2020-04-20
331
Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) внутреннего облучения персонала заключается в проведении систематических измерений физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, и переходе от результатов измерений к значениям соответствующих нормируемых величин. Измеряемыми величинами при ИДК внутреннего облучения на АЭС являются содержания радионуклидов в теле или органе работника; по этим значениям рассчитывается ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения.
Годовая эффективная доза облучения для персонала складывается из эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.
Ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения Е (t) определяется как сумма произведений ожидаемой эквивалентной дозы в органах на соответствующие взвешивающие коэффициенты для данных органов или тканей Е (t) = 
, где wТ – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т; НТ (t) – ожидаемая эквивалентная доза в органе или ткани Т за время t, прошедшее после поступления радиоактивного вещества в организм[18].
|
|
|
Суммарная годовая эффективная доза внутреннего облучения при поступлении в организм нескольких радионуклидов равна сумме годовых эффективных доз внутреннего облучения от поступления в организм отдельных радионуклидов. Если по результатам измерений выявлено поступление нескольких радионуклидов, то оценка доз производится по ним отдельно, после чего определяется суммарная годовая эффективная доза внутреннего облучения.
Счетчик излучения человека (СИЧ). Различные методики определения содержания радионуклидов в организме человека вместе с приборным обеспечением используют СИЧ – счетчик излучения человека, хотя это название достаточно условно.
Обследование работника на СИЧ может выполняться в два этапа с использованием СИЧ двух типов: контрольного и измерительного.
Контрольный СИЧ (отбраковывающий) предназначен для быстрого обследования работников с целью определения величины суммарного содержания радионуклидов в легких. В его конструкции используются сцинтилляционные детекторы. В качестве критического порога принято содержание 60Со в легких, равное 1000 Бк. Все работники, у которых эта величина оказывается превышенной, должны пройти второй этап − обследование на измерительном СИЧ.
Измерительный СИЧ предназначен для дифференциального определения содержания g-излучающих радионуклидов во всем теле и в отдельных органах человека для дальнейшей оценки полученной эффективной дозы. Основными элементами измерительного СИЧ являются защитная камера, высокоэффективный детектор g-излучения и многоканальный амплитудный анализатор импульсов[19].
|
|
|
Единое приборно-методическое обеспечение контроля внутреннего облучения отсутствует. Обусловлено это разнообразием нуклидов, их химических соединений, путей и условий их инкорпорации, доступностью той или иной аппаратуры и многими другими факторами. Всегда требуется конкретный подход с учетом специфики производства. Некоторые задачи, например, измерение инкорпорированного трития, прямыми методами не решаются, другие решены еще не полностью (измерение активности 239Pu) или требуют уникального оборудования (измерение 90Sr). Был разработан и широко применяется так называемый йодный СИЧ, предназначенный для определения содержания радиоактивного йода в щитовидной железе работника.
Определение ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения. Основными задачами, решаемыми при ИДК внутреннего облучения персонала, являются
проведение систематических измерений содержания радионуклидов в теле и отдельных органах работника на установках СИЧ;
определение поступления радионуклидов в организм работника за период контроля на основании результатов СИЧ;
расчет индивидуальной ожидаемой эффективной дозы облучения работника.
Таким образом, по измеренной величине активности в организме или отдельном органе при известном моменте разового поступления или продолжительности периода контроля и известной дисперсности аэрозоля можно определить сначала поступление, а затем оценить и ожидаемую дозу, зная дозовый коэффициент на единичное поступление.
Наиболее сложной задачей контроля доз внутреннего облучения является определение величины поступления радионуклида в организм. Если известна динамика концентрации радионуклидов в воздухе за период (t 1, t 2), то величина поступления рассчитывается по достаточно простой (но не очень точной) формуле
 ,
| (7.12) |
где С U(t) – изменение объемной активности радионуклида U со временем; V (t) – объем вдыхаемого воздуха человеком в момент времени t.
Более точно поступление радионуклида в организм можно рассчитать другим способом. Если в организме человека находится инкорпорированный нуклид, который можно зарегистрировать детектором, расположенным вне тела человека, то поступление I нуклида U можно рассчитать по результатам его измерения на СИЧ. Учитывая, что с момента попадания радионуклида в организм и до его измерения прошло какое-то время t, за которое нуклид мог претерпеть радиоактивный распад, вывестись из организма и т.д., можно уверенно сказать, что измеряемое содержание нуклида RT ,U в органе Т всегда будет меньше его поступления I U
| (7.13) |
где 
– так называемая функция удержания радионуклида в органе или ткани, т.е. активность, которая спустя время t после поступления 1 Бк радионуклида U будет находиться в органе или ткани Т тела человека. Функция удержания может быть рассчитана из биокинетической модели распределения радионуклида в организме. Если радионуклид испускает излучение, которое можно зарегистрировать детектором, расположенным вне тела человека, то можно рассчитать поступление радионуклида по результатам измерения его содержания в органе. Такой подход используется для контроля g-излучающих радионуклидов.
Ожидаемую эффективную дозу Е (t)можно определить следующим образом:
 ,
| (7.14) |
где I U - рассчитанное поступление радионуклида в органы дыхания, Бк; 
- дозовый коэффициент или ожидаемая эффективная доза при ингаляционном поступлении 1 Бк радионуклида U, Зв/Бк.
Ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения, накопленная в организме за время t с момента поступления, с учетом также перорального поступления
|
|
|
| (7.15) |
где I G ,inh, I G ,ing – величины поступления радионуклида G при вдыхании и заглатывании соответственно в течение периода контроля, Бк; e G ,inh (t), e G ,ing (t) – ожидаемые эффективные дозы внутреннего облучения «условного человека» при ингаляционном и пероральном поступлении 1 Бк радионуклида соответственно.
Для целей радиационной безопасности регламентируется t = 50 лет для взрослых и t = 70 – t0 (t0 – возраст) для лиц, моложе 20-ти лет.
Для любого радионуклида и его химического соединения дозовые коэффициенты определяются как
 ,
| (7.16) |
где t 0 – момент поступления; 
– мощность эквивалентной дозы в органе или ткани Т к моменту времени t после поступления 1 Бк радионуклида в организм человека. Вычисления е (τ) выполнены для «условного человека» и для большинства нуклидов с использованием камерной дозиметрической модели. Для реального человека погрешность определения дозовых коэффициентов велика. Так, для 137Cs при медианном значении дозового коэффициента e G ,inh (t) = 4,8·10-9 Зв/Бк с 95 %-ой вероятностью можно утверждать, что его значение лежит в пределах от 3,5·10-9 до 6,0·10-9 Зв/Бк.
