Методика определения индивидуальной эквивалентной дозы нейтронного излучения в условиях геофизического предприятия ЗАО "ПГО "Тюменьпромгеофизика"

а) надежность крепления зондового устройства с источником в скважинном приборе;

б) надежность соединения скважинного прибора с каротажным кабелем;

в) целостность каротажного кабеля;

г) перед спуском прибора с источником ИИ скважина шаблонируется или прибор спускается сначала без источника и только поле этого приступают к работе с источником ИИ;

Порядок работы с применением источника ИИ следующий:

а) скважинный прибор укладывается у устья скважины так, чтобы можно было свободно опустить его в скважину;

б) специальным дистанционным манипулятором достается зондовое устройство с источником из переносного контейнера;

в) этим же манипулятором заворачивается зондовое устройство с источником в прибор;

г) скважинный прибор поднимается и опускается в устье скважины с помощью лебедки каротажного подъемника, при этом нижний конец прибора, где находится зондовое устройство с источником, направляется дистанционным манипулятором.

В случае установки источника в зондовое устройство последнее должно быть предварительно подготовлено (очищено от пыли, грязи, песка и т.д.)

Опускание скважинного прибора с источником в скважину проводится до заданной глубины, затем проводится запись заказанного интервала с определенной скоростью, подъем прибора на поверхность и разрядка.

По окончании записи радиоактивного каротажа извлекают источник и укладывают его в переносной контейнер в обратной последовательности. Переносной контейнер с источником укладывают в транспортный контейнер автомобиля или каротажного подъемника и транспортируют на склад для сдачи на хранение. Переносной транспортный контейнер и кузов автомобиля закрывают на замок.

Транспортировка источников на скважину и обратно осуществляется на специально оборудованном транспорте предприятия или силами малой авиации “Заказчика”, согласно правил перевозки опасного груза.

К работам с РВ допускаются только лица из категории персонала (категория А), прошедшие ежегодный медицинский осмотр, не имеющие противопоказаний врачей, прошедшие ежегодную аттестацию на знание правил радиационной безопасности, правил безопасности при геологоразведочных работах, в нефтяной и газовой промышленности и др. Кроме того, работники проходят первичные и периодические инструктажи на рабочем месте не реже, чем 1 раз в квартал. Каждый работник имеет на рабочем месте удостоверение по технике безопасности с отметкой о последней аттестации.

Ежегодно, а также при изменении состава, издаются приказы по предприятию о назначении ответственных за производство работ с применением источников ионизирующего излучения, ответственных за подготовку транспорта и оборудования, за хранение, учет, выдачу и прием источников, за сохранность источников после получения, во время транспортировки, за хранение на местах работ, безопасное проведение работ, использование по назначению и дозиметрический контроль.

Индивидуальный дозиметрический контроль осуществляется с помощью поверенных индивидуальных дозиметров типа ИД-0,2, которые выдаются персоналу непосредственно на каждый выезд. Состав отряда, выезжающий на скважину фиксируется в требовании при получении источника. Требование подписывается лицом, ответственным за безопасное проведение работ по партии.

Общий радиометрический контроль осуществляется службой СРБ предприятия, согласно годового плана работ, согласованного с ЦГСЭН и включает периодические контрольные замеры излучений на контейнерах, в хранилищах, на автотранспорте, на местах работ, метрологическом участке и прилегающих помещениях.

Списание и захоронение ИИИ.

Пункт 3.5.19. ОСПОРБ-99 гласит: “Радионуклидные источники излучения, не пригодные для дальнейшего использования, должны своевременно списываться и сдаваться на переработку или захоронение…”. Источники с истекшим сроком эксплуатации, в соответствии с приказом по предприятию, списываются и подготавливаются к захоронению. Для этого составляется заказ-заявка в которой указывается количество, тип и номера ИИИ требующих захоронения. Такая заказ-заявка согласовывается с местными органами СЭС, МВД и с предприятием берущим на себя работы по захоронению источников. Соответственно всем вышеперечисленным организациям и предприятиям предоставляются копии заказ-заявок.

Источники подготовленные к захоронению помещаются в транспортные контейнеры и отправляются на захоронение заранее согласованным видом транспорта.

В соответствии с ОСПОРБ-99 (пункт 3.6.7.) вопрос о возможном продлении срока эксплуатации источников излучения должен решаться комиссией в составе представителей организации, использующей источник излучения, и органов государственного надзора за радиационной безопасностью, а при необходимости и представителей предприятия-изготовителя. В заключении комиссии определяются возможность, условия и срок дальнейшего использования источника излучения.

4. Дозиметрическая аппаратура

В настоящее время в нашей организации используется следующая дозиметрическая аппаратура:

сцинтилляционные геологоразведочные приборы СРП-68-01

измерители дозы ИД-0,2

радиометры - дозиметры МКС-01Р

Приборы СРП-68-01 предназначены для измерения потока гамма-излучения в пределах от 0 до 3000 мкР/ч. Прибор имеет диапазоны измерений: 0-30, 0-100, 0-300, 0-1000 и 0-3000 мкР/ч. Достоинство этих приборов заключается в том, что они сохраняют работоспособность в условиях механических перегрузок и в неблагоприятных климатических условиях, а также он очень прост и удобен в работе.

Измеритель дозы ИД-0,2 предназначен для измерения поглощенной дозы гамма-нейтронного излучения и обеспечивает измерение поглощенной дозы в диапазоне от 0 до 200 мрад с мощностью дозы до 50 мрад/с при энергии гамма-излучения от 0,05 до 2,2 МэВ и тепловых нейтронов.

Для удобства пользования дозиметр конструктивно выполнен в форме авторучки, для крепления дозиметра к одежде на корпусе установлен держатель. Во время работы дозиметр носится в нагрудном кармане. Измеритель дозы ИД-0,2 позволяет с достаточной точностью определять полученную человеком дозу облучения.

Радиометр-дозиметр МКС-01Р предназначен для проведения радиометрического и дозиметрического контроля. Этим прибором можно измерять:

плотность потока и флюенс альфа- и бета-частиц, испускаемых с поверхности, загрязненной радиоактивными веществами;

эквивалентную дозу и мощность эквивалентной дозы (МЭД) рентгеновского и гамма-излучения;

плотность потока и флюенс тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов;

эквивалентную дозу и МЭД нейтронного излучения.

К прибору подключаются сменные детекторы, дающие возможность проведения измерений различных составляющих радиационного поля.

Именно таким прибором у нас проводятся все санитарно-дозиметрические обследования.

Наибольшую сложность представляет измерение потока нейтронного излучения. С этой целью используется блок детектирования БДКН-03Р в комплекте с защитой и замедлителем.

Измерение потока тепловых нейтронов производится одним блоком детектирования (без защиты и без замедлителя).

При измерении плотности потока промежуточных и быстрых нейтронов блок детектирования вставляется в защиту, цель которой создать необходимую загрузку по показаниям. Защита изнутри облицована кадмием, который отражает промежуточные и быстрые нейтроны.

При измерении МЭД нейтронного излучения блок детектирования вставляется вначале в защиту, а затем в замедлитель. Замедлитель выполнен из водородосодержащего материала и следовательно ослабляет поток нейтронов.

Измерение МЭД нейтронного излучения представляет собой особый интерес, потому что этот параметр приходится измерять при любых санитарно-дозиметрических обследованиях, основными из которых является обследование контейнеров, предназначенных для хранения и транспортирования закрытых источников излучения, на соответствие транспортным категориям. В этом случае необходимо располагать детектор на внешней поверхности контейнера, но возникает вопрос об учете расстояния между стенкой контейнера и детектором (Рис.6.а), так как при измерении МЭД нейтронного излучения используется как защита, так и замедлитель. Вопрос об учете этого расстояния был поставлен первым заместителем главного санитарного врача Ханты-Мансийского Автономного Округа.

Рис. 6. Учет расстояния “поверхность контейнера - детектор”

Как уже отмечалось выше, при измерении МЭД нейтронного излучения применяется как защита так и замедлитель. Находясь в потоке нейтронов замедлитель ослабляет энергию нейтронов, а защита за счет отражения проникших внутрь нейтронов создает загрузку по показаниям. Т.е. замедлитель нужен для ослабления энергии нейтронов. Но т.к. у нас все замеры проводятся когда источники быстрых нейтронов находятся в защитных контейнерах (санитарно-дозиметрические обследования контейнеров, транспортных средств, хранилища и т.п.), то использование замедлителя становится не обязательным. Это объясняется тем, что конструктивно контейнеры для хранения нейтронных источников выполнены из водородосодержащих материалов (парафин, полиэтилен, капралон, и т.п.) и именно эти материалы выполняют роль замедлителя при измерениях МЭД нейтронного излучения.

Таким образом решается вопрос об учете расстояния “поверхность контейнера - детектор”. Видно, что убрав замедлитель, интересующее расстояние уменьшается до минимума (Рис.6.б.), тем более, убрав дополнительный замедлитель, получаем более достоверные данные при измерении МЭД. Это можно увидеть из таблицы 1. В этой таблице собраны дозы, полученные тремя разными способами.

В первом случае отдельно измеряются плотность потока по быстрым и промежуточным нейтронам (Рис.6.б), и плотность потока по тепловым нейтронам (Рис.6.в.), а также эквивалентная доза гамма-излучения. Суммарная мощность дозы рассчитывается по формуле:

, (3)

где Р - мощность дозы, мбэр/ч;

N_б+п.н. - составляющая дозы по тепловым и быстрым нейтронам, ;

N_т.н. - составляющая дозы по тепловым нейтронам, ;

Г - составляющая дозы по гамма излучению, мбэр/ч;

W - поток быстрых нейтронов от источника, нейтр/с.

Коэффициент 1,3 дает 30 %-й запас при расчете мощности дозы.

Во втором случае измеряется МЭД нейтронного излучения, для сравнения с замедлителем и без замедлителя, куда добавляется МЭД гамма-излучения.

В третьем случае измерялась эквивалентная доза нейтронного излучения, накопленная в течение одного часа, также в двух случаях: с замедлителем и без него. В эти значения тоже добавлены значения МЭД гамма-излучения.

Таблица 1. Практические измерения МЭД Pu-Be источника быстрых нейтронов.

Точки измерения	Рез-ты измерений	Суммарная мощность дозы, мбэр/ч	МЭД, мбэр/ч	Эквивалентная доза, накопленная в течение 1 часа, мбэр/ч
Виды излучений	быстр и пром. нейтр., с-1 *см-2	тепл. нейтр., с-1 *см-2	МЭД гамма-изл., мбэр/ч		с замедлителем	без замедлителя	с замедлителем	без замедлителя
Боковая поверхность	625	405	14,7	139,03	48	130,2	69,9	127,5
Крышка контейнера	321	96	7,6	70,97	33,9	60,8	31,6	61,6
Дно контейнера	499	356	12,1	111,59	53,4	96,7	55,3	96,1
На расстоянии 1м от контейнера	48	29	0,4	9,77	4,5	7,1	5,2	6,4

Все значения в таблице 1 приведены в мбэр/ч. В этой таблице приведены практические измерения выполненные прибором МКС-01Р № 391, дата поверки прибора 31.10.00г. № свидетельства 226. Измерения проводились 29 апреля 2001 года. Обследовался контейнер УКТ-1 № 011 с помещенным в него источником быстрых нейтронов типа ИБН-8-5 Pu-Be № 011. Следует отметить, что это наиболее мощный источник быстрых нейтронов, среди использующихся у нас на предприятии.

Наиболее точные показания, это те, которые получены при измерении разных составляющих радиационного поля, т.е. отдельно по промежуточным и быстрым нейтронам, тепловым нейтронам и гамма-излучению. Анализируя полученные результаты видно, что наиболее близкие к этим результатам являются те, где МЭД нейтронного излучения измеряется без замедлителя. Также это доказывают измерения эквивалентной дозы, накопленной в течение одного часа. Это доказывает, что предположение о ненадобности использования замедлителя при подобных измерениях верно. Т.о. теоретические предположения подтверждаются практическими измерениями.

Проводя измерения предложенным способом получаем следующие плюсы:

Во-первых, сокращается время затраченное на проведение измерений, а значит сокращается время пребывания дозиметристов в радиационном поле, т.е. они получают меньшую дозу чем при измерении отдельных составляющих радиационного поля.

Во-вторых, нет необходимости расчета суммарной мощности дозы по формуле, т.е. исключается возможность ошибки при расчетах.

В-третьих, отпадает вопрос об учете расстояния “поверхность контейнера - детектор”.

В-четвертых, сохраняется точность измерений.

5. Методика определения индивидуальной МЭД на предприятии

На данный момент времени, на сколько мне известно, не существует индивидуальных дозиметров, способных измерять эквивалентную дозу нейтронного излучения. Все существующие дозиметры могут измерять только эквивалентную дозу гамма-излучения. Поэтому возникает вопрос об оценке индивидуальных доз облучения персонала при работе с нейтронными источниками излучений. С этой целью разработаны методики оценки доз.

Применяемая методика. По сей день в нашей организации применяется методика расчета доз облучения персонала при работе с радионуклидными источниками нейтронов основанная на следующих принципах.

Весь процесс работы с нейтронным источником разбивается на отдельные простейшие операции, такие как, например, переноска контейнера с источником, открывание контейнера, вынимание источника, вворачивание его в прибор и т.д. Для этих операций примерно определяется время и расстояние на котором производится данная операция. Мощность дозы нейтронного излучения на рабочих местах во время проведения определенной, заранее хронометрированной операции, определяется расчетом. Затем дозы, полученные расчетным путем для каждой операции, складываются и в итоге получаем значение дозы, которую получил работник при проведении работы с нейтронным источником.

Такая методика позволяет получать истинную дозу облучения, только в том случае, если работник находится от источника именно на том, заранее определенном расстоянии, использующемся при расчете и если на каждую операцию затрачивается время близкое к принятому при расчетах. Но на самом деле имеем следующее.

С источником работают разные люди и при разных условиях. К примеру, на проведение операций сильно влияют климатические условия, скажем одну и ту же операцию при солнечной и ясной погоде летом проделать можно гораздо быстрее, чем зимой ночью в мороз и метель. Также сильно влияет и человеческий фактор. Все люди разные и одни и те же операции могут проделывать с разной скоростью. Именно по этим причинам использующаяся методика дает лишь приблизительные значения индивидуальных доз облучения персонала.

Таким образом, основными недостатками применяемой методики является то, что: во-первых, расстояние на котором проводятся работы с источником берется приблизительно; во-вторых, время работы с источником также берется осредненным. А следствием этого являются неверно подсчитанные дозы полученные персоналом при проведении работ с нейтронными источниками.

Предлагаемая методика. Я предлагаю методику расчета индивидуальной эквивалентной дозы нейтронного излучения основанную на определении времени затраченного при проведении работ с гамма-источником и на основании этого времени вычислении дозы полученной при работе с нейтронным источником. Основным и необходимым условием для работоспособности моей методики является обязательное использование на рабочем месте как гамма, так и нейтронного источников, например, проведение полного комплекса каротажа на буровой, где используются оба типа источников.

Методика заключается в следующем.

Индивидуальным дозиметром ИД-0,2, применяемым у нас на предприятии, измеряем дозу полученную при работе с гамма-источником (Cs¹³⁷).

Зная мощность источника, дозу и предполагая расстояние на котором производились работы получаем время за которое работник получил данную дозу.

, (4)

где t - время, ч

D_г - доза от гамма-источника, Р

R - расстояние, м

М - гамма-эквивалент, мг.-экв.Ra

Необходимо знать М. Зная что на 1 мКu Cs¹³⁷ приходится 0,4 мг.-экв.Ra и активность источника 274,5 мКu (принимаем среднюю активность источников использующихся у нас на предприятии) определяем что нашему источнику соответствует 109,8 мг.-экв.Ra. Расстояние принимаем равным 0,5 м.

Переводим время t в секунды, а дозу D в мрад (т.к. использующиеся индивидуальные дозиметры ИД-0,2 дают показания в мрад). В результате имеем формулу по которой легко получить время в течении которого работник находился в поле гамма-излучения создаваемого источником Cs¹³⁷.

, (5)

где D_г - доза от гамма-источника, мрад

t - время, сек.

Предполагаем, что время и расстояние при работе с нейтронным источником остается то же, что и при работе с гамма-источником, поскольку один и тот же человек проделывает одинаковые операции затрачивая на это одно и то же время.

Дозу от нейтронного излучения рассчитываем по формуле:

, (6)

где D_н - доза от нейтронного излучения, Зв

П - плотность потока нейтронов,

Q - коэффициент,

t - время, с

Плотность потока нейтронов определяется следующим образом:

, (7)

где W - выход нейтронов от источника, нейтр/с

R - расстояние, см

Q определяем по таблице. Для Е=4,5 МэВ

(это значение среднее для нейтронных источников использующихся у нас на предприятии)

Получаем:

Но в эту формулу необходимо ввести фактор накопления В. Для тела человека принимаем В=15.

В результате получаем:

(8)

t,

где D_н - доза от нейтронного источника, мЗв

t - время, сек

Переводим дозу в мбэр, в 1 мЗв 100 мбэр, поэтому:

, (9)

где D_н - доза от нейтронного источника, мбэр

t - время, сек

Формулу (5) подставляем в формулу (9) и в результате получаем формулу для определения эквивалентной дозы от нейтронного излучения:

, (10)

где D_н - доза от нейтронного источника, мбэр

D_г - доза от гамма-источника, мрад

t - время, сек

Для гамма-источников 1мрад=1мбэр, поэтому эквивалентная доза полученная работником при работе с обоими источниками ИИ может быть подсчитана по следующей формуле:

D = D_г + D_н (11)

где D - суммарная эквивалентная доза, мбэр

D_г - доза от гамма-источника, мрад

D_н - доза от нейтронного источника, мбэр

Предложенная мной методика имеет следующие координальные отличия от применяемой в данное время. В ней нет разбиения на отдельные хронометрированные операции, для которых надо считать дозы. По предложенной мной методике сразу выходим на время затраченное на проведение работ с гамма-источником и зная это время расчетным путем определяем дозу полученную при работе с нейтронным источником, поскольку предполагается, что с разными источниками проводились одинаковые операции в одинаковых условиях.

Единственным слабым местом этой методики, казалось бы, является то, что расстояние между источником и работником принимается равным 0,5 м, хотя в действительности это расстояние может варьировать в некоторых пределах. Но как показали расчеты, подсчет доз по этой методике не зависит от расстояния. Это объясняется следующим. При подсчете времени облучения принимаем одно конкретное расстояние, но при изменении этого расстояния изменяется и время получаемое при расчетах. Но подставляя значения в формулу для определения дозы опять же берется то же расстояние и подставляется то полученное время. Как показывают расчеты, расстояние не влияет на конечный результат (таблица 2).

Таблица 2. Влияние расстояния на время и подсчет доз

Доза от гамма-источника, мбэр	Расстояние от источника до работника, м	Время за которое работник получил дозу, сек	Доза от нейтронного источника, мбэр
20	0,5	195	41,5
20	0,75	439	41,5
20	1	780	41,5

Как видно из таблицы 2, при увеличении расстояния увеличивается и время, но доза полученная расчетным путем не изменяется. Это доказывает что при определении дозы нейтронного излучения расстояние не играет роли и его можно принять любым.

Таким образом, зная дозу полученную работником при работе с гамма-источником Cs¹³⁷ с большой точностью определяем дозу которую тот же работник в тех же условиях получил при работе с источником быстрых нейтронов ИБН-8-5 Pu-Be.

Естесственно определенная погрешность существует, т.к. мощности источников взяты в среднем по нашему предприятию.

Результаты опробования методики.

Работоспособность предлагаемой методики была проверена двумя способами. В первом случае методика проверялась теоритическими расчетами, а во втором случае практическими измерениями.

Для оценки правильности методики были проведены следующие теоритические расчеты.

Для начала зададимся условиями, что расстояние между источником и человеком равно 0,5 м, а время в течение которого будет происходить облучение 3 минуты.

Затем проведем расчеты сначала для источника гамма-излучения, а потом для нейтронного источника, в результате чего получим эквивалентные дозы от каждого из источников.

Дозу от гамма-источника рассчитаем по формуле:

, (12)

где t - время,ч

М - гамма-эквивалент, мг.-экв.Ra

R - расстояние,м

D_г - доза от гамма-источника, Р

Подставив заданные значения в формулу получим:

Р

Но т.к. 1Р=1бэр, то:

D_г=18,45 мбэр

Дозу от нейтронного источника находим по формуле (8):

,

где W - выход нейтронов от источника, нейтр./сек

Q - коэффициент,

t - время,с

B - безразмерный фактор накопления

R - расстояние, см

D - доза от нейтронного источника, Зв

У нас нейтр/с. Для Е=4,5 МэВ . Для тела человека В=15.

Подставив значения в формулу получим:

Зв

Переводим Зв в мбэр:

D_н=38,34 мбэр

Таким образом расчетным путем были получены значения доз сначала от гамма-источника, а затем от источника быстрых нейтронов на расстоянии 0,5 м за время равное 3 мин.

Теперь расчет проведем с помощью методики. Предположим, с индивидуального дозиметра сняли показания, которые составляют 18,45 мбэр, т.е. это та самая доза, которая получилась при расчете.

Теперь пользуясь формулой методики (10) рассчитаем дозу от нейтронного источника:

мбэр

Как видно из расчетов дозы полученные от нейтронного источника разными путями совпадают. В первом случае доза была подсчитана по формуле предназначенной для расчета эквивалентной дозы в поле нейтронного источника, а во втором случае по методике, основываясь на дозу полученную от гамма-источника при равных условиях.

Совпадение результатов расчетов полностью подтверждают работоспособность методики, ее простоту и точность.

С помощью практических измерений методика проверялась следующим образом.

Для начала также зададимся условиями: расстояние между источником и человеком 0,5 м; время облучения 3 мин.

Затем проведем практические измерения. На расстоянии 0,5 м от гамма-источника Cs¹³⁷ поместим индивидуальный дозиметр ИД-0,2 на время равное 3 мин. Затем снимем показания. Было проведено несколько таких измерений (Табл.3).

Таблица 3. Измерение эквивалентной дозы дозиметром ИД-0,2.

№	дозиметр	№ дозиметра	Дата и № свид. о поверке	источник	Активность, мKu	Показания дозиметра, мрад
1	ИД-0,2	И16 015475	№ 459 от 29.03.01	Cs137 № 14Т	2,67*10-1	17
2	ИД-0,2	И16 015930	№ 459 от 29.03.01	Cs137 № 64С	2,92*10-1	22
3	ИД-0,2	И16 016365	№ 459 от 29.03.01	Cs137 № 57С	2,73*10-1	18,5
4	ИД-0,2	И16 016103	№ 459 от 29.03.01	Cs137 № Е76	2,84*10-1	20
Ср=2,79*10-1	Ср.=19,375

Таким образом при средней активности источников мKu осредненные показания дозиметров составляют 19,375 мрад. Такие дозиметры дают точно такую же дозу какую бы получил человек находясь от данного источника на заданном расстоянии.

Теперь полагая что при равных условиях человек находился в поле нейтронного источника и опираясь на предлагаемую методику рассчитаем его дозу. Эквивалентную дозу полученную от гамма-источника примем среднюю по показаниям, т.е. D_г=19,375 мрад. По формуле (10):

мбэр

Далее измерим эквивалентную дозу от источника быстрых нейтронов (Pu-Be ИБН-8-5) также на расстоянии 0,5 м в течении 3 минут. При измерениях использовался радиометр-дозиметр МКС-01Р № 391, дата поверки прибора 31.10.00г. № свидетельства 226. Результаты измерений занесены в таблицу 4.

Показания МКС-0,1Р занесены в 4 колонку таблицы, а в 5 колонке находятся значения эквивалентной дозы с учетом фактора накопления, который для тела человека В=15.

Таблица 4. Результаты измерений эквивалентной дозы от нейтронного источника

№	№ источника	Активность источника, Ku	Показания прибора, мкЗв	Эквивалентная доза с учетом фактора накопления В=15 мбэр
1	011	5,7	28	42
2	013	5,2	25	37,5
3	014	5,1	24	36
		Ср.=5,33	Ср.=25,67	Ср.=38,5

Как видно из практических измерений эквивалентная доза от нейтронного источника как рассчитанная по методике так и измеренная с помощью прибора практически совпадают, что говорит о точности и правильности методики.

Итоги опробования методики.

Вышеперечисленные способы, как теоретический так и практический, на мой взгляд, полностью подтверждают работоспособность, точность и правильность предложенной методики расчета индивидуальных доз облучения персонала. Результаты говорят сами за себя. При теоретическом расчете получилось полное совпадение результатов D_н=38,34 мбэр. При практических расчетах эквивалентная доза полученная при помощи методики получилась равной D_н=40,26 мбэр, а при практическом измерении дозы D_н=38,5 мбэр. Полученные результаты имеют расхождение в несколько процентов, что вполне допустимо.

Доказательства того, что новая методика гораздо эффективнее применяющейся в настоящее время приведены в таблице 5. Для примера взяты реальные значения доз, снятых с индивидуальных дозиметров работников нашего предприятия, после возвращения их с буровой, эти значения занесены во вторую колонку таблицы. В третьей и четвертой колонках таблицы занесены значения индивидуальных доз нейтронного облучения рассчитанные по старой и по новой методикам соответственно.

Таблица 5. Сравнительные значения доз полученные разными методиками

№	Доза от гамма-источника, мрад	Доза от нейтронного источника рассчитанная по старой методике, мбэр	Доза от нейтронного источника рассчитанная по новой методике, мбэр
1	14	6,9	29,09
2	5	6,9	10,39
3	11	6,9	22,86
4	8	6,9	16,62

По приведенным значениям видно, что расхождение большое, значит одна из методик не верна. Но правильность новой методики была доказана расчетами и измерениями, поэтому можно полагать, что используя эту методику мы получаем истинные показания.

Из всего вышесказанного напрашивается вывод, что использование старой методики ошибочно и приводит к неправильному подсчету индивидуальных доз облучения персонала. Я рекомендую использовать новую методику, которая, как мне кажется позволяет получить истинные данные о дозах и повышает радиационную безопасность персонала нашего предприятия.

облучение персонал радиационный дозиметрический

Заключение

В процессе подготовки данной дипломной работы я вплотную соприкасался со всеми видами деятельности службы радиационной безопасности. Это помогло мне основательно разобраться с обязанностями возлагаемыми на СРБ и тонкостями работы этой службы.

Работа в СРБ и написание диплома по этой теме тесно переплетались между собой. Пришлось проводить много теоретических расчетов и практических измерений, что в конечном итоге принесло свои плоды. Был предложен новый способ проведения санитарно-дозиметрических измерений прибором МКС-01Р, изучены и описаны новые устройства и приспособления направленные на усовершенствование защиты от ионизирующего излучения, была предложена новая методика подсчета индивидуальных доз персонала, работающего с источниками ИИ.

За время подготовки дипломной работы я узнал много нового и интересного. И я уверен, что мы знаем только малую часть про воздействие ионизирующего излучения на организм человека, а также про защиту от этого излучения и предстоит еще огромная работа по повышению радиационной безопасности человечества.

Список литературы

В.Ф. Козлов. Справочник по радиационной безопасности. “Энергоатомиздат”, Москва, 1991 г.

А.А. Моисеев. Справочник. Таблицы перевода единиц основных дозиметрических и радиационных величин. “Энергоатомиздат”, Москва, 1986 г.

Ю.В. Середин, М.С. Хозяинов, В.Ф. Авсеенко. Радиационная безопасность при ядерно-физических исследованиях скважин. “Недра”, Москва, 1991 г.

Ю.В. Середин, В.В. Никольский, И.В. Павлов, Е.Н. Камнев. Радиационная безопасность при геологоразведочных работах. “Недра”, Москва, 1983 г.

Детальная инструкция 24 - Г, 2001 г.

Детальная инструкция 25 - Г, 2001 г.

Методика оценки радиационной обстановки и расчет доз облучения персонала при работе с радионуклидными источниками нейтронов по сопутствующему гамма-излучению. 2000 г.

Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Минздрав России, 1999 г.

Обеспечение радиационной безопасности, дозиметрический и радиационный контроль. Курс лекций. Екатеринбург 2000 г. Под общей редакцией доктора геолого-минералогических наук Талалая А.Г.

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). Минздрав России, 2000 г.

Отчет СРБ предприятия. 2000 г.

Положение СРБ предприятия. 2000 г.

Радиационная безопасность населения. Библиотечка Российской газеты. Выпуск № 10, 2000 г.

Размещено на Allbest.ru