Регламент контроля доз внутреннего облучения

Главная проблема дозиметрического контроля внутреннего облучения заключается в необходимости определения поступления радиоактивного вещества в организм человека; при этом непосредственному измерению поддаются лишь отдельные индивидуальные характеристики внутреннего облучения, имеющие опосредованную связь с искомым поступлением. В условиях профессионального облучения на АЭС к таким характеристикам относится содержание радионуклида в легких, во всем теле или в щитовидной железе.

Источником внутреннего облучения работников АЭС является присутствие радиоактивных аэрозолей, паров и газов в воздухе рабочих помещений. Основной вклад во внутреннее облучение персонала дают g-излучающие продукты деления и активации: ²²Na, ⁵¹Cr, ⁵⁴Mn, ⁵⁹Fe, ⁵⁸Co, ⁶⁰Co, ⁶⁵Zn^{, 95}Zr, ¹²⁴Sb, ¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹⁴⁴Ce. Особенности их возникновения при нормальной эксплуатации АЭС обусловливают химическую форму, в которой эти радионуклиды присутствуют в составе аэрозолей, паров и газов.

Характерной особенностью формирования внутреннего облучения работников АЭС в нормальных условиях является низкий уровень поступления радионуклидов в органы дыхания и отсутствие ярко выраженных источников поступления радиоактивных аэрозолей, паров и газов в воздух рабочих помещений. Протечки из оборудования, как правило, малы, а операции, сопровождающиеся значительным пылеобразованием (например, резка труб, загрязненных радиоактивными продуктами коррозии), выполняются по нарядам и поэтому могут хорошо контролироваться. Таким образом, для практики контроля внутреннего облучения персонала АЭС характерны две ситуации:

– частое поступление небольших количеств радионуклидов в неизвестные моменты времени, связанные с нормальной работой в зоне контролируемого доступа;

– редкие, но значительные поступления радионуклидов в органы дыхания в известные промежутки времени, связанные с выполнением радиационно-опасных работ.

В этих условиях для организации и проведения ИДК внутреннего облучения персонала АЭС необходимо

– выделение критической группы персонала, для лиц из числа которой максимальная (или средняя) ожидаемая эффективная доза может превосходить 1 мЗв в год;

– проведение информационного контроля за содержанием радионуклидов в теле работников, не включенных в критическую группу;

– определение индивидуальных ожидаемых эффективных доз внутреннего облучения работников критической группы прямым методом ИДК внутреннего облучения.

Индивидуальные дозы внутреннего облучения следует определять у лиц, включенных в критическую группу, а также у отдельных лиц, если

– у них обнаружено значимое случайное поступление радионуклидов при информационном контроле (ежегодном медосмотре);

– они выполняют радиационно-опасные работы с открытыми источниками излучения;

– они подверглись аварийному облучению.

ГДК внутреннего облучения опирается на результаты контроля объемной активности в воздухе на рабочих местах. Значение ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения
Е^внутр (мЗв) рассчитывается по формуле

,

(9.6)

где С_Х – среднегодовая объемная активность радионуклида Х в воздухе на рабочем месте; ДОА_Х – допустимая объемная активность этого радионуклида, определенная НРБ-99. Значения ДОА_Х приведены в приложении П-1 к НРБ-99.

ИДК внутреннего облучения персонала АЭС реализуется в совокупности четырех видов прямого контроля внутреннего облучения персонала: информационного, текущего, оперативного, аварийного (специального) контроля¹⁸. Прямой метод ИДК применительно к ситуации, характерной для АЭС, включает в себя

– регулярное измерение содержания радионуклида в теле работников с помощью обследования на спектрометре (счетчике) излучения человека (СИЧ);

– расчет поступления радионуклида в организм работника в течение календарного года по результатам систематического измерения содержания радионуклида в организме и расчёт индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения для каждого работника, включенного в критическую группу согласно методике выполнения расчетов (МВР)¹⁹.

Каждое обследование работника на СИЧ выполняется в два этапа с использованием СИЧ двух типов: контрольного и измерительного.

Контрольный СИЧ[28] предназначен для быстрой сортировки работников по величине суммарного содержания радионуклидов в легких. В его конструкции используются сцинтилляционные детекторы. В случае радиоактивных аэрозолей, характерных для АЭС, в качестве критерия принимается содержание ⁶⁰Co, равное 1000 Бк/легкие. Все работники, у которых эта величина оказывается превышенной, должны пройти обследование на измерительном СИЧ[29].

Измерительный СИЧ предназначен для дифференциального определения содержания g-излучающих радионуклидов во всем теле и в отдельных органах человека для целей ИДК. Как правило, в конструкции измерительного СИЧ используется полупроводниковый детектор, имеющий разрешение по энергии, достаточное для спектрометрического определения содержания радионуклидов в теле человека. В качестве одной из модификаций такого СИЧ применяется йодный СИЧ[30], предназначенный для определения содержания радиоактивного йода в щитовидной железе работника.

Список лиц, включенных в критическую группу, формируется на основании расчета групповых характеристик, опирающихся на анализ радиационной обстановки на рабочих местах, и корректируется в начале каждого календарного года. В критическую группу включаются работники АЭС, для которых максимальные ожидаемые эффективные дозы, обусловленные ингаляционным поступлением радионуклидов, могут превысить 1 мЗв в год. В состав критической группы следует включать всех работников, участвующих в проведении операций, во время которых вероятно возникновение радиоактивных аэрозолей. Работники этой категории вносятся в постоянный список оперативного контроля внутреннего облучения.