Регламент контроля доз внешнего облучения

Внешнее облучение проникающим излучением является главной составляющей профессионального облучения работников АЭС.

В соответствии с нормативными документами дозиметрическому контролю подвергается весь персонал АЭС.

1. Индивидуальные дозы облучения работников, отнесенных к группе А персонала, определяются с помощью ГДК, если известно, что годовые дозы облучения на их рабочих местах не превышают 1 мЗв в год. Если такая информация отсутствует или получаемые работниками дозы больше 1 мЗв в год, то их индивидуальные дозы определяются с помощью ИДК.

2. Индивидуальные дозы облучения персонала группы Б определяются с помощью ГДК.

Состав персонала группы А, для которого вводится индивидуальный дозиметрический контроль, определяется администрацией на основе анализа доз облучения персонала за предыдущие годы и данных о радиационной обстановке на рабочих местах в период нормальной эксплуатации АЭС.

Администрация АЭС определяет также рабочие места персонала, для которого проводится групповой дозиметрический контроль. С помощью носимых дозиметров измеряется мощность амбиентного эквивалента дозы на рабочих местах и сопоставляется с показаниями датчиков мощности дозы излучения в автоматизированной системе радиационного контроля (СРК) (при их наличии) для корректировки или (при отсутствии датчиков) устанавливается периодичность и маршруты обхода рабочих мест с измерением мощности амбиентного эквивалента дозы для оценки расчетным путем с учетом времени пребывания, эффективной дозы. На отдельных рабочих местах, для которых проводится групповой дозиметрический контроль, располагаются дозиметры-накопители для измерения амбиентного эквивалента дозы при экспозиции в течение целого года. Такие измерения являются контрольными для сравнения с расчетными значениями годовой дозы, полученной на основании ГДК.

При ГДК годовая эффективная доза внешнего облучения определяется как

,

(9.1)

где Е^внеш – годовая эффективная доза внешнего облучения, мЗв в год; – среднесуточная мощность амбиентного эквивалента дозы техногенного облучения на определенном рабочем месте в течение i-х суток в году, мкЗв/ч; t_j – рабочее время в i-ые сутки, ч. Суммирование осуществляется по количеству рабочих дней в году.

Мощность амбиентного эквивалента дозы в формуле (9.1) представляет только техногенную составляющую облучения, связанную с эксплуатацией АЭС, поэтому

,

(9.2)

где – измеренная в i-ые сутки суммарная мощность амбиентного эквивалента дозы на рабочем месте, a – часть мощности амбиентного эквивалента дозы на рабочем месте, связанная с природном фоном. В качестве значения этой величины допускается использовать среднегодовое значение мощности амбиентного эквивалента дозы внешней компоненты природного радиационного фона в районе расположения АЭС. Если < , то значит, что защита персонала зданиями и сооружениями АЭС от внешней компоненты природного радиационного фона компенсирует техногенное облучение. В этом случае следует принять равной нулю.

В соответствии с общими требованиями к организации контроля доз облучения персонала АЭС (табл. 9.4) индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы А по периодичности разделяется на текущий и оперативный.

Текущий дозиметрический контроль применяется при постоянном (хроническом) облучении работников в условиях нормальной эксплуатации. Как правило, определение доз облучения при текущем дозиметрическом контроле осуществляется ежеквартально.

Оперативный дозиметрический контроль используется для определения индивидуальной дозы облучения работников при производстве запланированных работ по дозиметрическим нарядам, связанных с возможным повышенным внешним облучением. При оперативном индивидуальном дозиметрическом контроле определение эффективной дозы осуществляется ежесменно.

Контроль операционных величин (амбиентного и индивидуального эквивалентов дозы) дает консервативную оценку индивидуальной дозы внешнего облучения, если за величину индивидуальной дозы принимать результаты определения операционной величины. Дозы облучения персонала, подлежащего ГДК, невелики, поэтому переоценка доз облучения этой части персонала допустима. Переоценка индивидуальных доз некоторых работников из группы А персонала АЭС может привести к неверным выводам о несоблюдении требований Норм и Правил к обеспечению радиационной безопасности. Уменьшение консерватизма определения доз при проведении ИДК достигается двумя путями.

Во-первых, с помощью учета природной составляющей в результате индивидуального контроля подобно тому, как это делается при ГДК:

,

(9.3)

где и – соответственно показания индивидуального дозиметра и дозиметра-свидетеля, расположенного в месте хранения индивидуальных дозиметров между сменами.

Во-вторых, путем введения корректирующего коэффициента К в соотношении между нормируемой и операционной величинами:

.

(9.4)

Было показано²⁶, что в условиях облучения персонала АЭС значение этого коэффициента зависит только от характера облучения.

При выполнении работ в поле излучения, близком к изотропному (когда источники излучения окружают человека со всех сторон; например, при работе внутри небольшого помещения, на человека действует излучение, рассеянное в стенах), значение коэффициента К принимается равным 0.85.

При выполнении работ в поле излучения, близком к мононаправленному и однородному, когда источник излучения имеет большие линейные размеры и находится перед человеком, например, транспортный контейнер с отработавшим топливом, значение коэффициента К принимается равным 0.85. Если в таком поле человек постоянно меняет ориентацию относительно источника излучения, то значение коэффициента К следует принимать равным единице.

При выполнении работ в поле излучения, близком к мононаправленному, но неоднородному, определение индивидуальной дозы является сложной задачей. Подобные поля возникают, например, вблизи источников с небольшими размерами. В этом случае значение коэффициента К в (9.4) следует принимать равным 0.85, однако для корректного определения значения индивидуального эквивалента дозы облучения работника необходимо использовать два индивидуальных дозиметра, располагая их на груди и спине работника, а для обработки результатов индивидуального контроля использовать сложный алгоритм²⁶.

В США[27] для решения подобных проблем применяется алгоритм «70/30», согласно которому в условиях неоднородного облучения значение индивидуального эквивалента дозы фотонного излучения вычисляется по формуле

,

(9.5)

где и – соответственно показания дозиметров, расположенных на груди и спине.

Концерн «Росэнергоатом» устанавливает контрольный уровень (КУ) годовой эффективной дозы облучения персонала группы А. Превышение установленного КУ для части персонала и прикомандированных на АЭС лиц допускается только с разрешения эксплуатирующей организации в соответствии с
РД ЭО 0280-01 «Положение о порядке выдачи эксплуатирующей организацией разрешения на превышение контрольного уровня индивидуальной дозы облучения персонала и лиц, командированных на атомные станции». При превышении контрольного уровня годовой эффективной дозы у отдельных лиц или групп персонала на АЭС должны разрабатываться мероприятия по их исключению.