4. Содержание и технические средства аварийного радиационного контроля внешнего облучения

4.1. Система аварийного радиационного контроля (далее - АРК) внешнего облучения является составной частью системы радиационного контроля. Система АРК должна обеспечить получение информации о количественных и качественных показателях аварийного облучения различного характера, в том числе облучения в случае самопроизвольной цепной реакции (далее - СЦР). Система АРК является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной и ядерной безопасности персонала предприятия.

4.2. Задачей АРК внешнего облучения является обнаружение факта радиационной аварии и достоверная оценка индивидуальной дозы внешнего облучения участников аварии для оценки медицинских последствий аварийного облучения.

Основной функцией АРК является получение информации, необходимой для определения поглощенной дозы D_T в тканях T.

Важным элементом системы аварийного реагирования является система аварийной сигнализации о самоподдерживающейся цепной реакции (САС СЦР), основной функцией которой в соответствии с требованиями ПБЯ-06-10-99 [1] является обнаружение СЦР на ЯОУ и выдача сигналов о необходимости эвакуации работников из ядерно-опасной зоны.

4.3. Система АРК внешнего облучения реализуется путем использования следующих видов технических средств:

- индивидуальные дозиметры фотонного и нейтронного излучения, дающие информацию об индивидуальном эквиваленте дозы H_p(10), которую можно использовать для оценки поглощенной дозы D_T в тканях;

- индивидуальные дозиметры для хрусталика глаза, дающие информацию об индивидуальном эквиваленте дозы H_p(3) для бета-фотонного излучения. Поскольку такие дозиметры не являются широко доступными, может возникнуть необходимость использования величины H_p(10) для оценки дозы облучения хрусталика глаза в случаях аварийного облучения;

- индивидуальные дозиметры, располагаемые на конечностях, дающие информацию об индивидуальном эквиваленте дозы на кожу бета-фотонного излучения;

- автоматическая система радиационного контроля (далее - АСРК) или автоматизированные посты с дозиметрами, обеспечивающими измерение аварийных уровней мощности дозы гамма- и нейтронного излучения;

- размещаемые на рабочих местах персонала на ЯОУ переносные приборы, обеспечивающие измерение аварийных уровней дозы и/или мощности дозы гамма-, бета- и нейтронного излучения.

4.4. Требования к переносным приборам для измерения дозы (мощности дозы) гамма-, бета- и нейтронного излучения изложены в МУ 2.6.5.008-2016.

Обязательным требованием к стационарным и переносным дозиметрам, а также к индивидуальным электронным дозиметрам является наличие звуковой и световой сигнализации о превышении установленного порога мощности дозы и дозы фотонного и нейтронного излучения.

4.5. При аварийной ситуации измеряют значения индивидуального эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения H_p(10). Значения амбиентного эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения H*(10) определяют по показаниям блоков детектирования автоматической системы радиационного контроля, ближайших к участнику аварии. Также, если возможно, измеряют индивидуальные эквиваленты дозы H_p(3).

При необходимости восстановления дозы аварийного облучения при СЦР по различным органам и тканям дополнительно к инструментальным методам применяют расчетные методы.

4.6. Дозу аварийного облучения работника следует (если это возможно) фиксировать в документации (электронной базе) отдельно от дозы облучения, полученной при нормальной эксплуатации радиационного объекта.

4.7. Индивидуальный дозиметр для текущего контроля должен быть способен обеспечить информацию об индивидуальном эквиваленте дозы H_p(10) фотонного излучения с верхним пределом измерения не менее 10 Зв для того, чтобы он мог служить в качестве специального аварийного дозиметра.

4.8. При определении последствий аварийного облучения экспертами, привлекаемыми к расследованию аварии, могут быть использованы различные методы (гематологические, цитогенетические, генетические, физические), позволяющие восстановить условия аварийного облучения и оценить характеристики радиационного воздействия.

К физическим относятся методы, которые связаны с исследованием физических (а не биологических) эффектов, вызванных облучением, даже в том случае, если они происходят в биологических тканях, таких как волосы, ногти, эмаль зубов или костная ткань. Как правило, время от взятия пробы до получения оценочных характеристик дозы составляет от 1 до 48 часов, в зависимости от требуемой точности.