Мощность экспозицион­ной дозы гамма излучения. Фундаментальные исследования Результаты контроля мощности эквивалентной дозы гамма-излучения и интегральной поглощенной дозы

В я попробовал внести ясность в путаницу среди обилия дозиметрических единиц измерения. Теперь же я хочу в доступном виде объяснить как расшифровывать показания дозиметра.

В дозиметрии используются только показатели поглощённой эквивалентной эфективной дозы. Она измеряется в зивертах. Среди важных режимов измерений выделяют определение накопленной поглощённой дозы.

Дело в том, что организм способен накоплять всю поглощённую за свою жизнь радиацию в виде необратимых изменений тканей и органов а так же радионуклидов, оседающих во внутренних тканях. Поскольку в природе постоянно присутствует некоторое фоновое излучение, то человек за свою жизнь накопляет дозу от 100 до 700 мЗв (милизивертов). Этот показатель рассчитан на 70 лет жизни. При таком раскладе совсем не трудно рассчитать норму полученой накопленой дозы за год или в сутки. Получается, что в год мы «должны» собрать норму в 1,43 - 10 мЗв, а за сутку, соответственно 0,004 - 0,027 мЗв. Накопленый эквивалент дозы измерятся после включения дозиметра и до тех пор, пока его не выключат или пока не обнулят результаты измерений.

Согласно показаниям моего дозимерта, за 32 часа и 48 минут я поймал 0,005 мЗв (мили зиверта) радиации, что вполне даже соответствует норме.

Но при некоторых «нестандартных ситуациях» бывает, что человек может поймать дозу излучения, во многие разы превышающую естественные фоновые показатели. Эту дозу можно накопить за раз (разовое облучение), кратковременно (облучение до 4-х суток подряд) или на протяжении многих лет.

Облучение малыми дозами но длительное время считается намного опаснее, чем облучение большой дозой, но за короткий промежуток времени.

20 мЗв/год - предел годовой дозы облучения для работников ядерной и других видов радиационно-опасных работ.

150 мЗв/год - увеличивает вероятность возникновения онкологических заболеваний.

250 мЗв - после достижения этого порога накопленной дозы ликвидатора аварии на ЧАЭС больше не допускали до опасной работы и отправляли из Чернобыля.

Это были варианты получения накопленных доз за длительное время.
При кратковременном облучении граница предельно допустимой накопленой дозы поднимается.

До 0,01 мЗв - эту дозу можно не учитывать.

Если за одну смену рабочий имеет риск превысить порог в 0,2 мЗв , такая работа относится к радиационно опасным и предполагает ношение дозиметра.

До 100 мЗв - допустимое разовое (!) аварийное облучение населения. Медицинскими методами каких-либо заметных отклонений в строении тканей и органов не наблюдается.

Разовое облучение свыше 200 мЗв считается потенциально опасным, критическим для здоровья.

Облучение дозой 500-1000 мЗв вызывает чувство усталости, наблюдаются умеренные изменения в составе крови. Состояние нормализуется через некоторое время. Но появляется вероятность появления в будущем онкологических заболеваний.

1000-1500 мЗв (1-1,5 Зв) за раз могут вызвать симптомы, указывающие на реакцию органов и систем - тошнота, рвота, нарушение работспособности. Возникают различные формы лучевой болезни.

После значения доз 1500 мЗв (1,5 Зв) и выше (высокие уровни облучения) принято измерять поглощённую дозу в грэях (1 Зв = 1 Гр). Очевидно, что облучённый объект уже не воспринимают как «биологический» (вот такой у нас, медиков, чёрный юмор).

1,5-2,5 Гр (1500-2500 мЗв) - наблюдается кратковременная лёгкая форма лучевой болезни, которая появляется в виде выраженной, продолжающейся длительное время лейкопении (снижения числа лейкоцитов). В 30-50% случаев может наблюдаться рвота в первые сутки после облучения. При дозах больше 2 грэй - высок риск летального исхода.

2,5-4 Гр (2500-4000 мЗв) - возникает лучевая болезнь средней степени тяжести. У всех облученных в первые сутки после облучения наблюдается тошнота и рвота, резко снижается содержание лейкоцитов и появляются подкожные кровоизлияния. Такие дозы - вызывают существенный, непоправимый ущерб здоровью, облысение и белокровие.

Смертельные дозы проникающей радиации:

3-4 Гр (3000-4000 мЗв) - повреждение костного мозга, в течение месяца после облучения смертельный исход возможен у 50% облученных (без медицинского вмешательства).

4-7 Гр (4000-7000 мЗв) - развивается тяжелая форма лучевой болезни и высока смертность.

Свыше 7 Гр (7000 мЗв) - крайне тяжелая форма острой лучевой болезни. В крови полностью исчезают лейкоциты. Появляются множественные подкожные кровоизлияния. Смертность 100%. Причиной смерти, чаще всего являются инфекционные заболевания и кровоизлияния.

10Гр (10 зВ) - смерть в течение 2-3 недель.

15 Гр - 1-5 суток и всё.

Таким образом, накопленная эквивалентная эфективная доза является числом "показательным ". Она уже имеется и ничего с ней не сделаешь. Но есть ещё и показатель "предсказательный ". Он называется мощностью дозы эквивалентного эфективного облучения . Он тоже измеряется в зивертах/час, но показывает «будущее».

На моём дозиметре состоянием на 21:42 (29.01.2012) видно, что мощность эквивалентной эфективной дозы гамма-излучения на текущий момент составляет 0,16 мкЗв/час (микро зиверта в час) с погрешностью 20% (измерить настолько непостоянную величину, как радиоактивный распад можно лишь с погрешностью). Порог срабатывания сигнализации установлен на значение 0,3 мкЗв/час. Это значит, что можно быть увереным в том, что при текущем положении дел через один час я поймаю дозу в 0,16 мкЗв = 0,00016 мЗв . Этот показатель является в пределах допустимого фонового излучения.

0,2 мкЗв/час (~20 микрорентген/час) - наиболее безопасный уровень мощности фонового излучения.

0,3 мкЗв/час (~30 мкР/час) - предел безопасного фонового излучения, установленый санитарными нормами в Укранине.

0,5 мкЗв/час (~50 мкР/час) - верхний предел допустимой безопасной мощности дозы фонового излучения.

Сократив время непрерывного нахождения до нескольких часов - люди могут без особого вреда своему здоровью перенести излучение мощностью в 10 мкЗв/час , а при времени экспозиции до нескольких десятков минут - относительно безвредно облучение с интенсивностью до нескольких миллизивертов в час (при медицинских исследованиях - флюорография, небольшие рентгеновские снимки и др.).

В качестве базовой использовалась эта статья. В ней ещё очень много интересного. Описаны методы защиты от радиации а так же способ создания радиометра «из подручных средств».

Спасибо за внимание.

2.1. При прохождении через вещество узкого (парал­лельного) пучка γ-излучения его интенсивность J умень­шается по экспоненциальному закону. Из этого следует, что мощность поглощенной дозы .

где (см 2 /г) - массовый коэффициент истинного по­глощения анергии γ-излучения в данном веществе.

Для узкого пучка моноэнергетического γ-излучения с энергией Е γ (МэВ) имеет место соотношение между мощ­ностью поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) и плотностью потока фотонов φ (см -2 ·с -1):

(1)

где относится к воздуху. В табл. 1.3 приведены линей­ные коэффициенты ослабления μ и массовые коэффициен­ты поглощения μ am для воздуха, воды и свинца.

В случае немоноэнергетического γ-излучения в формулу (1.16) нужно подставить среднюю энергию фотонов E γ и усредненное по энергиям фотонов значение μ am .

Мощность поглощенной дозы направленного пучка γ-излучения в любом веществе, в том числе в мягкой биологи­ческой ткани (воде), определяется при подстановке в (1.16) вместо значения μ am для этого вещества.

Таблица 2.1.

Линейные коэффициенты ослабления μ (см -1)

и массовые коэффициенты поглощения энергии μ am (см 2 /г)

для узкого пучка γ-излучения

2.2. Соотношение между мощностью дозы и активностью источника γ-излучения. Активность радионуклида в ис­точнике измеряется в беккерелях, Бк. Внесистемная единица активности - кюри, 1 Ки = 3,7 10 10 Бк.

Пусть имеется точечный γ-источник активностью А (Бк), испускающий γ-излучение изотропно во все стороны пространства. Найдем мощность поглощенной дозы в (воз­духе на расстоянии R (м) от источника, пренебрегая погло­щением -у-излучения на пути от источника к данной точке. Поскольку плотность потока фотонов от точечного источ­ника убывает обратно пропорционально квадрату расстоя­ния, то мощность поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) равна

Здесь Г СИ - гамма-постоянная радионуклида, выраженная в единицах СИ - Гр·м 2 /(с·Бк). Она показывает, какую мощность поглощенной дозы в воздухе создает нефильтрованное γ-излучение точечного источника активностью 1 Бк на расстоянии 1 м. Величина гамма-постоянной зависит от схемы распада радионуклида и энергии его γ-излучения. В табл. 1.4 (последний столбец) приведены значения Г СИ для некоторых радионуклидов, выраженные в аГр·м 2 /(с·Бк); приставка а (атто) означает 10 -18 .

Таблица 2.2.

Характеристики γ- из лучения некоторых радиоактивных нуклидов

* Радий в равновесии с продуктами распада до RaD.

** То же при платиновом фильтре 0,5 мм.

Пример 1. Определить мощность поглощенной дозы γ-излучения в воздухе на расстоянии 2 м от точечного ис­точника 60 Со активностью 3,7-10 s Бк. Из табл. 14 нахо­дим Г СИ = 84,63·10 -18 Гр·м 2 / (с·Бк). По формуле (1.17): р = 3,7·10 8 ·84,63·10 -18:4 = 7,83·10 -9 Гр/с = 2,8·10 -5 Гр/ч.

Для расчета мощности экспозиционной дозы от точеч­ного γ-источника на практике применяют ионизационную гамма-постоянную.

Ионизационная гамма-постоянная Г радионуклида пока­зывает, какую мощность экспозиционной дозы р экс (Р/ч) создает нефильтрованное γ-излучение точечного изотропно­го источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см. Она выражается во внесистемных единицах - Р-см 2 /(ч-мКи). В табл. 1.4 приведены значения полной ионизационной гам­ма-постоянной Г для некоторых радионуклидов.

Соотношение между мощностью экспозиционной до­зы и активностью точечного γ -источника имеет следующий вид:

Здесь: р экс - мощность экспозиционной дозы (Р/ч), А - активность (мКи), r - расстояние (см), Г - полная иони­зационная гамма-постоянная (Р·см 2 /ч·мКи).

Пример 2. Определить мощность экспозиционной до­зы в условиях предыдущего примера (А = 10 мКи).

Из табл. 1.4 для 60 Со находим Г= 12,91 Р-см 2 /(ч·мКи). Так как А = 10 мКи, г = 200 см, то по формуле (1.18) р Экс = = 10-12,91: 40000 = 0,0032 Р/ч=3,2 мР/ч.

2.3. Для сравнения радиоактивных источников по ионизирующему действию их у-излучения часто используют внесистемную величину - гамма-эквивалент.

Гамма-экивалент источника М (или т Ra) - это ус­ловная масса точечного источника 226 Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной до­зы, как и данный источник [б]. Специальные единицы гам­ма-эквивалента: кг-экв Ra, г-экв Ra, мг-экв Ra.

Миллиграм-эквивалент радия (1 мг-экв Ra) - это гамма-эквивалент радиоактивного источника, Y-излучение которого при тождественных условиях измере­ния создает такую же мощность экспозиционной дозы, что и γ-излучение 1 мг Ra при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм.

Установлено, что точечный источник радия массой 1 мг в равновесии с продуктами распада, заключенный в пла­тиновую оболочку толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы 8,4 Р/ч. Следователь­но, такую же мощность дозы создает 1 мг-экв Ra любого радионуклида на расстоянии 1 см.

Поскольку величина М численно равна отношению мощ­ностей экспозиционных доз от данного источника я от 1 мг Ra на одном и том же расстоянии, то применяя формулу (3) для r =1см, получим

М=АГ/8,4, (4)

где М - гамма-эквивалент источника (мг-экв Ra),

А - активность (мКи),

Г - ионизационная гамма-постоянная [Р·см 2 /(ч·мКи)].

Пример 3 . Активность источника 137 Cs равна 10 мКи. Найти гамма-эквивалент источника М. Из табл. 1.4 Г = 3,26 Р·см 2 /(ч·мКи). По (1.19) М= 10-3,26: 8,4 = 3,88 мг-экв Ra.

И, наоборот, если известен гамма-эквивалент источника, то из формулы (3) можно найти активность А данного радионуклида.

Объединяя формулы (2) и (3), получаем соотно­шение между мощностью экспозиционной дозы и гамма-эк­вивалентом точечного источника:

где р экс выражается вР/ч, М - в мг-экв Ra, г - в см.

Умножив величину р экс, рассчитанную по формуле (5), на энергетический эквивалент рентгена 8,73 · 10 -3 Гр/Р, получим мощность поглощенной дозы от источника излучения в воздухе в условиях электронного равновесия, р (Гр/ч).

Пример 4 . Гамма-эквивалент точечного источника М =1 г-эквRa = 10 3 мг-экв Ra. Найти мощность экспозици­онной и поглощенной дозы в воздухе на расстоянии г = = 100 см от источника. По (5) р экс = 8,4-10 3: 10 4 = = 0,84 Р/ч. Мощность поглощенной дозы в воздухе при со­блюдении электронного равновесия р = 0,84 · 8,73· 10 -3 = 7,3 · 10 -3 Гр/ч = 7,3 мГр/ч.

Итак, мощность экспозиционной дозы р экс от точечного γ -источника находят по формулам (2) или (5). Мощ­ность поглощенной дозы в воздухе р определяют либо по формуле (1), либо умножая р экс на η.

2.4. На основании (1.11) между мощностью поглощен­ной дозы γ -излучения в биологической ткани р тк и в воз­духе р в имеется связь:

Для γ-излучения широком диапазоне энергии 0,1 - 3 МэВ отношение коэффициентов μ ат равно 1,09-1,11 (см. табл. 1.3) и, следовательно, с достаточной точностью мож­но принять р тк ≈1,1 р в.

Мощность эквивалентной дозы ^""Излучения в ткани по­лучим, имея в виду, что коэффициент качества /с=1. Для указанного выше диапазона энергии γ-фотонов

р экс = Р тк ·к=1,1· р в, (6)

где р в выражено в Гр/с, р экв - в Зв/с.

ионизирующих излучений

ФГУП ”ВНИИФТРИ”

______________

_______________2010 год

Методика дозиметрического контроля

гамма-излучения в помещениях

С О Д Е Р Ж А Н И Е

1. Назначение методики

2. Принцип контроля

3. Средства и условия измерений

4.Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы на открытой местности

5.Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы в помещениях

1. НАЗНАЧЕНИЕ МЕТОДИКИ

Настоящая методика устанавливает порядок и правила выполнения измерений при дозиметрическом контроле гамма-излучения в помещениях, включая рабочие места, а также правила оценки результата контроля, методика в части организации контроля соответствует МУ 2.6.1.715-98 "Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий ". Методика предназначена для использования в аккредитованнойИспытательной лаборатории «Аликом-Плюс» и обеспечивает измерение мощности амбиентного эквивалента дозы (МЭД) фотонного излучения в диапазоне (0,мкЗв/ч с погрешностью (15 – 50) % (Р = 0.95).

2. ПРИНЦИП КОНТРОЛЯ

2.1. Дозиметрический контроль по данной методике основан на измерении надфоновой мощности амбиентного эквивалента дозы, обусловленной гамма-излучением. Процедура контроля включает три этапа:

Измерение МЭД, присущей данной местности на открытой местности, вблизи контролируемого здания (фоновое значение);

Измерение МЭД в помещениях контролируемого здания;

Оценку результата контроля и принятие решения.

2.2. Объект считается годным к эксплуатации, если превышение над фоном местности в контрольных точках не превышает 0,20 мкЗв/ч в соответствии с СП 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).

3. СРЕДСТВА И УСЛОВИЯ ИЗМЕРЕНИЙ

3.1. Настоящая методика предполагает применение для измерения МЭД гамма-излучения дозиметров: ДКГ-07Д «Дрозд». Применяемые приборы должны быть поверены в установленном порядке.

3.2. Измерения указанными приборами выполняются в натурных условиях, оговоренных в эксплуатационной документации на приборы:

Температура окружающей среды от минус 10°С до плюс 40°С;

При более низких температурах необходимо использовать утепляющие покрытия приборов и сокращать время пребывания приборов в условиях низких температур. Отличие натурных условий от нормальных должно быть учтено введением дополнительных систематических погрешностей в результатах измерений МЭД.

3.3. К работе допускаются операторы, изучившие настоящую методику, инструкции по эксплуатации применяемых приборов, требования ОСПОРБ-99/2010.

4. ИЗМЕРЕНИЕ МОЩНОСТИ амбиентного ЭКВИВАЛЕНТа ДОЗЫ

НА ОТКРЫТОЙ МЕСТНОСТИ

4.1. Измерение МЭД на открытой местности (фоновой МЭД) включает следующие операции:

Выбор контрольных точек на местности;

Измерение показаний дозиметра в контрольных точках;

Регистрация результатов и последующие действия.

4.2. Для проведения измерений выбираются не менее 5-х контрольных точек, расположенных на ровном участке местности на расстоянии не менее 30 м от близлежащих зданий. При этом следует выбирать участки с естественным покрытием без значительных техногенных воздействий (сады, парки, газоны, пустыри и т. д.)

4.3. Подготовку дозиметра к работе и проверку его работоспособности следует выполнять в соответствии с инструкцией по эксплуатации прибора.

4.4. Фоновую мощность амбиентного эквивалента дозы в каждой контрольной точке (Фj) определяют как среднее арифметическое значение для многократных (7-10) измерений фона.

где j=1,2...n - номер измерения фона в контрольной точке; Ni - показания дозиметра при i-ом измерении. В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов.

4.5. Фоновую мощность амбиентного эквивалента дозы (Dф) определяют как среднее арифметическое значение по контрольным точкам:

, (2)

где m - число контрольных точек.

4.6. Среднеквадратичное отклонение (СКО) результата измерений фона определяют по формуле:

, (3)

где j=1,2...m - номер контрольной точки. В рабочем протоколе измерений МЭД регистрируют весь ряд результатов.

5. ИЗМЕРЕНИЕ МОЩНОСТИ амбиентного

эквивалента ДОЗЫ В ПОМЕЩЕНИИ

5.1. Измерение МЭД в помещении включает следующие операции:

Выбор контрольных точек в помещении;

Подготовка дозиметра к работе;

Измерение МЭД в выбранных контрольных точках помещения;

Обработка результатов;

Определение предельных значений надфоновой МЭД;

Оформление результатов и последующие действия.

5.2. Контрольные точки для измерения МЭД выбираются:

Вдоль каждой из стен в трех точках на расстоянии 0.25 м от стены.

В случаях измерений для целей аттестации рабочих мест добавляются точки определенные как рабочие места.

5.3. Подготовку дозиметра к работе следует выполнить в соответствии с Инструкцией по эксплуатации прибора.

5.4. Мощность амбиентного эквивалента дозы в каждой выбранной контрольной точке Dj определяют как среднее арифметическое значение показаний дозиметра при многократных (n= 7÷10) измерениях:

, (4)

где j=1,2...m - номер контрольной точки; Ni - показания дозиметра в контрольной точке. В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов, m - число контрольных точек.

5.5. Обработка результатов дозиметрических измерений включает определение:

Превышение мощности амбиентного эквивалента дозы над фоном местности в каждой контрольной точке .

Суммарной неопределенности результата измерений надфоновой МЭД при Р=0,95 для каждой контрольной точки Dj.

Вычисления следует выполнять по следующим формулам:

, (5)

где Dф -- фоновая МЭД, измеренная в соответствии с п. 4.

5.6. Значение суммарной неопределенности результата измерений надфоновой МЭД (с доверительной вероятностью 0,95) для дозиметров типаДКГ-07Д «Дрозд»:

Δ = 2σФ + 0,3, (6)

5.7. В качестве предельных значений превышения мощности амбиентного эквивалента дозы над фоном местности – DПР принимается значение:

DПР = DНФ, max + Δ , (7)

где DНФ, max – максимальное значение надфоновой МЭД в контрольных точках.

5.8. По результатам дозиметрических измерений составляется рабочий протокол (запись в рабочем журнале) с указанием фоновой МЭД - Dф, номеров контрольных точек (в соответствии с картограммой), значений Dj, DjНФ, D и DПР.

5.9. На основании данных рабочего протокола дозиметрических измерений выполняются следующие действия:

Если для всех контрольных точек Dпр 0,2 мкЗв/час объект признается радиационно чистым и оформляется «Свидетельство радиационного качества» с заключением о радиационной чистоте объекта по форме, установленной для ЛРК (см. «Руководство по качеству);

Если значения Dпр находятся в диапазоне 0,2-0,3 мкЗв/час, то в точке максимальной Dпр следует выполнить более точные измерения МЭД (повторные измерения МЭД при большем числе измерений);

Если значение Dпр > 0,3 мкЗв/час, хотя бы для одной контрольной точки, объект признается радиационно загрязненным, оформляется Акт радиационного контроля по форме, установленной для ЛРК (см. «Руководство по качеству») с результатами дозиметрического контроля и приложением картограммы контрольных точек. После ознакомления заказчика Акт должен быть направлен в региональную службу Роспотребнадзора для принятия решения.

5.10. При измерениях для целей аттестации рабочих мест, измеряется мощность амбиентного эквивалента дозы (МЭД) Dр в контрольных точках определенных, как рабочие места. Dр определяют как среднее арифметическое значение показаний дозиметра при многократных (n= 7÷10) измерениях:

, (8)

Среднеквадратичное отклонение (стандартная неопределенность) результата измерений Dр, определяют по формуле:

, (9)

где р=1,2...m - номер контрольной точки; Di - показания дозиметра в контрольной точке.

В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов.

Значение расширенной неопределенности результата измерений Dр (Р= 0,95):

(10)

ΔО - основная относительная погрешность дозиметров типаДКГ-07Д «Дрозд» ;

ΔЭ – относительная дополнительная погрешность за счет энергетической зависимости чувствительности;

ΔА - относительная дополнительная погрешность за счет анизотропии чувствительности.

5.11. В качестве предельных значений мощности амбиентного эквивалента дозы в каждой контрольной точке определенной, как рабочее место – Dрп, принимается значение:

Dрп =Dр + Δр, (11)

5.12. При гигиенической классификации условий труда значения Dрп используется для оценки значений мощности максимальной потенциальной эффективной дозы мЗв/год в соответствии с Р 2.2.2006-05 «Руководство по гигиенической оценке факторов рабочей среды и трудового процесса. Критерии и классификация условий труда» Приложение 14.

Наблюдения за радиоактивностью объектов окружающей среды города выполняются согласно программам и постановлениям Правительства Москвы «О мерах по повышению радиационной безопасности населения г. Москвы».

Система радиационно-экологического мониторинга (РЭМ) охватывает всю территорию г. Москвы (в старых границах по 10 административным округам и территорию «Новой Москвы» Троицкого и Новомосковского административных округов), постоянно совершенствуется и состоит из следующих основных блоков: стационарные средства контроля, мобильные средства контроля, аналитический центр.

Стационарные средства контроля включают в себя наземную режимную сеть наблюдения, сеть стационарных постов контроля воздушного и водного бассейнов, сеть измерителей радиационного фона (рис. 1).

Мобильные средства радиационно-экологического контроля включают автомобильный комплекс для проведения автомобильной гамма съемки по магистралям и улицам города, а также мобильный водный комплекс, который проводит оценку радиационных параметров поверхностных вод и донных отложений реки Москвы.

Ежегодно анализируется более 2500 проб объектов окружающей среды.

Атмосферный воздух. На стационарных постах радиационного контроля (6 постов) контролировалась радиоактивность атмосферных аэрозолей и их выпадений на подстилающую поверхность в течение всего года. Пробы аэрозолей отбирались с помощью ВФУ типа «Тайфун-4» производительностью до 1200 м 3 /ч и «Тайфун-5» производительностью до 3000 м 3 /ч, с осаждением аэрозолей на фильтр ФПП-15-1,5. Атмосферные выпадения собирались в высокобортные кюветы. После недельной экспозиции пробы поступали на радиометрический и γ-спектрометрический анализы.

В таблице 1 представлены результаты измерений объемных активностей радионуклидов в атмосферном воздухе г. Москвы.

Таблица 1. Средние объемные активности радионуклидов в атмосферном воздухе г. Москвы, Бк/м 3

Значения величин объемной активности радионуклидов 226 Ra, 232 Th, 40 К объясняются процессами вторичного пылеподъема (ресуспензии) с поверхности земли.

Объемная активность радионуклида йода 131 I регистрировалась в каждом месяце, но не каждую неделю. Диапазон изменения величин объемной активности 131 I составил от 1,4.10 -7 до 2,8.10 -5 Бк/м 3 при среднем значении 1,9.10 -6 Бк/м 3 .

В таблице 2 представлены результаты измерений плотности радиоактивных выпадений в г. Москве.

Таблица 2. Плотность радиоактивных выпадений в г. Москве, Бк/(м 2 ·год)

Поверхностные воды и донные отложения. Стационарные посты гидросферы (7 постов) расположены на створах рек Москвы, Сетуни, Сходни и Яузы, а также в устье Соболевского ручья, как наиболее вероятного места поступления антропогенных загрязнений.

В таблице 3 представлены результаты измерений объемной активности радиоактивных веществ в воде открытых водоемов г. Москвы.

Таблица 3. Средняя объемная активность радиоактивных веществ в воде открытых водоемов, Бк/л

В таблице 4 представлены результаты измерений средней удельной активности радиоактивных веществ в донных отложениях открытых водоемов г. Москвы.

Таблица 4. Средняя удельная активность радиоактивных веществ в донных отложениях открытых водоемов г. Москвы, Бк/кг

Мощность эквивалентной дозы контролируется сетью измерителей радиационного фона (ИРФ) - 66 датчиков. ИРФ размещены с учетом охвата всех административных округов на магистралях, на крупных предприятиях, в местах большого скопления людей. Получение данных от датчиков проводится круглосуточно.

Кроме того, носимыми приборами в 2014 г. выполнено более 3000 измерений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения. Средняя годовая мощность эквивалентной дозы гамма-излучения на территории Москвы составила 0,12 мкЗв/ч, при максимальном значении 0,20 мкЗв/ч (Котельническая наб., 1/15), что соответствует фоновым значениям. В 134 точках режимной сети термолюминесцентными датчиками (ТЛД) определялась интегральная поглощенная доза облучения от внешних источников облучения, которая в 2014 г. составила 0,86 мГр/год.

Радиоактивность почвы определялась в каждом из 134 пунктов контроля по пробам, отобранным с площадок 10х10 м 2 методом “конверта” из 5 см верхнего слоя.

В таблице 5 представлены результаты измерений средней плотности загрязнения техногенными радионуклидами почвы г. Москвы.

Таблица 5. Средняя плотность загрязнения техногенными радионуклидами почвы г. Москвы, Бк/м 2

В таблице 6 представлены результаты измерений удельной активности естественных радионуклидов в почве г. Москвы.

Таблица 6. Средняя удельная активность естественных радионуклидов в почвах г. Москвы, Бк/кг

Радиационные обследования объектов

Проведено обследование на содержание эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) радона 215 жилых зданий, 283 зданий детских образовательных учреждения (ДОУ) и зданий школ. Среднегодовые значения ЭРОА изотопов радона в обследованных квартирах и служебных помещениях находилась в пределах от 6 до 104 Бк/м 3 , в подвалах – от 6 до 295 Бк/м 3 .

Результаты радиационно-экологического мониторинга в Троицком и Новомосковском округах («Новая Москва»)

На рис. 2 представлена схема расположения пунктов отбора проб на временной режимной сети радиационного контроля и временной режимной сети наблюдения за водными объектами в Троицком и Новомосковском административных округах г. Москвы

Условные обозначения:

Результаты контроля содержания радионуклидов в пробах почвы и снежного покрова

Основные результаты радиационных параметров отобранных проб почвы и снежного покрова, отобранных в пунктах регулярной режимной сети радиационного контроля, представлены в таблицах 7-8.

Таблица 7. Средняя удельная активность радионуклидов в почвах (грунта), Бк/кг

Таблица 8. Средняя радиоактивность радионуклидов снежного покрова, МБк/км 2

Фактически полученные и приведенные в таблицах величины радиационных параметров проб почвы (грунта) и снежного покрова не превышают значений контрольных уровней, установленных для города Москвы.

Результаты контроля содержания радионуклидов в пробах воды и донных отложениях открытых водоёмов

Основные результаты радиационных параметров отобранных проб поверхностной воды и донных отложений, отобранных в пунктах радиационного контроля на режимных створах водного бассейна ТиНАО города Москвы, представлены в таблице 9.

Таблица 9. Средние значения удельных активностей радионуклидов в поверхностной воде и донных отложениях открытых водоемов

Фактически полученные и приведенные в таблицах величины радиационных параметров проб поверхностной воды и донных отложений открытых водоемов не превышают значений контрольных уровней, установленных для города Москвы.

Результаты контроля содержания радионуклидов в пробах растительности травянистого яруса

Основные результаты радиационных параметров отобранных проб растительности травянистого яруса (трава, листва кустарников и деревьев), отобранных в пунктах регулярной режимной сети радиационного контроля представлены в таблице 10.

Таблица 10. Средняя удельная активность радионуклидов растительности травянистого яруса, Бк/кг

Фактически полученные и приведенные в таблице величины радиационных параметров проб растительности травянистого яруса находятся в пределах значений многолетних наблюдений характерных для города Москвы.

Результаты контроля мощности эквивалентной дозы гамма-излучения и интегральной поглощенной дозы

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД ГИ) и интегральные поглощенные дозы на территории округа контролировались:

• носимыми дозиметрами (дозиметрами - радиометрами) при отборе проб окружающей среды;
• автоматизированными измерителями радиационного фона (ИРФ) в пунктах АСКРО круглосуточно в режиме реального времени на протяжении всего года;
• термолюминесцентными дозиметрами (ТЛД) с экспозицией равной шести месяцам для каждой группы дозиметров.

Результаты среднегодовых значений радиационного фона представлены в таблице 11.

Таблица 11. Среднегодовые значения МЭД ГИ, радиационного фона и интегральной поглощенной

Фактически полученные и приведенные в таблицах величины радиационных параметров не превышают значений контрольных уровней, установленных для города Москвы и многолетних наблюдений.

Контроль эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) дочерних продуктов радона в помещениях

Обследование помещений государственных бюджетных образовательных учреждений (ГБОУ) в городских округах «Троицк» и «Щербинка» осуществлялось с целью определения в них показателей радиационной безопасности.

В городском округе Троицк обследованы 30 ГБОУ и 30 жилых помещений. Получены следующие результаты: величина измеренной ЭРОА дочерних продуктов радона в воздухе помещений варьируется от 4 до 85 Бк/м 3 ; в подвалах – от 7 до 235 Бк/м 3 . МЭД ГИ в обследованных помещениях изменялась от 0,08 до 0,15 мкЗв/ч.

В городском округе Щербинка обследованы 30 жилых помещений. Получены результаты: величина измеренной ЭРОА радона в воздухе помещений варьируется от 6 до 44 Бк/м 3 ; в подвалах – от 6 до 80 Бк/м 3 . МЭД ГИ в обследованных помещениях изменялась от 0,07 до 0,11 мкЗв/ч. В районе расположения этих зданий произведены замеры содержания радона в атмосфере и МЭД ГИ на прилегающей местности. В атмосферном воздухе на прилегающей к зданиям территории ЭРОА радона не превышает 6 Бк/м 3 , а значения МЭД ГИ изменяются от 0,07 до 0,10 мкЗв/ч.

Фактически полученные величины значений МЭД ГИ и ЭРОА дочерних продуктов радона не превышают нормативных данных и данных многолетних наблюдений.

Результаты автомобильной гамма съемки улично-дорожной сети округа

Методом АГС были обследованы транспортные магистрали и дороги в крупных населённых пунктах ТиНАО, а также городские и сельские поселения, находящиеся на территории этих округов. Полученные результаты обследования транспортных магистралей ТиНАО представлены в таблице 12.

Таблица 12. Результаты обследования транспортных магистралей, находящихся на территории ТиНАО

Значения МЭД ГИ на транспортных магистралях ТиНАО находились в диапазоне 0,08 – 0,27 мкЗв/ч. Среднее значение МЭД ГИ по данным АГС составляет 0,12 мкЗв/ч. Значения, превышающие 0,20 мкЗв/ч, обусловлены спецификой дорожных материалов. Полученные результаты обследования методом АГС дорог в крупных населённых пунктах ТиНАО представлены в таблице 13.

Таблица 13. Результаты обследования дорог в крупных населённых пунктах, находящихся на территории ТиНАО

Значения МЭД ГИ на дорогах в обследованных населённых пунктах находились в диапазоне 0,08 – 0,30 мкЗв/ч. Среднее значение МЭД ГИ по данным АГС составляет 0,14 мкЗв/ч. Значения превышающие 0,20 мкЗв/ч обусловлены спецификой дорожных материалов.

Автомобильная гамма-съёмка в Новомосковском АО проводилась по основным транспортным магистралям в пределах населённых пунктов округа.

Значения МЭД ГИ на маршрутах находились в пределах от 0,08 до 0,28 мкЗв/ч, при среднем значении 0,14 мкЗв/ч. Значения, превышающие 0,20 мкЗв/ч, обусловлены спецификой дорожных материалов. Результаты работ по обследованию методом АГС дорог городских и сельских поселений округа представлены в таблице 14.

Таблица 14. Результаты обследования городских и сельских поселений в Новомосковском АО

Автомобильная гамма-съёмка проводилась по основным транспортным магистралям в пределах населённых пунктов округа и на подъездных дорогах к радиационно-опасным объектам округа.

Значения МЭД ГИ на маршрутах находились в пределах от 0,08 до 0,30 мкЗв/ч, при среднем значении - 0,14 мкЗв/ч. Значения, превышающие 0,20 мкЗв/ч, обусловлены спецификой дорожных материалов. Результаты обследования методом АГС городских и сельских поселений округа приведены в таблице 15.

Таблица 15. Результаты обследования городских и сельских поселений по Троицкому АО

Превышений допустимых значений МЭД ГИ и участков техногенного радиоактивного загрязнения на подъездных дорогах к радиационно-опасным предприятиям округа не обнаружено.

Результаты обследования методом АГС подъездных дорог к радиационно-опасным предприятиям приведены в таблице 16.

Таблица 16. Результаты обследования подъездных дорог к радиационно-опасным предприятиям

Контроль мощности эквивалентной дозы и интегральной поглощенной дозы

Мощность эквивалентной дозы и интегральной поглощенной дозы на территории округа контролируется следующими методами:

• мощность эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД ГИ) - носимыми радиометрами при отборе проб окружающей среды;
• методом термолюминесцентной дозиметрии (ТЛД) с непрерывной экспозицией по шесть месяцев (интегральная поглощенная доза - Д).

Результаты среднегодовых значений радиационного фона даны в таблице 17.

Таблица 17. Мощность эквивалентной дозы и интегральная поглощенная доза

Автомобильная гамма-съёмка территории Новомосковского АО

Автомобильная гамма-съёмка проводилась по основным транспортным магистралям, на территориях в пределах населённых пунктов округа и на подъездных путях к радиационно-опасным объектам округа. Значения МЭД ГИ на обследованных маршрутах находились в пределах естественного радиационного фона от 0,06 до 0,25 мкЗв/ч. Значения МЭД ГИ около радиационно-опасных объектов определялись в фиксированных контрольных точках (КТ), расположенных в местах наибольшей потенциальной радиационной опасности. Результаты обследования объектов и магистралей приведены в таблице 18.

Таблица 18. Результаты АГС

Автомобильная гамма-съёмка территории Троицкого АО

Автомобильная гамма-съёмка проводилась по основным транспортным магистралям, на территориях в пределах населённых пунктов округа и на подъездных путях радиационно-опасным объектам округа. Значения МЭД ГИ на обследованных маршрутах находились в пределах естественного радиационного фона от 0,06 до 0,25 мкЗв/ч. Значения МЭД ГИ около радиационно-опасных объектах определялись в фиксированных контрольных точках (КТ), расположенных в местах наибольшей потенциальной радиационной опасности. Результаты обследования объектов и магистралей приведены в таблице 19.

Таблица 19. Результаты АГС

Пешеходный радиационный контроль территорий ТиНАО

Проведен пешеходный радиационный контроль территорий, прилегающих к радиационно-опасным объектам, определенным распоряжением Правительства РФ от 14.09.2009 №1311-р (в ред. от 11.04.2011 г.).

Проведен поисковый (пешеходный) радиационный контроль территорий Троицкого и Новомосковского административных округов в городе Москве на площадях 225 000 м 2 и 275 000 м 2 соответственно, общей площадью - 500 000 м 2 .

В Троицком административном округе в ГО Троицк обследованы территории микрорайона Солнечный (между улицами Физическая, Солнечная и Октябрьским проспектом), парка усадьбы Троицкое, территория по Октябрьскому проспекту вокруг Детской школы искусств им. М.И. Глинки. В СП Краснопахорское обследована территория спортивного парка «Красная Пахра».

В Новомосковском административном округе в поселке Мосрентген обследована территория вокруг прудов между улицей Мосрентген (напротив завода Мосрентген) и проездом Героя России Соломатина и территория городского парка по улице Мосрентген.

В ГП Московский обследована территория вблизи деревни Саларьево в 1,2 км от полигона ТБО «Саларьево» рядом с площадкой под строительство электродепо метро «Саларьево».

Максимальное значение МЭД ГИ на обследованной территории равно 0,23 мкЗв/ч, что не превышает допустимых значений по ОСПОРБ 99/2010 п.5.1.6. Источников ионизирующих излучений и локальных радиационных аномалий на обследованной территории не выявлено.

Выводы

1. Контролируемые радиационные параметры объектов окружающей среды в 2014 году находились в пределах значений, соответствующих радиационному фону, характерному для города Москвы, и не превышали установленных контрольных уровней («Контрольные уровни обеспечения радиоэкологической безопасности населения г. Москвы» М., 2008).
2. Значения интегральных поглощенных доз находятся в пределах естественных вариаций и не превышают средних доз по городу Москве.
3. Наличие в Москве большого количества радиационно-опасных объектов и предприятий-владельцев радиоактивных веществ (РВ) и радиоактивных отходов (РАО) создает потенциальную опасность радиационного инцидента.

Заключение

Анализ радиационно-экологической обстановки в Москве за 2014 г. показал, что значения контролируемых радиационных параметров объектов окружающей среды находились в пределах многолетних колебаний техногенного фона столицы.

Мощность экспозиционной дозы, рассчитанной по гамма-излучению - устаревший критерий дозы. Интенсивность потока ионов (собственно, физическая суть радиации) теперь считают иначе. По современным критериям применяют мощность эквивалентной дозы. Ее основа - замер биологических последствий ионизирующего излучения на организм за темпоральный промежуток (час, сутки и т. д.). МЭД считается более адекватным нуждам медицины, нежели более абстрактный замер «гаммы», не учитывающий многих параметров. Современные же требования экологии и радиобезопасности по работе в местах с повышенным излучением намного строже и должны быть направленными на отслеживание и ликвидацию возможных последствий превышения значений ионизирующего излучения.

Старые методики замеров до 1990 года

Существенным отличием от МЭД, основой «чернобыльских» нормативов, была экспозиционная доза, считавшая поток фотонов, ионизирующих воздух. Физиками этот процесс отлично исчисляется, однако сведения о мощности дозы не могли точно покрыть требования по медицинским анализам.

В формуле дозу рассчитывали в качестве электрозаряда ионов, которые образуются тормозящим излучением в сухом воздухе при делении на массу объема воздуха. В физических величинах это ампер в секунду, т. е. обоснование количества энергии, поглощенной объектом под потоком радиации.

В качестве же хрестоматийной системной единицы используется рентген в секунду. Рентген - устаревшая мера излучения, в наше время используют зиверты. Причина, почему именно с 1990 года совершена реформа - выход новых комплексных методичек по дозиметрам. Тем самым полностью обновлен модельный ряд детекторов и внедрены более современные стандарты радиобезопасности. На основе кумулятивного опыта радиационных аварий были установлены фундаментальные изъяны использования рентгенов в час в качестве единиц измерения:

• Слишком грубые замеры. «Формально» ионизирующий поток по формуле просчитан корректно. Однако недостаточно раскрыты второстепенные физические явления, показывающие изменения в итоговых масштабах облучения.
• Нет соотношения с воздействием в биологическом плане: экспозиционная доза в разных условиях плотности ионизации имеет весьма вариативные последствия.
• Старым методом было нереально проверить накопленное облучение за определенный период, также упускались многие биологические параметры.

Каковы современные методы, чтобы проверить мощность дозы гамма излучения?

Современная оценка ионизации базируется на измерении мощности дозы гамма излучения в виде эквивалентной дозы за фиксированный темпоральный промежуток. Именно так исследователи оценивают долгосрочные биологические изменения от ионизирующего излучения. Суммарная мощность складывается из суммы бета-фона, гамма-излучения, рентгеновских лучей, соответственно, принятым поправочным коэффициентам.

Измеряется мощность зивертами в единицу времени. Один зиверт - гигантская доза (например, шесть зивертов - это летальная лучевая болезнь), поэтому для расчета практики постоянного и временного облучения практикуют миллизиверты.

Однако даже новейший подход не справляется со всеми факторами, касающимися человеческого метаболизма под ионизирующим облучением. Ткани разной плотности и химического состава, кости, жидкости внутри организма по-разному радиопроницаемы и выводят нуклиды также специфически. Радиобиология сегодня учитывает как направление пучка лучей, так и расположение их внешнего источника, возрастные показатели, метеорологию и так далее.

Занимается дифференцированной дозиметрией и тем самым помогает определять мощность дозы согласно современным рекомендациям. В компании представлены наиболее чувствительные измерительные приборы, а также опытный персонал, занимающийся постановкой точных диагнозов. Заказать услуги инженеров «Радэк» можно по номеру телефона, указанному на сайте.