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

Москва

2003

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»).

3. Исполнители:

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.

РЕФЕРАТ

Объем - 141 л.

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:

АС	- автоматизированная система
АСКРО	- автоматизированная система контроля радиационной обстановки
АСРК	- автоматизированная (автоматическая) система радиационного контроля
АРО	- аварийная РО
АТЦ	- аварийно-технический центр
АЦП	- амплитудно-цифровой преобразователь
БД	- блок детектирования
БДИИ	- блоки детектирования ИИ
БФЛ	- биофизическая лаборатория
ГДК	- групповой дозиметрический контроль
ГЗ	- гигиеническое заключение
ГЭД	- годовая эффективная доза
ДЖН	- долгоживущие нуклиды
ДК	- дозиметрический контроль
ДОА	- допустимая объемная активность
ДПР	- дочерние продукты распада
ДФИ	- датчик физической информации
ЕГАСКРО	- Единая государственная автоматизированная система контроля радиационной обстановки
ЖКИ	- жидкокристаллический индикатор
ИДК	- индивидуальный дозиметрический контроль
ИИ	- ионизирующее излучение
ИИИ	- источник ионизирующего излучения
ИИС	- измерительно-информационная система
ИРГ	- инертные радиоактивные газы
ИРК	- индивидуальный радиационный контроль
ИС	- информационная система
ИФК	- индивидуальный фотоконтроль
К	- керма
КГО	- контроль герметичности оболочек ТВЭЛ
КРО	- контроль радиационной обстановки
КТСКРБ	- комплекс технических средств контроля радиационной безопасности
КУ	- контрольный уровень
ЛИАЦ	- локальный информационно-аналитический центр
ЛПЭ	- линейная передача энергии
МБТ	- мягкая биологическая ткань
МВИ	- методика выполнения измерений
МДА	- минимальная детектируемая активность
МЗА	- минимально-значимая активность
МКРЕ	- Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям
МКРЗ	- Международная комиссия по радиологической защите
МУ	- методические указания
НД	- нормативная документация
НРБ	- Нормы радиационной безопасности
НРО	- нормальная РО
ОА	- объемная активность (ОАР - радона, ОАТ - торона)
ОИТ	- оборудование, изделия и технологии
ОС	- операционная система
ОСПОРБ	- Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности
ОЧГ	- особо чистый германий
ОЯТ	- отработанное ядерное топливо
ПД	- предел дозы
ПДВ	- предельно-допустимые выбросы
ПДС	- предельно-допустимые сбросы
ПДУ	- предельно-допустимый уровень
ПЗ	- передне-задняя (геометрия)
ПО	- программное обеспечение
ППД	- полупроводниковый детектор
ПРК	- посты радиационного контроля
ПЭВМ	- персональная электронная вычислительная машина
РБ	- радиационная безопасность
РГАВ	- радиоактивные газоаэрозольные выбросы
РК	- радиационный контроль
РМО	- рабочее место оператора
РО	- радиационная обстановка
РОО	- радиационно-опасный объект
РСЧС	- Единая государственная система предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций
РФЛД	- радиофотолюминесцентный детектор или дозиметр
РХЗ	- радиохимический завод
СИ	- средство измерения
СИЧ	- счетчики (спектрометры) излучения человека
СРБ	- служба радиационной безопасности организации
СУБД	- система управления базами данных
СЦР	- самопроизвольная цепная реакция
ТВС	- тепловыделяющие сборки
ТЛД	- термолюминесцентный детектор или дозиметр
ТП	- территориальная подсистема
ТС	- технические средства
ТТД	- твердотельные трековые детекторы
ТУ	- технические условия
УА	- удельная активность
УД	- устройство детектирования
УИ	- устройства измерения
УЗС	- устройство звуковой сигнализации
УСС	- устройство световой сигнализации
ФЭУ	- фотоэлектронный умножитель
ЭВМ	- электронная вычислительная машина
ЭРОА	- эквивалентная равновесная объемная активность
ЯТЦ	- ядерный топливный цикл
ЯЭУ	- ядерно-энергетические установки
УВК	- уровень введения индивидуального дозиметрического контроля
УД	- уровень действия
УИ	- уровень исследования
УР	- уровень регистрации
Ф	- флюенс частиц
D	- поглощенная доза
DT.R	- поглощенная доза в органе или ткани Т излучения R
Е	- эффективная доза
ER	- энергия частиц (фотонов) вида R
F	- коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при индивидуальном дозиметрическом контроле
Н	- эквивалент дозы
H*(d)	- амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза) внешнего облучения
Hp(d)	- индивидуальный эквивалент дозы внешнего облучения
НТ	- эквивалентная доза внешнего облучения в органе или ткани Т
k(L)	- коэффициент качества излучения
L	- линейная передача энергии
R	- индекс вида излучения
WR	- взвешивающий коэффициент для излучения R
WT	- взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т
X	- экспозиционная доза
ε	- переданная веществу энергия излучения
φ	- плотность потока частиц
δ	- относительная погрешность средства измерения
Δ	- абсолютная погрешность средства измерения

СОДЕРЖАНИЕ

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-99

В 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 ЕГАСКРО

Основной 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 облучения

В 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 10² 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;

• монокристаллы корунда;

• 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/см².

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 ¹⁴N(n,p)¹⁴C 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 ⁶LiF в борных или кадмиевых фильтрах для разделения падающих на тело и альбедных тепловых нейтронов. Вследствие чувствительности детекторов ⁶LiF к фотонам доза нейтронов определяется по разности показаний ТЛД ⁶LiF и ⁷LiF.

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 ²³⁷Np, 1,3 МэВ для ²³²Th, 1,5 МэВ для ²³⁸U), либо очень большое сечение на тепловых нейтронах (²³⁵U). 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 ⁶Li или ¹⁰В 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.

Перспективным индивидуальным дозиметром нейтронов является разработанный в ИФВЭ с учетом современных международных и отечественных рекомендаций альбедный дозиметр на основе ТЛД ⁶LiF-⁷LiF. Дозиметр имеет повышенную чувствительность к быстрым нейтронам за счет применения полиэтиленового замедлителя. Полная толщина тканеэквивалентного вещества над ТЛД составляет 1 г/см, что позволяет измерять индивидуальную эквивалентную дозу фотонов и заряженных частиц Н_р(10) с помощью ТЛД ⁷LiF с высокой точностью без использования дополнительных детекторов. Данная разработка реализована в Автоматизированном Комплексе Индивидуального Дозиметрического Контроля АКИДК-301. Комплекс включает в себя нейтрон-фотонную кассету-дозиметр с ТЛД-картой и модернизированный полуавтоматический считыватель.

В кассете предусмотрена возможность размещения дополнительного трекового детектора (ядерная фотоэмульсия, CR-39 и т.д.), что позволяет реализовать в АКИДК-301 методику комбинированного альбедо-трекового дозиметра.

Другие методы дозиметрии нейтронов. При наличии нейтронного излучения может быть использована гамма-спектрометрия всего тела и радиометрия крови для определения по активации натрия флюенса тепловых нейтронов. При наличии сведений о действовавших спектрах нейтронов по этому флюенсу могут быть определены тканевые дозы от всех нейтронов. По активации серы в волосах, ногтях и одежде из шерсти может быть определен флюенс быстрых нейтронов и аналогично их доза в соответствующих точках на поверхности тела. Для оценки поля нейтронного излучения может быть использована активация окружающих предметов, попавших в поле излучения.

В случаях, когда возможно моделировать условия аварии, необходимо использовать антропоморфные фантомы, снаряженные набором дозиметров, а, в случае нейтронного излучения, набором активационных детекторов. Фантомы размещают в местах и в позах, которые были у пострадавших в момент аварии. По показаниям детекторов может быть определено распределение дозы гамма-нейтронного излучения по телу пострадавшего и спектры нейтронов. Может быть применено и компьютерное моделирование условий аварийного облучения.

При выборе средства измерения, используемого в ИДК внешнего облучения, следует руководствоваться следующими соображениями относительно диапазонов измерения.

Диапазон измерения для индивидуального эквивалента дозы Н_р(10), который должен охватываться индивидуальным дозиметром текущего контроля, определяется НРБ-99, согласно которым предел эффективной дозы персонала группы А устанавливается 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год, а при планируемом повышенном облучении - до 200 мЗв. Поэтому верхнюю границу диапазона Н_Р(10) следует установить не менее 500 мЗв. Нижняя граница диапазона должна быть на уровне 1/10 от предела дозы в год в среднем за любые последовательные 5 лет (20 мЗв), а в полях смешанного гамма-нейтронного излучения при раздельных измерениях (определении) компонентов - 1/20 от этого значения. Таким образом, при месячной периодичности контроля диапазон дозы Н_р(10) при текущем контроле должен быть от 0,2 (0,1) мЗв до 500 мЗв. Нижний предел измерения 0,1 мЗв соответствует 1/10 от значения уровня регистрации или месячного значения годовой эффективной дозы.

При текущем контроле облучения кожи, кистей и стоп НРБ-99 регламентирует только годовой уровень облучения. Поэтому нижняя граница диапазона определяется как 1/2 уровня регистрации годовой эквивалентной дозы облучения кожи, кистей и стоп (5 мЗв) и принимается равной 2 мЗв. Диапазон измерений (определения) Н_р(0,07) при текущем контроле должен находиться в пределах от 2 мЗв до 5 Зв. Поскольку уровень регистрации годовой эквивалентной дозы облучения хрусталика глаза составляет 2 мЗв, диапазон определения Н_р(3) при текущем контроле должен находиться в пределах от 0,5 мЗв до 1500 мЗв.

Оперативный контроль распространяется на одну рабочую операцию. Поэтому диапазон измерения (определения) Н_р(10) должен составлять от 0,2 мЗв до 200 мЗв. Для Н_р(0,07) диапазон измерения при оперативном контроле, если существует подозрение о возможном облучении кожи, должен быть как и при текущем контроле - от 2,0 мЗв до 5 Зв. Для Н_р(3) он должен находиться в пределах от 0,5 мЗв до 1500 мЗв.

Необходимость проведения оперативного контроля определяется службой радиационной безопасности организации (СРБ) на основании данных радиационного контроля и характера выполненных работ.

Аварийный контроль должен обеспечивать измерение (определение) доз, приводящих к острому общему или локальному лучевому поражению. Поэтому диапазон измерения (определения) Н_р(10) при аварийном контроле должен составлять 10 - 5000 мЗв по индивидуальной эквивалентной дозе и от 0,1 до 5 Гр по поглощенной дозе. При аварийном контроле доз Н_р(0,07) диапазон измерения (определения) должен быть в пределах от 1 до 80 Гр, для Н_р(3) от 0,05 до 10 Гр. Нижние границы диапазона измерения (определения) D_p(10) и К должны быть в пределах от 1 до 80 Гр, для Н_р(3) от 0,05 до 10 Гр. Нижние границы диапазона измерения (определения) D_p(10) и К должны быть 0,05 Гр, а в полях смешанного гамма-нейтронного излучения при раздельном измерении (определении) компонентов - 0,02 Гр. Верхние границы диапазона D_p(10) и К должны составлять 50 Гр и 50 Гр соответственно, учитывая возможность локальных переоблучений.

Требования к суммарной погрешности измерения индивидуальной дозы внешнего облучения дозиметрами, соотношения между величинами, нормируемыми НРБ-99, и другими дозиметрическими величинами для фотонного и электронного излучения, и угловая зависимость величин фотонного излучения, нормируемых НРБ-99, приведены в работах [17, 37].

2.1.2. Дозиметрические приборы, системы и комплексы на их основе

В диапазоне энергии фотонов 5 - 10 кэВ лимитирующим с точки зрения обеспечения радиационной безопасности является облучение кожи, в диапазоне 10 - 20 кэВ - облучение хрусталика глаза и в диапазоне 20 кэВ - 10 МэВ - облучение тела. Поэтому при использовании дозиметрических приборов, позволяющих проводить измерения в диапазоне энергий фотонов от единиц кэВ до 3 - 10 МэВ, необходимо применять специальные методики измерений величин

Н^*(0,07), Н_р(0,07),  Н^*(3),  Н_р(3),  Н^*(10),  Н_р(10),

с учетом спектрального распределения фотонов или проводить измерение величины, являющейся сочетанием дозы в коже, хрусталиках глаз и дозы тела [6, 15, 17].

Аппаратура индивидуального дозиметрического контроля с дозиметрами-накопителями.

В табл. 2 приведены основные характеристики аппаратуры [38 - 51].

Аппаратура ДФК-2.1 представляет собой комплект дозиметров фотоконтроля [45]. Измеряемая величина - поглощенная доза за 1 г/см² ткани. Использование комплекта ДФК-2.1 оправдано и предпочтительно в методах индивидуальной дозиметрии при работах на ускорителях высоких энергий и реакторах в комбинации с термолюминесцентными (ТЛ) и другими дозиметрами.

Системы индивидуального дозиметрического контроля Флюорад-ДРГ-711-РФЛ и Флюорад-ДВГ-713-РФЛ основаны на применении индивидуальных дозиметров накапливающего типа с использованием в качестве детектора радиофотолюминесцентных (РФЛ), активированных серебром, фосфатных стекол [39, 46]. Особенностью РФЛ-дозиметров является сохранение информации в процессе считывания. Для обнуления детекторов необходимо провести отжиг. Детекторы дозиметра обладают высокой термо- и вибропрочностью, негигроскопичны. Они мало чувствительны к тепловым нейтронам. Программное обеспечение позволяет управлять работой прибора и осуществлять обработку и накопление результатов измерений.

Остальные технические средства ИДК, представленные в табл. 2, основаны на применении термолюминесцентных дозиметров [38 - 40, 44, 47 - 51].

Новый комплекс для ИДК ДВГ-02Т с ТЛ-детекторами типа ТЛД-500К и ДТГ-4 имеет считывающее устройство, интерфейс связи с ПЭВМ и программное обеспечение для измерения и создания базы данных ДК.

Термолюминесцентная дозиметрическая система «Сапфир-001» обеспечивает автоматизированный дозиметрический контроль и базируется на высокочувствительных детекторах в виде таблеток из монокристаллов оксида алюминия ТЛД-500К. В состав системы, входят ТЛД-считыватель с микропроцессорным управлением, набор блоков детектирования с детекторами гамма- и бета-излучений, число которых может составлять от 100 до 1000 на комплект, и управляющий ПК типа IBM PC с базой данных дозиметрической информации. Время измерения одного блока детектирования с 4-мя детекторами не более 3 мин. Особенность системы - возможность измерения малых доз фотонного излучения.

Таблица 2. Аппаратура индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения с дозиметрами-накопителями

Продолжение табл. 2

Примечание. ^* - поглощенная доза в мкГр; ^** - для бета-излучения с меньшей граничной энергией дозиметр является только индикатором; ^*** - детекторы дозиметра кожи лица и хрусталиков глаз ДВДС-1; ^**** - детекторы дозиметра кожи пальцев рук ДВДС-2.

Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля АКИДК-201 базируется на применении термолюминесцентных детекторов фотонов ДТГ-04, представляющих собой таблетки из монокристаллического фторида лития, активированного магнием и титаном. В дозиметр ДТЛ-01 входит три детектора ДТГ-4, размещенных за фильтрами из фторопласта, обеспечивающих измерение дозы на глубине 1 г/см². Порог измерения 50 мкЗв. Линейность измерения комплексом дозы в диапазоне от 0,05 мЗв до 10 Зв не хуже 10 %, воспроизводимость дозы 10 мЗв не хуже 7,5 %. Изотропия дозиметров для углов от 0° до 60° не превышает 15 %. На подложке дозиметра имеется дырочный код для автоматического считывания номера дозиметра.

В состав комплекса входит набор дозиметров, считыватель СТЛ-200 и ПЭВМ типа IBM PC с базой данных и принтер. Производительность обработки дозиметров не менее 30 шт. в час.

Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля АКИДК-301 предназначен для измерения индивидуального эквивалента дозы нейтронного и фотонного излучения в смешанных n-γ полях с использованием альбедного дозиметра ДВГН-01 и индивидуального эквивалента дозы фотонного излучения с использованием дозиметра ДВГ-01 (аналога дозиметра ДТЛ-01).

Дозиметр ДВГН-01 состоит из двух детекторов ДТГ-4-6 на основе изотопа лития-6 и двух детекторов ДТГ-4-7 на основе изотопа лития-7, корпуса с замедлителем и фильтрами. Дозиметр ДВГ-01 состоит из трех детекторов ДТГ-4 на основе природного изотопа лития, корпуса и фильтров. Для учета энергетической зависимости дозиметров ДВГН-1 необходимо вводить коэффициент градуировки данных дозиметров на рабочих местах, определяемый по специальной методике. Без введения коэффициента погрешность определения дозы может достигать нескольких сотен процентов. Другие технические характеристики комплекса АКИДК-301:

• порог измерения, мЗв, не более................................................................................ 0,05

• линейность в диапазоне доз 0,05 мЗв - 10 Зв, %, не более........................................ 10

• воспроизводимость для дозы 10 мЗв, %, не более.................................................... 7,5

• изотропия (фотоны), %, не более................................................................................ 15

• изотропия (нейтроны), %, не более............................................................................. 15

• воздействие фотонным излучением дозой не выше трехкратной дозы нейтронного излучения должно приводить к отличию индивидуального эквивалента дозы нейтронного излучения от условно истинного значения для дозиметров, не подвергшихся дополнительному облучению фотонами, %, не более............................. 20

• эффективная толщина корпусов дозиметров ДВГН-01 и ДВГ-01, г/см²................... 1

• производительность обработки дозиметров ДВГН-01, шт./ч, не менее.................. 20

• производительность обработки дозиметров ДВГ-01, шт./ч, не менее.................... 30

• время установления рабочего режима, мин, не более............................................... 30

Комплекс АКИДК-301 обеспечивает работу в следующих режимах:

• считывание дозы с дозиметров ДВГН-01 и ДВГ-01;

• калибровка дозиметров ДВГН-01 и ДВГ-01;

• отжиг детекторов дозиметров ДВГН-01 и ДВГ-01;

• работа с базой данных дозиметрической информации;

• тестирование комплекса.

Комплекс может быть использован для аварийного дозиметрического контроля внешнего облучения персонала. В состав комплекса входит набор дозиметров до 10 тыс. шт. каждого типа, считыватель СТЛ-300, ПЭВМ типа IBM PC с базой данных и принтер.

В настоящее время для определения n-γ-дозы на базе АКИДК-301 разрабатывается комбинированная индивидуальная кассета дозиметра альбедного типа, не нуждающаяся в спектральной поддержке.

Дозиметрический комплекс РАДОС-ИНТРА основан на применении индивидуальных ТЛ-дозиметров фотонного излучения ДТА-01 (энергетический диапазон 0,015 - 5 МэВ) и нейтронных альбедных дозиметров ДВН-А-01, совместимых с термолюминесцентной дозиметрической системой ДОЗАКУС фирмы RADOS. Для регистрации бета-излучения (⁹⁰Sr - ⁹⁰Y) дозиметры имеют «открытое окно». Дозиметры допускают применение до 4 монокристаллических LiF детекторов типа ДТГ-4, ДТГ-4-6, ДТГ-4-7, а также TLD-1006, TLD-1007 и TLD-1011 диаметром 4,5 мм и толщиной 1 мм. Детекторы ДТГ-4 представляют собой фторид лития (Li чистый) LiF: Mg, Ti; ДТГ-4-6 - фторид лития (⁶Li изотоп) LiF: Mg, Ti; ДТГ-4-7 - фторид лития (⁷Li изотоп) LiF: Mg, Ti; TLD-1011 - фторид лития (Li чистый) LiF: Mg, Cu, P; TLD-1006 фторид лития (⁶Li изотоп) LiF: Mg, Cu, Р и TLD-1007 - фторид лития (⁷Li изотоп) LiF: Mg, Cu, P. Диапазон, в котором используются детекторы типа ДТГ-4, ДТГ-4-6 и ДТГ-4-7, 10 мкГр - 10 Гр, а для детекторов TLD-1006, 1007 и 1011 1 мГр - 0 Гр.

Дозиметры с детекторами ДТГ-4 используются в медицине, TLD-1011 - для контроля окружающей среды, индивидуального дозиметрического контроля и в чрезвычайных ситуациях, ДТГ-4-6 (10 мГр - 10 Гр) и TLD-1006 (1 мГр - 10 Гр) - для измерений в нейтронных полях, а ДТГ-4-7 и TLD-1007 - для измерения в гамма- и электронных полях в диапазонах 1 мГр - 10 Гр и 1 мГр - 10 Гр соответственно. Производительность системы 200 детекторов час. К системе прикладывается программное обеспечение ТЛД ИНТРА.

Комплект индивидуальных дозиметров КИД-08С(М) представляет собой модернизированную модель КИД-08, в которой применены детекторы гамма-излучения ТЛД-400 (детекторы ДТГ-4 из LiF) и детекторы бета-частиц ТЛД-580Т. В доработанной кассете дозиметра перед детектором гамма-излучения ДТГ-4 предусмотрен поглотитель толщиной 1 г/см², для «тонких» детекторов ТЛД-580Т предусмотрены «входные окна» толщиной 65 мг/см² или 5 мг/см². В состав прибора входит блок прогрева БХ91С. Управление работой прибора обеспечивается микропроцессором. Прибор имеет интерфейс (422) связи с центральной ЭВМ. В настоящее время разрабатывается детектор нейтронов. Ожидаемые характеристики по диапазону измерения и энергии нейтронов указаны в табл. 3 в скобках.

Для решения задачи учета, контроля, хранения и выдачи дозиметров ДПГ, ДТУ, ALNOR и аналогичных им по размеру дозиметров выпускается Система санкционированного доступа к индивидуальным дозиметрам ССДД-2. Она предусматривает следующие варианты комбинаций дозиметров: ДТУ + ДПГ, ДПГ + ALNOR.

Санкционированный доступ к ячейке хранения осуществляется с помощью персональной пластиковой карты Prox Card II и радиосчитывателя. Поиск и открывание ячейки - по номеру дозиметра или Ф.И.О.

По персоналу осуществляется запись и контроль следующей информации: Ф.И.О., табельный номер, номер цеха (службы), должность, номер дозиметра, номер модуля и ячейки, время изъятия и возврата дозиметров, текущее время нахождения в зоне строгого режима, история нахождения в зоне строгого режима за текущий месяц (вход-выход) и суммарное время нахождения в зоне за текущий день, месяц с выводом на печать, запрет допуска в зону строгого режима с выводом информации о персонале, не допущенном в зону.

При открытии ячейки включается звуковая (отключаемая) и световая сигнализация. Накопленная информация сохраняется при длительных отключениях сетевого питания.

В системе предусмотрена передача информации в локальную сеть с периодичностью не более 7 суток и блокировка, запрещающая открывание последующей ячейки при наличии открытой ячейки. В режимах вспомогательного обслуживания доступ к дозиметрам и кюветам ячеек возможен с помощью блока оперативного управления. Подключение группы модулей к системному блоку - через интерфейс RS-232. В настоящее время практически завершена стадия разработки системы.

В настоящее время разработаны Индивидуальные ТЛ - дозиметры для измерения доз в коже и хрусталиках глаз МКДТ [50]. Поскольку дозиметры МКДТ должны использоваться при различных видах контроля, то, как уже говорилось выше, учитывая необходимость оценки степени поражения кожи при остром аварийном облучении, дозиметр должен обеспечивать определение доз до глубины ≈ 500 мг/см². Для этого дозиметр должен содержать несколько детекторов, расположенных за слоями тканеэквивалентного поглотителя.

Дозиметр для измерения доз на открытых участках кожи (за исключением кожи пальцев рук и ладоней) должны иметь небольшие габаритные размеры (не более 4×4 см²), корпус дозиметра должен быть тканеэквивалентным, гладким и ударопрочным. Дозиметр для измерения доз в коже пальцев рук и ладоней должен быть гибким, эластичным, легкозакрепляемым. Он не должен создавать неудобств при выполнении производственных операций. В связи с этим в дозиметре использованы гибкие эластичные термолюминесцентные детекторы ТТЛД-580 толщиной ≈ 10 мг/см² и диаметром 15 и 9 мм из гомогенной композиции мелкодисперсионного термолюминофора MgB₄O₇ и полиамидной смолы марки ПМ-1.

Разработаны два типа дозиметров: для кожи лица и хрусталиков глаз и кожи пальцев рук, которые могут быть использованы для текущего и аварийного дозиметрического контроля в процессе выполнения производственных операций.

Дозиметры позволяют не только определять дозы в критическом слое 5 мг/см² за покровными слоями 5 мг/см² и 40 мг/см² и на глубине 300 мг/см², но и при необходимости оценивать распределение доз по толщине приповерхностных тканей.

Дозиметр для измерения эквивалентных доз в коже лица и хрусталиках глаз (тип 1) представляет собой составную кассету из ударопрочного, химически- и радиационноустойчивого, тканеэквивалентного материала арилокс марки 2128. Внутри имеются вращающиеся на одной оси подложки-поглотители толщиной 50, 90 и 110 мг/см², на которые помещаются детекторы ТТЛД-580 диаметром 15 мм. Толщина защитного входного окна, за которым находится первый детектор, составляет @ 2 мг/см². Последний детектор-монокристалл фтористого лития ДТГ-4 расположен на глубине 300 мг/см² и служит для измерения доз в хрусталиках глаз. Дозиметр может крепиться на шапочке, воротнике халата или комбинезона.

Анализ глубинных дозовых распределений бета-излучения в тканеэквивалентном материале в диапазоне граничных энергий Е_гр = 150 - 2200 кэВ, полученных с помощью образцовой экстраполяционной камеры, свидетельствует о том, что с погрешностью < 7 % распределение дозы в слое 10 мг/см² может быть аппроксимировано прямой даже при Е_гр = 150 кэВ. Таким образом, среднее значение дозы в слое 10 мг/см² будет соотноситься с серединой толщины детектора, т.е. с глубиной 5 мг/см². При толщине входного окна 2 мг/см² значение измеренной дозы первым детектором соотносится с глубиной @ 7 мг/см², что практически не отличается от нормативной величины в слое 5 мг/см² за экранирующем слоем 5 мг/см².

Дозиметр для измерения доз в коже пальцев рук (тип 2) состоит из набора детекторов ТТЛД-580 диаметром 9 мм, разделенных тканеэквивалентными поглотителями, толщины которых выбраны таким образом, чтобы первые два детектора измеряли дозу на глубине 30 - 50 мг/см², остальные детекторы на глубинах 90, 130 и 240 мг/см². Набор запаян в полиэтиленовый конверт и помещен на самоклеющуюся основу, с помощью которой он крепится на внутренней стороне фаланг пальцев рук.

Прибор, предназначенный для измерения доз в коже лица и хрусталиках глаз и в коже пальцев рук, содержит блок считывания или индикации, в котором предусмотрена связь с ПК.

На основе дозиметров МКДТ завершается разработка Комплекса АКИДК-401 с дозиметрами ДВДС-1 (тип 1) и ДВДС-2 (тип 2). Комплекс АКИДК-401 предназначен для измерения индивидуальных эквивалентной и поглощенной доз слабопроникающего излучения кожи и хрусталиков глаз. В комплексе используются два типа индивидуальных дозиметров (табл. 2 и 3):

• ДВДС-1 - дозиметр для измерения эквивалентной и поглощенной доз в коже и хрусталиках глаз Н_р(0,07), D_p(0,07), H_p(3), D_p(3) и на глубинах (70 - 80) и (170 - 180) мг/см²;

• ДВДС-2 - дозиметр для измерения эквивалентной и поглощенной доз кожи пальцев рук Н_р(0,4), D_p(0,4) и на глубинах (90 - 100) и (130 - 140) мг/см².

В дозиметрах используются тонкие термолюминесцентные детекторы на основе бората магния (ТТЛД-580) толщиной ≈ 10 мг/см² (100 мкм) и детекторы ДТГ-4.

Другие технические характеристики комплекса АКИДК-401:

• линейность в диапазонах измерения, %, не более..................................................... 10

• воспроизводимость дозы 20 мЗв, %, не более........................................................... 7,5

• порог измерения фотонов (бета-частиц), мЗв, не более.................................... 0,05(2)

Таблица 3. Объекты контроля и характеристики дозиметров ДВДС

• однородность партии дозиметров, %, не более......................................................... 30

• изотропия для углов падения от 0° до 60°, %, не более............................................ 15

• производительность обработки дозиметров ДВДС-1 и ДВДС-2 за смену, не менее ............................................................................................................................................... 30.

На дозиметрах обоих типов нанесены маркировка и порядковый номер. Номер дозиметра вносится в компьютер оператором.

Кроме вышеуказанного кожного дозиметра разработан и прошел испытания Кожный дозиметр на основе нового высокочувствительного тканеэквивалентного материала LiF: Mg, Cu, Р [51]. Его чувствительность в 20 - 65 раз выше, чем у общепризнанных кристаллофосфоров на основе LiF: Mg, Ti, а высокая технологичность обусловила его применение в тонкослойных кожных детекторах для адекватного измерения доз в полях низкоэнергетического электронного β- и фотонного излучения.

Были изготовлены два типа дозиметров. Первый тип был получен методом осаждения на алюминиевую фольгу толщиной 0,57 мм (21 мг/см²). Толщина чувствительного слоя при этом составляла 19 - 27 мкм (5 - 7 мг/см²). Затем фольгу разрезали на квадраты размером 4×4 мм, которые и использовались в качестве детекторов излучения с обозначением LiF: Mg, Cu, P(Al).

Второй тип был получен аналогичным образом. В качестве подложки в нем была применена таблетка Æ 4,5×0,9 мм из нечувствительного к излучению LiF, на которую предварительно наносился слой алюминия толщиной 1 мг/см², а затем - слой чувствительного материала LiF: Mg, Cu, P толщиной 5 - 7 мг/см². Второй тип детекторов является прототипом детекторов, совместимых с картой дозиметра RADOS (таблетки Æ 4,5×0,9 мм), пригодных для автоматического измерения. Он обозначен как TLD-1011T.

Коэффициент вариаций по результатам воспроизводимости отклика детекторов не превышает 4 % против требуемых 7,5 %, что указывает на соответствие обоих типов детекторов требованиям ГОСТ Р МЭК 1066-93 по указанному параметру.

Дозовая зависимость для каждого из трех основных пиков детектора первого типа линейна в диапазоне доз от 30 мкГр до 18,5 Гр.

Детекторы первого типа можно применять в многослойных сэндвич-детекторах, состоящих из нескольких таких детекторов, для оценки спектрального состава β-излучения.

Следует также отметить выпускавшиеся в 80 - 90 г.г. Комплекты дозиметров термолюминесцентных КДТ-02, КДТ-02М, ТДК-01У, ТДК-02У и Дозиметры термолюминесцентные ДТУ-01, которые до сих пор широко используются на предприятиях Министерства и АЭС.

В табл. 4 - 6 приведены краткие характеристики комплекса ГНЕЙС, успешно используемого для дозиметрического контроля в течение нескольких десятков последних лет, и Трекового комплекса для нейтронной дозиметрии КОРДОН, освоение выпуска которого в полном комплекте (кроме «Кордон-П-ТО») завершено в 2001 г.

Аварийными дозиметрами ГНЕЙС дополнительно оснащают персонал в условиях, когда помимо бета- и гамма-излучения возможно воздействие нейтронного излучения [52]. Для измерения дозы гамма-излучения и её распределения по телу дозиметры размещают на груди и спине. Индивидуальные аварийные дозиметры ГНЕЙС позволяют определять отдельные компоненты дозы: гамма- и бета-излучений, тепловых и медленных нейтронов, а также промежуточных и быстрых нейтронов. Для этого в кассете ГНЕЙС содержится 8 дозиметров. Для гамма-излучения в ней имеются два одинаковых дозиметра ИКС.

Таблица 4. Аппаратура индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения с дозиметрами-накопителями

Керму медленных нейтронов измеряют дозиметрами ИКС с детектором ПСТ-Л. Показания этого дозиметра являются суммой показаний от дозы гамма-излучения и дозы тепловых и медленных нейтронов, причем дозовая чувствительность к нейтронам примерно в 100 раз больше чувствительности к фотонному излучению. Для определения кермы тепловых и медленных нейтронов из показаний ПСТ-Л вычитают показания дозиметра фотонного излучения с учетом чувствительности к фотонному излучению, а полученную разность делят на дозовую чувствительность ПСТ-Л к тепловым и медленным нейтронам.

Для измерения кожной дозы бета- и фотонного-излучения в кассете ГНЕЙС имеется кожный дозиметр ИКС с детектором ПСТ-Т.

Для измерения кермы промежуточных и быстрых нейтронов в кассете ГНЕЙС используется дозиметр ДИНА с двумя трековыми детекторами.

Детектор ДИНА основан на реакции деления ²³⁷Np, энергетическая зависимость которого неплохо воспроизводит энергетическую зависимость тканевой кермы промежуточных и быстрых нейтронов. Мишень из нептуния размещена в борном фильтре. Осколки деления ²³⁷Np регистрируются слюдяным или стеклянным трековым детектором. Поскольку процесс определения дозы таким детектором достаточно длительный, для быстрой первичной оценки дозы нейтронов в кассете ГНЕЙС имеется ещё активационный детектор из родиевой фольги.

Конструктивно в корпусе кассеты ГНЕЙС размещены 2 дозиметра гамма-излучения ПСТ и два дозиметра медленных нейтронов с детекторами ПСТ-Л. Дозиметр промежуточных и быстрых нейтронов ДИНА с двумя трековыми детекторами, изомерный родиевый детектор и кожный дозиметр дозы с детектором ПСТ-Т размещены в крышке кассеты, которая надвигается на корпус.

Показания детекторов (ПСТ, ПСТ-Л, ПСТ-Т), входящих в дозиметр ГНЕЙС, определяют с помощью измерительного пульта комплекта ИКС-А.

В нормальных условиях работы дозиметры ГНЕЙС используют также для определения суммарной дозы, полученной персоналом за длительное время (квартал, год). В этом случае не определяют показания родиевого дозиметра. В показания дозиметров ИКС вводят поправки на спад показаний. Ограничением для длительного применения нейтронных дозиметров ДИНА является дополнительное облучение персонала, носящего эти дозиметры от входящих в него делящихся мишеней из нептуния. По оценкам они давали дополнительный вклад в облучение до 1,4 рад в год.

Таблица 5. Нейтронные дозиметры типа «Кордон»

Трековый комплекс «Кордон» предназначен для текущего, оперативного и аварийного индивидуального и зонного контроля нейтронных доз (Н_р(10) и/или поглощенная доза) в диапазоне энергий нейтронов от 0,4 эВ до 15 МэВ, а также для измерений энергетических характеристик нейтронных полей на реакторах, критсборках, ускорителях, нейтронных генераторах, изотопных источниках нейтронов, судах с ЯЭУ и т.п. [табл. 5, 6].

В настоящее время к применению предлагаются: сертифицированный комплекс «Кордон-2», включающий в себя Индивидуальный повседневно-аварийный дозиметр «Кордон-2-ТОА» и Индивидуальный повседневно-оперативный дозиметр «Кордон-1-ТО», а также сертифицированный комплект пороговых детекторов нейтронов «ДНЕСТР». Для обработки детекторов и считывания информации применяется аппаратура АИСТ-ТРАЛ. В 2003 году планируется сертификация Индивидуального аварийного дозиметра нейтронов «Кордон-2-А», Зонного дозиметра-индикатора жесткости спектра нейтронов «Кордон-2-ЗИ» и Зонного дозиметра «Кордон-1-З».

Индуцированные нейтронами осколки деления регистрируются трековыми детекторами - тонкими лавсановыми пленками. Химическая обработка детекторов и автоматический подсчет проводится с помощью аппаратуры АИСТ-ТРАЛ с передачей информации на персональный компьютер. Отношения показаний детекторов мягкой (²³⁵U) и жесткой (²³²Th) частей спектра используются в качестве индикатора жесткости спектра для определения дозовой цены отсчета дозиметра в нейтронных полях разной жесткости с помощью калибровочной кривой, рассчитанной для данного класса нейтронных полей или определяемой в специальных измерениях непосредственно на предприятиях. Для расширения диапазона измерений, повышения их надежности и экспрессного предварительного определения диапазона дозы при авариях дозиметры дополнительно снабжены стеклянным трековым детектором. Вклад дополнительного облучения персонала от применения дозиметров с мишенями ²³⁵U особой чистоты примерно в 300 раз меньше, чем в случае применения дозиметров с нептуниевыми мишенями, например, нейтронных дозиметров ДИНА.

Комплект пороговых детекторов нейтронов ДНЕСТР состоит из различных мишеней, фильтров, трековых лавсановых и нитратцеллюлозных детекторов, регистрирующих нейтроны по ядерным реакциям деления и (n, α). Набор устанавливается в обследуемом помещении. После экспозиции, травления и подсчета числа треков на детекторах с использованием комплекта АИСТ-ТРАЛ определяются скорости реакций на каждой мишени и с помощью специальной компьютерной программы рассчитывается дифференциальный спектр энергий нейтронов. Данные по спектру могут использоваться для расчета доз в данном помещении во время аварии, для получения карт нейтронных полей разной жесткости при повседневной работе, для уточнения дозовой чувствительности индивидуальных дозиметров.

Диапазон измерения энергии нейтронов с помощью сертифицированного комплекта 0,4 эВ - 15 МэВ. Компоненты и пороги регистрации: ²³⁵U + Cd, ²³⁵U + 10 В (0,4 эВ - 100 эВ), ²³⁷Np, ²³⁸U, ²³²Th (0,7 - 1,5 МэВ), ³²S, НЦ (1,8 - 3 МэВ). При добавлении мишеней ²⁰⁹Bi (~ 70 МэВ); Cu, Cd (~ ГэВ) диапазон измерений расширяется до ~ ГэВ. Среднеквадратическая погрешность измерения скоростей реакции делительными детекторами без статистической погрешности < 12 %, минимальный измеряемый флюенс нейтронов (для разных спектров) промежуточных - (0,3 - 1,2) · 10⁵ см^-2; быстрых - (6 - 36) · 10⁵ см^-2.

Диапазон и погрешность установления температур термостатом ТРАЛ-1м 35 - 70 °С и 0,2 °С; количество одновременно протравливаемых детекторов - 60 шт.; продолжительность травления - 40 - 120 мин. Продолжительность счета треков прибором АИСТ-2В на 1 см² < 3 мин, воспроизводимость счета - 0,5 - 2 %

В настоящее время в стадии завершения находятся работы по созданию Полупроводниковых дозиметров гамма-нейтронного (ДОПИНГ) и нейтронного (ДИНГО) излучения, которые могут использоваться в качестве индивидуальных аварийных дозиметров. Они имеют целый ряд достоинств: высокую чувствительность, линейный характер зависимости выходных параметров от дозы облучения, малые габариты, возможность дистанционных измерений, малый фединг и высокую степень дискриминации по отношению к сопутствующим излучениям.

Таблица 6. Аппаратура индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения с дозиметрами-накопителями

Прибор состоит из измерительного пульта и кассеты с детекторами нейтронного излучения. В качестве детекторов использован p-i-n-диод, изготовленный из высокоомного n-кремния методом ионной имплантации бора.

Технические характеристики нейтронного дозиметра:

• диапазон энергий нейтронов.................................................... от тепловых до 15 МэВ

• диапазон кермы на поверхности тела.......................................................... 10³ - 10² Гр

• фединг при 20 °С, не более............................................................................... 15 %/мес

• погрешность измерения поглощенной дозы, не более.......................................... 25 %

• коэффициент дискриминации по отношению к гамма-излучению, не хуже..... 1000

• подготовка кассеты с датчиками к измерению, не более................................... 1 мин

• время считывания показаний, не более...................................................................... 5 с

• габаритные размеры кассет......................................................................... Æ 10×40 мм

• масса............................................................................................................................. 15 г

Используемый в настоящее время аварийный дозиметр ГНЕЙС имеет ряд недостатков, хорошо известных специалистам в области аварийной дозиметрии. Это, прежде всего, дополнительное локальное облучение в месте ношения дозиметра, а также трудоемкость получения информации, характерная для используемого в ряде дозиметрических приборов трекового метода. Проведенные исследования, направленные на автоматизацию процесса измерения трековых регистраторов, показали, что возможно снизить время получения информации путем использования метода искрового пробоя, но он не дает необходимой точности получаемой информации. Поэтому переход на аварийные дозиметры, в основе которых лежат полупроводниковые детекторы нейтронного излучения выглядит наиболее перспективным.

Если при возникновении аварий на исследовательских ядерно-опасных участках возможно пострадавшими будут 1 - 3 человека, то при авариях в промышленности (на АЭС, комбинатах и т.п.) пострадать могут гораздо больше человек. В этом случае разработанные полупроводниковые детекторы будут более эффективными: информация о поглощенной дозе будет получена в кратчайший срок и с не меньшей точностью, чем это позволяет сделать дозиметр ГНЕЙС.

Следует отметить, что применяемые в ряде стран (особенно в Канаде) пузырьковые дозиметры нейтронов в нашей стране еще не вышли на стадию промышленного изготовления.

Индивидуальные электронные прямопоказывающие сигнальные дозиметры и системы ИДК на их основе. В табл. 7 приведены основные характеристики миниатюрных (карманных) электронных прямопоказывающих дозиметров [39, 42, 44, 53, 54]. В основном они предназначены для измерения индивидуального эквивалента и/или мощности индивидуального эквивалента дозы, сигнализации при превышении определенных значений по дозе и/или мощности дозы и должны носиться в нагрудном кармане спецодежды либо внутри него. Некоторые портативные приборы используются для оперативного контроля.

В качестве детекторов в этих приборах в основном применяют газоразрядные счётчики различной чувствительности типа СБМ-20, СБМ-21, СИ-29БГ, СИ-34 и т.д., полупроводниковые (в основном кремниевые) детекторы, а также миниатюрные сцинтилляционные детекторы. Преимуществом полупроводниковых и сцинтилляционных детекторов является возможность измерения мощности дозы и дозы как непрерывного, так и импульсного излучения, проведение в ряде случаев спектрометрических измерений. Для выравнивания энергетической зависимости чувствительности детекторы излучения снабжают фильтрами различного состава и различной конструкции. Измерительная и вспомогательная информация в приборах обычно выводится на цифро-аналоговые жидкокристаллические и светодиодные дисплеи (табло), а также с помощью отдельных светодиодов. Питание приборов осуществляется от малогабаритных батарей или аккумуляторов.

В соответствии с рекомендациями ТК 45МЭК «Ядерное приборостроение» диапазон измерений по индивидуальному эквиваленту дозы для нормальных условий может составлять 4 - 6 десятичных порядков и находиться в пределах от 1 мкЗв до 1 Зв [53]. Диапазон измерений по мощности индивидуального эквивалента дозы может составлять от 1 мкЗв/ч до 1 Зв/ч. Диапазон порогов сигнализации по дозе и мощности дозы может составлять 3 - 5 десятичных порядков, например, с такими значениями: 3 мкЗв, 30 мкЗв, 0,3 мЗв, 3 мЗв, 30 мЗв, 300 мЗв и 3 мкЗв/ч, 30 мкЗв/ч, 0,3 мЗв/ч, 3 мЗв/ч, 300 мЗв/ч, соответственно. Энергетический диапазон по фотонному излучению 17(50) кэВ - 1,5 МэВ, по бета-излучению более 2,0 МэВ и для нейтронов - от тепловых до 15 МэВ. Для индивидуального эквивалента дозы облучения кожи Н_р(0,07) энергетический диапазон по фотонному излучению составляет 5(10) - 250 кэВ и для бета-излучения более 60 кэВ (энергия, необходимая для прохождения мертвого слоя кожи 0,07 мм).

Относительная погрешность измерений составляет по эквиваленту дозы не более ± 15 %, а по мощности эквивалента дозы не более ± 20 %, по порогам сигнализации - ± 20 %. Энергетическая зависимость чувствительности при энергии фотонов от 50 кэВ до 1,5 МэВ не более ± 30 %, а при энергии фотонов 6 МэВ - -50 ÷ +100 %. Температурный диапазон -10 ÷ +40 °С (минус 25 ÷ +50 °С).

Для аварийных условий диапазон измерений поглощенной дозы приборами, в том числе переносными, находится в пределах 0,1 мГр - 10 Гр.

Преимущество электронных прямопоказывающих дозиметров заключается в возможности снятия информации в текущий момент времени, предупреждении оператора при вхождении в зону с повышенным уровнем радиации, обеспечении визуальной и звуковой сигнализацией при превышении установленного порога по дозе и/или мощности дозы.

Из приведенных в табл. 7 дозиметров следует отметить приборы, позволяющие измерять как дозу, так и мощность дозы, обеспечивающие сигнализацию при превышении порогов по дозе или мощности дозы (ДКГ-14П, ДКГ-12П3, ДКГ-04, ДКГ-03Д, ДКГ-04Д, ДКГ-05Д, ДИН-01, ДКБН-01, ДКГ-14П, ДКГ-02, «Фотон», ДКГ-10 и др.). Необходимо также отметить в этой группе дозиметры с полупроводниковыми и сцинтилляционными детекторами, позволяющими проводить измерения в импульсных полях излучения (DG-101, ДКР-04, ДКГ-05Д, ДИН-01, ДКБН-01, «Фотон»), а также дозиметры, позволяющие измерять дозу и мощность дозы в рентгеновской области спектра (ДКР-04, ДИН-01, ДКГ-14П), и нейтронный дозиметр ДКБН-01

Следует также отметить, что дозиметр ДКГ-14П предназначен для контроля облучения рук и всего тела операторов, занятых, например, переработкой ядерных или радиоактивных материалов, расфасовкой медпрепаратов, содержащих радионуклиды, оценкой эффективности средств защиты от ионизирующих излучений.

При контроле облучения рук детекторы со счетчиками СБМ-21 закрепляются на запястьях, при контроле всего тела помещаются в нагрудный карман. Детекторы соединены с прибором, носимом в нагрудном кармане спецодежды, гибким кабелем, по которому передаются сигналы со счетчиков и питание.

Использование электронных прямопоказывающих и «слепых» (без дисплея) дозиметров, в которых обеспечена возможность снятия информации по каналам связи, в системах электронной индивидуальной дозиметрии позволяет за счет оперативного обеспечения равномерной дозовой нагрузки персонала уменьшить максимальную дозовую нагрузку на отдельных лиц. Первые образцы дозиметрических систем с такими дозиметрами «Козодой» были разработаны в СНИИП более 20 лет назад.

В настоящее время на основе электронных прямопоказывающих дозиметров ДИН-01 построена Система электронной индивидуальной дозиметрии ДИН. Дозиметры ДИН-01 хранятся в кассах зарядного устройства, имеющих 10 - 20 ячеек в каждой. При выдаче дозиметра персоналу в него из базы данных заносится вся необходимая информация. Одновременно дозиметрист-оператор устанавливает требуемые пороги по дозе и мощности дозы. После возвращения дозиметров в кассу накопленная информация считывается в базу данных, память дозиметра очищается, и он, после зарядки источника питания, может быть выдан другому лицу. Группы касс устанавливаются в саншлюзах, на постах дежурных дозиметристов и, посредством локальных сетей ПЭВМ, объединяются в единую дозиметрическую базу данных.

Таблица 7. Миниатюрные электронные прямопоказывающие дозиметры для индивидуального и оперативного контроля

Продолжение таблицы 7.

Примечание ^* - ДИН-01 - прямопоказывающий дозиметр системы индивидуальной дозиметрии ДИН, модификация дозиметра ДКГ-05Д с торцевой индикацией используется в системе АСИДК; ^** - доза непрерывного и импульсного фотонного излучения; ^*** - мощность дозы импульсного фотонного излучения; ^**** - ДКГ-02 - прямопоказывающий дозиметр системы ИДК гамма-излучения, новый сертификат СИ получен на первый отечественный прямопоказывающий сигнальный дозиметр ДКС-04, не вошедший в таблицу и измеряющий величины  и .

На основе модификации дозиметра ДКГ-05Д с торцевой индикацией построена Автоматизированная система индивидуального дозиметрического контроля предприятия (АС ИДК). Она состоит из считывающего устройства, зарядного устройства кассетного типа на 16 дозиметров и программного обеспечения.

Связь считывающего устройства с ПЭВМ осуществляется по каналу RS232. Обмен информацией дозиметра со считывающим устройством обеспечивается инфракрасным каналом. Дозиметр имеет звуковую и световую сигнализации.

На основе цифровых «интеллектуальных» дозиметров гамма-излучения разработана и находится в стадии сертификации Система индивидуального дозиметрического контроля с дозиметрами «Лотос-6» и «Лотос-7». В данную систему, как и в систему «Козодой», входят «слепые» дозиметры ДКГ-01 («Лотос-6») и прямопоказывающие цифровые дозиметры ДКГ-02 («Лотос-7») с энергонезависимой памятью, количество которых в комплекте определяется потребителем, считывающее устройство, устройство обработки и хранения дозиметрической информации (ПЭВМ) и программное обеспечение.

Характеристики прямопоказывающего дозиметра гамма-излучения ДКГ-02 приведены в табл. 7. «Слепой» дозиметр ДКГ-01 имеет 2 режима работы: с выводом измеренных значений мощности дозы и дозы по вызову. Диапазоны измерения мощности дозы от 1 до 3 · 10⁴ мкЗв/ч и накопленной дозы от 10 до 1,5 · 10⁶ мкЗв. Энергетический диапазон от 0,06 до 3,0 МэВ. Детектор - счетчик СБМ-10. В дозиметре предусмотрена установка порогов по мощности дозы и накопленной дозе. Хранение информации осуществляется в энергонезависимой памяти. Считывание информации проводится через устройство считывания. Диапазон температур -10 ÷ +35 °С. Габаритные размеры 90×55×20 мм, масса 100 г.

Разработка прямопоказывающего дозиметра нейтронов ДКБН-01 находится в с тадии завершения.

Актуальной является разработка портативного прямопоказывающего дозиметра для определения индивидуального эквивалента дозы и мощности дозы облучения кожи лица и хрусталика глаза.

На основе отечественной ТЛД дозиметрической системы АК ИДК-201 с ТЛ-дозиметрами ДТЛ-01 и считывателями СТЛ-200 и прямопоказывающих дозиметров RAD 52S и считывателей ADR-25 фирмы RADOS Technology Оу (Финляндия) построена Автоматизированная система ИДК фотонного излучения персонала первого блока Волгодонской АЭС. Система обеспечивает автоматический контроль за внешним облучением персонала, автоматический процесс считывания и записи доз, оперативное отображение дозовой нагрузки, автоматический расчет эффективной дозы облучения, принятие решения по использованию персонала в зоне облучения, формирование вывода на экран выборочной информации, автоматически форматирует вывод отчетной документации из базы данных и т.д. В дальнейшем к этой системе будет подключен комплекс АК ИДК-301, позволяющий обеспечить контроль облучения персонала нейтронным излучением.

Примечание. Бытовые дозиметры в Рекомендациях не рассматриваются, поскольку они являются индикаторными приборами, а не средствами измерений, и предназначены для выявления населением радиоактивных загрязнений в быту.

Носимые портативные дозиметры и многофункциональные дозиметры-радиометры для оперативного дозиметрического контроля. В табл. 8 приведены основные характеристики этих приборов [39, 42, 55, 56]. В этих приборах применяют малогабаритные детекторы. В результате этого масса таких приборов не превышает 0,6 кг. Они используются для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы, а также для измерения (оценки) амбиентного эквивалента дозы, знание которой необходимо персоналу для выработки оптимального режима работы при выполнении определенной операции.

Кроме того, дополнительно эти приборы позволяют измерять плотность потока бета-частиц и, в ряде случаев, измерять (индицировать) плотность потока альфа-частиц (ИРД-02, МКС-08П, МКС-09). Поисковые дозиметры-радиометры часто комплектуются телескопической штангой, на которую устанавливается блок детектирования или только детектор.

На основе прибора ИРД-02 разработана его модификация - поисковый радиометр-дозиметр МКС-10П, в котором в отличие от ИРД-02 детектор-счетчик СБТ-10А установлен на шарнире на конце раздвижной штанги, а измерительный пульт установлен на основании штанги. Измерительный пульт имеет разъем для подключения наушников, которые позволяют определять по частоте звуковых сигналов тенденцию изменения уровня радиационного поля.

Поисковый дозиметр ДПГ-02СБ, в котором в качестве детектора используется счётчик СБТ-10, имеет диапазон измерений 10 - 10⁴ мкР/ч, комплектуется солнечной батареей для подзарядки аккумуляторов и телескопической штангой. Температурный диапазон прибора -40 ÷ +50 °С. Прибор сертифицирован.

Прибор ДКГ-01Д имеет стандартный интерфейс связи с ПК. Он может накапливать до 1000 результатов измерений, проводимых через установленное время.

Прибор ДКГ-02У («Арбитр») - более современная модель широко используемого дозиметра ДРГ-01Т1. В обеих моделях в качестве детекторов применены одинаковые типы и количество газоразрядных счетчиков. Поэтому они имеют близкие технические характеристики.

Прибор МКС-09 за счет своих малых габаритных размеров может носиться в нагрудном кармане спецодежды и после дополнительных испытаний может использоваться для измерения индивидуального эквивалента дозы.

Примечание. Из-за ограниченного объема представленных характеристик прибор ДПГ-02СБ и ряд других приборов в таблицах не представлены.

Для приборов (МКС-08П и МКС-09) предполагается измерение удельной активности воды, пищевых продуктов, материалов и т.д.

В табл. 8 не внесен портативный гамма-бета-радиометр ДРГБ-01 «ЭКО-1», поскольку он не соответствует ГОСТ 27451-87, предъявляемым к профессиональным радиометрам. Применение этого прибора в качестве штатного средства измерения объемной активности гамма-бета-излучающих радионуклидов в Центрах ГСЭН и лабораториях радиационного контроля недопустимо, т.к. это приводит к нарушению достоверности радиационного контроля (письмо Федерального центра Госсанэпиднадзора Минздрава России, Центра метрологии ИИ ГП «ВНИИФТРИ» Госстандарта России. АНРИ, № 3, 1998, с. 48).

Носимые дозиметры и многофункциональные дозиметры-радиометры для оперативного радиационного контроля. В табл. 9 приведены основные характеристики этих приборов [39, 42, 56]. Они характеризуются применением более сложных детекторов. В их состав входят наборы различных газоразрядных счетчиков, различные виды сцинтилляционных счетчиков, ионизационные камеры и др. В связи с этим их масса находится в пределах от 0,6 до 15 кг. Как правило, эти приборы обладают более широкими функциональными возможностями, содержат память и имеют канал связи с ПЭВМ.

Радиометры-дозиметры типа МКС-01С, МКС-03С, модификации прибора РЗС, МКС-07П, ДКС-96 и МКС-А02 предназначены для комплексного радиационного контроля производственных помещений, рабочих мест, установок и окружающей среды. Они содержат модификации или набор блоков детектирования гамма-, рентгеновского-, бета-, альфа- и нейтронного излучения, позволяющих выполнять основные задачи оперативного радиационного контроля. Приборы могут обеспечивать хранение в памяти результатов измерения, передачу через стандартный канал (например, RS-232C) хранимой информации в ПЭВМ, запоминать информацию при работе в «дежурном» режиме. Для удобства работы приборы могут быть обеспечены наушниками.

Приборы РЗС-10HP и РЗС-10HPЗ и ДКС-96Г предназначены для измерения импульсного фотонного, в том числе мягкого рентгеновского излучения.

Приборы РЗС-10HP и РЗС-10HPЗ обеспечивают измерение дозы импульсного фотонного излучения, а прибор ДКС-96Г - измерение мощности дозы одиночных импульсов фотонного излучения (при мощности дозы до 1,5 Зв/с длительностью от 0,3 мкс до 18,5 мс) и измерение мощности эквивалентной дозы периодически следующих импульсов (если усредненная мощность дозы не превышает 1 Зв/ч, длительность импульса не менее 0,3 мкс, доза в импульсе не более 0,1 Зв, а пиковое значение мощности дозы в импульсе не превышает 1,5 Зв/с). Эта характеристика приборов является важной при радиационном контроле рабочих мест и помещений, когда вблизи работают медицинские и промышленные аппараты, создающие импульсные поля фотонного излучения.

Таблица 8. Носимые портативные дозиметры и многофункциональные дозиметры-радиометры для оперативного радиационного контроля

Продолжение таблицы 8.

Примечание. ^* - мощность дозы в мР/ч; ^** - по документации прибор измеряет мощность эквивалентной дозы; ^*** - режим индикации, ^**** - в приборах ДРГ-01М, ДКГ-01Д и модифицированном варианте ДКГ-02У «Арбитр-М» имеется память и интерфейс связи с ПЭВМ.

Радиометр РПН-12П предназначен для измерения плотности потока тепловых и быстрых нейтронов (Е_n = 0,5 - 5 МэВ, φ_n = 1 - 10⁴ нейтр./с · см² - быстрые нейтроны, φ_n = 0,5 - 5 10³ нейтр./с · см² - тепловые нейтроны).

Универсальный радиометр-спектрометр МКС-АО2 предназначен для локализации радиоактивных источников, измерения количественных характеристик альфа-, бета-, гамма- и нейтронного излучения, идентификации гамма-излучающих радионуклидов, хранения измеренных гамма-спектров для их возможной обработки на ПЭВМ. Прибор используется для радиоэкологического мониторинга территорий. Он предназначен для работы в лабораторных и в полевых условиях.

Радиометр-спектрометр МКС-АО2 представляет собой переносной прибор, имеющий встроенный сцинтилляционный детектор гамма-излучения, два нейтронных детектора и внешний детектор альфа- и бета-излучения. Нейтронные детекторы выполнены в виде трубок с газом ³Не под давлением 8 атм., помещенных в замедлитель из полиэтилена. Детекторы работают в пропорциональном режиме. В комплект поставки входит детектор альфа- и бета-излучения БДС-АБ1.

Предусмотрена работа прибора в двух режимах: оперативном и экспертном. Он выполняет четыре основные функции: поискового прибора, дозиметра, радиометра и спектрометра. В качестве спектрометра прибор позволяет накапливать гамма-спектры, выводить их на дисплей и проводить идентификацию изотопов. В памяти прибора может храниться до 30-ти спектров.

Выпускаются 4 модификации прибора: МКС-АО2-1М (α, β, γ, n), МКС-АО2-2М (α, β, γ), МКС-АО2-3 (γ, n), MКC-AО2-4 (γ), масса которых составляет 4,8; 4,1, 3,6; 2,9 кг соответственно. Масса блока детектирования БДС-АБ1 - 1,2 кг.

Значения минимальных обнаруживаемых активностей источников гамма-излучения в поисковом режиме (с вероятностью 0,5 при доверительной вероятности 95 % при гамма-фоне не более 25 мкР/ч, на расстоянии 0,2 м при движении прибора со скоростью ~ 0,5 м/с с погрешностью 20 %) составляют для ¹³³Ва - 55 кБк, для ¹³⁷Cs - 100 кБк, для ⁶⁰Со - 50 кБк. Значение минимально обнаруживаемого потока нейтронов от источника ²⁵²Cf в тех же условиях составляет 6,0×10³ нейтр./с.

Диапазон регистрируемых энергий гамма-спектра 0,005 - 3 МэВ, относительное энергетическое разрешение по линии ¹³⁷Cs 662 кэВ не более 8 %, интегральная нелинейность 1 %, максимальная входная загрузка гамма-канала 5 · 10⁴ имп./с. Число каналов АЦП - 1024, временная нестабильность - 1 %, температурная нестабильность не более 0,1 %/°С.

Среди носимых портативных дозиметров и многофункциональных дозиметров-радиометров, в которых в качестве детекторов использованы газоразрядные счетчики, следует выделить приборы ДКГ-02У («Арбитр»), ДРБП-01А, ИРД-02, МКС-08П («Навигатор») и МКС-09, среди носимых дозиметров и многофункциональных дозиметров-радиометров со сцинтилляционными детекторами - ИМЭД-1, МКС-06НМ («Инспектор»), разновидности прибора РЗС-10Н, а также приборы МКС-07П, МКС-АО2.

Применение в приборах ДРБП-01А, ИРД-02 (МКС-10П), МКС-08П, МКС-09 торцевых газоразрядных счетчиков СБТ-10А, СИ-8Б, «Бета-1» с большим по площади и тонким входным окном обеспечивает высокую чувствительность этих приборов, позволяет оперативно контролировать радиоактивное загрязнение большой поверхности. По сравнению со стальными цилиндрическими счетчиками, торцевые счетчики обеспечивают регистрацию бета-частиц в более широком энергетическом диапазоне за счет детектирования частиц с малыми энергиями. Эти счетчики после отбора по специальной методике обеспечивают регистрацию альфа-излучения.

Таблица 9. Носимые дозиметры и многофункциональные дозиметры-радиометры для оперативного радиационного контроля

Продолжение таблицы 9

Примечание. ^* - приборы ИМЭД-1 и РЗС-10Н3 без специальной методики измеряют мощность дозы или дозу, которые являются сочетанием указанных в таблице величин, в рекламных материалах на прибор РЗС-10НР3 указано, что он проводит измерение эффективной дозы; ^** - мощность дозы в мкР/ч; ^*** - мощность дозы в мкГр/ч для блоков БДЗС-02С1 и БДРГ-27,соответственно; ^**** - мощность поглощенной дозы в мкрад/ч.

Продолжение таблицы 9.

Продолжение таблицы 9

Примечание ^* - прибор ДКС-96 имеет память на 1000 результатов измерений и интерфейс связи с ПЭВМ; ^** - проводит измерение импульсного излучения при частоте следования импульсов ≤ 10 Гц в режиме измерения мощности дозы, а в режиме измерения дозы с любой частотой, в т.ч. и единичных; ^*** - плотность потока, фот./с · см².

Продолжение таблицы 9.

Примечание ^* - по рекламным материалам прибор измеряет мощность эквивалентной дозы; ^** - при энергии фотонов 0,065 - 3,0 МэВ; ^*** - при погрешности 40 %; ^*** - имеется интерфейс RS-232 для связи с ПЭВМ.

Использование приборов со счетчиками, имеющими прямоугольное входное окно, например, со счетчиками СБТ-10А, позволяет более эффективно обнаруживать радиоактивные загрязнения, особенно по краям исследуемых прямоугольных поверхностей предметов, материалов и др. (столов, оборудования, листов металла, пластмассы, денежных билетов и т.д.).

Еще одно преимущество дозиметрических и радиометрических приборов с газоразрядными счетчиками - их относительно невысокая стоимость.

Приборы ИРД-02, МКС-08П, МКС-09 имеют очень удобный для оперативного поиска и измерений радиоактивных источников, загрязнений и аномалий режим, при котором смена показаний осуществляется через каждые 2 с (практически непрерывно) при времени установления показаний около 40 с, а также имеют звуковую сигнализацию. Они содержат минимальное число органов управления. Для проверки работоспособности приборы ИРД-02 и МКС-08П снабжены контрольным источником излучения ⁹⁰Sr - ⁹⁰Y, активность которого меньше минимально значимой удельной активности, и на которые не распространяются требования Норм и Правил.

В качестве источников питания в приборах применены малогабаритные батареи и аккумуляторы. К аккумуляторам придается зарядное устройство. Кроме того, к приборам ИРД-02 и МКС-08П придается сетевой адаптер, что обеспечивает возможность длительной непрерывной работы.

Дозиметр-радиометр ИРД-02 имеет сертификат средства измерения СИ и санитарно-эпидемиологическое заключение. Он является в настоящее время наиболее массовым оперативным носимым многофункциональным дозиметром-радиометром. На конец 2001 г. в эксплуатации в России и за рубежом находится около 10000 этих приборов. Они успешно применяются на производстве и в службах РБ предприятий Минатома, Минсельхозпрода, МПО и СК «Радон», полигонах захоронения, Центрального, Сберегательного и многих коммерческих банков, органах Госсанэпиднадзора Минздрава России, ГИБДД, службах безопасности высших органов власти и др.

Интеллектуальный микропроцессорный радиометр-дозиметр МКС-08П («Навигатор») является новейшей модификацией приборов типа ИРД-02. Государственные приемочные испытания по прибору МКС-08П должны завершиться во второй половине 2003 г.

По сравнению с радиометром-дозиметром ИРД-02 МКС-08П обеспечивает измерение мощности амбиентного эквивалента дозы в более широком диапазоне, измерение амбиентного эквивалента дозы, что очень удобно пользователю для оценки набираемой или набранной дозы, имеет расширенный энергетический диапазон регистрируемых фотонов, расширенный диапазон измерения плотности потока бета-частиц, обеспечивает измерение объемной активности проб окружающей среды с помощью прилагаемой кюветы, а также измерение плотности потока альфа-частиц. С помощью микропроцессора в приборе проводится автоматическая обработка и усреднение результатов измерений и их цифровое и аналоговое представление на матричном дисплее.

В портативном интеллектуальном дозиметре-радиометре МКС-09 в качестве детектора применен торцевой газоразрядный счетчик с тонким входным окном «Бета-1». Как уже отмечалось, прибор, благодаря своим малым габаритным размерам и массе, может носиться в нагрудном кармане спецодежды и использоваться как индивидуальный дозиметр. Для удобства пользования измерение мощности дозы может осуществляться в режиме интенсиметра со сменой показаний через 1 с. Предусмотрена возможность установления времени снятия показаний оператором от нескольких секунд до 30 мин. При обеспечении заданной погрешности время установления показаний автоматическое. В приборе предусмотрена пороговая сигнализация по мощности дозы и дозе. Отображение результатов измерений осуществляется с помощью матричного цифро-аналогового жидкокристаллического дисплея.

Сцинтилляционные носимые дозиметры и многофункциональные дозиметры-радиометры ИМЭД-1, МКС-06НМ, модификации прибора РЗС-10Н, а также дозиметры-радиометры МКС-07П, МКС-АО2 и др. обладают высокой чувствительностью при измерении мощности дозы, плотности потока и объемной активности, а также высоким быстродействием. Другой особенностью, как уже отмечалось, является возможность проведения измерений в рентгеновской области спектра непрерывного и импульсного фотонного излучения - приборы РЗС-10Н3, РЗС-10НР3 и ДКС-96Г. Однако по стоимости приборы со сцинтилляционными детекторами дороже приборов с газоразрядными счетчиками.

К этой группе также относится Радиометр-дозиметр МКС-04Н. Диапазон измерения прибора по мощности дозы от 0,1 до 10³ мкЗв/ч, по плотности потока бета-частиц от 1 до 10⁴ част./см² · мин. Диапазон энергии гамма-излучения 0,1 - 3,0 МэВ, бета-излучения 0,05 - 3,0 МэВ. Время измерения 1 - 25 с в режиме «гамма» и 3,5 - 50 с в режиме «бета». Масса прибора 1,1 кг. На основе этого прибора был разработан более современный и универсальный прибор МКС-06НМ («Инспектор»).

Многофункциональные дозиметры-радиометры по количеству измеряемых параметров в рекламных целях часто называют «Два (три или четыре) прибора в одном».

К многофункциональным дозиметрам-радиометрам следует отнести группу специализированных приборов, предназначенных для работы в условиях жестких полевых или морских климатических и механических нагрузок. К ним относятся (табл. 10) Радиометрические приборы контроля плотности потока нейтронного и гамма-излучения СРПС2 и СРПС7, Радиометрические приборы контроля плотности потока нейтронного излучения СРПН3 и СРПН6МА. Эти приборы предназначены для обнаружения источников нейтронного и гамма-излучения или нейтронного излучения, создающих в точке наблюдения плотность потока частиц, сравнимую с уровнем естественного фона (приборы СРПС2, СРПС7, СРПН3 и СРПН6МА), оценки мощности эквивалентной дозы нейтронного и гамма-излучения (прибор СРПС2), картографирования полей нейтронного и гамма-излучения (прибор СРПС7), оценки мощности эквивалентной дозы нейтронного излучения, измерения загрязнения поверхности нейтронно-активными веществами, оценки спектрального состава нейтронного излучения (прибор СРПН3), картографирования полей нейтронного излучения, измерение загрязнения поверхности нейтронно-активными веществами, пространственной селекцией источников нейтронного излучения (СРПН6МА).

Приборы отличаются многофункциональностью, возможностью независимого использования различных детекторов, питание приборов автономное или сетевое.

Приборы не имеют сертификатов об утверждении типа средства измерений.

Кроме того, были разработаны, получили сертификат СИ и имели различный объем выпуска такие приборы, как дозиметры ДРГ-11Т («Рудник») и ДБГ-12Т («Гудфил»), дозиметры-радиометры ДРБ-5 («Эко-7»), бета-гамма-радиометры-дозиметры ЭКОЮНИКС, дозиметры-радиометры ДРГБ-04, приборы комбинированные РКСБ-06 («Викон»), спектрометры-дозиметры гамма и рентгеновского излучения МКС-СК1 («Скиф»), приборы геологоразведочные сцинтилляционные СРП-97, дозиметры рентгеновского излучения клинические ДРК-1, установки дозиметрические ДКГ-01Т и др., краткие характеристики которых приведены в работе [38].

Дозиметры ДРГ-11Т («Рудник») и ДБГ-12Т («Гудфил») предназначены для определения мощности экспозиционной дозы фотонного излучения в горных выработках шахт.

Дозиметры-радиометры ДРГ-5 («Эко-7») предназначены для дозиметрических и радиометрических измерений основных параметров полей гамма- и бета-излучающих радионуклидов, измерения уровня радиоактивных загрязнений.

Бета-гамма радиометры-дозиметры ЭКОЮНИКС предназначены для измерения эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы фотонного излучения, а также плотности потока бета-излучения. Диапазоны измерения по мощности дозы от 0,1 до 100 мкЗв/ч. по дозе от 0,001 до 10 мкЗв, по удельной, объемной активности от 0,3 до 1000 кБк/л.

Дозиметры-радиометры ДРГБ-04 предназначены для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы фотонного излучения, плотности потока бета-частиц и средней скорости счета импульсов. Диапазоны измерений по мощности дозы от 0,2 до 100 мкЗв/ч и по плотности потока от 0,2 до 100 част./см² · с.

Таблица 10. Специализированные многофункциональные дозиметры-радиометры

Приборы комбинированные для измерения ионизирующих излучений РКСБ-06 («Викон») предназначены для измерения мощности эквивалентной дозы в диапазонах от 0,1 до 100 мкЗв/ч и от 10 до 10000 мкЗв/ч.

Приборы геологоразведочные сцинтилляционные СРП-97 предназначены для поиска радиоактивных руд по их гамма-излучению, для радиометрической съемки местности и обнаружения зон радиоактивного загрязнения. Диапазон измерения мощности экспозиционной дозы от 30 до 3000 мкР/ч при погрешности 15 %. Для использования его с целью измерения мощности амбиентного эквивалента дозы необходима переградуировка прибора.

Установки дозиметрические ДКГ-01Т предназначены для измерения мощности эквивалентной дозы и мощности поглощенной дозы фотонного излучения в ткани при проведении экспрессной гамма-съемки. Диапазоны измерения мощности эквивалентной дозы от 0,1 мкЗв/ч до 10 мЗв/ч и мощности поглощенной дозы от 10 до 1000 мГр/ч.

Зарубежная дозиметрическая аппаратура.

В настоящее время у российских пользователей имеется значительный парк зарубежной аппаратуры. В основном это аппаратура стран Европы (Франции, Германии, Финляндии, Швеции и др.), США и Японии, аппаратура стран СНГ - Беларуси, Украины, Казахстана, а также Литвы и Эстонии. Аппаратура могла быть закуплена на выделенные государством валютные средства для выполнения важнейших государственных программ (ликвидация последствий аварии на ЧАЭС, ликвидация оружия массового поражения, контроль и учет ядерных материалов, контроль отработанного ядерного топлива (ОЯТ) при его хранении и перевозке, контроль ядерных испытательных полигонов и т.д.), получена или закуплена на средства, выделенные отдельными зарубежными государствами и Европейским экономическим сообществом для выполнения различных проектов, в том числе и совместимых, по радиоэкологическому мониторингу человека, промышленных объектов и окружающей среды.

Часть этой аппаратуры, в основном дозиметры-радиометры, допущена Госстандартом России к применению в РФ [38].

К приборам, поставляемым Беларусью, относятся дозиметры ДВГ-РМ 1103, ДКГ-РМ 1203, ДКГ-105, ДКГ-РМ 1603, EL1101, МКС-РМ 1501, ДРС-РМ 1401, МКС-1117 (EL1117), ДКС-1119 (EL1119), ДКС-1119С (EL1119C), МКС-РМ 1402М, ДКГ-АТ 2503, ДКС-АТ 3509 и приборы комбинированные РКС-107.

Дозиметры ДВГ-РМ 1103 предназначены для измерения мощности полевой эквивалентной дозы фотонного излучения в диапазоне от 1 до 3000 мкЗв/ч.

Дозиметры микропроцессорные ДКГ-РМ 1203 предназначены для измерения мощности эквивалентной дозы фотонного излучения и показания времени. Диапазоны измерения от 0,1 до 23 мкЗв/ч, от 0,1 до 10 мкЗв/ч с шагом 0,1; при энергии фотонов от 0,06 до 1,5 МэВ.

Дозиметры ДКГ-05 предназначены для измерения мощности эквивалентной дозы и эквивалентной дозы фотонного излучения в диапазонах от 0,1 до 100 мкЗв/ч и от 0 до 1000 мкЗв при энергии фотонов от 0,06 до 1,25 МэВ.

Дозиметры гамма-излучения наручные ДКГ-РМ 1603 предназначены для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы фотонного излучения, амбиентного эквивалента дозы и использования в качестве наручных часов. Диапазоны измерения от 0,001 до 5000 мкЗв/ч и от 0,001 до 10⁴ мЗв.

Дозиметры EL1101 предназначены для поиска ИИИ, радиоактивных материалов, измерения мощности эквивалентной дозы фотонного излучения, средней энергии спектра регистрируемого фотонного излучения. Диапазон измерения от 0,05 до 1000 мкЗв/ч при погрешности не более 15 %. Энергетический диапазон фотонов от 0,04 до 3,0 МэВ. Масса около 3 кг.

Радиометры-дозиметры универсальные МКС-РМ 1501 предназначены для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы фотонного излучения, плотности потока альфа- и бета-излучения, индикации нейтронного излучения, оценки радионуклидного состава по накопленным спектрам. Диапазон измерения от 0,1 до 10⁵ мкЗв/ч при погрешности

Дозиметры поисковые микропроцессорные ДРС-РМ 1401 предназначены для таможенного контроля за делящимися и радиоактивными материалами по гамма- и рентгеновскому излучению, поиска ИИИ. Диапазон измерения мощности эквивалентной дозы от 0,05 до 40 мкЗв/ч. Энергетический диапазон 0,06 - 1,25 МэВ.

Дозиметры-радиометры бета-гамма-излучения МКС-1117 (EL1117) предназначены для оперативного поиска ИИИ фотонного излучения, а также для измерения мощности эквивалентной дозы и мощности поглощенной в воздухе дозы фотонного излучения, средней скорости счета зарегистрированных фотонов и средней энергии спектра регистрируемого фотонного излучения, плотности потока бета-частиц. Диапазоны измерения мощности дозы от 0,05 до 1000 мкЗв/ч и от 0,05 до 1000 мкГр/ч при погрешности 15 %

Дозиметры рентгеновского и гамма-излучения ДКС-1119 (EL1119), ДКС-1119С (EL1119C) предназначены для измерения мощности поглощенной в воздухе и эквивалентной дозы, а также поглощенной и эквивалентной дозы рентгеновского и гамма-излучения в диапазонах от 0,05 мкГр/ч до 10 Гр/ч, от 0,05 мкЗв/ч до 10 Зв/ч, от 0,05 мкГр до 10 Гр и от 0,05 мкЗв до 10 Зв, соответственно, при погрешности 20 %. Энергетический диапазон от 0,02 до 3,0 МэВ. Масса около 3 кг.

Дозиметры-радиометры поисковые МКС-РМ 1402М предназначены для поиска, локализации и экспресс-идентификации ядерных и радиоактивных материалов. Имеют встроенный анализатор с запоминанием спектров и возможность их передачи на ПЭВМ. Диапазон измерения мощности эквивалентной дозы фотонного излучения от 0,05 до 10⁵ мкЗв/ч (с разными детекторами) при энергии фотонного излучения 0,06 - 1,5 МэВ. Приборы позволяют проводить измерение плотности потока альфа- и бета-излучения, оценку мощности эквивалентной дозы нейтронного излучения.

Индивидуальный цифровой дозиметр ДКГ-АТ 2503 предназначен для измерения индивидуального эквивалента дозы и мощности дозы рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне энергий фотонов от 0,05 до 1,5 МэВ. В качестве детектора в приборе применен счетчик Гейгера СБМ-21 с энергокомпенсирующим фильтром. Учет собственного фона и микропроцессорная обработка обеспечивают высокую точность в широком (6,5 порядков) диапазоне мощностей доз. Диапазон измерения дозы 1 мкЗв - 10 Зв с шагом 0,1 мкЗв, мощности дозы от 0,1 мкЗв/ч до 0,5 Зв/ч. Показания выводятся на ЖКИ с подсветкой. Основная погрешность измерения дозы 15 %. Основная погрешность измерения мощности дозы от 0,1 до 1 мкЗв/ч 25 %, свыше 1 мкЗв/ч - 15 %. Энергетическая зависимость 30 %. Сигнализация звуковая и светодиодная при превышении диапазона измерения по дозе и мощности дозы, порога по дозе и мощности дозы и др. Диапазон рабочих температур -10 ÷ +40 °С. Габаритные размеры 85×46×16 мм, масса 70 г. Прибор имеет энергонезависимую память, сохраняющую накопленную дозу и историю накопления дозы. Прибор можно использовать автономно или в составе системы дозиметрического контроля, состоящей из набора дозиметров, устройства считывания с интерфейсом RS232 и ПЭВМ.

Индивидуальный цифровой дозиметр ДКС-АТ 3509 (ДКС-АТ 3510) с кремниевым детектором предназначен для измерения индивидуального эквивалента дозы и мощности дозы рентгеновского и гамма-излучения с энергией фотонов от 0,015 до 10 МэВ. Диапазон измерения дозы от 1 мкЗв до 10 Зв, мощности дозы от 0,1 мкЗв/ч до 1 Зв/ч (ДКС-АТ 3510 - от 0,1 мкЗв/ч до 0,5 Зв/ч). Показания выводятся на ЖКИ с подсветкой. Основная погрешность измерения дозы - 15 %. Основная погрешность измерения мощности дозы от 0,1 до 1 мкЗв/ч - 30 %, свыше 1 мкЗв/ч - 15 %. Энергетическая зависимость в диапазоне 15 кэВ - 1,5 МэВ - 25 %, в диапазоне 1,5 - 10 МэВ - 50 %. Сигнализация звуковая и светодиодная при превышении диапазона измерения по дозе и мощности дозы, порога по дозе и мощности дозы и др. Диапазон рабочих температур -10 ÷ +40 °С. Габаритные размеры 104×58×23 мм. Масса 100 г. Остальные характеристики и возможности как у прибора ДКГ-АТ 2503.

Приборы комбинированные РКС-107 предназначены для измерения мощности полевой эквивалентной дозы фотонного излучения, плотности потока бета-излучения, удельной активности ¹³⁷Cs в водных растворах, а также сигнализации о превышении измеряемой мощности дозы пороговых значений 0,6 и 1,2 мкЗв/ч. Диапазоны измерения по мощности дозы от 0,1 до 1000 мкЗв/ч, по плотности потока бета-излучения от 0,1 до 1000 част./см² · с и удельной активности от 2 до 9990 Бк/кг.

Из приборов, поставляемых Германией, к рассматриваемой группе относятся Измерители мощности эквивалентной дозы гамма-излучения Gamma TRACER. Они предназначены для измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения, записи измеренных значений в память прибора и передачи их в ПК для последующей обработки в ПК. Диапазон измерения от 0,1 мкЗв/ч до 10 мЗв/ч при погрешности от 20 %.

К аппаратуре, поставляемой Латвией, относится Комплект индивидуального дозиметрического контроля ДТУ-01. Комплект поставляется со стандартным интерфейсом связи с ПЭВМ и программным обеспечением для обработки результатов измерения и создания базы дозиметрического контроля. В состав Комплекта входят пульт управления с блоком высвечивания, блок термообработки детекторов, дозиметры с термолюминесцентными детекторами и ПЭВМ с принтером. В Комплекте предусмотрена возможность работы в режиме ручной обработки данных (без ПЭВМ). Диапазон измерения индивидуального эквивалента дозы с детекторами ТЛД-500К от 0,5 до 10⁶ мкЗв, с детекторами ТЛД-1011 от 5 до 1 · 10⁷ мкЗв, с детекторами ДТГ-4 от 50 до 1 · 10⁸ мкЗв. Погрешность измерений в диапазоне доз до 10 мЗв - 30 %, более 10 мЗв - 15 %. Фединг в год не более 3 %. Число циклов использования детекторов не менее 500. Масса Комплекта 25 кг.

К приборам, поставляемым Литвой, относятся Дозиметры рентгеновские селективные S2010 («SPECTR»), предназначенные для измерения мощности экспозиционной дозы и экспозиционной дозы рентгеновского излучения в диапазоне энергий фотонов от 4 до 140 кэВ.

К приборам, поставляемым Эстонией, относятся Радиометры-дозиметры МКС-04Н («Марс»), предназначенные для измерения рентгеновского и гамма-излучения, плотности потока бета-частиц и удельной, объемной активности в пробах.

К приборам, поставляемым Украиной, относятся Дозиметры ДКС-90У, ДКС-90Н и новый Радиометр-дозиметр МКС-05 («Терра»), предназначенные для измерения амбиентного эквивалента дозы и мощности амбиентного эквивалента дозы фотонного излучения. Прибор МКС-05 измеряет также плотность потока бета-частиц.

К системам и приборам, поставляемым Финляндией, относятся Дозиметры RAD-51S, RAD-52S, RAD-62 и системы дозиметрические ДОЗАКУС.

Дозиметры программируемые персональные RAD-51S, RAD-52S (RAD-62) предназначены для измерения индивидуального эквивалента дозы и мощности индивидуального эквивалента дозы фотонного излучения. Диапазоны измерения от 1 мкЗв до 1000 мЗв и от 50 мкЗв/ч до 3 Зв/ч (5 мкЗв/ч - 3 Зв/ч). В качестве детектора в этих приборах использованы кремниевые ППД.

Системы дозиметрические термолюминесцентные ДОЗАКУС предназначены для измерения индивидуального эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучений и направленной эквивалентной дозы бета-излучения. Диапазон измерения от 0,15 до 10000 мЗв при погрешности 40 %.

США поставляет Счетчик бета-частиц ВС-4, предназначенный для измерения плотности потока бета-частиц. Диапазон измерения от 60 до 10⁶ част./мин при погрешности 15 %.

Необходимо отметить, что перечень аппаратуры и отдельных приборов, прошедших сертификацию в органах Госстандарта и получивших санитарно-эпидемиологическое заключение в Государственной санитарно-эпидемиологической службе, непрерывно обновляется.

2.2. Радиометры

Согласно МУ 2.6.1.14-2001 «Контроль радиационной обстановки. Общие требования» и установившейся практике наиболее важными направлениями радиометрии при классификации по контролируемому радиационному параметру являются [6, 19, 34, 41, 42]:

• контроль объемной активности (ОА) радиоактивных аэрозолей (паров),

• контроль объемной активности альфа-активных газов;

• контроль объемной активности бета-активных газов, в том числе ³Н и ¹⁴С;

• контроль удельной или объемной активности радионуклидов в жидкостях и пробах окружающей среды;

• контроль поверхностного загрязнения радионуклидами.

В радиометрических измерениях находят применение носимые, переносные и стационарные радиометры. Первые два типа в основном применяют для оперативного (инспекционного) контроля. Стационарные радиометры используют для контроля отдельных точек (в том числе для аварийного контроля) или с блоками детектирования со стандартным интерфейсом в составе систем радиационного контроля.

2.2.1. Радиометры объемной активности аэрозолей

Радиометры аэрозолей позволяют решить следующие основные задачи [1, 18, 40, 57]:

• контроль объемной активности радиоактивного аэрозоля в рабочих помещениях радиационно-опасных объектов;

• контроль выброса радиоактивного аэрозоля в окружающую среду.

Измеряемой физической величиной для данного класса приборов является объемная активность (ОА) радиоактивного аэрозоля в Бк/м³ (ранее Ки/л, Ки/м³). Эта величина, с учетом других характеристик радиоактивного аэрозоля, которые дополнительно определяются, как правило, периодически для конкретных объектов и технологий лабораторными методами (дисперсность, растворимость, нуклидный состав), позволяет определить поступление радионуклидов в организм человека с учетом объема вдыхаемого им воздуха и времени пребывания в рабочем помещении и вклад от этого поступления в ожидаемую дозу внутреннего облучения человека [58, 59].

Контроль выброса радиоактивных аэрозолей в атмосферу важен также для технологического контроля и для прогнозирования загрязнения объектов окружающей среды.

Специфика и сложность решения перечисленных выше задач позволяет рассматривать их как отдельное направление ядерного приборостроения, тем более, что традиционно к радиометрии аэрозолей всегда относили и задачи по контролю радиоактивного иода, в том числе и паров иода, а нередко и еще более сложных газоаэрозольных соединений и смесей.

Приоритетными направлениями отечественного аэрозольного приборостроения всегда считались работы по созданию стационарных радиометров, а также блоков и устройств детектирования аэрозолей для различного рода информационно-измерительных систем радиационного контроля, для установок контроля газоаэрозольных выбросов АЭС и других радиационно-опасных объектов.

Природная нестабильность контролируемой среды, сложная цепочка измерительных преобразований определяют трудоемкость методической проработки аппаратурных решений для получения достоверных результатов измерений (основная погрешность рабочих средств измерений остается на уровне 50 %).

Основным методом для подготовки, измеряемой аэрозольной пробы является аспирационный метод - метод прокачки загрязненного радиоактивными частицами воздуха с использованием высокоэффективных фильтрующих материалов Петрянова (фильтры АФА, ленты НЭЛ, ЛФС и СФЛ).

Самая большая потребность сформировалась в стационарных радиометрах аэрозолей для непрерывного мониторинга воздушной среды в рабочих помещениях. При этом их технические характеристики носили и носят объектовую ориентацию (АЭС, радиохимические производства и т.д.). Технические характеристики наиболее распространенных аэрозольных радиометров приведены в табл. 11. Одновременно разрабатывались переносные и носимые приборы и пробоотборники для лабораторного контроля проб аэрозоля, инспекционного контроля и индивидуального контроля воздуха в зоне дыхания. Однако изготавливались приборы и пробоотборники небольшими партиями или единичными образцами.

С учетом требований НРБ-99 актуальной задачей остается выпуск пробоотборников для индивидуального контроля воздуха в зоне дыхания персонала. Для персонала, работающего в наиболее загрязненных зонах и в аварийных ситуациях, наличие индивидуального пробоотборника аэрозолей позволяет получить более достоверные данные о дозах внутреннего облучения.

Для контроля радиоактивных газоаэрозольных выбросов были разработаны радиометры семейства РК - «Калина» и установки типа РКС. Они нашли широкое применение на отечественных и построенных нашей страной за рубежом АЭС (страны бывшего СЭВ и Финляндия), промышленных реакторах. Эта аппаратура определила идеологию и практику организации непрерывного автоматизированного контроля радиоактивных выбросов на АЭС, закрепленных в нормативных документах. Обновленные и многократно модернизированные радиометрические установки типа РКС в настоящее время функционируют на многих АЭС.

Установки РКС. имевшие несколько модификаций - РКС-02, РКС-03 выпускались серийно [60].

Новые блоки и устройства детектирования аэрозолей и паров иода в составе КАТСРК «Орешник» стали основой проектирования более совершенных приборов и установок контроля радиационной обстановки, включая и контроль радиоактивных выбросов в атмосферу, на различных предприятиях ЯТЦ [61]. По существу была разработана и внедрена новая технология создания объекто-ориентированной аппаратуры. В соответствии с ней созданы Блоки и устройства детектирования БДАА-01, БДАС-03П семейства УДА. Блок БДАС-03П является одним из самых легких УД с лентопротяжным механизмом, обеспечивающим регистрацию на уровне требований НРБ. В этом классе он, пожалуй, самый массовый.

Новая аппаратура обеспечивает контроль:

• ОА аэрозолей альфа-излучающих радионуклидов;

• ОА бета-гамма-активных аэрозолей;

• ОА аэрозолей и паров иода-131.

В это же время была разработана последняя модификация установки из семейства РКС-07П и РКС-07П1 для контроля выбросов на АЭС, создан аппаратурно-методический комплекс для контроля гексафторида урана.

Дальнейшая работа по усовершенствованию аппаратурно-методической базы аэрозольного приборостроения и установок контроля газоаэрозольных выбросов проходит в рамках создания и промышленного освоения автоматизированных комплексов КТС КРБ (система АСКРБ) и КТС КРО («Орешник-Т»). Новые типы блоков детектирования аэрозолей представлены в разделе 2.5 [62].

Представляет интерес новая разработка Радиометрической установки объемной активности альфа- и бета-активных аэрозолей УДА-1АБ [39].

УДА-1АБ является функционально законченным прибором, в состав которого включены устройство детектирования аэрозолей (блоки детектирования, лентопротяжный механизм, лента типа ЛФС-2-5, электронные блоки), воздуходувка и другое оборудование. Режим работы непрерывный стационарный с возможностью передачи информации в локальную сеть (интерфейс-связь RS-232, RS-485, Ethernet), а также мобильный с насосным блоком на тележке.

В приборе используются два кремниевых спектрометрических детектора (табл. 11).

Диапазон измерения^-

ОА альфа-излучателей - 10^-2 - 10⁵ Бк/м³;

ОА бета-излучателей - 10^-1 - 10⁶ Бк/м³.

Обеспечивается компенсация ОА дочерних продуктов радона и внешнего гамма-фона. Скорость прокачки воздуха из рабочих помещений или вентилляционных систем с собственным насосом 60 л/мин.

Объем архива рассчитан на сбор данных за один месяц измерения, средний расход ленты при непрерывной работе - 1 м за 130 ч. Масса прибора 12 кг и 42 кг без насосного блока или с насосным блоком, соответственно.