CC BY
39
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ИЗМЕРЕНИЕ НАПРАВЛЕННЫХ ЭКВИВАЛЕНТНЫХ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ _В КОЖЕ И ХРУСТАЛИКЕ ГЛАЗ_
DOI: 10.31618/ESU.2413-9335.2020.5.78.1021 Алексеев Александр Григорьевич
старший научный сотрудник, «НИЦКурчатовский институт»-ИФВЭ, г.Протвино Бритвич Геннадий Иванович ведущий научный сотрудник, кфм «НИЦКурчатовский институт»-ИФВЭ, г.Протвино Пикалов Владимир Александрович Ведущий инженер, «НИЦКурчатовский институт»-ИФВЭ, г.Протвино
MEASUREMENT OF THE DIRECTIONAL EQUIVALENT DOSE RADIATION IN THE SKIN AND LENS OF THE EYES
Alexeev A. G., Britvich G.I., Pikalov V.A.
NRC «Kurchatov Institute» -IHEP
АННОТАЦИЯ
Представлены результаты калибровки индивидуальных дозиметров в единицах Hp(0,07) и Hp(3) с помощью радионуклидного источника 90Sr+90Y. Представлена методика измерения характеристик источника 90Sr+90Y, позволяющая измерять Hp(0,07) и Hp(3) с погрешностью лучше 10%. Выполнены измерения мощностей направленных эквивалентов дозы Н'(0,07), Н'(3), амбиентного эквивалента дозы для условий работ персонала Балаковской АЭС. На основе результатов делается оценка необходимости введения инструментального контроля облучения хрусталика глаза в случае возможного уменьшения дозового предела.
ABSRACT
The results of calibration of individual dosimeters in Hp(0.07) and Hp(3) units using a 90Sr+90Y radionuclide source are presented. A method for measuring the characteristics of the 90Sr+90Y source is presented, which allows measuring Hp(0.07) and Hp(3) with an error of less than 10%.Measurements were made of the directional dose equivalents rate H '(0.07), H'(3), the ambient dose equivalent rate at the working places of the personnel of Balakovo NPP. Based on the results, an assessment is made of the need for instrumental monitoring of lens exposure in the event of a possible reduction in the dose limit.
Ключевые слова: направленный эквивалент дозы, индивидуальный эквивалент дозы, бета излучение, дозиметр, реактор, АЭС
Keywords: directional dose equivalent, individual dose equivalent, beta radiation, dosimeter, reactor, nuclear power plant
ВВЕДЕНИЕ
В основных документах по нормах безопасности [1], [2] кроме годовых эффективных доз персонала и населения, нормируются годовые эквивалентные дозы облучения хрусталика глаза и кожи. Публикация обновленных рекомендаций [35] по методическому обеспечению радиационного контроля в атомной отрасли вызвало необходимость уточнения и актуализации методик измерения, используемых на предприятиях отрасли. Данная работа рассматривает методические вопросы измерения индивидуальных эквивалентных доз облучения хрусталика глаза и кожи и является продолжение публикаций [6], [7] по методическим вопросам индивидуального дозиметрического контроля (ИДК) персонала Балаковской АЭС. Актуальность вопроса вызвано еще тем, что международные рекомендации по дозовым пределам годовых эквивалентные дозы облучения хрусталика глаза [1] были снижены в 7,5
раз и можно ожидать таких же изменений в отечественных нормативных документах Цель разработки и использования методик измерения -обеспечить результат измерения с погрешностью (неопределенностью) не выше нормативных требований. В данной работе представлены результаты исследования некоторых параметром методики по измерению индивидуальных эквивалентных доз облучения в коже и хрусталике глаз персонала Балаковской АЭС.
МЕТОД ИЗМЕРЕНИЯ
В зависимости от того, для определения какой нормируемой величины используется
индивидуальный эквивалент дозы Нр^) в соответствии с рекомендациями МКРЗ, МКРЕ и МАГАТЭ, устанавливается значение параметра d, мм. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в ИДК, представлено в таблице 1 [3].
Таблица 1
Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при ИДК
Нормируемая величина Операционная величина: индивидуальный эквивалент дозы
Положение индивидуально дозиметра d1, мм Условное обозначение
Эквивалентная доза внешнего облучения кожи Непосредственно на поверхности наиболее облучаемого участка кожи 0,07 Hp(0,07)
Эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза на лицевой части головы2 3 Hp(3)
Примечания
й1- глубина биологической ткани.
2 - допускается размещение дозиметра на передней поверхности головного убора, на верхней пуговице или воротнике спецодежды при стандартных условиях облучения.
Оценка значений прогнозируемой эквивалентной дозы фотонного и
бета-излучения в коже и хрусталике глаза при воздействии непрерывных полей ионизирующего излучения посредством контроля рабочих мест проводится измерением мощностей направленных эквивалентов дозы H'(0,07,Q), H'(3,Q). В соответствии с рекомендациями МКРЗ в практике радиационной защиты направление Q не устанавливается, потому что интерес представляют Н'(3), H'(0,07) - максимальные значения H'(3,Q), H'(0,07,Q)[3].
Для текущего дозиметрического контроля на Балаковкой АЭС используются: автоматизированные термолюминесцентные считыватели Harshaw 6600 Lite с дозиметрами:
• типа DXT-RAD для измерения индивидуальных эквивалентных доз облучения кожи рук Hp(0,07);
• 7776/8814для измерения индивидуального эквивалента дозы хрусталика глаза Hp(3) .
Для измерения величин Н'(3), H'(0,07) и H'*(10) (мощность амбиентного эквивалента дозы) в данной работе использовались следующие средства измерения (СИ): дозиметр RAM ION [8]; для измерения H'*(10) - ДКС-АТ1121, для измерения плотности потока бета-частиц ДКС96 с блоком детектирования БДЗБ-96.
Для проверки калибровки дозиметров в единицах Hp(0,07) и Hp(3) использовался источник
радионуклидный закрытый бета-излучения с радионуклидами стронций-90+иттрий-90,
предназначенные для поверки в качестве мер активности радионуклидов. Активность = 2.53-Ш7Бк и внешнее бета излучение = 9.4-106 1/с. Площадь рабочей поверхности 10 см2. Радиоактивный материал источника зафиксирован на подложке и имеет защитное покрытие в виде алюминиевой фольги толщиной 0.050 мм[9]. Была разработана методика измерений [10] позволяющая использовать такой тип источника для калибровки детекторов типа EBT2, EBT3 (радиохромная пленка)[11] и ТЛД в единицах поглощенной дозы с погрешностью не хуже 7% ( причем, если учитывать неравномерность плотности потока бета частиц с пределах активного окна источника, погрешность может быть уменьшена ).
В паспорте на р-источник производитель ( «ПО «Маяк»») не указывает равномерность внешнего бета-излучения в пределах активной поверхности н 35.7 мм. На рис.1 представлены двумерное и одномерное (по одному из направлений, пересекающее геометрический центр источника) распределений поглощенной дозы, полученное при контактном (зазор 2 мм) облучении ЕВТ2 с источником. Видно, что неравномерность оптической плотности (OD) в пределах ~ 7 % существует, что определяет погрешность передачи единицы дозы детекторам, имеющим меньший размер (например ТЛД имеет 5 мм в диаметре).
Рис. 1- Распределения плотности fi-излучения в пределах активной поверхности 0 35.7 мм при контактном (зазор 2 мм) облучении ЕВТ2 с источником. Двумерное распределение OD получено в красном свете сканирующего устройства Epson 10000XL (red channel).
Для перехода от мощности поглощенной дозы к единицам Н'(3), Щ0,07) использовались результаты измерений глубинного распределения мощности поглощенной дозы в водном фантоме.
Измерения были выполнены с помощью EBT2, EBT3. На рисунке 2 приведены результаты измерений в сравнении с расчетом [12].
Dz , кэВ/г 1040
1030
1020
1010
1000
10-10
0
400
800
1200
Z, мг/см2
Рис.2. Распределение поглощенной дозы по глубине водного поглотителя. (EBT2), (EBT3)- измерение,
(W.G.Cross)-расчет [12].
Кроме измерения с помощью радиохромных пленок использовались измерения с помощью сцинтилляционных спектрометров полного поглощения электронов:
- пластический сцинтиллятор Pilot U 030 мм и высотой12 м, который располагался в контакте с р-источником и просматривался фотоумножителем (ФЭУ) ХР 2212;
- кристалл антрацена 030 мм и высотой10 мм (СДО.09) который располагался в контакте с Р-источником и просматривался фотоумножителем (ФЭУ) ХР 2212.
Оба метода измерения (с помощью радиохромных пленок и спектрометра полного поглощения) характеристик источника 90Sr+90Y позволяет получить значения мощности Н'(3), H'(0,07) с разницей меньше 4%. Это позволяет обеспечить калибровку индивидуальных дозиметров в единицах Hp(0,07) и Hp(3) с погрешностью меньше 7%.
ОБЪЕКТ ИССЛЕДОВАНИЯ
Для условий АЭС значительные уровни облучения хрусталика глаз и кожи могут возникнуть в случае аварийного выброса радионуклидов из реактора, а также при проведении ремонтных работ на вскрытом технологическом оборудовании первого контура
реактора: в составе загрязнения в этих условиях могут присутствовать нуклиды с большим выходом жесткого бета-излучения * например 90Sr+90Y, 106Ru+106Rh, 144Ce+144Pr и др.). Ранее в работе [13] были выполнены измерения Н'(3), H'(0,07) для различных работ персонала для условий Белоярской АЭС.
В данной работе были выполнены измерения Н'(3), H'(0,07), H*(10) на рабочих местах лаборантов при выполнении операций по отбору проб жидкостей (в том числе теплоносителя первого контура) в помещениях здания пристройки к реакторным зданиям Балаковской АЭС. Точки измерения в данных исследованиях: поверхность перчаточных боксов, кюветы пробоотборных перчаточных боксов, внутри перчатки пробоотборного бокса, приборы для выполнения анализов, емкости для проб, раковины для слива проб и др.
РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗМЕРЕНИЙ
На рисунке 3 приведено отношение результатов измерений H*(10) выполненных RAM ION и ДКС-АТ1121. Относительное отклонение не превышает 30%, что совпадает с данными работы [13].
точка измерения
Рис.3 - Отношение результатов измерений H*(10) выполненных RAM ION и ДКС-АТ1121 в разных точках
123456789
точки измерения
На рисунке 4 измеренной величины
приведено отношение H'(0,07) к измеренной величине плотности потока бета частиц. На рисунке 5 приведено отношение результатов измерений H'(0,07)/H*(10) и H'(3)/H*(10) с помощью дозиметра RAM ION. Когда отношение H'(0,07) и плотности потока бета частиц была меньше величины 0,1 (мкЗв/ч)/(см-2.мин-1) отношение H'(0,07)/H*(10) и H'(3)/H*(10) выше 3/2. Что позволяет отделить места, где вклад бета излучения в облучение можно определить как значимый. Следует отметить следующее: когда измерения выполнялись в рукаве пробоотборного бокса, геометрия облучения была скорее всего
Рис.4 - Отношение результатов измерений ^(0,07) и плотности потока бета частиц выполненных в разных точках
ближе к изотропной. Для изотропной геометрии облучения результат измерения Щ0,07) и Щ3) разный, так как геометрия стенки ионизационной камер дозиметра разная. Для измерения Щ3) толщина боковой стенки и торца одинакова - 3 мм, для Щ3) - толщина торца 0,07 мм, а боковой стенки -3 мм. Поправка на соотношение площадей поверхности торца и боковой стенки составит 3,52. В этом случае без поправки отношение Щ0,07)/И*(10) достигает 4,4 , с поправкой - 15. Максимально зафиксированное значение Щ3)/И*(10) составило 3,8. Это согласуется с результатами из работы [13] для условий Белоярской АЭС.
точка измерения
Рис. 5- Отношение измеренных величин Щ0,07)т*(10) и Щ3)Ш*(10) в разных точках.
Рис. 6- Геометрия измерения H'(0,07) и H'(3) для дозиметра RAM ION.
Результаты дозиметров DXT-RAD на источнике 91^г+91^. приведены в таблице 2. Под эталоном ^(0,07) - величина полученная на основе расчетов и измерений по описанной выше методике. Облучение выполнялось для 4-х условий, когда между поверхностью источника и
дозиметром помещался слой вещества эквивалентный разной толщины воды (мягкой биологической ткани). В этом случае изменялся спектр бета частиц. Усредненная величина отклонения результата измерений не превышает 56%. Для дозиметров типа 7776/8814 были
выполнены аналогичные измерения, усредненная величина отклонения результата измерений для них не превышает 10%. По этим измерениям можно сделать вывод, что для измерения H^0,07) и H^3) вводить поправочные коэффициенты, как это нужно делать для измерения H^10) дозы нейтронного излучения [7], не нужно. С учетом поправки на геометрию дозиметра максимально
Результаты измерения ^(0,07) дозиметром DXT
90Ci«_
зафиксированная величина H'(0,07) составила 1,4 мЗв/ч, для H'(3) - 0,4 мЗв/ч. Уровни введения ИДК внешнего облучения кожи и хрусталика глаза персонала группы А составляют 20 мЗв в год. Необходимость введения такого контроля можно оценить исходя из регламента выполнения работ по взятию проб.
Таблица 2
RAD при облучении бета излучением источника
№ серии Результат измерения ^(0,07), мЗв Эталон ^(0,07), мЗв X= a,(0,07)/ H0(0,07), отн. едн Условие облучения: см. примечание
1 68,10 63 1,08 1
2 44 63 0,70 1
3 54,54 63 0,87 1
4 26,65 21 1,27 2
5 18,82 21 0,90 2
6 19,81 21 0,94 2
7 21,37 20 1,07 3
8 20,10 20 1,01 3
9 22,09 26 0,85 4
10 25,17 26 0,97 4
Примечание 1 - Облучение непосредственно на поверхности источника, 3 мин.
2 - между поверхностью источника и дозиметром 95 мг/см2 экспозиция 3 мин.
3 - между поверхностью источника и дозиметром 165 мг/см2 экспозиция 5 мин.
4 - между поверхностью источника и дозиметром 270 мг/см2 ,экспозиция 10 мин
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Выполнены измерения мощности
амбиентного эквивалента дозы, мощностей направленных эквивалентов дозы H'(0,07,Q), H'(3,Q) для условий на рабочих места Балаковской АЭС с помощью дозиметра RAM ION. Отмечается хорошая сходимость результатов измерений дозиметра RAM ION с результатами измерений с помощью дозиметра ДКС-АТ1121 в пределах основной относительной погрешности измерений. Выполнены измерения отношения H'(0,07)/H*(10), H'(3)/H*(10). Максимально зафиксированное значение H'(3)/H*(10) составило 3,8. Следует отметить, что геометрия, где зафиксирована максимальная величина отношения H'(3)/H*(10) -внутри рукава перчаточного бокса. В такой геометрии облучение хрусталика глаза возможно только при исключительных обстоятельствах, не предусмотренных регламентом работ. Таким образом возможное уменьшение дозового предела для Нр(3) в 7,5 раз не означает автоматическое введение обязательного введения
инструментального контроля для облучения хрусталика глаза для таких работ.
Выполнение тестовых облучений дозиметров ИДК с использованием
источника радионуклидного закрытого бета-излучения с радионуклидами стронций-90+иттрий-90 показывает, что введение дополнительных поправочных коэффициентов для данного вида контроля не требуется.
Работа выполнена в рамках контракта ООО «АтомПромИнжиниринг» и Балаковской АЭС, при
поддержке А.Ю.Соколова (ген. директора ООО «АПИ»). Отдельная благодарность Е.А.Зотову, Е.С.Зыковой (БалАЭС) за помощь в измерениях, К.Нурлыбаеву (ООО НПП «Доза») за предоставленную возможность измерений с дозиметром RAM ION.
ССЫЛКИ:
1.IAEA General Safety Requirements № GSR Part 3. Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basis Safety Standards-Vienna: International Atomic Energy Agency, 2011.
2.СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности. (НРБ-99/2009). Санитарные правила и нормы. М.: Роспотребнадзор, 2009.
3.МУ 2.6.5.037- 2016. Методические указания. Контроль эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза. Федеральное медико-биологическое агентство, 2016.
4.МУ 2.6.5.028-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования.
5.МУ 2.6.5.026-2016 Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования.
6.А.Г.Алексеев, П.А.Алексеев. Спектры нейтронов на рабочих местах персонала Балаковской АЭС // Журнал «Евразийский Союз Ученых. Технические науки». 2020/02/17; № 70(2):20-26. DOI: 10.31618/ESU.2413-9335.2020.2.70.53
7.А.Г.Алексеев, П.А.Алексеев, В.А.Пикалов. Методические рекомендации по измерению индивидуальных эквивалентных доз облучения нейтронным излучением персонала Балаковской АЭС // Журнал «Евразийский Союз Ученых. Технические науки». 2020/02/17; № 70(2):20-26. DOI: 10.
8.К.Нурлыбаев, Ю.Н.Мартынюк, Д.Гинзбург. Аппаратурное, метрологическое и методическое обеспечение измерений направленных эквивалентов доз // АНРИ, 2, 25-31, 2017г.
9.Г.И.Бритвич и др. Устройство градуировки дозиметрических пленок .Опытный образец и методика измерений. // НИЦ Курчатовский институт-ИФВЭ, 2013 г.
10.Г.И.Бритвич и др. Калибровка пленочных дозиметров для лучевой терапии в поле Р-
УДК 621.039.53
источника 90Sr+90Y// НИЦ Курчатовский институт -ИФВЭ, 2013г.
11. Borca V.C. et al. Dosimetric characterization and use of GAFCHROMIC EBT3 film for IMRT dose verification.// Jornal of Appl. Clin. Med. Phys., Vol 14 No2, 2013.
12. Cross W.G., Freedman N.O. , and Wong P.Y.. Beta-ray dose distributions from point sources in an infinite water medium. // Health Physics 63:160-171; 1992.
13.М.Д.Пышкина, М.В.Жуковский, А.А.Екидин, В.О.Никитенко, Е.И.Назаров. Измерение амбиентного и направленного эквивалентов доз на рабочих местах персонала АО «ИРМ» и Белоярской АЭС.// АНРИ №2 (97) 43-50 2019.
ПОЛУЧЕНИЕ НАНОДИСПЕРСНОГО ПОРОШКА ГАФНАТА ГАДОЛИНИЯ GD2HFO5 МЕХАНОХИМИЧЕСКИМ СПОСОБОМ
Еремеева Ж.В., Воротыло С.А., Капланский Ю.Ю., Сидоренко Д.А., Ковалев Д.Ю., Швындина Н.В., Ахметов А.С., Саенко А.А.
Национальный исследовательский технологический университет «МИСиС»,
Москва
АННОТАЦИЯ
Порошки гафната гадолиния Gd2HfO5 были получены методом механохимического синтеза из оксидов гафния и диспрозия. Структура и основные физико-химические свойства исследованы с применением методов РФА, растровой электронной спектроскопии, ПЭМ и химического анализов. РФА показывает, что полное превращение исходных оксидов в однофазный нанодисперсный гафнат гадолиния Gd2HfO5 происходит при механической обработке смеси в течение 30мин.
Ключевые слова: порошки, оксиды гафния и диспрозия, механохимический синтез, нанокристаллический гафнат диспрозия, поглощающие элементы, электронная микроскопия, структура, удельная поверхность, насыпная плотность.
Введение
К поглощающим элементам (ПЭЛам) современных ядерных реакторов предъявляют высокие требования, определяющие рабочий ресурс органов регулирования, такие как: - высокая эффективность поглощения нейтронов, низкая скорость выгорания поглощающих изотопов в процессе эксплуатации в реакторе, высокая стойкость к радиационным повреждениям, стабильность объема как при рабочих температурах эксплуатации, так и при перегревах, коррозионная стойкость [1-3]. В качестве перспективных поглощающих материалов разработчиками рассматриваются гафнат диспрозия, диборид гафния (Н®2), карбид бора, а
также различные композиции карбида бора с гафнатами лантаноидов[4-6].
С целью интенсификации процесса спекания и достижения более высоких физико-механических свойств готовых изделий перспективно использование активированных наноразмерных порошков. Для получения нанопорошков наиболее перспективным является применение
механохимического метода. При оптимальных
условиях реализации данного процесса синтезированные фазы находятся в ультрадисперсном состоянии с высокоразвитой поверхностью границ зерен и субзерен с нано - или микрокристаллическим типом структуры, что позволит максимально увеличить плотность вкладышей из гафната диспрозия. Кроме того, механохимический синтез относится к наименее энергоемким и простым в исполнении способам, который можно отнести к быстропротекающим твердофазным реакциям [7 - 10].
Целью данной работы явилось изучение образования нанопорошков гафната гадолиния в системе Gd2Oз—НГО2 методом механохимического синтеза и исследование структуры и свойств полученных порошков.
Материалы и методики исследований
В качестве исходных веществ для механохимического синтеза гафната гадолиния использовали оксид гадолиния и диоксид гафния квалификации ("ч.д.а."), взятых в стехиометрическом соотношении.
Порошок оксида гафния белого цвета, пластинчатой формы с размером частиц 10-20 мкм, не течет.
