Контроль доз опромінювання у військах

При цьому окремі групи військовослужбовців на невеликих ділянках даху (до 30Ч30 м), з відносно рівномірною радіаційною обстановкою, параметри якої постійно перевірялись і уточнювались, працювали лічені хвилини.

Питання достовірності отримання інформації від вимірників доз (D), як правило, відносять дослідження з оптимізації діапазону вимірів (в рамках концепції єдиного дозиметра) і точності вимірювань.

Деякі дослідження в рамках так званої аварійної дозиметрії, присвячені виявлення детермінованих ефектів в організмі тільки за рахунок реєстрації ширшого енергетичного спектра випромінювання, поглиненого в дозиметрі.

На мій погляд для достовірності оцінки дозових навантажень військовослужбовців (детермінованих ефектів в організмі) існують як мінімум дві помилкові концептуальні позиції у так званій аварійній дозиметрії:

1. 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).

2. Міжнародна Комісія з радіаційного захисту (МКРЗ) рекомендує для коефіцієнта якості фотонів (рентгенівське, гамма, гальмівне і характеристичне випромінювання) всіх енергій значення рівне одиниці. Однією з причин є відсутність теорії, що пояснює залежність коефіцієнта якості (k) від енергії фотонів. Однак аналіз доз ліквідаторів при аварії на ЧАЕС однозначно змушує повертатися до більш достовірної оцінки дозових навантажень.

Не вступаючи в суперечність з рекомендацією МКРЗ від 1990 року пояснити наявність енергетичної залежності та оцінити k в області високих енергій (вище порогу фотоядерних реакцій на легких елементах) можна, якщо врахувати внесок у поглинену дозу важких вторинних частинок, утворених в результаті фотоядерних реакцій.

Для оцінки біологічного впливу проникаючого низькоенергетичного випромінювання (наявність напрацьованого в реакторах Am - 241 з енергією 59 кеВ, а також поглинання гамма випромінювання в ґрунті внаслідок утворень завалів - комптон ефект) доцільно досліджувати норми допустимої щільності потоку фотонного випромінювання рисунок 2.2.

Рисунок 2.2 - Залежність допустимої щільності потоку від енергії

Проведений аналіз показав, основний внесок у дозу ліквідаторів Чорнобильської аварії обумовлений гамма-випромінюванням з ефективною енергією 20 кеВ, яке не вимірюється штатними індивідуальними дозиметрами.

Недооблік дозових навантажень, не стільки через k =1 на всьому можливому енергетичному діапазоні фотонного випромінювання, скільки через нечутливості технічного контролю доз опромінення до низько енергетичного гамма- випромінювання. З цим фактом, власне кажучи, і пов'язана основна критика військової дозиметричної апаратури при ліквідації аварії на ЧАЕС та помилки у вимірі реальних змішаних доз опромінень.

2.3 Модулювання дозового навантаження з врахуванням коефіцієнту якості

Для льотних екіпажів на висотах до 200 м, це було змішане гамма+нейтронне опромінення. Заміна екіпажів та інженерно-технічного складу в перші місяці після аварії здійснювалася з отриманням ними дози опромінення близько 20 Р виміряної дозиметром ДКП-50А. Значні похибки у вимірі тільки однієї гамма складової (без урахування k), зажадало провести і непряму оцінку повного навантаження у льотчиків, особливо в перші числа травня 1986 року.

Для моделювання ситуації з більш точним врахуванням енергетичних характеристик різних видів випромінювання за основу дозового навантаження рівну 50 рад (500 мЗв згідно НРБУ-97), при якій в перші 4 доби з моменту опромінення відновлення організму не відбувається. Саме 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 одноразовою. Розподіл дозових навантажень за видами випромінювань представлений в таблиці 2.2.

Таблиця 2.2 - Розподіл дозового навантаження при змішаному г+n випромінюванні

Гамма випромінювання (70% від 50 рад)	Нейтроне випромінювання (30%)
до 60 КеВ (по Аm-241) k=2	661 КеВ (по Сs-137) k =1	<30 КеВ (теплові) k =3
20%	50%	30%
D=10 рад	D=25 рад	D=15 рад

Тоді загальне дозове навантаження, що характеризує реальний біологічний ефект можна визначити як 1 рад = 0,9 Р

бер

Дана доза менше першого ступеня променевого ураження, проте характеризує обмеження боєздатності першого ступеня, також неврахування такого навантаження, може призвести до серйозних наслідків [5].

Вона показує, що всі прилади радіаційного контролю, які використовувались ліквідаторами аварії на ЧАЕС, мають значні похибки. Навіть не враховуючи коефіцієнти якості показання приладів дещо відрізняються від реального значення.

Таблиця 2.3 - Показання дозиметрів під час модулювання дозового навантаження

Дозиметр	Діапазон	Енергії	Поглинена доза	Значення з врахуванням похибки
без k	-	-	D=50 рад
ДКП-50А	2-50 Р	0,2-2 МеВ	X=25Р	22,5-27,5 Р
ИД-1	20-500 рад	0,08-2,2 МеВ + теплові нейтрони	D=25+15=40 рад	32-48 рад
ИД-02	0-200 мрад	0,05-2,2 МеВ + теплові нейтрони	D=0,2 рад	0,16-2,04 рад
ИД-11	10-1500 рад	0,05-2,2 МеВ+ теплові нейтрони	D=10+25+15=50 рад	34-46 рад

Висновки до другого розділу

Однією з причин недостовірної оцінки дозових навантажень є нечутливість існуючих дозиметрів до усього енергетичного спектру змішаного гамма+нейтронного випромінювання та неврахування коефіцієнту якості випромінювання. Як показує результати модулювання, реальне дозове навантаження може відрізнятися від вимірювального у декілька разів (особливо під час використання розрахункових методів). З цим фактом, власне кажучи і пов'язана основна критика військової дозиметричної апаратури при ліквідації аварії на ЧАЕС та помилки у вимірі реальних змішаних доз опромінень.

Проведений аналіз показав відсутність теорії, що пояснює залежність коефіцієнта якості (k) від енергії фотонів, що потребує подальших досліджень. Однак аналіз доз ліквідаторів під час аварії на ЧАЕС однозначно змушує повертатися до більш достовірної оцінки дозових навантажень.

3. РОЗРОБКА ВИМОГ ДО СУЧАСНІХ ДОЗИМЕТРІВ ВІЙСЬК РХБ ЗАХИСТУ

3.1 Аналіз вимірювання доз гамма-випромінювання

Найбільш типовими випадками опромінення особового складу військ є:

- вплив іонізуючих випромінювань на місцевості зараженої продуктами аварій на АЕС та після ядерного вибуху;

- вплив проникаючої радіації ядерних вибухів.

Крім того, частина особового складу може піддаватися впливу випромінювань при проведенні робіт з повірки градуювання військових дозиметричних приладів. Спільним для всіх цих випадків є те, що основним видом впливаючого випромінювання буде гамма-випромінювання досить широкого енергетичного спектру. Однак, якщо при проведенні робіт з повірки градуювання дозиметричних приладів має місце вплив тільки гамма-випромінювання, то в інших випадках гамма-випромінювання супроводжується супутнім бета-випромінюванням (заражена місцевість) або нейтронним випромінюванням (проникаюча радіація).

Необхідність диференціації цих випадків пояснюється тим, що практично всі сучасні детектори іонізуючих випромінювань (іонізаційні, хімічні, люмінесцентні та ін.), що використовуються для вимірювання доз гамма- випромінювання, володіють чутливістю до інших видів випромінювань, у тому числі до бета-випромінювання і нейтронів. Ця обставина значно ускладнює завдання виміру доз гамма-випромінювання за наявності супутніх випромінювань. Тому на практиці дуже важливо не тільки знати чутливість тих чи інших вимірників дози до різних видів випромінювань, але і чітко розмежовувати області їх застосування. Вимірювання доз гамма-випромінювання від ізотопних джерел гамма-випромінювання, що використовуються в лабораторній, клінічній та виробничій практиці, будь-яких практичних труднощів не представляє. Для цієї мети можуть бути використані будь-які детектори іонізуючого випромінювання і створені на їх основі вимірювачі дози, якщо вони за своїми технічними й експлуатаційними характеристиками придатні для вирішення поставлених завдань.

Вимірювання доз гамма-випромінювання при супутньому бета-випромінюванні може бути надійно здійснено за допомогою ряду детекторів іонізуючих випромінювань в тих випадках, коли детектор конструктивно має фільтр, який поглинає бета-випромінювання. Вибір матеріалу і товщини фільтра залежить від багатьох факторів і є досить складною, але здійсненним завданням. Прикладом вдалого конструкторського рішення може бути хімічний дозиметр ДП-70М (ДП-70 МП), у якого роль фільтра виконує корпус із сталі або пластмаси певної товщини.

Вимірювання доз гамма-випромінювання при супутньому нейтронному випромінюванні є більш складним завданням, тому що в цьому випадку чутливість до нейтронів визначається як атомним складом детектора, так і матеріалом корпусу.

Найбільш часто використовувані детектори іонізуючих випромінювань (іонізаційний, хімічний) мають досить велику чутливість до нейтронів різних енергетичних груп. Це робить неможливим вимір дози гамма-випромінювання при наявності супутнього нейтронного випромінювання без застосування спеціальних пристроїв або методів. Наприклад, диференціальні іонізаційні камери, тобто камери, які мають різну чутливість до гамма-випромінювання і нейтронів, за рахунок різного атомного складу, дозволяють проводити роздільне визначення доз гамма-та нейтронного випромінювань.

Це можна забезпечити, якщо одна з камер виготовлена з тканино еквівалентного матеріалу і наповнена тканино еквівалентним газом, а інша - з графіту і наповнена СО₂. Перша з камер буде мати більш високу чутливість до нейтронів, ніж друга, але обидві камери будуть мати приблизно рівну чутливість до гамма-випромінювання. Різниця показань таких камер, попередньо відградуйований в однакових умовах, дозволяє визначати нейтронну компоненту дозу в змішаному гамма- нейтронному полі випромінювання. Найбільш повно відповідають сучасним вимогам вимірювання доз гамма-випромінювання в змішаних гамма-нейтронних полях люмінесцентні детектори, а серед них радіофолюмінісцентні. Ці детектори хоча і володіють деякою чутливістю до нейтронів, але вона не перевищує частку відсотка від чутливості до гамма-випромінювання, і тому не робить помітного впливу на результат зміни дози гамма-випромінювання.

Таким чином, надійне вимірювання доз гамма-випромінювання можливо практично в будь-яких випадках при правильному використанні існуючих детекторів іонізуючих випромінювань [10].

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

Дозиметр-радіометр МКС-05 “ТЕРРА” призначений для вимірювання еквівалентної дози та потужності еквівалентної дози гамма- та рентгенівського випромінювань, а також поверхневої щільності потоку бета-частинок.

Основними технічними характеристиками приладу є: діапазон вимірювань потужності еквівалентної дози від 0,1 до 9999 мкЗв/год; діапазон вимірювань еквівалентної дози фотонного ІВ від 0,001 до 9999 мЗв; межі допустимої відносної похибки ± 15%; діапазон енергій фотонного ІВ, що реєструється, 0,05 - 3 МеВ; діапазон вимірювань щільності потоку бета-частинок 10-10⁵ част/(см² ·хв). Детектор гамма- та бета-випромінювань перетворює випромінювання в послідовність імпульсів напруги, кількість яких пропорційна інтенсивності реєстрованого випромінювання. Детектором іонізуючих випромінювань (ДІВ) є газорозрядний лічильник Гейгера-Мюллера типу СБМ-20-1. Він призначений для детектування гамма- та бета-випромінювань, параметри яких вимірюються приладом.

Дозиметр гамма-випромінювання ДКГ-21 призначений для вимірювання потужності індивідуального еквівалента дози гамма та рентгенівського випромінювання, вимірювання індивідуального еквівалента дози гамма- та рентгенівського випромінювання, та використовується як годинник та будильник. Дозиметр використовується як електронний прямопоказуючий дозиметр для автоматизованої системи індивідуального дозиметричного контролю АСІДК-21, а також як автономний прилад. Основні технічні характеристики приладу наведені в таблиці 3.1.

Таблиця 3.1 - Технічні характеристики дозиметру гамма-випромінювання ДКГ-21

Параметри	Одиниці виміру	Показники
Потужності індивідуального еквівалента дози гамма- та рентгенівського випромінювань Нр(і 0)	мкЗв/год	0,1-1 000 000; ±15%
Індивідуального еквівалента дози гамма- та рентгенівського випроміненьНр(10)	мЗв	0,001-9 999; ±15%
Енергетичний діапазон реєстрованого гамма- та рентгенівського випромінювань	МеВ	0,05-6,0 (0,05- 1,25; ±25%)
Дискретність запам'ятовування в енергонезалежній пам'яті історії накопичення дози	хвилини	5-255
Час збереження інформації в енергонезалежній пам'яті	роки	не менше 10
Швидкість обміну даними через інфрачервоний порт	біт/с	38 400
Відстань впевненого обміну даними між дозиметром та адаптером інфрачервоного порту	м	не більше 0,3
Час безперервної роботи від нового літієвого елементу живлення (CR2450)*	години	2 200
Діапазон робочих температур	°С	-10-+50
Маса	кг	0,08
Габарити	мм	90x55x10

Загальною особливістю цих дозиметрів є відсутність реєстрації нейтронного випромінювання, використання одиниць вимірювання еквівалентної дози фотонного випромінювання без врахування коефіцієнту якості випромінювання, а також не пряме визначення дози опромінювання (не є дозиметрами накопичувального типу).

3.1.2 Експериментальні дослідження індивідуальних дозиметрів

Для проведення досліджень було взято прилад МКС-05 “Терра” та три індивідуальних дозиметра ИД-02. Які були поміщені у дослідну установку, на однакову відстань від джерела гамма-випромінювання з потужністю дози 1,2 мрад/год. Потужність дози виміряли за допомогою приладу ИМД-12-3 який має похибку 25%. Кожну добу знімалися показання з приладів, які наведені у таблиці 3.2.

Таблиця 3.2 - Накоплена доза (мрад)

Прилад	Доба
	1	2	3	4	5	6
МКС-05 “Терра”	50	78,8	100,8	105,3	106,5	107,8
ИД-02 №3665	48	99	153	200	243	293
ИД-02 №2535	50	101	149	195	238	289
ИД-02 №3435	49	100	148	198	240	288

Для побудування графіка визначаємо розрахункову дозу для кожної доби. Данні наведені у таблиці 3.3.

Таблиця 3.3 - Розрахункова доза (мрад)

Потужність дози, мрад/год	Доба
	1	2	3	4	5	6
1,2	28,8	57,6	86,4	115,2	144	172,8

Будуємо графік для визначення відхилень показань приладів від дійсного значення.



Рисунок 3.1 - Залежність накопичення дозиметрами дози від типу дозиметра при однаковій потужності дози

Аналіз отриманої залежності показує, що:

1) Дозиметри ИД-0,2 мають лінійну залежність, але накоплена доза більша ніж розрахункова, це можна пояснити тим, що прилади навчальні, тому вони не проходили градуювання тривалий час.

2) МКС-05 “Терра” перші три доби має дещо більші значення ніж розрахункові значення, але з урахуванням похибки приладу вони мають майже однакові значення з розрахунковими. Після 3 діб показання приладу майже не змінювались, це може бути пов'язано з:

- Розрядом елементів живлення, що призводить до того, що конденсатор у приладі не подає потрібну напругу 450-550В на газорозрядний лічильник, що в свою чергу призводить до збільшення похибки у рази. Можна припустити, що за більшими потужностями доз цей момент наступає раніше.

- У кожного приладу є таке поняття як “хід жорсткістю” це відношення числа зареєстрованих часток (фотонів) до числа часток (фотонів) даного виду випромінювання, що потрапили в чутливий об'єм лічильника за час реєстрації N_п. Ефективність лічильника для різних видів ІВ різна. Ефективність газорозрядного лічильника за гамма-випромінюванням, головним чином, залежить від матеріалу, товщини стінок і енергії гамма-квантів, тобто е = ѓ(Z,d,E_г). Залежність ефективності реєстрації лічильника від енергії гамма-випромінювання називається “хід жорсткістю”. Ця залежність зображена на рисунок 3.2.

Рисунок 3.2 - Залежність ефективності газорозрядного лічильника від енергії гамма-випромінювання для різних матеріалів катода

Як видно з графіка, ефективність лічильника мінімальна в області енергії 0,1- 0,5 МеВ, а починаючи з енергії 0,5 МеВ, майже лінійно зростає зі збільшенням Е_г.

На рисунку 3.3 наведена характерна залежність ефективності серійних газорозрядних лічильників від енергії гамма-випромінювання. Як видно із графіка, ефективність реєстрації невисока (не більше 2%) і різко змінюється від енергії випромінювання, що реєструється.



Рисунок 3.3 - Залежність ефективності газорозрядних лічильників від енергії випромінювання, що реєструється

3) Так як ми використовували джерело гамма-випромінювання, а підчас зруйнування підприємств атомної енергетики та ядерних вибухів на людину діє ще й нейтронне випромінювання, то у цьому випадку дозиметри ИД-02 показали більші значення за рахунок напилення бору на стінках іонізаційної камери, а прилад МКС-05 “Терра” не призначений для виміру нейтронного випромінювання, тому дозу яку він покаже буде значно меншою.

4) За технічними даними прилад МКС-05 “Терра” вимірює дози у Зв, а це одиниця виміру еквівалентної дози. Ця доза повинна враховувати коефіцієнти якості, але прилад не враховує ці коефіцієнти, так як для кожної енергії гамма-квантів цей коефіцієнт різний. Тому доцільніше та правильніше казати, що він вимірює експозиційну або поглинену дозу.

3.2 Аналіз вимірювання дози нейтронів

Для військової дозиметрії іонізуючих випромінювань практичне значення має вимір доз нейтронів тільки в умовах впливу рівноважного спектру, який характерний для проникаючої радіації ядерних вибухів. Доза нейтронів може виражатися тільки в одиницях погашеної дози, при цьому для нейтронів відсутнє поняття еквівалентно - експозиційна доза гамма-випромінювання.

Через особливості взаємодії нейтронів різних енергій з ядрами різних речовин і матеріалів, в тому числі і біологічних об'єктів, поняття “доза нейтронів” є збірним і містить у собі кілька основних компонентів

D_H = D_?ЗАХ + D_ПО + D_ЯО (3.1)

де D_H - поглинена доза нейтронів;

D_?ЗАХ - поглинена доза загарбного гамма- випромінювання;

D_ПО - поглинена доза протонів віддачі;

D_ЯО - поглинена доза ядер віддачі.

Розгляд цих компонентів показує, що так як поглинена доза гамма-випромінювання може бути виміряна відповідним вимірником дози гамма-випромінювання, то вимірювання дози нейтронів зводиться до виміру двох інших компонентів.

В даний час ще не існують придатні для широкого використання прямі методи вимірювання дози нейтронів, а тим більше її компоненти, і тому нейтронна дозиметрія базується на ряді непрямих методів. Особливістю цих методів є те, що всі вони засновані на вимірюванні щільності потоку або інтегрального потоку нейтронів однієї або декількох енергетичних груп, з подальшим використанням математичного апарату для розрахунку нейтронної дози. В окремих випадках виявляється можливим закласти ці розрахунки в вимірювальний пристрій або навіть детектор випромінювання, і тоді результат вимірювання дози нейтронів може бути отриманий автоматично. Особливо успішно такий метод може бути використаний тоді, коли спектр нейтронів змінюється порівняно мало тобто рівноважний спектр.

Тому основною одиницею виміру нейтронного випромінювання є щільність потоку нейтронів - у разі паралельного пучка - число часток, що перетинають в одиницю часу одиничну площу ( нейтронів/с·м², нейтронів/с·см²). Поряд з цією одиницею в практиці нейтронних вимірювань набули поширення: інтегральний потік нейтронів (нейтрон/см²) або потік нейтронів (нейтрон/с), а також міра кількості поглиненої енергії - питома керма (рад·см²/нейтрон).

3.2.1 Аналіз методів реєстрації нейтронів

Нейтронне випромінювання, як і гамма-випромінювання є побічно іонізуючим випромінюванням. Однак на відміну від останнього, характер взаємодії нейтронів з ядрами речовини залежить не тільки від енергії нейтронів, а й від атомних номерів нуклідів, що входять в речовину. З усього різноманіття процесів взаємодії нейтронів з ядрами речовин для реєстрації нейтронів найбільш часто використовують такі взаємодії:

- пружні зіткнення нейтронів з ядрами речовин, при яких утворюються ядра віддачі;

- ядерні реакції, при яких виникають заряджені частинки (n, б), (n, р);

- ядерні реакції, в результаті яких утворюються радіоактивні ядра.

При розгляді методів реєстрації нейтронів необхідно мати на увазі, що в природі практично не існує джерел нейтронів, що не випускали б гамма-кванти. Прикладом такого джерела є ядерний (термоядерний) вибух.

Внаслідок того, що вид взаємодії нейтронів з речовиною залежить від енергії нейтронів прийнято, методи реєстрації нейтронів, відносити до певної енергетичної групи. Наприклад, детектори для реєстрації теплових нейтронів, швидких нейтронів і т. д. Реєстрація теплових і повільних нейтронів найбільш часто проводиться за допомогою іонізаційних, сцинтиляційних, люмінесцентних та активаційних детекторів. У всіх цих детекторах реєстрація нейтронів проводиться за допомогою летуючих нуклідів, як правило літію або бору, що мають великий ефективний перетин взаємодії для цих нейтронів.

Природний бор має ефективний перетин взаємодії для теплових нейтронів (Е=0,025 КеВ), а природний літій ( ізотоп 6Li - 7,52 %, ізотоп 7Li - 92.48 %). У результаті реакції теплових і повільних нейтронів з цими нуклідами утворюються заряджені частинки і кванти, які іонізують середовище

¹⁰B + `n > <sup>7</sup>Li + б + г <sup>6</sup>Li + `n > ³H + б

Залежно від того, яким чином в конкретному детекторі вирішена задача перетворення енергії іонізуючого випромінювання в корисний сигнал, нукліди можуть застосовуватися у вигляді газу (BF₃) або твердих сполук (карбід бору, борна кислота, вуглекислий літій), які тим чи іншим технологічним прийомом водяться до складу детектора.

3.2.2 Аналіз методів реєстрації нейтронів

Як було показано вище, вимір доз нейтронів пов'язано з рядом специфічних труднощів, головними з яких є залежність методу реєстрації нейтронів від їх енергії і необхідність кореляції результатів фізичних вимірювань з біологічним ефектом. У розглянутому нами випадку-реєстрація нейтронної дози проникаючої радіації ядерного вибуху-принципово можуть бути використані два методи.

Перший з них заснований на вимірюванні дози нейтронів (точніше дози вторинних заряджених частинок, так як доза загарбного гамма-випромінювання може бути легко виміряна вимірювачами дози гамма-випромінювання) всього чинного рівноважного спектру.

Другий метод заснований на вимірюванні дози нейтронів по одній або декільком енергетичним групам нейтронів рівноважного спектру. Кожен з цих методів має і переваги і недоліки, при цьому заздалегідь важко стверджувати про доцільність використання одного з них без наявності придатних для цієї мети детекторів іонізуючих випромінювань.

Розглянуті в попередніх розділах характеристики ряду детекторів іонізуючих випромінювань свідчать, що вимірювання з їх допомогою дози нейтронів по всьому чинному рівноважного спектру не представляється можливим в умовах масових вимірювань. Одночасно з цим відомо, що за допомогою цих же детекторів можна порівняно просто здійснити реєстрацію нейтронів низки енергетичних груп (теплової, повільної і навіть частини швидких нейтронів).

Так, наприклад, відомо, що при дії рівноважного спектру нейтронів на відкритій місцевості доза теплових нейтронів в результаті уповільнення швидких становить цілком певний відсоток до дози останніх, рівний 11,3%, при середній енергії нейтронів 1 МеВ. З цього випливає, що якщо є детектор теплових нейтронів, чутливість якого до них можна регулювати, то, прийнявши за одиницю чутливості інтегральний потік теплових нейтронів, відповідний дозі 1 рад, і збільшивши цю чутливість приблизно в 9 разів, виявиться можливим шляхом реєстрації тільки теплових нейтронів, виміряти нейтронну дозу всього рівноважного спектру.

Цілком очевидно, що при цьому цілий ряд положень набуває закономірності: збереження рівноважного спектра на різних відстанях і типах вибухів, незалежність від конструкції ядерного боєприпасу і ступеня укриття особового складу. Відхилення цих параметрів від прийнятих буде призводити до появи додаткової похибки при вимірюванні нейтронної дози, проте величина цієї похибки в переважній більшості випадків не зробить істотного впливу на точність інформації про дози опромінення особового складу військ при дії проникаючої радіації ядерного вибуху.

3.3 Аналіз вимірювання доз змішаного гамма-нейтронного випромінювання

Для особового складу військ найбільш характерним джерелом змішаного гамма-нейтронного випромінювання є проникаюча радіація ядерного вибуху.

Залежно від калібру ядерного боєприпасу, його конструкції, а також умов розміщення особового складу на місцевості (відкрито, в траншеї, бліндажі, об'єктах бронетанкової техніки) на відстані від центру вибуху, змінюється не тільки сумарна доза випромінювання і співвідношення між дозами гамма-та нейтронного випромінювання, але і спектр нейтронів. Так як для умов бойової діяльності військ заздалегідь передбачити ці особливості практично неможливо, то цілком обґрунтовано приймається, що у всіх випадках на особовий склад буде впливати нейтронне випромінювання рівноважного спектру.

Як було показано вище, переважна більшість детекторів іонізуючих випромінювань, придатних для створення вимірювачів дози (дозиметрів), володіє певною чутливістю до різних видів випромінювань (гамма, нейтрони, бета) і тільки деякі з них мають виборчу чутливість до гамма-випромінювання.

Ця обставина зумовлює методи вимірювання доз змішаного гамма-нейтронного випромінювання: вимірювання сумарної дози або вимірювання дози за компонентами (окремо дозу нейтронів і окремо дозу гамма-випромінювання). Кожен з цих методів має свої переваги і недоліки, правильний облік яких дозволяє приймати найбільш оптимальний варіант вирішення в кожному конкретному випадку, залежно від призначення вимірювача дози.

Цілком очевидно, що вимірювач дози, реєструючий сумарну дозу гамма-нейтронного випромінювання, конструктивно буде простіше, компактніше, дешевше.

Однак отримана за допомогою такого приладу інформація про величину дози опромінення особового складу має невизначеність, оскільки по цій інформації практично неможливо встановити, чи піддавався даний військовослужбовець (підрозділ) тільки впливу гамма-випромінювання на зараженій радіоактивними речовинами місцевості, або тільки впливу проникаючої радіації ядерного вибуху, або впливу випромінювань в обох випадках.

На перший погляд може здатися, що не існує принципових відмінностей у наслідках опромінення особового складу в розглянутих випадках. Тим не менш, така відмінність є. Вона полягає не тільки в тому, що при дії проникаючої радіації ядерних вибухів на особовий склад, крім гамма-випромінювання, може впливати нейтронний потік, а й у тому, що якщо вплив проникаючої радіації продовжується дуже короткий проміжок часу, то вплив випромінювань, на зараженій радіоактивними речовинами місцевості, може бути досить тривалим.

А так як відомо, що при одній і тій же величині дози зовнішнього опромінення найбільш небезпечними є випадки одноразового впливу випромінювань, то стане зрозумілим, що для більш надійної та об'єктивної оцінки ступеня тяжкості радіаційних уражень необхідна інформація не тільки про сумарну величину дози, а й про її компонентах. Це дозволить більш правильно діагностувати ступінь тяжкості радіаційного ураження, а отже, вибирати найбільш оптимальний шлях лікування і зменшити час для повернення особового складу до ладу.

У тих же випадках, коли інформація про дози опромінення особового складу військ призначена для оцінки ступеня боєздатності (працездатності) підрозділів або частин в радіаційному відношенні, і ця оцінка виконується в бойових порядках військ, де умови опромінення, як правило, відомі, сумарне значення дози гамма-нейтронного випромінювання є більш кращим. Така інформація є більш однозначною, не вимагає спеціальних знань і, що найголовніше, цілком достатня для оцінки боєздатності в радіаційному відношенні.

Таким чином, вибір методу вимірювання доз змішаного гамма-нейтронного випромінювання визначається в основному тим, для якої мети буде використано інформацію про дози опромінення особового складу військ, а отже, обидва зазначених методів можуть використовуватися у військовій дозиметрії іонізуючих випромінювань.

3.4 Експериментальні дослідження реєстрації в-випромінювання індивідуальними дозиметрами

Для проведення дослідження було взято прилад МКС-05 “Терра”, один індивідуальний дозиметр ИД-02 з номером № 2201 та чотири ДІВ. Виміряли активність ДІВ за допомогою МКС-05 “Терра”. Відштовхуючись від активності розрахували теоретичну поглинену дозу для кожного джерела опромінення. Кожну добу дозиметр ставили на однакові відстані від ДІВ та на однаковий час. Потім розрахували коефіцієнт нечутливості дозиметра до бета-випромінювання (який показаний на графіку у вигляді різниці між теоретичним та практичним значенням) за допомогою формули:

(3.2)

де - Dt - це поглинена доза розрахована теоретично;

Dр - це поглинена доза отримана практично;

Отримані дані записали у таблиці 3.3.

Таблиця 3.3 - Отримані дані

Активність ДІВ мкЗв/год	Поглинена доза (теоретична) рад/24 год	Поглинена доза (практична) рад/24 год	Коефіцієнт не чутливості дозиметрів до в-випромінювання
150	0,313	0,035	8,94
250	0,522	0,07	7,45
620	1,3	0,06	21,66
2647	5,481	0,29	18,9

За отриманими даними побудуємо графік.

Рисунок 3.1 - Нечутливість військових дозиметрів до в-випромінювання

З даного досліду можемо зробити висновок, що дозиметри не реєструють в-випромінювання в повному обсязі, коли в цей час може бути переопромінення особового складу яке буде не зареєстроване.

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

У зв'язку з тим, що розрахункові дані по дозам опромінення практично не можуть бути прив'язані до конкретного військовослужбовця (підрозділу), а найоб'єктивнішим критерієм при вирішенні зазначених вище завдань є ступінь радіаційного ураження людей, яка складним чином залежить від величини дози випромінювання, виду випромінювання (коефіцієнт якості), то доцільним буде розробити вимоги для методів вимірювання враховуючи специфіку опромінювання. В даний час всі ці питання знаходять відображення у метролого - технічних вимогах на вимірювачі дози, які залежно від бойового призначення поділяються на військові та індивідуальні. Військові вимірювачі дози повинні забезпечити достовірну оцінку боєздатності, а індивідуальні - достовірну оцінку ваги радіаційного ураження. випромінювання доза ядерний вибух

Основна відмінність при вирішенні цих завдань полягає в тому, що перша з них повинна вирішуватися безпосередньо в бойових порядках військ при мінімальній витраті, сил і засобів, а друга - в підрозділах медичної служби. Необхідність виконання цих вимог значною мірою визначає як можливість використання того чи іншого детектора іонізуючих випромінювань при створенні вимірювача дози певного призначення, так і конструктивні рішення, які можуть бути при цьому доступні.

Так, наприклад, необхідність отримання інформації про дози опромінення для оцінки боєздатності особового складу в радіаційному відношенні висуває вимогу вимірювання доз безпосередньо в бойових порядках військ. За умови мінімальної витрати сил і коштів ця вимога (при оптимальному обліку цілого ряду інших факторів) може бути забезпечене тільки при використанні вимірювачів дози з безпосереднім відліком показань (прямопоказуючим). З усіх відомих у даний час детекторів іонізуючих випромінювань цій вимозі найбільш повно задовольняють іонізаційні камери. Цей приклад дає уявлення про те, яким чином на вирішення технічної задачі впливають тактичні вимоги. На основі врахування найбільш важливих тактичних вимог можна оцінювати як існуючі детектори іонізуючих випромінювань, так і перспективні, з точки зору можливості їх використання при створенні вимірювачів дози.

Таблиця 3.4 - Вимоги до приладів контролю радіаційного опромінювання

Технічні характеристики
№	Параметри	Військовий вимірювач дози	Індивідуальний вимірювач дози
1	Спосіб вимірювання дози	накопичувального типу; безпосередньо в приладі (прямопоказуючий)	накопичувального типу; допускається використання спеціального вимірювального пристрою
2	Вид реєстрованих випромінювань	Гамма, бетта + нейтрони (бажано по компонентах)	Гамма, бетта + нейтрони, (бажано по компонентах)
3	Діапазон вимірювання, рад	(10 - 50)до(500 - 600)	(5 - 15) та (1000 - 3000)
4	Основна відносна похибка вимірювань,%	15-25	5 - 15
5	Енергетичний діапазон виміру, кеВ	50 до 3·103	10 до 6·103
6	Час збереження інформації в межах основної похибки	не менше 10- 50 діб	Декілька років
7	Можливість синхронізації з ЕОМ	Bluetooth, Wi-Fi	Bluetooth, Wi-Fi, USB
8	Вага, г	до 150	до 50

У таблиці 3.4 на основі узагальнення вітчизняних і зарубіжних матеріалів наведені основні технічні вимоги на військовий та індивідуальний вимірювачі дози, при цьому не передбачається ні конкретний детектор іонізуючих випромінювань, ні певне конструктивне рішення, які можуть бути покладені в основу створення відповідного вимірювача дози.

Таким чином, для виміру зовнішньої дози треба враховувати гамма та нейтронне випромінювання. Щоб це зробити кожному військовослужбовцю видається дозиметр або декілька дозиметрів, які вимірюють окремо гамма та нейтронні складові. Краще за все використовувати дозиметри принцип дії яких заснований на накопиченні дози. На даному етапі розвитку не існує приладів дозиметричного контролю, які вимірювали б внутрішню дозу прямим способом. Але внутрішню дозу обов'язково треба враховувати, для цього її розраховують непрямим способом. Щоб розрахувати внутрішню дозу непрямим способом треба створити прилад який за своєю побудовою схожий на блок 5 дозиметричної установки КДУ-6Б та розмістити його на транспортному засобі командира підрозділу (не менше ніж командира батальйону або іншого окремого підрозділу).

Висновки до третього розділу

У даному розділі розглянуто методи вимірювання різних видів випромінювання. Для кожного з видів випромінювання є свої складнощі, які визначають порядок їх визначення. На даному етапі розвитку військової дозиметрії існують два методи виміру дози: накопичення дози, або прямий метод, метод виміру дози через потужність дози та час дії або непрямий метод. Для визначення переваг та недоліків методів було проведене дослідження, у якому використовувалися прилади ИД-02 та МКС-05. Дослідження показує що прилад МКС-05, в якому закладений непрямий метод має багато недоліків та незручний для використання у військах під час виконання бойових завдань. Дозиметри які прийняті на озброєння не реєструють в-випромінювання в повному обсязі, коли в цей час може бути переопромінення особового складу яке буде не зареєстроване.

ВИСНОВКИ

1. Ізотопний склад ядерного вибуху суттєво відрізняється від аварії на АЕС. При аварії кількість ізотопів, які випромінюють гамма кванти низьких енергій значно зростає, а значить і зростає його якісний вплив на біологічний об'єкт. Тому і характеристики приладів контролю доз опромінювання повинні суттєво відрізнятись для різних кризових ситуацій (ЯВ, аварія на АЕС).

2. 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 виміру потужностей доз) методами дослідження можливостей цих методів показує, що прямий метод дозволяє отримувати інформацію про дози опромінення аж до окремого військовослужбовця, в той час як непрямий метод може забезпечити отримання даних про середні величини доз опромінення або для якогось району (за результатами прогнозування), або для точки (маршруту) за результатами вимірювання потужностей доз.

Цілком очевидно, що 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.

3. Біологічно ефект випромінювання залежить від якості гамма-нейтронного випромінювання, тобто від енергій випромінювання, тому для достовірної оцінки дозового навантаження, під час виміру зовнішнього опромінювання вкрай необхідно їх враховувати.

Доцільно приймати коефіцієнти якості для енергій гамма квантівУ до 150 КеВ k=2; від 150 КеВ до 300 КеВ k=1,5; від 300 КеВ k=1.

На сучасному етапі розвідки детекторів ІВ, якщо відсутня така можливість, то необхідно до вимірювальної поглиненої дози додавати розрахунковим чином добуток якості випромінювання.

Для цього на машини РХБ розвідки треба мати спектрометр, який буде визначати енергії видів випромінювання та їх співвідношення.

ПЕРЕЛІК ПОСИЛАНЬ

1. Израэль Ю.А. Гамма-излучение радиоактивных выпадений / Израэль Ю.А., Стукин Е.Д. - М.: Атомиздат, 1967.- 340 с.

2. Чернявський І.Ю., Марущенко В.В., Мартинюк І.М. Військова дозиметрія. / Підручник. Харків: НТУ «ХПІ», 2012.- 560 с.

3. Кеирим-Маркус И.Б. Коэфициент качества ионизирующих излучений / И.Б.Кеирим-Маркус, А.К.Савинский, Г.П.Лукьянова, О.Н.Чернова - М.УЭнергоатомиздат, 1991.- 320 с.

4. Моисеев Л.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. - М.УЭнергоатомиздат, 1990.- 250 с.

5. Методические указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81 «ГСИ. Единицы физических величин» в области ионизирующих излучений. РД 50-454-84. -М.: Издательство стандартов, 1984; 1990, с изменениями.

6. Григорьев А.Н., Кареев А.Г., Жадан Т.А. Применение полупроводниковых детекторов для регистрации электромагнитных и корпускулярных излучений в полевых условиях // Збірник наукових робіт «Системи обробки інформації».- Харків: ХВУ.- Вип.5(15).- 2001. - С.29 - 32.

7. Григорьев А.Н., Сакун А.В., Марущенко В.В. Устройство для определения направления в пространстве на точечные источники гамма-излучения // Междунар. конф. «Инженерия сцинтилляционных материалов и радиационные технологии» (ИСМАРТ-2008). - Х.: НАНУ. - 2008. - С. 56.

8. Дозиметр-радіометр МКС-05 (ТЕРРА). Керівництво з експлуатації ВІСТ.412129.006-01 КЕ.

9. Дозиметр-радіометр універсальний МКС-У. Керівництво з експлуатації ВІСТ.412129.004-01 РЕ.

10. Марущенко В.В. Сучасний погляд на оцінку біологічного впливу гамма випромінювання в польових умовах / В.В. Марущенко // Науково-технічний журнал «Механіка та машинобудування» НТУ «ХПІ». - Харків. - 2010. - №1. - С. 202-206.

11. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. - 4-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990.

12. Беденко Л.Б., Григорєв О.М., Каракуркчі Д.А., Мальований С.В., Чернявський І.Ю. Основи вимірювання іонізуючих випромінювань: Навчальний посібник. - Харків: ХІТВ, 2007.

13. Максимов М. Т., Оджагов Г.О. Радиоактивные загрязнения и их измерение: Учеб. пособие. - 2-е изд., перераб. и доп. -М.: Энергоатомиздат, 1989.

14. Голубев Б.П. и др. Дозиметрия и радиационная безопасность на АЭС: Учебник. - М.: Энергоатомиздат, 1984.

15. Сивинцев Ю.В. Радиация и человек. - М.: Знание, 1987.

16. Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97), затверджені наказом МОЗ України від 14.07.97р. № 208.

17. Виноградов Ю.А. Ионизирующая радиация: обнаружение, контроль, защита. - М.: СОЛОН-Р, 2002.

18. Еременко В.Г. Технические средства радиационной разведки и контроля. - ХВУ, Харьков, 1999.

19. Гайдарь С.П. Захист від зброї масового ураження: навчальний посібник / С.П. Гайдарь, І.М. Мартинюк, В.В. Марущенко, О.В. Сакун. - Харків: ФВП, 2011. - 264 с.

20. Мартинюк І.М. Радіаційний, хімічний, біологічний захист підрозділів: навчальний посібник. / І.М. Мартинюк, В.В. Марущенко, В.Є. Гайдабука. - Х.: ФВП НТУ «ХПІ», 2009. - 312 с.

21. Марущенко В.В. Радіаційна, хімічна, біологічна розвідка / В.В. Марущенко, В.Є. Гайдабука, О.В. Галак. - Харків: ФВП, 2011. - 119 с.

22. Посібник сержанта військ РХБ захисту: навчальний посібник / [під заг. ред. А.І. Баталова]. - Х.: ХІТВ, 2005. - 305 с.

23. Сергеев В.Л. Системы радиационной разведки местности: учебное пособие / В.Л. Сергеев - Баку: КВВМУ, 1982. - 72 с.

Размещено на Allbest.ru

...