Контроль доз опромінювання у військах

Размещено на http://allbest.ru

ЗМІСТ

Перелік умовних скорочень

Вступ

1. Оцінка критеріїв боєздатності військ та працездатності осіб, які підверглися гострому радіаційному впливу, за досвідом військ під час ліквідації аварії на ЧАЕС

1.1 Аналіз видів випромінювань, які діють на організм під час ядерних вибухів та аварій на АЕС

1.2 Вплив іонізуючих випромінювань на боєздатність особового складу

1.2.1 Дія іонізуючих випромінювань на організм людини

1.2.2 Допустимі дози опромінення під час виконання завдань за призначенням

1.3 Аналіз одиниць виміру під час визначення дозового навантаження

1.4 Особливості організації контролю доз опромінювання у військах

1.5 Досвід визначення дозових навантажень під час ліквідації аварії на ЧАЕС

Висновки до першого розділу

2. Дослідження точності методів визначення дозових навантажень

2.1 Досвід застосування технічних засобів контрою доз опромінювань під час ліквідації аварії на ЧАЕС

2.2 Аналіз методів визначення дозових навантажень

2.3 Модулювання дозового навантаження з врахуванням коефіцієнту якості

Висновки до другого розділу

3. Розробка вимог до сучасніх дозиметрів військ РХБ захисту

3.1 Аналіз вимірювання доз гамма-випромінювання

3.1.1 Аналіз метролого-технічних характеристик прийнятих на озброєння сучасних індивідуальних дозиметрів

3.1.2 Експериментальні дослідження індивідуальних дозиметрів

3.2 Аналіз вимірювання дози нейтронів

3.2.1 Аналіз методів реєстрації нейтронів

3.2.2 Аналіз методів вимірювання доз нейтронів

3.3 Аналіз вимірювання доз змішаного гамма-нейтронного випромінювання

3.4 Аналіз особливостей вимірювання доз опромінення особового складу під час виконання завдань за призначенням

Висновки до третього розділу

Висновки

Перелік посилань

ПЕРЕЛІК УМОВНИХ СКОРОЧЕНЬ

АЕС- атомна електростанція;

БД- блок детектування;

ВДА- військова дозиметрична апаратура;

ВМФ- військово-морські сили;

ГПХ- гостра променева хвороба;

ДІВ- джерела іонізуючих випромінювань;

ІВ- іонізуюче випромінювання;

кеВ- кілоелектронвольт;

ЛНА- ліквідація наслідків аварії;

ЛПЕ- лінійна передача енергії;

МеВ- мегаелектронвольт;

МКРЗ- Міжнародний Комітет Радіаційного Захисту;

МТХ- матеріально технічні характеристики;

НПД- напівпровідниковий детектор;

ПЕД- потужність експозиційної дози;

ПЯВ- продукт ядерного вибуху;

РК- радіаційний контроль;

РР- радіаційна розвідка;

ТТХ- тактико-технічні характеристики;

ЧАЕС- Чорнобильська атомна електростанція.

ВСТУП

У початковий період ліквідації наслідків аварій на ЧАЕС в організації забезпечення радіаційної безпеки відзначені серйозні упущення в організації дозиметричного контролю (децентралізована видача індивідуальних дозиметрів, ухилення в ряді випадків від індивідуального контролю, незабезпеченість всіх працюючими дозиметрами, помилки і порушення правил обліку доз, неправильна експлуатація дозиметричної апаратури).

Аналіз доз військових ліквідаторів однозначно змушує повертатися до більш достовірної оцінки дозових навантажень.

Досвід визначення дози опромінення довів, що засоби та прилади, які використовуються для вимірювання дози опромінення у багатьох випадках не забезпечують еквівалентності між значенням виміряної дози та біологічною дією випромінювання.

Достовірність оцінки дозового навантаження (яка проявляється у незапланованому зниженні боєздатності військовослужбовців або підрозділів) може залежить від: способу та методу вимірювання; виду ІВ, який реєструє прилад; метролого-технічних характеристик приладу; фізичних величин які використовуються для оцінки радіаційної безпеки.

Нажаль просторовий розподіл поглиненої енергії використовується тільки для оцінки радіаційної безпеки при хронічному опроміненні людини в малих дозах, тобто дозах не здатних викликати тяжку променеву хворобу (нижче порогів детермінованих ефектів).

У роботі розглянуто сучасний підхід до більш достовірної оцінки біологічної дії б-випромінювання та змішаного г-нейтроного випромінювання, а також дослідження реєстрації в-випромінювання індивідуальними дозиметрами; проведене модулювання дозового навантаження з урахуванням коефіцієнту якості для льотних екіпажів під час ліквідації аварії на ЧАЕС; проведені експериментальні дослідження індивідуальних дозиметрів, які стоять на озброєнні військ РХБ захисту; на основі проведеного аналізу методів визначення дозових навантажень та метролого-технічних характеристик існуючих приладів, розроблені пропозиції, щодо проектування сучасних військових дозиметрів.

1. ОЦІНКА КРИТЕРІЇВ БОЄЗДАТНОСТІ ВІЙСЬК ТА ПРАЦЕЗДАТНОСТІ ОСІБ, ЯКІ ПІДВЕРГЛИСЯ ГОСТРОМУ РАДІАЦІЙНОМУ ВПЛИВУ, ЗА ДОСВІДОМ ВІЙСЬК ПІД ЧАС ЛІКВІДАЦІЇ АВАРІЇ НА ЧАЕС

1.1 Аналіз видів випромінювань, які діють на організм під час ядерних вибухів та аварій на АЕС

У сучасної літературі з радіаційної безпеки [2] важаться, що дія іонізуючого випромінювання (ІВ) на організм залежить від типу випромінювання, його енергії і тривалості впливу. Тип та енергія випромінювання визначають його проникаючу здатність, а отже, і ступінь небезпеки. Проведений аналіз показав, що підчас ядерних вибухів та аварій на АЕС на організм військовослужбовця будуть діяти альфа, бета, гамма, та нейтронне випромінювання.

Альфа-випромінювання - це важкі позитивно заряджені частинки, що складаються з двох протонів і двох нейтронів, міцно пов'язаних між собою. Вони виникають в результаті розпаду атомів важких елементів, таких як уран, радій і торій. У повітрі альфа-випромінювання проходить не більше п'яти сантиметрів і, як правило, повністю затримується аркушем паперу або зовнішнім омертвілим шаром шкіри. Однак, якщо речовина, що випускає альфа-частинки, потрапляє всередину організму з їжею або повітрям, воно опромінює внутрішні органи і стає потенційно небезпечним.

Бета-випромінювання - це електрони, які значно менше альфа-частинок і можуть проникати вглиб тіла на кілька сантиметрів. Від нього можна захиститися тонким листом металу і звичайним одягом. Потрапляючи на незахищені ділянки тіла, бета-випромінювання впливає, як правило, на верхні шари шкіри. Під час аварії на Чорнобильській АЕС у 1986 році пожежники отримали опіки шкіри в результаті дуже сильного опромінення бета-частинками. Якщо речовина, що випускає бета-частинки, потрапить в організм, вона буде опромінювати внутрішні тканини.

Гамма-випромінювання - це фотони, тобто електромагнітна хвиля, несуча енергію. У повітрі воно може проходити великі відстані, поступово втрачаючи енергію в результаті зіткнень з атомами середовища. Інтенсивне гамма-випромінювання, якщо від нього не захиститися, може пошкодити не тільки шкіру, але і внутрішні тканини. Щільні і важкі матеріали, такі як залізо і свинець, є відмінними бар'єрами на шляху гамма-випромінювання. Відносно гамма-випромінювання часто вживають визначення «жорстке» та «м'яке». Це відносна характеристика його енергії і пов'язаної з нею проникаючої здатності випромінювання («жорстке» - великі енергія і проникаюча здатність, «м'яке» - менші).

Нейтронне випромінювання утворюється в процесі розподілу атомного ядра і має високу проникаючу здатність. Нейтрони можна зупинити товстим бетонним бар'єром або бар'єром з речовин, які у своєму складі мають водень, такі як парафін.

Залежно від розташування відносно організму випромінювачі діляться на джерела зовнішнього і внутрішнього опромінення. Під час ядерного вибуху та аварій на АЕС небезпеку, як зовнішнє опромінення, становитиме тільки гамма та нейтронне опромінення. Альфа та бета випромінювання буде наносити пошкодження тільки при потраплянні у середину організму, тобто внутрішнє опромінення. Найбільш небезпечним є інгаляційне надходження радіонуклідів.

Під час ядерних вибухів та аварій на АЕС основним вражаючим фактором буде зовнішнє опромінювання. Вважається, що внутрішнє опромінення відсутнє, так як людина знаходиться в засобах захисту органів дихання. Але час від початку дії на організм випромінювань до одягання засобів захисту органів дихання може бути значним, так як більшість приладів не враховує наявність у повітрі аерозолів альфа та бета частинок. Також існує таке поняття як проскок у фільтрувальних засобах захисту органів дихання. Саме тому треба враховувати і внутрішнє опромінення та вдосконалювати засоби сигналізації, які б реагували на всі види випромінювань.

1.2 Вплив іонізуючих випромінювань на боєздатність особового складу

1.2.1 Дія іонізуючих випромінювань на організм людини

Дія випромінювання на організм залежить від багатьох факторів. Визначальними факторами є: доза, вид випромінювання, тривалість опромінення, розміри опроміненої поверхні, індивідуальна чутливість організму[4].

Дія іонізуючого випромінювання на живі організми пов'язана з ушкодженнями молекул, які утворюють клітини, внаслідок впливу на них потоків заряджених частинок. Ушкодження, які іонізуюче випромінювання наносить, класифікуються як соматичні та генетичні.

Соматичні ушкодження-це ушкодження, які виникають безпосередньо в опроміненому організмі, а генетичні ушкодження зачіпають статеві клітини і тому можуть впливати на майбутні покоління. Можливі наслідки опромінення людини дозами, більшими за фоновий рівень, поділяються на детерміновані та стохастичні (імовірнісні).

Віднесення спостережуваних детермінованих ефектів на рахунок радіаційного впливу вимагає, щонайменше, припущення, що отримане опромінення перевищило деякий пороговий рівень, зазвичай близько одного грея або більше.

Такий підхід вимагає також спостереження специфічного набору клінічних або лабораторних даних в певній часовій послідовності. Гостра променева хвороба являє собою гарний приклад детермінованого ефекту, який порівняно легко віднести на рахунок радіаційного впливу, оскільки спостережувані ознаки і симптоми важко пояснити іншими причинами. Хоча постановка діагнозу пов'язана з серйозними труднощами, досвідчений патолог повинен вміти встановлювати зв'язок спостережуваних ознак і симптомів з впливом радіації.

Існують детерміновані ефекти, такі як катаракта, для яких радіаційний вплив не є єдиною можливою причиною. Якщо такі ефекти спостерігаються (зазвичай через деякий час після високих рівнів опромінення) за відсутності явних ознак, що вказують на їх зв'язок з радіаційним впливом, неможливо однозначно віднести цей ефект на рахунок радіації. Можна говорити лише про імовірність того, що радіація була єдиною або частковою причиною.

До детермінованих ефектів належать такі ураження, ймовірність виникнення і ступінь тяжкості яких ростуть у міру збільшення дози опромінення, і для виникнення яких існує дозовий поріг. До таких ефектів відносять, наприклад, пошкодження шкіри (променевий опік), катаракту очей (потемніння кришталика), пошкодження статевих клітин (тимчасова або постійна стерилізація).

Є дані численних і тривалих спостережень за персоналом і населенням, які зазнали впливу підвищених доз опромінення. З цих даних випливає, що професійне тривале опромінення дозами до 50 мЗв на рік дорослої людини не викликає ніяких несприятливих соматичних змін, що реєструються за допомогою сучасних методів дослідження. Детерміновані ефекти проявляються при досить високих дозах опромінення всього тіла або окремих органів.

Наслідки для здоров'я від доз опромінення всього тіла за короткий період (секунди, хвилини або години ) бувають наступними:

– опромінення дозою 0,25 Зв не приводить до помітних змін в організмі;

– при дозі 0,25-0,5 Зв спостерігаються зміни показників крові;

– доза 0,5-1,0 Зв викликає зниження рівня лейкоцитів або білих кров'яних тілець, але незабаром нормальні рівні відновлюються;

– пороговою дозою, що викликає променеву хворобу, вважається 1 Зв. Променева хвороба проявляється у вигляді нудоти, блювоти, кишкових спазмів, почуття втоми, апатії, підвищеного потовиділення, головного болю;

– доза близько 2 Зв може викликати нудоту, головний біль, спостерігається зниження рівня лімфоцитів і тромбоцитів приблизно на 50 %. Нормальні рівні відновлюються відносно швидко;

– при дозі близько 3 Зв спостерігається блювота, слабкість, висока температура, зневоднення організму, випадання волосся. Існує невеликий ризик смерті, уражені одужують протягом декількох тижнів або місяців;

– при дозі 4-6 Зв відбувається ураження слизових оболонок внутрішніх органів і тканин кісткового мозку. 4 Зв створюють суттєву загрозу життю, 5 Зв створюють високу ймовірність смерті, а 6 Зв без інтенсивного медичного лікування приводять до смерті;

– при дозі понад 6 Зв шанси вижити довше декількох тижнів вельми малі;

– при дозі понад 10 Зв настає смерть від зневоднення.

Стохастичними ефектами вважаються такі, для яких від дози залежить тільки ймовірність виникнення ураження, а не його тяжкість. Для стохастичних ефектів відсутній дозовий поріг.

До стохастичних ефектів відносять злоякісні пухлини, індуковані випромінюванням, а також вроджені каліцтва, що виникли в результаті мутацій і інших порушень в статевих клітинах. Стохастичні ефекти не виключаються при малих дозах, оскільки не мають дозового порога.

Віднесення спостережуваних детермінованих ефектів на рахунок радіаційного впливу вимагає, щонайменше, припущення, що отримане опромінення перевищило деякий пороговий рівень.

Такий підхід вимагає також спостереження специфічного набору клінічних або лабораторних даних в певній часовій послідовності. Гостра променева хвороба являє собою гарний приклад детермінованого ефекту, який порівняно легко віднести на рахунок радіаційного впливу, оскільки ознаки і симптоми, що спостерігаються (наприклад, придушення кров'яного рівня в кістковому мозку з супутньою інфекцією та крововиливами, а також висока частота хромосомних аберацій в периферії крові) важко пояснити іншими причинами. Хоча постановка діагнозу пов'язана з серйозними труднощами, досвідчений патолог повинен вміти встановлювати зв'язок спостережуваних ознак і симптомів з впливом радіації.

Існують детерміновані ефекти, такі як катаракта, для яких радіаційний вплив не є єдино можливою причиною.

Якщо такі ефекти спостерігаються (зазвичай через деякий час після високих рівнів опромінення) за відсутності явних ознак, що вказують на їх зв'язок з радіаційним впливом, неможливо однозначно віднести цей ефект на рахунок радіації, можна говорити лише про ймовірність того, що радіація була єдиною або часткової причиною.

Серед радіаційних факторів, що діяли на особовий склад при ліквідації наслідків аварії на Чорнобильській АЕС в початковий період, визначальним значенням було зовнішнє гамма-випромінювання на радіоактивно забрудненій місцевості.

У зв'язку з цим, в основу всіх заходів, щодо забезпечення радіаційної безпеки, був покладений принцип виключення будь-якого необґрунтованого і зниження неминучого опромінення до мінімально допустимого рівня, оскільки дози, отриманого особовим складом, є інтегральним показником стану радіаційної безпеки.

1.2.2 Допустимі дози опромінення під час виконання завдань за призначенням

В якості запобіжного впливу випромінювання приймається значення тканинного керма в повітрі в Греях (Гр) або максимальне його значення на поверхні тіла.

Тканинна корма - це поширене поняття експозиційної дози на нейтронне випромінювання. При гамма-випромінюванні значення тканинної корми практично збігається зі значенням експозиційної дози. Оцінюються порушення при гострій променевій хворобі (ГПХ) за загальноприйнятою класифікацією: кісномозгова (I, II, III ступені тяжкості), перехідна, кишкова, токсемічна і церебральна форми (IV ступінь тяжкості). Терміном боє- і працездатність визначають фізичний і функціональний стан організму, що дозволяє людині виконувати, бойове або трудове завдання, в тому числі при граничному напруженні сил. При цьому не виключається можливий обтяжуючий вплив фізичної роботи на перебіг захворювання. Боє - і працездатність розглядається з урахуванням характеру виконуваної діяльності: переважно розумової чи фізичної. Вводяться такі градації стану боє- і працездатності:

A. боє- і працездатність збережена - професійні обов'язки виконуються в повному обсязі;

B. боє- і працездатність обмежена - при виконанні професійних обов'язків у сфері розумової роботи число помилкових дій оператора становить 10-20%; сповільнений час реакції у складній обстановці до 1,5 рази; виконання важкої фізичної роботи затруднене (знижено на 20- 30% від вихідного рівня);

C. боє- і працездатність істотно обмежена - у сфері розумової роботи можливе виконання тільки основних закріплених професійних обов'язків без аналізу складної обстановки, час реакції збільшено в 2 рази і більше; число помилкових дій оператора становить 20-50 %; фізична працездатність знижена на 40-70 %; можливе лише, як виняток, виконання легкої фізичної роботи.

D. боє- і працездатність відсутня - виконання фізичної та розумової роботи неможливе.

Дані для оперативної оцінки стану розумової й фізичної працездатності й різні терміни після опромінення представлені в таблиці 1.1 (с - смерть, в - відсутня, со - суттєво обмежена, о - обмежена, з - збережена)

Таблиця 1.1 - Оцінка розумової працездатності в залежності від дози та часу після опромінення

Час

1 хв.

3 хв.

10 хв.

30 хв.

1 год.

3 год.

10 год.

1 доб.

3 доб.

5 діб.

10 діб.

Доза грей

2

з

з

з

з

з

з

з

з

з

з

з

4

з

з

з

з

з

о

о

о

з

з

о

6

з

з

з

з

о

о

о

о

о

о

в

10

з

з

о

со

со

со

со

о

о

со

в

20

з

з

со

со

со

со

со

со

со

в

с

40

со

со

в

в

в

со

со

со

в

с

80

в

в

в

в

в

в

в

в

с

150

в

в

в

в

в

в

в

с

При оцінці сумарної дози опромінення, отриманої особовим складом, необхідно враховувати здатність організму людини відновлювати більшу частину радіаційного ураження. Ця частина становить близько 90 % загальної дози, яку прийнято називати оборотною частиною радіаційного ураження або оборотною дозою. 10 % радіаційного ураження не відновлюється і являє собою залишкову дозу, що викликає віддалені наслідки ураження. З 90 % оборотної частини радіаційного ураження половина відновлюється через 1 місяць, а все можливе відновлення відбувається через 3 місяці зі швидкістю приблизно 2,5 % на добу. Причому в перші 4 доби з моменту опромінення відновлення не відбувається, тому незалежно від того, протягом якого проміжку часу отримана доза опромінення - за 1 годину або за якісь інші проміжки часу протягом 4 діб, вона вважається короткочасною або одноразової. Після 4 діб в організмі починається процес одужання.

Щоб визначити, якою мірою організм ще може бути підданий впливу отриманої дози опромінення, потрібно скласти 10 % залишкової дози і ту частину оборотної дози, від якої організм, на даний момент, ще не звільниться. Сума цих двох частин називається ефективною дозою. Це і є та доза, яка надає зазначений вище біологічний вплив, в період ураження. Властивість організму з часом відновлювати більшу частину ураження дозволяє при необхідності особовому складу підрозділів поступово накопичувати значні дози іонізуючого випромінювання, не отримуючи при цьому серйозних радіаційних уражень. Розрахунок ефективної дози при одноразовому опроміненні може бути проведений за формулою:

(1.1)

де D_o - доза одноразового опромінення, Р;

а - коефіцієнт для D_o,визначається за графіком (рисунок 1.1)

Рисунок 1.1 - Коефіцієнт а дози однократного опромінення, використовується при обчисленні ефективної дози за будь-який час

Розрахунок ефективної дози при багаторазовому (тривалому) опроміненні здійснюється за формулою

(1.2)

де D - сумарна доза багаторазового опромінення, Р;

b - коефіцієнт для D, визначається за графіком (рисунок 1.2)

Рисунок 1.2 - Коефіцієнт b для визначення ефективної дози при багаторазовому опроміненні

Таким чином, по закінченні якогось часу після опромінення ступінь ураження буде визначаться ефективною дозою на даний момент часу, і чим більше пройде часу після опромінення, тим менше буде ефективна доза, поки не досягне значення залишкової дози. При радіоактивному зараженні великих територій виникає необхідність певним чином регламентувати життєдіяльність людей. Вирішити це завдання буде легше, якщо допустиму дозу опромінення призначити виходячи з певної ефективної дози. Тоді ефективна доза буде визначати значення дози, яку можна буде отримати протягом усього періоду виконання бойового завдання або перебування в заражених районах. При цьому виникає гостра необхідність в організації щоденного контролю доз опромінення, з тим щоб не перевищити встановленої ефективної дози опромінення і, таким чином, забезпечити протирадіаційний захист особового складу.

1.3 Аналіз одиниць виміру під час визначення дозового навантаження

Крім ефективної дози, яка розглянута у п. 1.2.2 у дозиметрії іонізуючих випромінювань (ІВ), існує також поняття ефективної, поглиненої, експозиційної дози, в одиницях яких, відградуйовані технічні засоби контролю доз опромінювання (дозиметри). Розглянемо особливості їх застосування у військовій дозиметрії ІВ.

Для виконання вимірів у дозиметрії встановлені одиниці виміру, що відповідають Міжнародній системі виміру (СІ). Разом з Міжнародною системою одиниць застосовуються позасистемні одиниці активності та характеристики полів іонізуючих випромінювань (СГС). Відповідно до цієї системи, для визначення ступеня небезпеки для особового складу ІВ, у військовій дозиметрії встановлені одиниці виміру наступних фізичних величин.

Мірою впливу випромінювань на речовину є доза випромінювання (доза), яка характеризує енергію випромінювання, що передана або здатна бути передана одиниці маси речовини в процесі взаємодії випромінювань з цією речовиною[5].

Доза випромінювання, віднесена до одиниці часу, називається потужністю дози, яка виражає собою швидкість накопичення дози. Чим інтенсивніше потік випромінювань, тим швидше накопичується доза. Вимір потужностей доз - одна з найважливіших задач радіаційної розвідки місцевості у військах.

Він дозволяє визначити час, протягом якого створюються дози, що не викликають небезпечного біологічного ефекту в організмах, чи, навпаки, що можуть викликати його ураження, а також дозволяє визначити границі простору, у межах якого створювані протягом деякого часу дози, можуть виявитися небезпечними.

Поглинена доза випромінювання (D) - це відношення середньої енергії dЕ, переданої ІВ речовині в елементарному об'ємі, до маси dm речовини в цьому об'ємі:

D = . (1.3)

Це поняття застосовне до будь-якого виду ІВ та будь-якої речовини, тобто це кількісна характеристика результату взаємодії випромінювання з речовиною. Як одиниця виміру поглиненої дози випромінювання взятий грей - Гр. Це така доза випромінювання, за якої опроміненій речовині, яка має вагу 1 кг, передається енергія ІВ в 1Дж. Позасистемною одиницею виміру поглиненої дози є рад (1рад = 10^-2 Гр). Енергія, яка поглинена у речовини, витрачається головним чином на його іонізацію та в одиниці маси опромінюваної речовини дорівнює добутку середньої енергії іоноутворення на кількість пар іонів, які виникли під впливом ІВ у цій масі. Так як середня енергія іоноутворення є величиною постійною, то поглинена речовиною енергія, може визначатися кількістю пар іонів або зарядом, який створюється в одиниці маси речовини.

Експозиційна доза фотонного випромінювання (Х) - це відношення сумарного заряду dQ всіх іонів одного знаку, створених у повітрі, коли всі електрони й позитрони, звільнені фотонами в елементарному об'ємі повітря з масою dm, повністю зупинилися в повітрі, до маси повітря в зазначеному об'ємі:

Х = (1.4)

Доза випромінювання в повітрі, дозволяє описати поле зовнішнього опромінення об'єкта - експозицію. Під час радіоактивного зараження місцевості, досить рівномірне тільки зовнішнє опромінення проникаючими г- квантами. Саме для них і визначена експозиційна доза - доза гамма чи рентгенівського випромінювання, під час поглинання якого в повітрі створюється визначена кількість заряджених іонів. За одиницю виміру експозиційної дози взятий кулон на кілограм - Кл/кг. Кулон на кілограм - це експозиційна доза фотонного випромінювання, під час проходження якого через 1 кг повітря в результаті завершення всіх іонізаційних процесів у повітрі створюються іони, що несуть заряд в 1 Кл енергії кожного знаку.

Позасистемною одиницею експозиційної дози фотонного випромінювання, що застосовується на практиці, є рентген (Р):

1Р = 2,58•10^-4Кл/кг.

Рентген - це така кількість енергії гамма-випромінювання, що під час поглинання в 1 см³ сухого чистого повітря за температури 0^°С та тиску 760 мм рт. ст. утворює 2,08•10⁹ пар іонів носіїв різних знаків заряду.

Одиницю експозиційної дози кулон на кілограм допускається застосовувати для фотонного випромінювання з енергією від 0,03 до 3 МеВ за умови електронної рівноваги. Під електронною рівновагою розуміється рівновага між поглиненою енергією гамма-випромінювання і енергією випромінювання, перетвореної в кінетичну енергію електронів. Але тільки тоді, коли сума енергій електронів, що входять в об'єм повітря, буде дорівнювати сумі енергій електронів, що виходять із цього об'єму повітря. Під час користування одиницею виміру рентгена виникало чимало труднощів. Його кілька разів уточнювали, доки, нарешті, була прийнята нова одиниця з урахуванням міжнародної системи СІ.

Незважаючи на це у військах усе ще знаходяться на озброєнні прилади розвідки і контролю відградуйoвані в (Р). Цінність і життєздатність (Р) визначається: завдяки близькості ефективних атомних номерів повітря (Z_ефф = 7,64) і основних тканин людського тіла (вода, кров, м'язи Z_ефф?7,42, жир Z_ефф = 5,92, кістка Z_ефф = 13,8) поглинена в тканинах енергія - такий широкий спектр доз буде пропорційний фізичній дозі (виміряної приладами в Рентгенах) [6].

М'які тканини тварин і людини повітряно еквівалентні. Це значить, що кількість енергії гамма-квантів, що поглинається в 1 м м?яких тканин (вода, кров, м'язи) і в 1 м повітря, практично дорівнює.

З таблиці 1.2 видно, що для біологічних тканин коефіцієнт близький до одиниці, тобто, поглинена доза для них приблизно дорівнює експозиційній дозі для повітря. Цим і обумовлена можливість оцінки впливу гамма-випромінювання на організм по величині експозиційної дози.

Вимірювати поглинену дозу в людському організмі важко. Для цього потрібні тканино еквівалентні детектори - органічні речовини, вода, складні композиції, по сполуці подібні тканині, що розміщують у порожнинах тіла чи в його моделях - фантомах.

Звичайно, поглинена доза розраховується по обмірюваній експозиційній дозі випромінювання:

D= к Х (1.5)

де к - коефіцієнт пропорційності.

Із зіставлення одиниць випливає, що для повітря в умовах електронної рівноваги при експозиційній дозі 1 Р поглинена доза дорівнює 0,88 рад.

Потужність експозиційної дози фотонного випромінювання - це відношення збільшення експозиційної дози фотонного випромінювання dХ за інтервал часу dt до цього інтервалу:

= (1.6)

Еквівалентна доза випромінювання Н призначена для оцінювання радіаційної безпеки опромінення людини в полі ІВ різних видів. Біологічний ефект опромінення за інших рівних умов виявляється різним для різних видів випромінювання.

Це пов'язане з тим, що різні види випромінювання створюють іони з неоднаковим просторовим розподілом.

Наприклад, важкі заряджені частки (альфа, протони) створюють на своєму шляху в середовищі більше щільну іонізацію, ніж легкі частки (бета-частинки). Отже для створення однакового біологічного ефекту в деякому певному об'ємі біологічної тканини під час опромінення важкими зарядженими частками, необхідна менша доза, ніж легкими частками.

Таким чином, величина поглиненої енергії не повною мірою визначає реакцію біологічного об'єкта на вплив випромінювання. Необхідна фізична величина, що враховувала б просторовий розподіл енергії. Такою величиною є лінійна передача енергії - ЛПЕ (L_?). ЛПЕ - це відношення енергії dЕ, яка локально передана середовищу зарядженої частки внаслідок зіткнення на елементарному шляху dl, до довжини цього шляху:

L_? = ()? (1.7)

Знак ? позначає, що під час взаємодії передається енергія, що не перевищує деякого певного значення ?, тобто енергія локально передана середовищу.

Якщо ж довжина шляху руху іонізуючої частки нескінченна, тобто L_? і виражається в сантиметрах, то це значить, що частка втрачає повністю свою енергію, тобто величина L_? чисельно дорівнює іонізаційній гальмовій здатності. Для розрахунків користуються коефіцієнтом якості випромінювання k.

Вважається, що випромінювання з однаковим k при рівних значеннях доз і однакових умовах опромінення призводить до однакового біологічного ефекту.

Таким чином, добуток поглиненої дози на коефіцієнт якості визначає біологічний ефект опромінення людей у тій же мірі, незалежно від виду опромінення.

Такий добуток або міра називається еквівалентною дозою Н, наведений на рисунку 1.3.

Таблиця 1.2 - Значення коефіцієнта якості k

Види випромінювання	Лінійна передача енергії L? у воді	Коефіцієнт якості k
г-, в-випромінювання (фотони з енергією більш 350 кеВ)	0,58	3,5	1
г-, випромінювання (фотони з енергією менше 150 кеВ)	1,1	7,0	2
б-частки, швидкі нейтрони (з енергією більше100 МеВ)	3,7	23	5
Нейтрони (з енергією 0,03 - 100 МеВ)	8,5	53	10
Багатозарядні іони, ядра віддачі	28	175	20



Рисунок 1.3 - Іонізуюча здатність альфа-, бета-, нейтронне-, і гамма-випромінювання, навіть при одній і тій же поглиненій дозі, роблять не однакову вражаючу дію клітині

Еквівалентна доза (H) - це добуток поглиненої дози D випромінювання в біологічній тканині, на коефіцієнт якості k цього випромінювання в даному елементі біологічної тканини, тобто:

Н = D•k (1.8)

За одиницю виміру еквівалентної дози взятий зіверт (Зв).

Позасистемною одиницею еквівалентної дози є біологічний еквівалент рентгена - бер.

1 бер - така кількість енергії будь-якого виду ІВ, яка під час поглинання в 1 г біологічної тканини виконує таку ж біологічну дію, що й г-випромінювання при дозі в 1 рентген [5].

1.4 Особливості організації контролю доз опромінювання у військах

Радіаційний контроль організовується з метою отримання даних для оцінки боєздатності підрозділів, визначення необхідності та обсягу спеціальної обробки, а також можливості зняття засобів індивідуального захисту після подолання зон зараження (забруднення) або проведення спеціальної обробки. Радіаційний контроль у підрозділі здійснюється шляхом контролю опромінення особового складу та визначення ступеня радіоактивного і хімічного зараження (забруднення) особового складу, озброєння, техніки і матеріальних засобів, місцевості, а також води і продовольства. В залежності від завдань, що вирішуються, контроль доз випромінювання розподіляється на військовий та медичний [3,5].

Військовий контроль опромінення проводиться для отримання даних, які дають можливість оцінити боєздатність підрозділів в радіаційному відношенні.

Медичний контроль необхідний для сортування поранених та уражених на етапі медичної евакуації, а також для первинного діагностування радіаційних уражень за показниками вимірювачів доз (ИД-11), які видаються усім військовослужбовцям.

Військовий контроль застосовується для отримання даних про дози випромінювання груп військовослужбовців, які діють в однакових умовах (автомобілі, БМП, танки) шляхом зняття показників з військових вимірювачів дози (ИД-1). Це дозволяє оперативно оцінювати боєздатність підрозділу за радіаційним показником. Він може проводитися колективним або індивідуальним методами.

Колективний метод застосовується у відділеннях (обслугах), особовий склад яких знаходиться відносно в однакових умовах радіоактивного опромінення. При цьому виді контролю доза випромінювання вимірюється одним-двома дозиметрами виданими на відділення, обслугу, і приймається за середню отриману дозу усіма військовослужбовцями відділення (обслуги).

Індивідуальний метод контролю розповсюджується на офіцерів і прапорщиків, а також на військовослужбовців, які виконують бойові завдання окремо від своїх підрозділів.

Видача, зняття показників, зарядка, перезарядка загальновійськових вимірювачів дози здійснюється в підрозділах безпосередніми командирами (начальниками) або призначеними особами, а облік доз випромінювання - особами які призначені наказом командира військової частини. Облік доз випромінювання ведеться в ротах - на весь особовий склад; в штабах батальйонів (дивізіонів) - на весь особовий склад штабу і командирів підлеглих підрозділів на два ступеня нижче. Дози випромінювання щодоби записуються у журналі обліку доз опромінення і періодично (один раз на місяць) переносяться із журналу в картку обліку доз опромінення кожного військовослужбовця у вигляді сумарного значення. Штаби, на основі щодобових донесень підлеглих, ведуть облік усереднених доз випромінювання підрозділу і визначають ступінь боєздатності за радіаційним показником підрозділів на два ступеня нижче. Відповідальність за організацію і правильність визначення та облік доз випромінювання лежить на командирах взводів, рот, батальйонів і штабах батальйонів при військовому контролі, та на медичних установах при індивідуальному (медичному) контролі. Облік доз випромінювання в роті веде старшина роти, а в батальйоні - штаб.

Величина доз записується наростаючим підсумком за кожний день з урахуванням зниження їх біологічної ефективності. Ступінь боєздатності підрозділів в залежності від залишкової дози і тривалості опромінення приведені в таблиці1.3.

Таблиця 1.3 - Ступінь боєздатності підрозділів в залежності від залишкової дози випромінювання

Ступінь боєздатності	Доза випромінювання, у радах, отримана на протязі
	Чотирьох діб	Одного місяця
Повністю боєздатні Обмежено боєздатні 1-го ступеня Обмежено боєздатні 2-го ступеня Обмежено боєздатні 3-го ступеня	до 50 до 150 до 250 більше 250	до 100 до 250 до 400 більше 400

Обмежено боєздатними в радіаційному відношенні вважаються ті підрозділи, у яких більш ніж 50% особового складу мають дози опромінення більше вказаних у попередньому ряду таблиці. Подальше опромінення підрозділів може привести до захворювання променевою хворобою і втрати особового складу.

За оцінку боєздатності необхідно зарахувати не початкову, а залишкову величину або ефективну дозу.

Командир роти щоденно доповідає командиру батальйону про боєздатність кожного взводу, який був опромінений, а також про дозу випромінювання кожного командира взводу. При одноразовій дозі випромінювання більше ніж 100 рад командир роти доповідає негайно. В установлені строки щодобово подають:

- командири взводів - доповідь про дозу випромінювання, отриману кожним відділенням (екіпажем, обслугою), а також свою дозу випромінювання;

- командири рот (батарей) - письмову доповідь про опромінення особового складу взводів і дози випромінювання кожного офіцера;

- начальник штабу батальйону (дивізіону) - письмову доповідь про опромінення особового складу кожної роти та окремого взводу і дози випромінювання кожного офіцера. Технічними засобами для проведення військового контролю опромінення підрозділу забезпечуються із розрахунку:

- один загальновійськовий вимірювач дози (ДКП-50А, ИД - 1) на відділення (обслугу) та їм рівні підрозділи;

- один загальновійськовий вимірювач дози на кожного офіцера, прапорщика, військовослужбовця за контрактом.

Індивідуальні вимірювачі дози (дозиметри) закріплюються за особовим складом. При цьому індивідуальні вимірювачі дози (дозиметри) для визначення сумарної дози випромінювання закріплюються за військовослужбовцями, працівниками та службовцями Збройних Сил України на весь період служби (роботи) в даній військовій частині, а в військовий час - на весь час служби (роботи) в Збройних Силах України (тип та номер вимірювача дози (дозиметра) записується в графі “особливі примітки” документу, який посвідчує особу).

1.5 Досвід визначення дозових навантажень під час ліквідації аварії на ЧАЕС

Радіаційна обстановка на ЧАЕС характеризується високим динамізмом і нерівномірністю радіоактивного забруднення місцевості і об'єктів, які перебували на ній. Особливо складною ця обстановка була на території АЕС, де рівень радіації на місцевості і ступінь забруднення різних об'єктів відрізнялись мінливістю у часі. Найбільш високі рівні радіації від 5-10 до 250 Р/год реєструвалися на території, прилеглій до аварійного реактора, а також у приміщеннях третього енергоблоку.

В інших місцях потужності дози в основному рівномірно знижувалися у напрямку від епіцентру, хоча на ділянках місцевості з рослинністю і трав'яним покривом рівні радіації досягали 1,5-2 Р/год. До середини червня 1986 року внаслідок дезактиваційних робіт рівні радіації на території АЕС були знижені в середньому до 10 Р/год, а по периметру проммайданчика до 1 Р/год і нижче. Значний вплив на змінення радіаційного стану вплинуло зволоження ґрунту, потужності дози на окремих ділянках зросли за відносно короткий проміжок часу (2-2,5 год) в 10 разів. У цих умовах дотримання заходів радіаційної безпеки, а також медичний контроль, за умовами праці мали вирішальне значення у захисті особового складу від впливу іонізуючих випромінювань.

Спочатку зовнішнє гамма - опромінення обмежувалося значенням рівним п'яти граничним допустимим річним дозам (5 бер) для умов мирного часу, що складало 25 бер (5Ч5 бер). У подальшому було встановлено диференційовані нормативи зовнішнього опромінення:

- для особового складу, що працюють в місцях з рівнями радіації менше 5 мР/год, - 5 бер; - для особового складу, що працює в місцях з рівнями радіації 5 мР/год, і більше, - 10 бер;

- у виняткових випадках і, за відсутності медичних протипоказань, але для обмеженого числа військовослужбовців - 25 бер.

Облік доз опромінення вівся: в ротах - на кожного військовослужбовця, в штабах батальйонів і частин - на кожного офіцера та прапорщика, а також на весь особовий склад по групах. Групи встановлювалися в залежності від отриманих доз: I - до 10 бер, II - 10-15 бер, III - 15-20 бер, IV - 20-25 бер.

Як показав досвід роботи, в зонах з високими рівнями радіації найбільш доцільним способом захисту від радіаційного впливу є захист часом, тобто встановлення такої робочої зміни, при якій доза опромінення не перевищить гранично допустиму. В якості такої за пропозицією медичної служби з урахуванням умов обстановки в початковий період, була встановлена доза опромінення до 2 бер за зміну. У подальшому підходи до нормування опромінення були переглянуті і від граничної дози за робочу зміну довелося відмовитися, так як при цьому не враховувалося, що з припиненням роботи особистий склад не переставав піддаватися радіаційного впливу. Практично не контролювалася доза випромінювання, одержувана службовцями протягом усієї доби, в тому числі при знаходженні в місця дислокації частини, а також при пересуванні до місць робіт і назад. У зв'язку з цим була встановлена гранично допустима доза не більше 2 бер на добу.

Висновки до першого розділу

В літературі визначено певні критичні дози опромінення для всього організму, для певних органів і тканин. Суттєвим є характер опромінення. Внутрішнє опромінення завжди несе більшу небезпеку. Зовнішнє опромінення несе не меншу небезпеку, але залежить від характеристик поля радіоактивного випромінювання. В сучасній радіології важливе значення приділяється не лише потужності дози випромінювання, а й якості іонізуючої здатності випромінювання, яка залежить від енергій гамма квантів. З цієї позиції гамма кванти різних енергій матимуть різний коефіцієнт якості впливу на критично важливі органи.

2. ДОСЛІДЖЕННЯ ТОЧНОСТІ МЕТОДІВ ВИЗНАЧЕННЯ ДОЗОВИХ НАВАНТАЖЕНЬ

2.1 Досвід застосування технічних засобів контролю доз опромінювань під час ліквідації аварії на ЧАЕС

В процесі робіт в районі ЧАЕС неодноразово висловлювалися думки про перегляд вимог до військової дозиметричної апаратури (ВДА) у напрямку істотного підвищення її чутливості, розширення енергетичного діапазону.

Незважаючи на це, в літературі існує думка, що включення в функціональне призначення ВДА можливості вирішення всього різноманіття питань, що виникають в процесі заради активного зараження як при аваріях на АЕС, так і від ЯВ, не завжди виправдано з економічної точки зору.

Контроль доз опромінення здійснювався дозиметрами ДК-02, ДКП-50, ИД-1, ИД-11, крім того застосовувалися вимірювачі потужності дози ДП-5А (Б, В).

У ході робіт було встановлено, що не всі типи індивідуальних дозиметрів за своїми технічними характеристиками відповідають вимогам та умовам роботи в районі аварії. Вони мають похибку 30-40%, великий саморозряд і не фіксують малі значення доз опромінення. Використовувалася також відповідна апаратура радіаційного контролю ВМФ, наприклад, комплект індивідуальних дозиметрів типу КИД-6 з індивідуальними дозиметрами операційного контролю Д-2Р і аварійного контролю Д-500 [2]. Непоганий за тактико-технічними характеристиками корабельний бета-, гамм-радіометр КРБГ-1 на початку 90-х років минулого століття стали змінювати новими комплектами апаратури радіаційного контролю у складі корабельного дозиметра гамма КДГ-1, корабельного радіометра бета КРБ-1 і корабельного радіометра альфа КРА-1.

Після аварії у 1978 році космічного апарата «Космос-954» із значним радіоактивним забрудненням території Канади, у воєнних округах і на флотах були створені позаштатні пересувні загони для ліквідації наслідків аварій космічних апаратів з ядерною енергетичною установкою або радіоізотопними приладами на борту. Але особовий склад навіть цих підрозділів не був забезпечений належними засобами індивідуального дозиметричного контролю (ІДК).

Такий загін вже з 27 квітня 1986 року брав участь у ліквідації наслідків аварії на ЧАЕС. На воєнний час контроль внутрішнього опромінення особового складу у військових частинах не передбачався.

Такий недолік компенсувався розгорнутою багаторівневою системою експертизи води і продовольства на вміст продуктів ядерного вибуху (ПЯВ) та проведенням заходів з недопущення надходження в організм ПЯВ вище встановлених лімітів. Значною проблемою протирадіаційного захисту військ у ході ліквідації аварії на ЧАЕС була невідповідність загальновійськової апаратури радіаційної розвідки і дозиметричного контролю умовам великомасштабної радіаційної аварії у мирний час.

Технічні характеристики вітчизняної загальновійськової дозиметричної апаратури, наведені у таблиці 2.1 свідчать, що при всій різноманітності типів штатних загальновійськових індивідуальних дозиметрів організувати належний дозиметричний контроль у військових частинах, які брали участь у ліквідації наслідків аварії на ЧАЕС, було практично неможливо.

При добовій дозі до 2 сЗв (2 Р) дозиметри типу ДКП-5А (з комплекту ДП-22В) з нижнім порогом чутливості 2 Р, не кажучи вже про дозиметри ИД-1, ДП-70 і ДП-70М, були непридатними для операційного контролю через їх високий нижній поріг чутливості. Водночас робочий діапазон дозиметрів типу ДК-02 у межах 0,01-0,2 Р був занадто низьким. З часом стало зрозумілим, що дозиметри ДКП-5А дають правильні дані про опромінення лише при встановленні початку відкліку не на відмітці “0”, а на “10” [2]. Для повсякденного контролю дозового навантаження у ліквідаторів при сумарних лімітах до 25 сЗв (25 Р) навіть дозиметри типу ИД-11 з нижнім порогом чутливості 10 рад не завжди були прийнятними, оскільки сумарні дози у значної частини ліквідаторів, фактично отримані за весь час перебування в районі аварії, наближалися до порогу чутливості цих засобів.

Таким чином, технічні засоби військового контролю завдяки своїм метролого-технічним характеристикам перекривають достатньо широкий діапазон доз 0,01-0,2 Р і 2-800 Р. Однак найактуальнішим, під час ліквідації наслідків аварії 0,2-2 сЗв, залишається незабезпеченим технічними засобами.

Таблиця 2.1 - Метролого-технічні характеристики вітчизняної загальновійськової дозиметричної апаратури

Тип дозиметру та детектор	Зарядний пристрій	Діапазон, та випромінювання що реєструється	Вимірювальний пристрій	Можливість автоматизації зчитування і накопичення інформації
Засоби військового контролю
ИД-1 (іонізаційна камера)	ЗД-6	20-500 рад (г+n)	Накопичувального типу. Прямопоказуючий	відсутня
ДКП-50А (іонізаційна камера)	ЗД-5	2-50 Р (г)	Накопичувального типу. Прямопоказуючий	відсутня
Засоби індивідуального контролю: а) на мирний час
ДК-02 (ИД-02) (іонізаційна камера)	ЗД-4 (ЗД6)	10-200 мР (г)	Накопичувального типу. Прямопоказуючий	відсутня
Д-2Р	-	0,05-1,0 Р (г)	УИ-17	відсутня
б) на воєнний час
ИД-11 (РФЛ)	-	10-1500 рад (г+n)	Накопичувального типу. ГО-32	відсутня
ДП-70 М (хімічний)	-	50-800 бер (г+n)	Накопичувального типу. Фотоколориметр ПК-56	відсутня (знят з озброєння)
ДП-70 (хімічний)	-	50-800 Р (г)	Накопичувального типу. Фотоколориметр ПК-56	відсутня (знят з озброєння)
Прийняті на озброєння ЗС України
МКС-05 (Терра) (гозоразрядний лічильник)	-	0,001-9999 мЗв (г+рентген)	Непрямого типу (за вимірюванням потужності дози). Прямопоказуючий	відсутня
ДКГ-21 (гозоразрядний лічильник)	-	0,001-9999 мЗв (г)	Непрямого типу (за вимірюванням потужності дози). Прямопоказуючий	автоматизоване зчитування інформації
Прийняті на озброєння ЗС РФ
Д-13 (хімічний)	-	0,5-50 Гр (г+n)	Накопичувального типу УИ-12М	автоматизоване зчитування інформації
ИД-14 (РТЛ)	-	0,00005-50 Гр (г)	Накопичувального типу УИ-14	автоматизоване зчитування інформації

Недоліком є й те, що при цьому використовуються три різні модифікації технічних засобів з широким переліком і самих дозиметрів, і зарядних пристроїв, що не дозволяють взаємозмінювати їх у випадку необхідності. Придатний для контролю за дозами ліквідаторів у найбільш актуальному діапазоні (від 0 до 2,0 Р) був дозиметр типу Д-2Р з комплекту КИД-6, прийнятого на озброєння у ВМФ. Однак їх було вкрай недостатньо, а при вимірюванні доз за наявності бета-випромінювання з енергією понад 0,6 МеВ, що було характерно для радіаційної обстановки в районі ЧАЕС у 1986 році, вони фіксували завищення дози гамма-випромінювання у 2-3 рази.

Отже, на озброєнні частин ЛНА не виявилось технічних засобів індивідуального контролю, які б за МТХ підходили після аварійної радіаційної обстановки. Всі вони мали високу похибку (до 30-40 %), частина - великий саморозряд, інші ж не фіксували малі значення доз випромінювання. Тому поряд з індивідуальною дозиметрією використовувався розрахунковий метод, порядок застосування якого був розроблений спільно з фахівцями хімічної служби. Створилися умови та відсутність єдиного підходу до обліку доз опромінення утруднювали здійснення санітарного нагляду за дозовим навантаженням особового складу та виявлення осіб з дозами опромінення, перевищувати гранично допустимі, з метою своєчасного медичного обстеження та відсторонення від роботи.

2.2 Аналіз методів визначення дозових навантажень

Відомо, що метою контролю доз опромінювання є своєчасне і точне визначення доз опромінення, а також облік і прогнозування дозового навантаження і дозового резерву окремих військовослужбовців, підрозділів і частин з метою виключення переопромінення особового складу (збереження боєздатності різного ступеня), а також сортування і первинна діагностика ступеня тяжкості радіаційних уражень окремих військовослужбовців на етапах медичної евакуації.

Необхідна для вирішення цих завдань інформація-величина дози випромінювання може бути отримана як прямими (використання вимірювачів дози) так і непрямими (за даними прогнозування радіаційної обстановки або вимірюванню потужності доз) методами.

Під час аварії на ЧАЕС, через відсутність належних засобів дозиметричного контролю у військових формуваннях переважали груповий (один дозиметр на групу) і особливо разрахунково-груповий (оцінка дози за її потужністю на робочому місці або об'єкті й часом виконання роботи) методи оцінки дози, невизначеність яких могла сягати 300 і 500 % відповідно [7].

Більшість дослідників погоджується, що офіційно зареєстровані дози (у 1986 році), які містяться у дозиметрах, можуть бути неточними з двох причин: через навмисну фальсифікацію та, внаслідок низької точності методів, визначення доз, які практикувалися під час ліквідації наслідків аварії.

Другий вид похибок (похибка методу оцінки дози) вимагає кількісної оцінки можливої корекції систематичної складової похибки. При всій актуальності цієї проблеми, незважаючи на методичну простоту, належних спроб її вирішення у літературі немає.

Дослідження можливостей цих методів показує, що непрямий метод може забезпечити отримання даних, лише про середні величини доз опромінення або для якогось району (за результатами прогнозування), або для точки (маршруту) за результатами вимірювання потужності доз рисунок 2.1 в ході ведення радіаційної розвідки (РР) місцевості.

Рисунок 2.1 - Співвідношення між розрахованою дозою (Х) за результатами РР і виміряною поглиненою дозою (D)

Якщо для планування бойових дій розрахунки можливих доз опромінення особового складу можуть мати важливе значення, то для оцінки ступеня боєздатності, а тим більше діагностики тяжкості радіаційних уражень, такі дані в переважній більшості випадків мають занадто малу вірогідність.

Достовірності такої інформації (підінтегральна площа - Х) вистачає лише для розрахунків експозиційного дозового навантаження на час дії підрозділів Дt і цілком залежить не стільки від спаду активності (t₂ - t₁) скільки, як показують дослідження, від можливостей приладу РР в момент часу t₁, при вимірі враховувати весь ізотопний склад випромінювань, який впливає на боєздатність особового складу.

З досвіду організації радіаційної безпеки при ліквідації аварії на ЧАЕС у місцях з рівнями радіації більше 1 мР/год повинні обов'язково використовуватися індивідуальні дозиметри. У місцях, де рівні радіації менше 1 мР/год, допускалося застосування розрахункового методу. Але і в цьому разі розбіжності між непрямою оцінкою і показниками вимірників доз становили в межах 5 Р - 10 %, 10 Р - 42 %, більше 10 Р -58 %. У 40 % випадків непряма оцінка перевищувала дозу на 10 Р. Розглянемо хрестоматійний приклад похибки методу оцінки дози групи ліквідаторів (в/ч 62617) [7]. При запланованих дозах 20 Р середня доза військовослужбовців, які працювали на даху третього блоку 19-20 вересня 1986 року, склала 8,5 Р (133 особи); 21 вересня - 10 Р (108 осіб); 22-23 вересня - 9 Р ( 953 особи); 24 вересня - 10,6 Р (376 осіб); 26 вересня - 13 Р (270 осіб).

Таким чином, середня доза при запланованій 20 Р була удвічі меншою за виміряну індивідуальними дозиметрами типу ДКП-50А, і це за умов, що дозиметричне забезпечення здійснювали висококваліфіковані фахівці, а прогнозована доза наступної партії коригувалась зміною часу роботи на даху за результатами індивідуального контролю попередньої групи.

...