Виды измерений в населенных пунктах, контролируемые параметры

4.5.9.1. Измерение мощности дозы гамма-излучения

Для внешнего облучения населения в ранний период после аварии ведущими радионуклидами являются ¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs, ¹³¹I, ¹³³I, ¹³²Te+¹³²I, ¹⁴⁰Ba+¹⁴⁰La, ⁹⁵Zr+⁹⁵Nb, ¹⁰³Ru, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹⁴⁴Ce. Энергетический спектр этих радионуклидов содержит, в основном, гамма-излучение с энергией от 0,1 до 2 МэВ, что обеспечивает их уверенную регистрацию штатными приборами. Измерения мощности дозы проводятся носимыми дозиметрами гамма-излучения на высоте 1 м над поверхностью земли при измерениях на открытой местности, и на высоте 1 м над полом в центре комнаты при измерениях в домах. Измерения должны быть проведены в точках и участках населенного пункта и его ареала, связанных с режимом поведения потенциально критических групп населения.

Концентрация ведущих радионуклидов привязывается к ПГП и в первом приближении
(с учетом достаточно большого фактора  влияния) отражает роль этих ведущих радионуклиды.

4.5.9.2. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения

Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения жителей НП проводится с использованием термолюминесцентных дозиметров на основе LiF (Al₂O₃) детекторов. Для считывания накопленной информации может использоваться любой ТЛД-прибор, прошедший метрологическую аттестацию (поверку) и допускающий работу с такими детекторами.

4.5.9.3. Определение содержания радионуклидов в пищевых продуктах

Для определения удельной активности радионуклидов в пробах пищевых продуктов (в первую очередь, в местном молоке, питьевой воде, листовой зелени, лесных грибах и ягодах, рыбе) используют гамма-спектрометрические и радиохимические методы анализа в соответствии с СанПиН 2.3.2.1078-01.

4.5.9.4. Определение содержания радионуклидов в теле человека

Измерения содержания радионуклидов (в первую очередь, ¹³⁷Cs) в организме жителей населенных пунктов на спектрометре излучения человека (СИЧ) проводят с целью определения средней текущей мощности дозы внутреннего облучения населения и оценки эффективной дозы, накопленной к моменту измерения. Содержание радионуклида в теле человека определяют с использованием стационарных или переносных СИЧ, прошедших метрологическую аттестацию. Переносные СИЧ рекомендуется использовать для оценки содержания равномерно распределяющихся в организме человека радионуклидов. Место проведения измерений на переносных СИЧ необходимо выбирать с минимальным уровнем фонового гамма-излучения.

Расчет активности радионуклида в теле человека выполняют по формуле:

                         ,                                  (1)

   где: А_чел активность радионуклида в теле человека, Бк;

N_чел скорость счета импульсов в рабочем энергетическом диапазоне при измерении человека, с^-1;

N_ф – скорость счета импульсов в рабочем энергетическом диапазоне при измерении фантома, с^-1;

K_э коэффициент экранирования, рассчитанный для человека массой M;

K калибровочный коэффициент, рассчитанный для человека массой M, Бк^.с^.кг^-1.

Если поступление радионуклидов произошло, в основном, ингаляционным путем, рекомендуется проводить спектрометрические измерения содержания радионуклидов в легких с помощью коллимированных сцинтилляционных или полупроводниковых детекторов. Эти измерения проводят по специальным методикам, используя для калибровки приборов соответствующие метрологически аттестованные фантомы.

4.5.9.5. Определение содержания радионуклидов йода в щитовидной железе человека

Радиоактивные изотопы йода избирательно накапливаются в щитовидной железе человека, где распадаются с испусканием гамма квантов и откуда медленно выводятся в составе тиреодиных гормонов. Измерения содержания радиоизотопов йода в ЩЖ следует начинать не ранее одних суток после прекращения ингаляционного поступления радиоактивных веществ в организм человека. При потреблении населением загрязненных продуктов местного производства основная часть дозы облучения формируется за счет потребления молока, загрязненного йодом-131. При однократном загрязнении пастбища максимум концентрации в молоке наступает на 4-6 день, а максимум содержания в ЩЖ человека – на пятый-восьмой день после радиоактивного загрязнения местности. Более детально требования к инструментально-методическому обеспечению выборочного аварийного индивидуального дозиметрического и радиометрического контроля населения ЗАТО и прилегающих к нему населенных пунктов на ранней и промежуточной фазах радиационной аварии в разделе 4.5.3.