РАБОТА №3. ТЕРМОЛЮМИНЕСЦЕНТНЫЙ МЕТОД ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) внешнего облучения является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной безопасности, направленной на охрану здоровья людей от воздействия ионизирующего излучения.

Согласно международной практике, в отечественных нормах радиационной безопасности (НРБ-99) сформулированы цели и задачи обеспечения радиационной безопасности персонала при работе в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения (контролируемые условия) и при радиационной аварии (выход источника излучения из-под контроля).

Цель индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения в нормальных (контролируемых) условиях заключается в достоверном определении

· индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей;

· индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала.

В качестве операционной величины для индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения принят эквивалент индивидуальной дозы Н_р(d), определяемый на глубине d (мм) в мягкой биологической ткани под рассматриваемой точкой на теле.

Значение параметра d (мм), а также положение дозиметра на теле работника определяются тем, для определения какой нормируемой величины (эквивалентная доза в органе или эффективная доза) используется ее эквивалент. Конструкция средства измерения, используемого для дозиметрии внешнего облучения, изображена на рис. 3.1. Основными элементами конструкции являются поглотитель из тканеэквивалентного материала толщиной d_п,мм, при плотности 1 г/см³ и детектор из материала, близкого по свойствам к тканеэквивалентному, с толщиной d_Д,мм, при плотности 1 г/см³. Для определения величины Н_р(10) в поле фотонного излучения d_п = 10 мм, d_d = 1 ¸ 5 мм1.Рекомендуемая единица эквивалентной и эффективной доз – мЗв. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в индивидуальном дозиметрическом контроле, представлено в табл. 3.1.

Таблица 3.1

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами

при индивидуальном дозиметрическом контроле

За значение эффективной дозы внешнего облучения следует принимать Е^внеш = F×H_p(10), где F - коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения. При равномерном облучении человека любым проникающим излучением (за исключением нейтронов с энергией 1 эВ ¸ 30 кэВ и фотонов с энергией меньше 20 кэВ) значение коэффициента F следует принимать равным 1.

Диапазон измеряемых величин, определяемых при текущем индивидуальном дозиметрическом контроле внешнего облучения, составляет: для Н_р(10) 0,2 ¸ 500 мЗв; для Н_р(0,07) 2,0 ¸ 5000 мЗв; для Н_р(3) 0,5 ¸ 1500 мЗв.

Цель индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения в условиях радиационной аварии заключается в достоверном определении индивидуальных доз работника для оценки медицинских последствий его аварийного облучения.

В условиях аварийного облучения, когда дозы внешнего облучения могут превысить граничные уровни облучения, при которых возможны клинически определяемые детерминируемые эффекты, операционные величины для определения поглощенных доз не устанавливаются. Для характеристики внешнего облучения при радиационной аварии при облучении фотонами используется эквивалент индивидуальной поглощенной дозы внешнего облучения органа или ткани D_Р(10), соответствующий поглощенной дозе в мягкой биологической ткани на глубине 10 мм под рассматриваемой точкой на теле. Дозы аварийного облучения регистрируются независимо от доз облучения при нормальной эксплуатации источника ионизирующего излучения. Рекомендуемая единица эквивалента поглощенной дозы – грей (Гр). Диапазон измеряемых эквивалентов доз при аварийном индивидуальном дозиметрическом контроле внешнего облучения фотонами составляет 0,05 – 50 Гр. В НРБ-99 пределы для индивидуальных доз аварийного облучения не устанавливаются, однако определены значения поглощенных доз кратковременного облучения (длительностью не более 2 суток), при их превышении возможны клинически определяемые детерминированные эффекты, которые могут привести к стойкой потере человеком трудоспособности (инвалидности) или к его гибели в течение короткого промежутка времени. Значения указанных уровней доз за двое суток: все тело - 1 Гр, хрусталик глаза - 2, кожа - 3 Гр.

Методы индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения. Для индивидуальной дозиметрии применяются детекторы ионизирующего излучения, основанные на различных физических методах.

В методах, использующих ионизационные камеры, измеряется разряд конденсаторной ионизиционной камеры, вызванный излучением, и по нему определяется доза 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.

Полупроводниковые дозиметры (с применением p-n, p-i-n-переходов) основаны на изменении их параметров вследствие воздействия ионизирующего излучения. Эти детекторы работают подобно ионизационной камере. Для обеспечения избирательной чувствительности к различным видам излучений применяют соответствующие конверторы (фильтры). Диапазон измерения дозы с помощью таких дозиметров от 0,01 мЗв до 10 Зв.

Фотопленочный метод основан на измерении почернения эмульсии, обусловленного облучением и зависящего от дозы. Проявленные пленки сравнивают с образцами, облученными известными дозами. Нижний предел измерения 0,1 – 0,2 мЗв, поэтому фотопленки пригодны для текущего контроля. Аварийный контроль можно обеспечить, применяя вторую, низкочувствительную, фотопленку. Метод может использоваться и для контроля b-излучения, но его чувствительность зависит от энергии b-частиц.

Термолюминесцентный метод основан на свойстве некоторых люминесцирующих веществ (активированных добавками) накапливать при облучении часть энергии ионизирующего излучения, а затем отдавать ее в виде свечения (термолюминесценции) после дополнительного нагрева. В современных модификациях этот метод обладает очень широким диапазоном по дозам – от 10 мкЗв до 10 – 50 Зв. 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 тканеэквивалентны. Первый и четвертый требуют применения компенсирующих фильтров. Наиболее чувствительны третий, четвертый и пятый материалы.

Наряду с термолюминесцентным методом используется радиофотолюминесцентный метод (РФЛ), который заключается в образовании в люминофоре под действием ионизирующего излучения стабильных центров люминесценции. При дополнительном возбуждении люминофора ультрафиолетовым светом возникает люминесценция, которая служит мерой поглощенной энергии. Эти дозиметры не чувствительны к нейтронам. Особенностью РФЛ-детекторов является то, что информация о зарегистрированной дозе не утрачивается в процессе считывания. Отжиг РФЛ-детекторов можно проводить по мере необходимости. РФЛ-детекторы также могут быть использованы для текущего и аварийного контроля.

Для индивидуальной дозиметрии нейтронов применяются трековые, основанные на регистрации треков заряженных частиц, и пузырьковые детекторы, основанные на закипании перегретого органического полимера в месте прохождения вторичной заряженной частицы.

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 прямопоказывающее цифровое (или аналоговое) табло в реальном времени. Диапазон измерения фотонного и b-излучения таких дозиметров от 0,1 мкЗв до 10 Зв. Дозиметры обеспечивают измерение не только дозы и мощности дозы, но и сигнализацию о превышении заданных значений дозы и мощности дозы. Дополнительным преимуществом приборов со сцинтилляционными и спектрометрическими полупроводниковыми детекторами является возможность измерения спектра излучения. Электронные прямопоказывающие дозиметры удобны при обеспечении оперативного аварийного контроля. Они должны иметь автономный источник питания, обеспечивающий непрерывную работу прибора не менее 8 ч.

На основе применения термолюминесцентных, прямопоказы-вающих электронных и полупроводниковых дозиметров были сконструированы и уже широко используются автоматизированные системы ИДК. Например, в автоматизиpованном комплексе АКИДК-201, выпускаемым Ангарским электролизным химическим комбинатом, применяются монокристаллические детекторы на основе фторида лития, активированного магнием и титаном. В комплекс входят также считыватель СТЛ–200, персональный компьютер и программное обеспечение. Каждый дозиметр включает в себя три термолюминесцентных детектора, размещенных в кассете за фильтрами из фторопласта для выравнивания энергетической зависимости чувствительности и обеспечения измерения эквивалента дозы Н_Р(10). Управление комплексом осуществляется с клавиатуры персонального компьютера, на котором хранится и база данных ИДК контролируемого персонала. База данных содержит необходимую информацию об обслуживаемом персонале и оперативную информацию о дозиметрах. Индивидуальные коэффициенты чувствительности детекторов, определенные в процессе калибровки, используются при расчете дозы и позволяют снизить погрешность, обусловленную разбросом чувствительности детекторов. АКИДК–201 обеспечивает измерение Н_Р(10) в полях фотонного излучения в диапазоне 0,05 мЗв – 10 Зв. Энергетическая зависимость чувствительности не превышает 30 % в диапазоне энергии от 0,015 до 10 МэВ при основной погрешности измерения 15 %. Число циклов измерения не менее 200. Производительность обработки дозиметров – 30 шт. в час.