Перечень основных факторов радиационной обстановки, контроль которых требует применения оперативных методик выполнения измерений

Основные факторы радиационной обстановки, контроль которых требует применения ОМВИ:

· мощность эквивалентной (полевой) дозы;

· спектральный состав излучения;

· состав радиоактивного загрязнения окружающей среды;

· концентрация радиоактивных веществ в воздухе с грубой оценкой дисперсности радиоактивных аэрозолей;

· загрязнение одежды и кожных покровов лиц, вовлеченных в аварию;

· наличие ингаляционного поступления радиоактивных веществ в организм до и после использования СИЗ органов дыхания;

· плотность загрязнения и его изотопный состав (почва, здания, сооружения и т.д.);

· динамика мощности дозы с учетом расположения источника, метеоусловий, рельефа местности;

· оценка предотвращаемой дозы для принятия решения о проведении защитного мероприятия;

· реальная эффективность первичных защитных мероприятий;

· концентрация изотопов йода в щитовидной железе лиц, вовлеченных в аварию, участников ЛПА и критической группы населения.

Основные задачи, решаемые МВИ с использованием входящих в их состав СИ

По характеру выполняемых измерений МВИ и используемые в них СИ должны решать следующие основные задачи:

· оценивать нуклидный состав и удельное содержание отдельных радионуклидов в воздухе, на поверхности почвы, зданий, сооружений, машин и оборудования, в воде открытых водоемов, на поверхности спецодежды и открытых частях тела свидетелей аварии и участников ЛПА;

· определять мощность дозы в воздухе, в ее динамике как во времени, так и по важнейшим векторам распространения активности;

· оценивать возможное радиоактивное загрязнение раневых поверхностей;

· оценивать возможное содержание и состав радионуклидов, попавших в организм пострадавших;

· необходимо оценивать нуклидный состав в поверхностном слое почвы и на поверхности зданий;

· получение всех названных величин с аттестованной точностью (неопределенностью).

Группы радионуклидов, контроль которых необходим для обеспечения безопасности проводимых работ по ликвидации последствий аварии и оценки уровня поражения пострадавших

Группы радионуклидов, контроль которых необходим для обеспечения безопасности проводимых работ по ЛПА и оценки уровня поражения пострадавших, могут быть классифицированы как:

· делящиеся материалы – в первую очередь изотопы Pu и Th, являющиеся a- и частично g-излучателями;

· продукты ядерного деления в виде аэрозолей – в основном g-, b-облучатели с различной продолжительностью жизни, энергией излучения, физико-химическими характеристиками, включая химическую токсичность (последнее в не меньшей степени относится к ДМ, в первую очередь, соединениям урана);

Для внешнего облучения населения 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.

· газообразные радиоактивные вещества, РБГ, изотопы йода и др., которые требуют для своей идентификации специальных средств измерения, отбора и подготовки проб к измерениям.

К приведенной группе радионуклидов, характерных для ЯОК, могут быть добавлены изотопы: урана, америция, талия и продуктов ядерного деления тория, которые за исключением талия-208 по своей суммарной активности не могут быть сопоставимы с вышеперечисленными радионуклидами.

Формирование и структурирование перечня оперативных МВИ параметров радиационной обстановки

Номенклатура используемых методик определяется составом приборного обеспечения оперативного формирования, осуществляющего измерения радиационной обстановки. В перечень ОМВИ для отделения дозиметрического контроля аварийного центра, многопрофильной бригады быстрого реагирования и передвижной лаборатории радиационного контроля (ЛРК), входят:

· Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы с помощью дозиметра ДКГ-01 «Сталкер» с системой определения геодезических координат;

· Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы гамма и рентгеновского излучения, измерение плотности потока альфа-, бета-излучений с помощью дозиметра–радиометра поискового МКС–РМ 1402М;

· Методика выполнения измерений активности радона и его ДП в воздухе и объектах окружающей среды с помощью радиометра РРА-01М-0;

· Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы и дозы с помощью дозиметра ДКГ РМ-1603;

· Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы и дозы с помощью дозиметра РМ-1203М.

Задачи, решаемые отделением дозиметрического контроля Аварийного медицинского радиационно-дозиметрического центра ФМБА России

Задачи, решаемые отделением дозиметрического контроля аварийного центра:

· дозиметрическое обеспечение специализированного приемного отделения клиники;

· обеспечение задач клинической дозиметрии;

· инструментально-методическое обеспечение СББР:

Ø при авариях на атомных реакторах с частичным выбросом продуктов деления в окружающую среду;

Ø при авариях с радиоизотопными источниками, включая их похищение, потерю и т.д.;

Ø при авариях с выходом продуктов ядерного деления, в первую очередь, на объектах хранения и штатной эксплуатации ЯБП, радиохимических и плутониевых производств;

Ø при террористических актах;

· обеспечение радиационной безопасности персонала СББР;

· приборное обеспечение передвижной ЛРК;

· аварийное реагирование при транспортных авариях, связанных с радиоактивными материалами.

Перечень оперативных методик выполнения измерений параметров радиационной обстановки в районе аварии для поддержки экспертных решений применительно к приборному парку аварийных укладок и передвижной лаборатории радиологического контроля

Исходя из анализа параметров радиационной обстановки, которые являются базовыми при принятии решений о проведении защитных мероприятий, включая использование средств индивидуальной защиты, оказанию неотложной специализированной медицинской помощи, другим действиям персонала ББР, направленных на смягчение последствий аварии, применяются следующие методики:

1. Методика выполнения измерений мощности экспозиционной дозы фотонного излучения с помощью дозиметра ДБГ-06Т.

2. Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы с помощью дозиметра ДКГ-01 «Сталкер» с системой определения геодезических координат.

3. Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы и дозы гамма–излучения с помощью дозиметра ДКГ–01Д «Гарант».

4. Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы и дозы гамма-излучения с помощью дозиметра гамма–излучения ДКГ–02У «Арбитр».

5. Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы и дозы гамма–излучения с помощью дозиметра ДКГ–03Д «Грач».

6. Методика выполнения измерений характеристик полей ионизирующих излучений с помощью дозиметра-радиометра ДКС-96.

7. Методика выполнения измерений амбиентной дозы и мощности амбиентной дозы непрерывного рентгеновского и гамма-излучения с помощью дозиметра ДКС-АТ1123.

8. Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы и эквивалентной дозы фотонного ионизирующего излучения, плотности потока α-, β-частиц с помощью дозиметра-радиометра ДРБП-03.

9. Методика выполнения измерений мощности экспозиционной дозы фотонного излучения с помощью дозиметра ДРГ–01Т1.

10. Методика выполнения измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы гамма и рентгеновского излучения с помощью дозиметра–радиометра поискового МКС–РМ 1402М.

11. Методика выполнения измерений эквивалентной дозы внешнего гамма- и рентгеновского излучения и мощности индивидуальной эквивалентной дозы внешнего фотонного излучения с помощью дозиметра ДКГ-РМ1621А.

12. Методика выполнения измерений индивидуальной эквивалентной дозы и мощности индивидуальной эквивалентной дозы непрерывного рентгеновского и гамма-излучения с помощью дозиметра ДКС-АТ3509.

Совершенствование организации выборочного индивидуального дозиметрического и радиометрического контроля населения закрытого административно-территориального образования и прилегающих к нему населенных пунктов на ранней и промежуточной фазах радиационной аварии

Задачи выборочного индивидуального дозиметрического и радиометрического контроля населения закрытого административно-территориального образования и прилегающих к нему населенных пунктов на ранней и промежуточной фазах радиационной аварии

Выборочный контроль подразумевает определение критических групп. Признаки, по которым эти группы формируются укладываются в следующий ряд по очередности их рассмотрения:

· по половозрастному признаку;

· по отношению к источнику;

· по режиму жизнедеятельности;

· по профессиональной принадлежности (участники ЛПА, персонал САФ и объекта);

· по отношению к применению защитных мероприятий.

Помимо вышеперечисленных показателей существует целый ряд признаков, по которым  уточняется выбор критической группы. Это, в первую очередь, состав действующего излучения, его неравномерность по отношению к объекту излучения, другие дозиметрические факторы, которые в той или иной степени оказывают влияние на формирование дозы у населения ЗАТО, включая принадлежность людей к определенным социально-экономическим группам, результаты расследования, непосредственно отнесенные к моменту аварийного выброса, и другие обстоятельства, определяющиеся местом проживания данного индивидуума, его поведением в момент радиационного инцидента и другие параметры, характеризующие его защищенность от воздействия факторов аварийной природы, включая прямую защиту путем укрытия, расстоянием или приемом специфических защитных препаратов. [5]

Для лиц, проживающих на территории НП, непосредственно примыкающих к ЗАТО, кроме того, важен признак возможной структуры питания, в которой значимую часть могут составлять продукты натурального хозяйства.

Требования к инструментально-методическому обеспечению выборочного индивидуального дозиметрического и радиометрического контроля населения закрытого административно-территориального образования и прилегающих к нему населенных пунктов на ранней и промежуточной фазах радиационной аварии

Требования к инструментально-методическому обеспечению выборочного аварийного индивидуального дозиметрического и радиометрического контроля сводятся к требованиям ИДК внешнего облучения и внутреннему содержанию радионуклидов в организме отдельного индивидуума. Целью выборочного ИДК является определение доз внешнего облучения контингента, попавшего в радиоактивное облако или оказавшегося на территории, сильно загрязненной радионуклидами. Как правило, это относится к авариям на АЭС и, в первую очередь, к лицам, в момент аварии оказавшихся на открытой местности.

При этом должны учитываться:

– вид излучения: α-, b-, g- и его энергетический состав;

– дозы b-излучения на критические органы, хрусталик глаза, кисти рук, гонады;

– возможное ингаляционное поступление, его изотопный состав, дисперсность и физико-химические свойства;

– результаты дозиметрии биопроб и биологической дозиметрии по клинико-гематологическим и биохимическим показателям;

– первичные признаки локальных лучевых поражений;

– критические группы по возрасту, по нахождению относительно источника, по времени воздействия.

Кроме того, необходимо принимать во внимание технические возможности, которыми располагают медико-санитарные учреждения ФМБА России или служба радиационной безопасности предприятия:

– возможность осуществления экспрессного количественного контроля поступления;

– возможность контроля загрязнения поверхности одежды и открытых кожных покровов;

– возможность привлечения существующих современных передвижных радиологических лабораторий.