся на табло при нажатии на кнопку.

Дозиметр ДЭС-04 позволяет измерить экспозиционную дозу рентгеновского и гамма-излучения в интервале энергии от 8 фДж до 0,48 пДж (от 0,05 до 3,0 МэВ), в пределах измерения от 0,0258 до 258 мкКл/кг (от 0,1 до 1000 мР).

В дозиметрах «Стриж» применение счетчиков типа СБМ-21 дает возможность детектирования не только фотонов, но коротковолнового бета-излучения и потоков тепловых нейтронов. Для измерения потоков тепловых нейтронов в дозиметрах используется кадмиевый фильтр, что позволяет за счет детектирования фотонов, возникающих при радиационном захвате кадмием тепловых нейтронов, увеличить примерно в четыре раза чувствительность счетчика к таким нейтронам и дополнительно уменьшить энергетическую зависимость чувствительности счетчика к гамма-излучению (вследствие отсутствия у этого материала характеристического пика поглощения в области малой энергии фотонов).

Конструктивно все модификации приборов выполнены таким образом, чтобы их было удобно носить в нагрудном кармане. Зарядка аккумуляторов осуществляется от зарядного устройства, придаваемого к каждому прибору. Предусмотрена также возможность внешнего подключения к приборам аккумуляторной батареи типа «Крона».

1.3. Индивидуальный фотоконтроль (ИФК) предназначен для определения дозы рентгеновского и гамма-излучений в интервале энергий от 3,2 до 320 фДж (от 20 кэВ до 2 МэВ) (в зависимости от конструкции кассеты) бета-потоков, тепловых и быстрых нейтронов. Пределы измерения колеблются в широких пределах от 0,1 мГр до 0,5 Гр (от 0,01 до 50 рад) в зависимости от типов используемых пленок.

Принцип фотографического контроля основан на образовании скрытого изображения в фотоэмульсии при прохождении через нее заряженных частиц. При регистрации рентгеновского и гамма-излучения это вторичные электроны из фотоэмульсии и окружающих ее фильтров, при воздействии бета-излучения — электроны.

Тепловые нейтроны регистрируются по возбуждению ими гамма-излучения при захвате в кадмии, слой которого располагают рядом с фотопленкой.

Оценка экспозиционных доз облучения осуществляется путем сравнения оптической плотности почернения экспонированных (рабочих) пленок с контрольными, которые облучены известной дозой, измеряемого вида излучения.

Для исключения ошибок в определении дозы необходимо заряжать кассеты пленками из одной партии с контрольными и одновременно в идентичных условиях производить их обработку (проявление).

Наиболее распространенными типами фотопленочных дозиметров в нашей стране являются ИФКУ, ИФК-2,3, ИФК-2,3М. Определение оптической плотности почернения осуществляется с использованием измерительных устройств — денситометров, как без построения контрольных кривых (ИФКУ), так и путем их построения ИФК-2,3, ИФК-2,3М (рис. 1 — не приводится).

1.3.1 ИФКУ.

Комплекс ИФКУ предназначен для определения экспозиционной дозы гамма-излучения в диапазоне энергии фотонов от 16 фДж до 480 фДж (от 0,1 до 3 МэВ), бета-излучения с граничной энергией от 160 фДж (от 1 МэВ) и выше, а также эквивалентной дозы тепловых нейтронов от 0,5 до 20 мГр (от 0,05 — 2 рад).

Кассеты ИФКУ имеют четыре поля, предназначенные для измерения разных видов излучения:

• поле 1 — суммарной тканевой дозы бета-излучения и некомпенсированного гамма-излучения;
• поле 2 — некомпенсированного гамма-излучения;
• поле 3 — тканевой дозы гамма-излучения;
• поле 4 — суммы эквивалентной дозы тепловых нейтронов и тканевой дозы гамма-излучения.

Доза различных видов излучения в случае комбинированного воздействия определяется следующим образом:

• поглощенная доза бета-излучения определяется как разность между показаниями на первом и втором полях пленки, умноженная на коэффициент 0,6;
• поглощенная доза гамма-излучения считывается с третьего поля пленки.

Эквивалентная доза тепловых нейтронов определяется по разности показаний прибора на четвертом и третьем полях.

В практической работе необходимо помнить, что прибор ИФКУ градуируется по трем контрольным пленкам облучения 1; 5; 10 мЗв/мГр (0,1, 0,5 и 1,0 бэр (рад)). По двум пленкам 1 и 10 мЗв (0,1 и 1,0 бэр) методом последовательного приближения добиваются совпадения показаний прибора с соответствующими дозами на контрольных пленках, а затем проверяют точку, соответствующую пленке с дозой 5 мЗв (0,5 бэр). Если показания прибора совпадают в пределах погрешности (20 — 30%) с дозой 5 мЗв (0,5 бэр) на контрольной пленке, то прибор можно использовать в работе для непосредственного считывания дозы.

При больших расхождениях показания прибора с дозой 5 мЗв (0,5 бэр) строится градуировочная кривая зависимости показаний прибора от дозы излучения, которую затем используют в работе.

1.3.2 ИФК-2,3.

Дозиметры типа ИФК-2,3 используются для регистрации гамма-излучений, бета-частиц и нейтронов. Кассеты ИФК-2,3 имеют четыре фильтра, первый — светонепроницаемый слой толщиной 14 мг/кв. см, второй — слой гетинакса толщиной 300 мг/кв. см, третий — слой свинца 840 мг/кв. см и гетинакса 450 мг/кв. см.

Используя данную кассету, можно определить энергию гамма-излучения, воздействующего на пленку.

Например: если почернение участков первого, второго и третьего фильтров одинаково (в пределах +/- 10%), то излучение имеет энергию выше 48 фДж (300 кэВ).

В диапазоне энергий от 9,6 до 48 фДж (от 60 до 300 кэВ) почернение участков первого, второго и третьего фильтров практически одинаково, а четвертого заметно слабее первых трех.

Для оценки энергии излучения в диапазоне от 3,2 до 9,6 фДж (от 20 до 60 кэВ) необходимо использовать упомянутые фильтры как поглотители излучения и по соотношению почернения 1, 2, 3 участков определять энергию излучения.

Правильная оценка дозы бета-излучения возможна лишь при наличии точных данных о вкладе гамма-излучения в почернение на первом участке, что становится возможным при использовании трех фильтров, так как почернение третьего и четвертого участков пленки обусловлено в основном гамма-излучением.

1.3.3 ИФК-2,3М.

При определении доз рентгеновского излучения используются модифицированные кассеты ИФК-2,3, в которых гетинаксовые и свинцовые фильтры заменены на медные толщиной 0,05, 0,2 и 0,5 мм. Пределы измерения экспозиционных доз от 2,58 до 15,58 мкКл/кг (от 0,01 до 0,6 Р). Энергия регистрируемого излучения от 1,6 до 16 фДж (от 10 до 100 кэВ).

1.3.4 Определение энергии и доз гамма-излучения.

Для определения доз гамма-излучения следует облучать несколько кассет с помощью образцового гамма-источника и построить четыре градуировочные кривые зависимости плотности почернения от дозы гамма-излучения для каждого участка (рис. 1): кривая 5 выражает зависимость плотности почернения пленки от дозы бета-излучения.

    I. Измерим плотность почернения рабочей пленки S , S , S ,  S
                                                    1   2   3    4

по градуировочной кривой 4 (рис. 1), зная плотность почернения S , 4 находим Д . Используя контрольные градуировочные кривые 2, 3, 4

                              к    к
находим плотность почернения S  и S  для дозы Д .
                              2    3           4
                     S      S
                      2      3
    Если  отношения  --  и  --  близки  (в  пределах  +/-  10%)  к
                     S      S
                      3      4
              к    к
             S    S
              2    3
отношениям   -- : --, то энергия гамма-излучения лежит в диапазоне
              к    к
             S    S
              3    4

от 48 фДж (300 кэВ) и выше.

                                                S      S
                                                 2      3
    II. Когда отношение  плотности  почернения  --  и  --  рабочей
                                                S      S
                                                 3      4
                       к    к
                      S    S
                       2    3

пленки выше отношения -- и --, то гамма-излучение имеет энергию от

                       к    к
                      S    S
                       3    4

7,2 до 48 фДж (от 45 до 300 кэВ).

    В  этом  случае  для уточнения энергии необходимо пользоваться
эталонными  кривыми,  выражающими зависимость плотности почернения
пленок  от  энергии ионизирующих излучателей (рис. 2, 2а, 2б -  не
приводятся). Эти кривые построены для дозы  гамма-излучения  25,8,

51,6, 77,4 мкКл/кг (0,1 Р, 0,2 Р, 0,3 Р).

                  к    к              э    э
                 S    S              S    S
                  2    3              2    3
    По отношению -- и -- к отношению -- и --   эталонных   кривых,
                  к    к              э    э
                 S    S              S    S
                  3    4              3    4
соответствующих  найденной   дозе,   определяют   энергию   гамма-

излучения. к

Если почернение S контрольных кривых не совпадает с 0 э почернением S эталонных кривых, то вносят поправки на это 0 различие и измеренное почернение.

    Пример  1.  Вариант  1. Необходимо определять дозу, полученную
сотрудником  за  месяц  при  работе  с  источником гамма-излучения

неизвестного состава.

Фотометрированием определяется плотность почернения:

    S  = 0,41          S                  S
     2                  2                  3
    S  = 0,40          -- = 1,02          -- = 1,0.
     3                 S                  S
    S  = 0,40           3                  4

 4

Зная S , по градуировочной кривой находим дозу Д -облучения:

          4                                         4
    Д  = 130 мкКл/кг (0,52 Р) (рис. 1).

 4

    Для  определения  энергии  гамма-излучения  по  кривым  2  и 3
         к    к                             к             к
находим S  и S  для дозы Д  - 130 мкКл/кг: S  = 0,44  и  S  = 0,42
         2    3           4                 2             3

(рис. 1). к

    S                     S
     2                     2
    -- близко к отношению --.  Такое соотношение  наблюдается  при
    S                      к
     3                    S

                       3

энергии гамма-излучения 48 фДж (300 кэВ) или более.

Вариант 2. Случай тот же, но

S = 1,2 1

S = 1,1 2

S = 0,6 3

S = 0,2. 4

    По  градуировочной кривой 4 находим дозу гамма-облучения (рис.
1). Д  = 25,8 мкКл/кг (0,1 Р).

 4

По кривым 2 и 3 для дозы Д = 25,8 мкКл/кг (0,1 Р) находим 4 к

                       S    S
 к           к          2    2
S  = 0,23 и S  = 0,25. -- > --.
 2           3         S     к
                        3   S

                         3

Следовательно, энергия излучения ниже 300 кэВ.

    Для   уточнения  энергии  гамма-излучения  используется  набор
эталонных  кривых  (рис.  2, 2а, 2б). Выбираем кривые, построенные
для дозы Д  = 25,8 мкКл/кг (0,1 Р) (рис. 2).

      4

    Далее  по  плотностям почернения S  = 1,2, S  = 1,1 и S  = 0,6
                                      1         2          3
находим   энергию   гамма-излучения.   В  данном  примере  энергия

излучения составляет 40 кэВ.

    Следует   отметить,   что   энергия  излучения,  найденная  по
плотности  почернения  S , S  и S  должна отличаться друг от друга
                        1   2    3

не более +/- 20%.

    Если   плотность   вуали   контрольных   и   эталонных  кривых
                        э            к
неодинакова, например  S  = 0,28, а S  = 0,24,  то  из   показаний
                        0            0
плотностей   эталонных   кривых   вычитается  разница  плотностей,

т.е. 0,04.

1.3.5 Определение дозы, обусловленной бета-потоками.

При наличии сопутствующего гамма-излучения дозу, создаваемую бета-потоками, вычисляют по формуле:

                                   к

                                 S  - S
                                  1    1
                         Д     = -------,                      (1)
                          бета      Б

где:

Д — доза, обусловленная бета-потоками, в радах; бета

S — плотность почернения под открытым окном рабочей кассеты; 1 к

S — плотность почернения под открытым окном, создаваемая 1 найденной дозой гамма-излучения (по градуировочной кривой);

Б — коэффициент почернения, величина которого соответствует дозе бета-излучения в 1 рад.

При работе с «чистыми» бета-излучателями доза, обусловленная бета-потоками, определяется по кривой 5 (рис. 1). 131

    Пример  3.  Персонал  осуществляет работу  с  I   . Определяем
плотность  почернения  рабочей  пленки  S  S .  По  градуировочной
                                         1  4
кривой  4 (рис. 1) находим дозы гамма-излучения (Д ). Затем,  зная

                                              4

Д , по кривой 1 определяют почернения (рис. 1) и по формуле 1 4 находят Д . бета

Значение коэффициента Б определяется при построении контрольных кривых (см. раздел «Градуировка»).

1.3.6 Определение энергии и доз рентгеновского излучения.

Для определения доз рентгеновского излучения 1 — 2 раза в год осуществляют градуировку кассет ИФК-2,3М во Всесоюзном научно-исследовательском институте метрологии Госстандарта СССР или других организациях, имеющих право на проведение данных работ.

При сдаче кассет на градуировку ответственный за ИДК сообщает необходимый режим облучения.

Как правило, интервал энергии излучения выбирают 10, 16, 20, 38, 48, 65, 80 кэВ, а пределы доз 20, 30, 50, 100, 200, 300, 500 мР (рис. 3 — 3д — не приводятся).

После получения данных по градуировке пленки обрабатываются и для каждой энергии строят график зависимости плотности почернения от дозы рентгеновского излучения.

    Пример:   плотности   почернения   рабочей  пленки  персонала,
эксплуатирующего рентгено-диагностическую технику, составляют S  =

                                                           1

2,8, S  = 2,1, S  = 1,5, S  = 1,0. Из набора градуировочных кривых
      2         3         4
находим  такую,  при  которой доза облучения, найденная по четырем

плотностям почернения, отличается друг от друга не более +/- 20%.

По градуировочной кривой 48 кэВ (рис. 3в — не приводится) определяем величину экспозиционной дозы облучения, равную 100 мР.

Для оперативности определения энергии излучения в таблице 5 приводятся ориентировочные значения соотношений плотностей почернения в зависимости от эффективной энергии рентгеновского излучения.

                                           S  S  S
                                            1  2  3

ОРИЕНТИРОВОЧНЫЕ СООТНОШЕНИЯ -- -- --

                                           S  S  S
                                            2  3  4

             ДЛЯ РАЗЛИЧНЫХ ЭФФЕКТИВНЫХ ЭНЕРГИЙ
                 РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

1.3.7 Индивидуальный фотоконтроль нейтронов (ИФКН).

Индивидуальный фотоконтроль нейтронов широкого энергетического

спектра  (ИФКН)  основан на регистрации треков в ядерной эмульсии.
Чувствительность   детектора   ИФКН,  определяемая  числом  треков
протонов  на единицу площади на 10 мЗв (1 бэр), падающих на фантом
изотропно   в  телесном  угле  2пи  нейтронов  различных  энергий,
представлена  в  таблице 6. Для нейтронов с энергией меньше 48 фДж
(0,3  МэВ)  треки  в  эмульсии  обусловлены протонами реакции 14 ,

                                                            С

идущей  на ядрах азота эмульсии под действием медленных нейтронов,
падающих  на  тело  человека  или  вышедших  из него при облучении
промежуточными  нейтронами. Для нейтронов с энергией от 80 до 2400
фДж  (от  0,5  до  15  МэВ)  чувствительность определяется треками
протонов  отдачи,  образующимися  при  взаимодействии  нейтронов с
ядрами   водорода   эмульсии  и  окружающих  ее  водородсодержащих

радиаторов.

Порядок проведения измерений и обработки данных.

В качестве детектора в методе ИФКн используют отечественную ядерную эмульсию типа К толщиной 20 мкм и размерами 12 x 18 мм, нанесенную на триацетатную подложку и помещенную в корректирующий пакет, в котором чередуются слои водородсодержащих радиаторов и поглотителей симметрично относительно эмульсии. Пакет вместе с эмульсией помещают в кассету ИФК.

Коэффициент пропорциональности между числом треков на единицу площади эмульсии и эквивалентной дозой нейтронов определяют путем градуировки кассет ИФК с помещенными в них корректирующими пакетами с ядерной эмульсией нейтронами Ри-Ве-источника.

В таблице 7 приведены исходные величины для определения флюенса нейтронов Ри-Ве-источника, создающего эквивалентную керму 1 бэр (в случае градуировки кассет в свободном пространстве) или эквивалентную дозу 1 бэр (в случае градуировки кассет на фантоме).

Эмульсии обычно просматривают на микроскопах типа МБИ-3 с окуляром x 10 и иммерсионным объективом x 60. При этом счет треков проводят по траверзу 0,15 x 15 мм (площадь траверза S = 0,0225 кв. см).

    При  малой  дозе  излучения  (менее 0,1 предельно  допустимой)
можно  допустить  увеличение  погрешности  измерения ради экономии
времени,   затрачиваемого   на  просмотр.  С  этой  целью  сначала
просматривают  пробный  траверз,  длина  которого  составляет 3 мм

                                        -2

(если фон на пленках не более 350 трек x см и 1,5 мм — если фон -2

превышает  350 трек x  см  ). В случаях, когда на пробном траверзе
будут  найдены  два или более трека, просматривают площадь полного
траверза.  В  противном  случае  просмотр  эмульсии  прекращают. В
дозиметрическую  карточку сотрудника при этом записывается доза <=
Н   ,  измеряемая методом  ИФКН  с  погрешностью  до  коэффициента

мин около 2, зависит от числа треков на необлученных пленках N : ф -2

Н    ~= 0,1 мЗв (0,01 бэр),  если N  <= (400 трек x см  );  Н   ~=
 мин                               ф                         мин

                                      -2

0,2 мЗв (0,02 бэр) при 450 трек x см . Эквивалентную дозу нейтронов вычисляют по формуле:

Н = 0,01 (N — N ) x A Зв (Н = (N — N ) x A бэр), ф ф

где:

N — число треков на 1 кв. см рабочей поверхности пленки;

N — число треков на 1 кв. см необлученной пленки. Для ф определения № просматривают 3 — 10 траверза на необлученных ф

пленках. Суммарное  число треков при этом должно быть не менее 25,
      Н  x К
       г                  -1                        К
A = ----------  мЗв x трек   x кв. см   (A = Н  ----------  бэр  x
    N  x 0,075                                г N  x 0,075
     г                                           г

-1

трек   x кв.  см),  коэффициент,   получаемый   при    градуировке
контрольных пленок нейтронами Ри-Ве-источника. Здесь Н   = 3,73  x

                                                  г

  -10                    -8
10    фЗв (Н  = 3,73 x 10   Фбэр) при градуировке на фантоме, Н  =
            г                                                  г
         -10                        -8
3,07 x 10    фЗв (Н   =  3,07  x  10   Фбэр)  при градуировке  без

               г

фантома, в свободном пространстве, Ф — сообщенный пленке флюенс -2

нейтронов Ри-Ве-источника,  создающих дозу Н   нейтр x см  , N   -
                                            г                 г
число треков на 1 кв. см эмульсии контрольной  пленки  за  вычетом

фона.

    Многолетняя   практика  показала,  что  для  различных  партий
эмульсии  ее  чувствительность в пределах 10% остается постоянной.
                                      -7                     -5
Поэтому  можно принять, что Н = 8 x 10   (N - N ) (Н = 8 x 10   (N

                                           ф

• N )). ф

2. Индивидуально-дозиметрический контроль с использованием термолюминесцентных детекторов

В основе данного метода лежит способность твердых кристаллов (люминофоров) запасать и длительное время сохранять часть поглощенной энергии ионизирующего излучения. При нагревании облученного детектора (люминофора) эта поглощенная энергия вызывает свечение — термолюминесценцию. Интенсивность свечения эквивалентна поглощенной энергии излучения и является мерой дозы облучения люминофора. Наиболее разработанными являются дозиметры на основе кристаллофосфоров LiF, а также алюмофосфатных стекол (дозиметры ИКС). Они применяются при регистрации рентгеновского, гамма-излучений, заряженных частиц и тепловых нейтронов.

    Пределы  измерения: для дозиметров на основе LiF от 0,4 мГр до
                    3                                            3
10 Гр (от 0,04 до 10  рад), ИКС от 5 мГр до 10 Гр (от 0,5  до  10

рад).

Определение зарегистрированной детектором дозы осуществляется с использованием измерительного устройства. Детекторы помещаются в кассеты различной конструкции (в виде жетонов, браслетов, колец и т.д.).

В случае использования кассет ИФК возможно помещать LiF-детекторы непосредственно внутри кассеты.

Для уменьшения зависимости показаний дозиметров от энергии излучения (ход с жесткостью) в дозиметрах предусмотрены компенсирующие фильтры.

В нашей стране серийно выпускаются комплекты ИКС-А, дозиметры на основе LiF пока не нашли широкого применения в практике.

Комплект ИКС-А предназначен для аварийного и рутинного измерения дозы гамма-облучения, кожной дозы бета-облучения. Измерение кожной дозы бета-излучения осуществляется с граничной энергией от 32 до 560 фДж (от 0,2 до 3,5 МэВ) и в случае смешанного бета- и гамма-излучения при энергии гамма-излучения выше 40 фДж (250 кэВ).

В качестве радиочувствительного элемента детектора ИКС используется специальное термолюминесцентное алюмофосфатное стекло

состава  ИС-7  (MgO  x  P O   -  (50%), Al O  x 3P O  (50%) и MnO
                         2 5              2 3     2 5            2

(0,1%)).

Активатором люминесценции служит ион марганца.

При нагревании стеклянной пластины в процессе измерения запасенная энергия освобождается в виде свечения. Количество выделяемого света пропорционально поглощенной энергии.

В практической деятельности для оценки индивидуальных доз облучения используются стеклянные пластины диаметром 8 x 1 мм и специальные кассеты с компенсирующими фильтрами толщиной 0,35 мм свинца и алюминия толщиной 0,5 мм.

Дозиметры выдаются на длительный срок (минимум I квартал) персоналу и по окончании экспонирования показания детекторов снимаются с помощью специального измерительного пульта. Эксплуатация пульта осуществляется согласно инструкции.

При проведении дозиметрического контроля с помощью дозиметров ИКС для эксплуатации необходимо:

• перед снятием показаний о них производить проверку работоспособности комплекта с помощью эталонных детекторов;
• после снятия показаний производить термообработку детекторов;
• периодически, не реже одного раза в год, производить проверку стабильности чувствительности используемой партии детекторов путем их градуировки, так как после многократного их применения (термообработки) чувствительность детекторов изменяется.

При практической оценке доз облучения необходимо помнить, что в условиях профессиональной деятельности распределение дозы во времени точно неизвестно, поэтому в зависимости от сроков экспозиции дозиметров вводится поправка за счет уменьшения запасенной светосуммы, при сроках ношения один месяц — показания дозиметров уменьшаются на 12%, 3 месяца — 15%, 6 месяцев — 20% и год — 30%.

3. Экзоэмиссионный дозиметр ДЭГ2-1еМ

Измеритель экспозиционной дозы гамма-излучения типа ДЭГ2-1еМ предназначен для измерений доз гамма-излучения на местности и для оценки индивидуальных доз облучения персонала.

Прибор обеспечивает измерение экспозиционной дозы гамма-излучения от 0,258 до 258 мкКл/кг (от 1 до 1000 мР) в диапазоне энергий от 16 до 200 фДж (от 100 до 1250 кэВ).

Основная погрешность измерения дозы гамма-излучения при 60 градуировке по источнику Co не превышает +/- 20%.

Габаритные размеры кассеты, в мм:

• длина — 156,
• ширина — 10,3,
• высота — 17,4,
• масса пульта управления — 6,5 кг.

В качестве детектора в измерителе ДЭГ2-1еМ используется счетчик типа ДЭ-1Г. Счетчик ДЭ-1Г представляет собой газонаполненный счетчик, работающий в гейгеровском режиме, на внутреннюю поверхность которого нанесен слой экзоэмиттера (сульфат кальция). При облучении экзоэмиттера гамма- или рентгеновским излучением электроны из валентной зоны переходят в зону проводимости и после миграции по кристаллу (сульфат кальция) возвращаются в валентную зону с испусканием фотона, при этом часть электронов захватывается ловушками. При нагревании электроны, выходящие из зоны проводимости с поверхности кристалла, вызывают экзоэмиссию. Количество экзоэлектронов пропорционально дозе.

Время определения величины дозы, зарегистрированной одним детектором, не превышает 1,5 мин.

Величина остаточной дозы (уровень собственного фона) детектора не превышает 0,129 мкКл/кг (0,5 мР).

4. Градуировка индивидуальных дозиметров

Для правильной оценки показаний индивидуальных дозиметров необходимо регулярно осуществлять их градуировку.

    Градуировка   индивидуальных   дозиметров   осуществляется   в
организациях,  имеющих  право  на  поверку,  с  помощью образцовых
                              226    137    60
источников  гамма-излучений  (   Ra,    Cs,   Co) или  специальной

рентгеновской установки.

Дозиметры необходимо поверять не реже 1 раза в год в соответствии с ГОСТ 8.013-72.

4.1 Градуировка дозиметров типа КИД-2.

    Для   проверки   правильности   показаний   дозиметров  службы
радиационной   безопасности  проводят  (не  менее  2  раз  в  год)
облучение  дозиметров,  используя  для  этих  целей  аттестованный
         60       137
источник   Co или    Cs (2-го разряда)  и  дозиметр  типа  VA-J-18

(2-й класс точности). Облучение обычно проводится на пластмассовой (деревянной) и т.д. панели, в центре которой располагается источник гамма-излучения.

Центр контрольного образцового гамма-излучения размещается на уровне центра дозиметра.

    Все   индивидуальные  дозиметры  помещаются  от  источника  на
расстоянии,  превышающем в 10 - 15 раз линейные размеры источника.
Расстояние  между  дозиметрами  должно  быть  не  менее  5  см,  а

расстояние до стен, пола, потолка — не менее 1,5 — 2 м.

Доза для облучения дозиметров рассчитывается по формуле:

                        К      x Q x t
                         гамма

Д = --------------, (6) 2 R

где:

Д — доза в рентгенах;

К — постоянная источника Р x кв. см/ч x мКи; гамма

Q — активность источника в мКи;

t — время облучения в часах;

R — расстояние от источника до дозиметра в см.

Если активность дана в мг. экв. радия, то доза Д будет равна:

                       8,4 x М x t

Д = -----------, (7) 2 R

где М — активность источника в мг x экв. радия.

Используя данные формулы, подбираются расстояния, время облучения, активность источника таким образом, чтобы полученная доза превышала нижний предел измерения в 3 — 4 раза. Затем проводят измерения мощности экспозиционных доз на выбранных расстояниях, осуществляют контроль за правильностью показаний дозиметров.

Градуировка партии термолюминесцентных стекол аналогична вышеописанной методике градуировки КИД.

4.2 Построение фотографических градуировочных кривых.

Градуировка контрольных пленок проводится аналогично градуировке КИД.

Источник излучения должен находиться на уровне геометрического центра кассет. Расстояние от источника устанавливается так, чтобы при одинаковом времени облучения кассет (используя формулы 6 и 7) иметь следующие дозы (таблицы 8 — 9).

На основании данных таблиц 8 и 9 строится контрольная градуировочная кривая, т.е. зависимость плотности почернения от дозы гамма-излучения.

При оценке доз, обусловленных бета-излучением, контрольные фотопленки облучают с помощью образцовых источников бета-излучения с площадью активной поверхности 1 — 3 кв. см.

Источники помещают на контрольные пленки в светонепроницаемой упаковке. В качестве образцовых источников используются углерод-14, ниобий-95, прометий-147, цирконий-95, стронций-90 + итрий-90, таллий-204.

Расчет поглощенной дозы (1 рад = 0,01 Гр) осуществляется по формуле:

                           dE           -6
                     N     -- x 1,6 x 10   x t

                  бета dx

             Д     = ------------------------- рад,            (8)
              бета              100

где:

N — поток бета-частиц в мин. на 1 кв. см облучаемой бета поверхности; dE

-- — значение ионизационных потерь, усредненных по спектру dx электронов (таблица 10); -6

1,6 x 10 — энергетический эквивалент 1 МэВ, эрг.;

t — время облучения в мин.;

100 — энергетический эквивалент единицы, рад.

                         dE

ЗНАЧЕНИЕ -- В ЗАВИСИМОСТИ dx ОТ МАКСИМАЛЬНОЙ ЭНЕРГИИ СПЕКТРА

dE Подставляя в формулу (8) № и --, выбирая время,

                                  бета      dx
определяют дозы, равные 1, 2, 3, 4 мГр и т.д. (0,1; 0,2; 0,3;  0,4

рад). Заданные дозы регистрируются с помощью фотопленок.

Затем одновременно проявляются пленки двух партий: из кассет, облученных бета-потоками, и из кассет, облученных гамма-квантами. Далее пленки фотометрируют и строят градуировочные кривые, по крутизне наклона кривой определяют коэффициент Б.

В таблице 11 приведены значения коэффициента Б для различных энергий.

5. Оценка аварийных доз облучения

5.1 Гамма- и рентгеновское излучение.

Метод индивидуального фотоконтроля (ИФК) используется не только в повседневной работе, но и при оценке аварийных доз облучения. Для этой цели можно применять универсальные дозиметрические фотопленки типа РМ-5-4, имеющие два слоя эмульсии (внешний высокочувствительный от 2,58 до 160,6 мкКл/кг (0,01 — 0,7 Р) и внутренний от 1,29 до 12,9 мКл/кг (0,5 — 50 Р).

Аварийные дозы определяют после удаления внешнего сильно почерневшего фотослоя горячей водой (50 — 60 град. C) и измерения плотности почернения пленки.

Дозы гамма-излучения в пределах от 12,9 до 18 мКл/кг (50 — 70 Р) возможно измерить пропорциональным ослаблением плотности почернения пленок высокой чувствительности типа РМ-5-1. Однако перечисленные способы не позволяют достаточно точно определить дозы гамма-излучения, превышающие 18 мКл/кг (70 Р). Для регистрации более высоких доз применяют фотоэмульсии с низкой чувствительностью (позитивные пленки типа МЗ чувствительностью к свету, равной 1 и 0,6 единицы, и диапозитивные чувствительностью 0,18 — 0,7 единицы). Чувствительность этих материалов к гамма-излучению определяется экспериментально и для фотопленок МЗ-32-1, составляет от 12,9 до 77,4 мКл/кг (от 60 до 300 Р).

    Пределы  измерения  фотографического  метода  дозиметрии можно
значительно  расширить,  изменяя  режимы проявления. Для измерения
доз  большой  мощности  успешно  применяется  метод заторможенного
проявления.  В  качестве  добавок к проявителям можно использовать
вещества  типа  нитробензомидазола  и  бензотриазола.  Этот  метод
позволяет  расширить  пределы  измерения от 0,03 до 10 Гр (от 3 до
1000  рад).  При  измерении доз, превышающих 150 Р, для замедления
процесса   проявления   можно  использовать  бензотриазол  C H N .

                                                        6 5 3

Бензотриазол  в  концентрации  до  0,05  г/л  является эффективным
средством  уменьшения  плотности почернения. Введение в проявитель
бензотриазола  в больших количествах значительно замедляет процесс

и, следовательно, сильно снижает плотность почернения.

Оптимальное количество замедляющего вещества для разных фотопленок следует устанавливать экспериментальным путем. Так, для регистрации доз гамма-излучения до 0,17 Кл/кг (650 Р) при использовании позитивных пленок типа МЗ на 1 л стандартного рентгеновского проявителя необходимо добавить 0,5 г бензотриазола и вести проявление в течение 4 мин. Увеличивая концентрацию бензотриазола до 0,7 г/л, можно расширить диапазон измерения до 0,21 — 0,26 Кл/кг (800 — 1000 Р).

Кроме того, для целей аварийной дозиметрии возможно использовать дозиметры типа ИКС-А и Гнейс.

5.2 Бета- и нейтронные потоки.

    Индивидуальный   аварийный  дозиметр  Гнейс  предназначен  для
измерения  дозы гамма-, бета-нейтронного излучений. Измерение дозы
гамма-  и   бета-излучений,   тепловых   и   медленных   нейтронов
осуществляется  с помощью термолюминесцентных детекторов ИКС. Доза
промежуточных  и  быстрых нейтронов измеряется трековым дозиметром

               237

ДИНА на основе Nb. Для экспрессной оценки дозы быстрых 103

нейтронов  используется образование изомера    Rh. Всего в кассету
Гнейс   входит  8  детекторов,  позволяющих  определить  суммарную
тканевую  дозу в радах в чувствительном слое кожи и на поверхности
тела,  а  также  тканевую  дозу  в  радах от отдельных компонентов

излучения.

Для измерения кермы (дозы) тепловых и медленных нейтронов используют детектор ИКС с пластиной (ПСТ-Л), в который входит литий. Показания этого детектора являются суммой показаний от дозы гамма-излучения и дозы тепловых и медленных нейтронов, причем дозовая чувствительность к нейтронам примерно в 100 раз выше, чем к гамма-излучению.

Диапазон измерения тканевой кермы (дозы) тепловых и медленных нейтронов с помощью измерительного пульта дозиметра составляет от 0,05 до 700 мГр (0,005 — 70 рад).

6. Погрешность измерения методов ИДК

В предыдущих разделах были даны рекомендации по выбору методов индивидуального контроля, градуировки дозиметров, приведены материалы, характеризующие технические параметры различных видов дозиметров. Согласно рекомендациям 19 и 20 МКРЕ погрешность измерения определяют поставленными задачами радиационного контроля. При регистрации дозы на уровне ПДД допустимая погрешность около +/- 30%, на уровне 0,1 ПДД — до 300%.

Таким образом, приведенные в таблице 1 сведения о характеристиках индивидуального контроля свидетельствуют о возможности применения для индивидуального контроля любого типа дозиметра.

Более жесткие требования к погрешностям измерения предъявляются к аварийным дозиметрам.

На месте аварии в течение 2 часов необходимо обеспечить разделение людей, подвергшихся облучению и не подвергшихся. Предварительная информация о дозах их облучения должна быть с погрешностью до 200%.

При регистрации доз излучения в диапазоне от 0,1 до 1 Гр (10 — 100 рад) — погрешность не более 25%; от 1 до 10 Гр (100 — 1000 рад) — до +/- 15%, от 10 до 100 Гр (1000 — 10000 рад) — до +/- 25%.

7. Оценка данных индивидуально-дозиметрического контроля

Поскольку основной задачей индивидуально-дозиметрического контроля является определение дозы внешнего облучения с целью предупреждения переоблучения выше установленных НРБ и ПДД, особое внимание должно уделяться оценке полученных данных.

Результаты индивидуально-дозиметрического контроля должны регулярно и тщательно заноситься в специально заведенный для этой цели журнал и карту ИДК (Приложения 1 — 2).

Индивидуальные карточки в течение 30 лет после увольнения сотрудника хранятся службой радиационной безопасности (СРБ). В конце каждого квартала СРБ должна подводить итоги и в зависимости от уровней облучения принимать соответствующие решения:

• разрешение дальнейшего продолжения работ с источниками ионизирующих излучений;
• возможность продолжения работ с источниками ионизирующих излучений только на определенный промежуток времени.

Одновременно выясняются причины, повлекшие за собой превышение предельно допустимых доз облучения, и намечаются мероприятия для их устранения.

Полученная персоналом в течение года доза может быть использована для определения рабочих контрольных уровней (РКУ), регламентированных требованиями НРБ. В качестве примера рассматриваются установления РКУ.

Критерием для выбора значений РКУ является величина дозы, которую получает персонал, и доля лиц, попадающих в диапазон стандартного распределения доз (таблица 12).

Примечание. Под стандартным распределением доз считается такое распределение, при котором выполняются следующие условия:

1. Распределение годовых доз является логарифмически нормальным.

2. Вероятность того, что годовая доза будет находиться в интервале от 0 до 50 мГр (0 — 5 рад) (НРБ-76), равна 99,9%.

Диапазон годовых доз должен определяться в каждом учреждении отдельно, исходя из среднего получаемого персоналом в год.

Для определения доли доз, попадающих в стандартный интервал, необходимо воспользоваться следующим соотношением:

                                2
                               t
                             - --
                               2

Р = 0,35 x e , (9) x

где:

                      lnx + 1,07

t = ----------, (10) 0,87

Р — доля лиц, входящих в данный интервал дозы (отн. един.); x

x — среднегодовая доза для каждой категории персонала, рад.

Если полученные значения Р не превышают указанных величин в x таблице 12, то максимальное значение дозы, входящей в данный интервал доз, может быть принято в качестве значения РКУ.

    Пример.  Из  данных  доз  облучения  персонала определяем, что
максимальная   среднегодовая   доза   приходится  на  медсестру  и
составляет,  например,  0,23  рад.  Путем подстановки вместо "x" в

выражение lnx (соотношение 10) величины 0,23 определяем значение этого выражения по таблицам натуральных логарифмов:

lnx = ln0,23 = -1,5.

Подставляя это значение в соотношение (10), определяем величину «t»:

    lnx + 1,07   -1,5 + 1,1

t = ---------- = ---------- = -0,46.

           0,87         0,87

    Значение,  полученное  для  t, равное   -0,46,  подставляем  в

                            2
                           t
                         - --
                           2

соотношение (9) в выражение e . -x

Определяем по таблицам функции e , какому численному значению -0,10 равно выражение e = 0,9. Величину 0,9 подставляем в соотношение (9), получаем Р = 0,32. x

    Таким  образом,  для  взятого нами значения дозы 2,3 мГр (0,23
рад)  величина  Р   равна  0,32,  что  не  превышает  стандартного

             x

значения (Р = 0,66) для интервала доз от 0 до 5 мГр (0 — 0,5 x рад) (таблица 12). Следовательно РКУ, для нашего примера является доза, равная 5 мГр (0,5 рад).

Аналогично определяются значения «Р » и для других категорий x лиц (врачей, санитарок и т.д.).

Из всех определенных значений Р выбирается максимальное, x которое не превышает максимальной стандартной дозы данного интервала (таблица 12).

Список литературы

1. Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила ОСП-72/80. Москва, Энергоиздат, 1981, с. 95.

2. Козлов В.Ф. «Фотографическая дозиметрия ионизирующих излучений». Москва, Атомиздат, 1977, с. 150.

3. Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля в медицинских учреждениях. Минск, 1983, с. 22.

4. Инструктивно-методические указания по организации индивидуального дозиметрического контроля. Ленинград, 1966, с. 42.

5. Коренков И.П. «Дозиметрия в радиационной дефектоскопии». Москва, Энергоиздат, 1982, с. 78.

6. Польский О.Г., Гришмановский В.И., Коренков И.П. «Радиационная безопасность при эксплуатации радиоизотопных приборов». Энергоатомиздат, 1983, с. 70.

7. Под редакцией Гришмановского В.И. «Радиометрический и дозиметрический контроль при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений». Том I «Организация и методы контроля», том II «Индивидуальный контроль. Радиометрия проб». Москва, Энергоиздат, 1980 и 1981.

8. Бочвар И.А., Гимадова И.Д., Новикова В.И. и др. «Метод дозиметрии ИКС». Москва, Атомиздат, 1977.

9. Крайтор С.Н. «Дозиметрия при радиационных авариях». Москва, Атомиздат, 1979.

Метод измерения __________________________________________________

Наименование учреждения и телефон ________________________________

Место работы _____________________________________________________ (цех, учреждение, участок, лаборатория и т.д.)

Должность (профессия) ____________________________________________

Фамилия, имя, отчество ___________________________________________

Пол _________________ Год рождения _______________________________

Начало работы с источниками ионизирующего излучения ______________

Домашний адрес, телефон __________________________________________

Условие проведения работ _________________________________________