Техносфера - ПЕПЕЛ ЧЕРНОБЫЛЯ

Содержание

Введение………………………………………………………………………..6

Глава 1. Краткая характеристика катастрофы на 4 блоке ЧАЭС…………..7

Глава 2. Подготовка к сличениям показаний эталонов-переносчиков в Чернобыле……………............……………………………………………….13

2.1.

Результаты метрологических исследований приборов ИД-1 и ИД-11………………………………………………………………………………15

2.2.

Результаты аттестации и поверки СИ ИИ на эталонном комплексе фотонного излучения и поглощенной дозы бета-излучения……………………………………………………………………..21

2.2.1

Краткая характеристика фантомов и методики обработки результатов измерений…….................…….............................................................................27

2.2.1.1

Краткая характеристика фантомов………………………………... 27

2.2.1.2.

Методики калибровки и обработки результатов измерений СИ ИИ на ВЭ ив районе ЧАЭС………………………………………………………...27

2.2.1.3.

Методики калибровки ТЛД………………………………………..…27

2.2.1.4.

Обработка результатов измерений дозиметров с ТЛД………............................................................................................................29

Глава 3. Исследования и сличение показаний СИ ИИ в районе развала 4 блока ЧАЭС и в пределах 30- километровой зоны…………………………………………………………………………...30

3.1

Подготовка приборов и оборудования для размещения на территории ЧАЭС и рабочем месте в г. Чернобыле. Радиационная разведка территории ЧАЭС с целью выбора площадки с требуемыми уровнями излучений……………………………………………………………………..30

3.2.

Проверки технического состояния измерительных пультов дозиметров ИД-11……....................................................................................40

3.3.

Исследования и сличение показаний СИ ИИ в районе развала 4 блока ЧАЭС и в пределах 30- километровой зоны………………………………..42

3.3.1.

Исследования и сличение показаний СИ ИИ в районе развала 4 блока ЧАЭС……………………......................................................................42

3.3.2.

Исследования и сличение показаний СИ ИИ в пределах 30- километровой зоны………..............................................................................56

3.3.2.1.

Измерения в точке № 1 ( в приямке на площади у районного дома культуры г. Чернобыля)……………………………………………………...58

3.3.2.2.

Измерения в точке № 2……………………………………………...59

3.3.2.3.

Измерения на сцене районного дома культуры г. Чернобыль на экспериментальной поверочной установке………………………….……..61

3.3.2.4.

Сличения дозиметров ДПГ-03 и рентгенметра ДП-5В в точке № 4………………………………………………………………………………..62

3.3.2.5.

Сличения показаний измерителей мощности экспозиционной дозы ДП-5В, и панорамного дозиметра «Victoreen-470А» 5.08-7.08.86 г. в зоне ЧАЭС и прилегающих районах …………………………………………………………………………...65

Глава 4. .Исследования зависимости показаний измерителей мощности экспозиционной дозы за защитным слоем поглотителя…………………..67

4.1

Определение эффективной энергии гамма - и бета – излучений……..67

4.1.1

Определение средней энергии бета-излучения в реальных условиях после аварии 4 блока ЧАЭС с помощью термолюминесцентных дозиметров и дозиметра «Victoreen - 470А»……………………………….69

4.2.

Результаты исследований радионуклидного состава продуктов выброса аварийного 4 блока ЧАЭС…………………………………………78

Глава 5. Медикобиологические требования к дозиметрам внешнего бета-излучения и их метрологическому обеспечению……………………….…85

5.1

Медикобиологические требования к дозиметрам внешнего бета-излучения………………………………………………………….………….85

5.2.

Исследование дозовых распределений поглощённой дозы бета-излучения……………………………………………………….….................93

Глава 6. Возможности ретроспективной оценки дозовых нагрузок на население и ликвидаторов последствий аварии 4 блока ЧАЭС…….......................................................................................................105

6.1.

Определение радиационных нагрузок по результатам измерений различными дозиметрами…………………………………………..............117

6.2.

Методика ориентировочной оценки радиационных нагрузок от внутреннего облучения радионуклидов…………………………………..133

6.3.

К вопросу о технических требованиях к средствам контроля радиационных нагрузок и системе их метрологического обеспечения…………………………………………………………………146

Глава 7. Предложения по совершенствованию дозиметрических систем и обеспечению единства измерений в смешанных полях ИИ ………………………………………………………………………………147

Выводы……………………………………………………………………..149

Заключение…………………………………………………………………151

Литература ……………………………………..………………..................153

Приложение 1………………………………………………………………155

Приложение 2………………………………………………………………158

Приложение 3……………………………………………………………….159

Приложение 4……………………………………………………………….164

Приложение 5……………………………………………………………….169

Предисловие

Монография посвящена сличениям показаний эталонов – переносчиков единиц измерений ионизирующих излучений (ИИ), отечественных и зарубежных средств измерений ИИ на стационарных вторичных эталонах единиц измерений ИИ и в зонах радиоактивного заражения после взрыва 4 блока ЧАЭС в 1986 г.
В ней приводятся результаты сравнительных исследований метрологических характеристик отечественных (советских) и зарубежных средств измерений ионизирующих излучений (ИИ) на эталонах в течение более 30 лет и в полях смешанного ИИ, в основном бета-, альфа- и гамма-излучения до и после взрывов на Чернобыльской АЭС непосредственно на АЭС, в городах Припять, Чернобыль и 30-километровой зоне. Исследования дозиметров, предназначенных для оценок радиационных (дозовых) нагрузок на персонал специальных подразделений Гражданской обороны и химических войск страны, в реальных условиях смешанного внешнего ИИ показали существенное различие (от единиц до нескольких сотен раз) показаний разнотипных приборов, предназначенных для регистрации доз и мощностей доз одного вида ИИ. Дозиметры, разработанные в последние десятилетия и рекомендованные для применения в сфере обороны, безопасности и промышленности не учитывают реальных условий их применения при решении типовых измерительных задач.
Анализ радиационных нагрузок, полученных ликвидаторами катастрофы на ЧАЭС, в отличие от общепринятых до катастрофы подходов к оценке прогнозируемого облучения персонала показал, что радиационные нагрузки на кожу ликвидаторов в десятки и сотни раз превышали радиационные нагрузки, полученные остальными органами и тканями человеческого тела. Автором обоснованно предлагается национальным и международным контролирующим организациям НКРЗ, МКРЗ, МКРЕ и МАГАТЕ запретить использование средств измерений экспозиционной дозы и ее мощности, а также амбиентной эквивалентной дозы и ее мощности при решении измерительных задач в полях смешанного ионизирующего излучения.
Монография рекомендуется метрологам, занимающихся метрологическим обеспечением измерений ИИ в сфере обороны и безопасности, а также разработчикам средств измерений ИИ в целях обеспечения единства измерений существующими средствами измерений и учета выработанных рекомендаций при создании новых средств измерений. Может быть использована слушателями высших учебных заведений при изучении курса по метрологии, слушателями факультетов повышения квалификации и курсов по переподготовке кадров.

Д.т.н., профессор, академик Метрологической академии РФ
Лотонов М. А.

Монография посвящается 25 годовщине катастрофы на 4 энергоблоке ЧАЭС 26 апреля 1986 г., ликвидаторам и их потомкам.

Введение

При аварии 4 блока ЧАЭС было выброшено большое количество (более 190 т) открытых радионуклидов в окружающую среду. Поле этих открытых радионуклидов характеризуется смешанным фотонным, бета - и альфа - излучениями. Радиационные нагрузки, создаваемые при работе ликвидаторов последствий аварии и населения в таком поле определяются поглощенной и эквивалентной дозами при остром и хроническом облучениях соответственно. Для их определения использовали измерители мощности дозы и дозы, которые были отградуированы в основном по экспозиционной дозе и мощности экспозиционной дозы фотонного излучения. Конструкция первичных измерительных преобразователей, исходя из принятой единицы измерения, должна быть выбрана из тканеэквивалентных и воздухоэквивалентных материалов. Причем для ионизационных дозиметров, основанных на теории Брега-Грея об ионизации в полости, толщина стенок ионизационной камеры должна быть равной максимальному пробегу вторичных частиц в материале стенок. Как показали результаты исследований различных дозиметров, толщина стенок изменялась от десятков мг/см2 до единиц г/см2. В смешанных полях фотонного и бета-излучений это должно приводить к существенным различиям в показаниях дозиметров.
Для определения различий в показаниях дозиметров, оценки радиационных нагрузок с помощью измерителей дозы и мощности дозы, а также параметров полей ИИ в районе ЧАЭС, были выбраны и аттестованы на эталонном комплексе фотонного излучения ВЭК-19 и эталоне поглощенной дозы бета-излучения ВЭ-28 основные средства измерений, используемые в качестве эталонов-переносчиков, а также рабочие средства измерений дозы и мощности дозы фотонного и бета-излучений.

Глава 1. Краткая характеристика катастрофы на 4 блоке ЧАЭС

Взрыв 4-го блока Чернобыльской АЭС им. В.И. Ленина с реактором типа РБМК- 1000 произошел 26 апреля 1986 г. в 1 ч 23 мин при плановой остановке энергетического агрегата. По официальной версии причиной взрыва стали ошибочные действия операторов, хотя часть специалистов добавляет к этому и недостатки конструкции самого реактора [2 - 7, 8,38,39]. В книге Г.У. Медведева «Чернобыльская хроника» [8] приведены подробная хроника событий развития ядерной энергетики, аварий на зарубежных (12 аварий в США в течение 1951-1986 г. г.) и отечественных (более 11 аварий с 1957 по 1985 г. г.) атомных электростанциях, их причины и последствия. Как за рубежом, так и в СССР, причины и последствия аварий даже от специалистов скрывались. Компетентность руководящих специалистов ядерной энергетики не соответствовала требованиям по обеспечению радиационной безопасности работ с радиационно-опасными объектами [8]. Грубейшие нарушения, заложенные в программу и допущенные работниками смены в процессе подготовки и проведения испытаний на 4 блоке ЧАЭС, а также недостатки самой конструкции реактора типа РБМК привели к его взрыву. Первая авария на ЧАЭС была на первом блоке в сентябре 1982 года [8].
Несколько секунд длилась 2 авария на ЧАЭС, 10 суток продолжались взрывы и радиоактивные выбросы, десятки месяцев заняла работа по ликвидации последствий случившегося, и еще долго будут страдать облученные люди и их потомки.
В результате взрыва ядерный реактор Чернобыльской АЭС выбросил в атмосферу 70 тонн ядерного топлива, а еще 50 тонн топлива и 800 тонн реакторного графита остались выгорать и выгорели в разрушенной конструкции. Взорвавшийся реактор создавал мощность экспозиционной дозы фотонного излучения 30 кР/ч [2]. Суммарная активность радионуклида 137Сs, выброшенного в окружающую среду, оценивается специалистами в 2 млн Ки (для сравнения указывалось, что взрыв атомной бомбы в Хиросиме привел к образованию «только» 4,5 т радиоактивных веществ) [2]. Общая активность радиоактивных веществ 4 блока эквивалентна взрыву 27 атомных бомб в Хиросиме. Выброшенную часть активной зоны взрывом гремучей смеси на большую высоту унесло ветром в северо-западном направлении, через Белоруссию и республики Прибалтики за пределы границ СССР. Радиоактивное облако передвигалось на высоте от одного до одиннадцати километров [8]. В районе аварийного энергоблока мощность экспозиционной дозы составляла от тысячи до двадцати тысяч Р/ч. В Припяти на улицах в день 26 апреля и несколько последующих дней составляла 0,5 –1,0 Р/ч [8]. Рыбалка во время взрывов в районе 4 блока описана в книге Г.У.Медведева [8]….Расстояние от места рыбалки до четвертого энергоблока около двух километров. Радиационный фон достигал здесь полурентген в час. Большинство рыбачивших, услышав взрывы и увидев пожар, остались ловить до утра, иные, ощутив непонятную тревогу, внезапную сухость в горле и жжение в глазах, вернулись в Припять. Пушечные удары при срабатывании предохранительных клапанов, похожие на взрывы, приучили людей не обращать на подобные шумы внимания…….В момент взрыва в двухстах сорока метрах от четвертого блока, как раз напротив машинного зала, сидели еще два рыбака на берегу подводящего канала и ловили мальков…..Они услышали вначале два глухих, словно подземных, взрыва внутри блока. Ощутимо тряхнуло почву, потом мощный паровой взрыв, и только потом, с ослепляющим выбросом пламени, взрыв реактора с фейерверком из кусков раскаленного топлива и графита…..Они продолжали ловить мальков …У них на глазах развернули свои пожарные расчеты Правик и Кибенок…..Рыбаки схватили по 400 рентген каждый, ближе к утру стало неудержимо тошнить, очень плохо стало обоим. Жаром, огнем будто обжигает внутри грудь, режет веки, голова дурная, как после дикой похмелюги. .И рвота, непрерывная, изматывающая. За ночь они загорели до черноты, будто в Сочи месяц на солнце жарились. Это и есть ядерный загар…Заметили тут, уже рассвело, что и ребята с крыши сползают вроде одурелые, и тоже выворачивает их….[8]
На пресс-конференции 6 мая 1986 г. в Москве Зампред Совмина СССР, первый председатель Правительственной комиссии по ликвидации последствий ядерной катастрофы в Чернобыле Б.Е.Щербина, председатель Госкомгидромета Ю.А. Израэль и его заместитель Ю.С. Седунов заверили, что «радиоактивность» в районе аварийного энергоблока ЧАЭС составляет 0,015 Р/ч [8].
Чай из Грузии, привезенный самолетом летом 1986 г., с посадкой в Киеве, в Ленинград, имел повышенную поверхностную радиоактивную загрязненность.
М.В. Метелев, электромонтажник с Гидроэлектромонтажа часов в одиннадцать 26 апреля 1986 г. в Припяти полез на крышу и лег там в плавках загорать.... от кожи, говорил, паленым запахло …к вечеру началась сильная рвота и его увезли в медсанчасть…[8].
Начальник штаба Гражданской обороны ЧАЭС С.С. Воробьёв …в первые 2 часа после взрыва с помощью единственного «радиометра» со шкалой 250 рентген определил опасную степень радиации и доложил Брюханову…на диапазоне 250 рентген зашкал в районе завала, машинного зала, центрального зала и других местах вокруг блока и внутри. [8].
26 апреля 1986 г. в Припяти первый секретарь Припятского горкома партии А.С. Гаманюк докладывал министру энергетики и электрификации СССР А.И.Майорцу…Обычная нормальная жизнь выходного дня...Дети играют на улице, проходят спортивные соревнования, идут занятия в школах….Сегодня вот справили шестнадцать комсомольско-молодежных свадеб… представитель Минздрава СССР В.Д. Туровский считал…необходима срочная эвакуация….больные в медсанчасти в тяжелом состоянии, дозы, ими полученные, по первым поверхностным оценкам, в три-пять раз превышают летальные. Тяжелейшее внешнее и внутреннее облучение. Этот буро-коричневый ядерный загар…[8].
27 апреля измерили плотность потока нейтронного излучения. По данным заместителя министра Энергетики и электрификации СССР Г.А. Шашарина….ночью 27 апреля доложил В.И. Долгих. Мы уже к этому времени промерили вокруг реактора интенсивность нейтронного потока. Было не более 20 нейтронов в секунду. Со временем стало 17-18 нейтронов. Это говорило о том, что реакции как будто нет. Правда, измерили с расстояния и сквозь бетон. Какова же была подлинная плотность нейтронов – неизвестно. С вертолета не мерили [8].
Радиационная обстановка на 7 мая в районе бедствия (принято штабом Минэнерго из Чернобыля по ВЧ): - вокруг АЭС: графит (вплотную) -2000 рентген в час. Топливо – до 15 тысяч рентген в час. В целом радиационный фон вокруг блока – 1200 рентген в час (со стороны завала). – Припять – около – 0,5-1,0 рентген в час (воздух). Дороги, асфальт – от 10 до 60 рентген в час. Чернобыль – 15 миллирентген в час (воздух), земля -20 рентген в час.
Велихов Е.П. в споре с А.И. Майорцем ...нужно отдавать себе отчет о том, что произошло. Чернобыльский взрыв хуже иных атомных. Хуже Хиросимы. Там одна бомба, а здесь радиоактивных веществ выброшено в десять раз больше. И плюс еще полтонны плутония.
Активность в Киеве и Вышгороде: воздух – 0,5 миллирентгена в час, на поверхности дорог и асфальта - 15-20 милирентген в час…
Результаты измерений Г.У. Медведева 9 мая 1986 г.
Чернобыль. Площадь у райкома партии. На земле-10 рентген час, воздух – 15 миллирентген в час.
Припять. Центр города. Мощность дозы 0,7 - 1 рентген в час. Бок борова – 50 рентген в час. Труп дога – 150 рентген в час.
Район завала блока…О-о! Да там офицеры тоже….И генерал…Генерал-полковник,- уточнил Володя.- Это, наверное, Пикалов…Они собирают топливо и графит руками. Видишь, ходят с ведрами и собирают. Ссыпают в контейнеры. Вон расставлены железные ящики. Графит валялся и за изгородью, рядом с нашей машиной. Я открыл дверь, подсунул датчик радиометра почти вплотную к графитовому блоку. Две тысячи рентген в час….Солдаты и офицеры, набрав полное ведро, как мне казалось, неспешно шли к металлическим ящикам-контейнерам и высыпли туда содержимое ведер Лица солдат и офицеров темно-бурые. Ядерный загар...[8].
Радиоактивному загрязнению подверглась огромная территория бывшего СССР -150 000 км2 с населением 945 000 человек, причем, на территории с уровнем заражения выше допустимого находилось летом 1986 г. 640 населенных пунктов, в которых проживало 230000 человек [2]. Чернобыльская авария, несомненно, скажется на здоровье целого поколения людей. После катастрофы число больных раком щитовидной железы вследствие йодного удара (мощного выброса короткоживущих изотопов, накапливавшихся в щитовидной железе) в Белоруссии возросло в сотни, а в России и на Украине - в десятки раз. На Украине за 15 прошедших лет 300000 человек умерло от лучевой болезни. Ученые считают, что по масштабам бедствия, последствиям и тяжести ее устранения - это самая крупная в истории техногенная катастрофа, поскольку она затронула огромную территорию Советского Союза с высокой плотностью проживающего населения [4]. В ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС в 1986-1987 г. г. оказалось занято 839000 человек. Среди них за участие в ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС и метрологическое обеспечение данных работ было поощрено 19 сотрудников 32 ГНИИИ МО РФ. В июле-августе 1986 г. в районе разрушенного 4 блока ЧАЭС и 30-и километровой зоны специалисты 32 ГНИИИ МО РФ Тарасенко Ю.Н., Бережной В.И. и Новиков Н.Ю. проводили исследования и сличения показаний эталонов-переносчиков из состава принятого в 1985 г. НТК Госстандарта СССР комплекса вторичных эталонов ИИ. Комплекс эталонов в 1985 г. был утвержден Госстандартом СССР в количестве 7 эталонов ИИ и определен в качестве резерва ГПЭ дозы и мощности дозы бета-, фотонного, нейтронного излучений, плотности потока нейтронов и активности радионуклидов ГЭТ 9-82, ГЭТ 8-82, ГЭТ 38-83, ГЭТ 117-78, ГЭТ 10-81, ГЭТ 6-84. В 1986 г. Этот комплекс должен был быть подготовлен в 1986 г. к принятию на вооружение СА и ВМФ.

Петьков И.В., Торопов Н.С., Синников Л.Л. принимали участие в работах в зоне после окончания работы МВК. На три месяца в научный центр был откомандирован на партийно-политическую должность замполит Кобелев И.А.
О произошедшей на Чернобыльской АЭС аварии автор узнал из зарубежных радиопередач в день ее совершения на даче в конце вынужденного «планового отпуска» перед досрочным увольнением в запас по рекомендации «вышестоящих органов». Он были связаны с обращением автора в президиум съезда КПСС в феврале 1986 г. по вопросам метрологического обеспечения нейтронных измерений в сфере обороны и безопасности и его неудовлетворительного состояния на уровне « 41-года».
После обращения в президиум съезда КПСС в конце февраля 1986г. автору в марте было предложено срочно уволиться из рядов Вооруженных сил СССР. Однако после отпуска перед досрочным увольнением в запас при выходе на работу 5 мая 1986 г. после катастрофы 26 апреля 1986 г. на ЧАЭС предложили направиться в г. Чернобыль для участия в решении вопросов дозиметрического и метрологического обеспечения войск, принимавших участие в ликвидации последствий ядерной катастрофы.
По телефонным данным представителей заказывающего управления химических войск участников ликвидации последствии катастрофы с начала катастрофы (с 29 апреля по 8 мая 1986 г.) автором был сделан вывод о больших разбросах показаний используемых ими дозиметров, причем их хриплые голоса соответствовали сильному поражению голосовых связок, как при острых респираторных заболеваниях или гриппе, по-видимому от их ожога при вдыхании альфа- и бета-активных радионуклидов. Этот вывод противоречил выводу о радиационных поражениях после ядерных и термоядерных взрывах, проведенных американцами в Хиросиме, Нагасаки и на атолле Эниветок Маршалловых островов [28]. При рассмотрении вопросов наибольшего практического значения в условиях массовых поражений при применении ядерного оружия авторы [28] отмечают острую лучевую болезнь от внешнего равномерного пролонгированного гамма-бета облучения. Однако дозиметры и измерители мощности поглощенной дозы бета – излучения, разработанные в СССР и в России до настоящего времени серийно не выпускаются.
В работе [28] проведен анализ взрыва термоядерного заряда на атолле Эниветок и результаты оценки доз внешнего излучения у 267 человек по показаниям полевых радиометров в воздухе на высоте 91,5 см от поверхности земли. Фактическая продолжительность выпадения радиоактивных осадков была неизвестна, поскольку не было точно определено начало выпадения. Оценивались пределы возможных доз общего воздействия гамма-излучения и наиболее вероятные значения доз. Важнейшим фактором кожного поражения считалась аппликация радиоактивных осадков на открытые поверхности тела. Считалось, что один слой хлопчатобумажной ткани ( порядка 50 мг/см ) почти полностью защищал от бета – излучения, так как поражения обнаруживались только на совершенно открытых частях тела, а более длительное время они оставались в области кожных складок (шея, подмышечная, перианальная область). Наблюдавшиеся кожные повреждения вызывались действием бета-излучения от аплицированных на кожу осадков. Воздействие гамма- излучения на кожу было относительно небольшим. Радиоактивные частицы содержали главным образом окись кальция из расплавленных и испарившихся кораллов с сорбированными при остывании продуктами деления. Радиоактивный распад продуктов ядерного взрыва сопровождался испусканием бета-излучения, 50-80 % которого обладали средней энергией около 100 кэВ. Средняя энергия остального бета-излучения составляла около 600 кэВ. Вычисленная на кожу доза, обусловленная радиоактивным загрязнением земли, в группе пострадавших с атолла Ронгелап составляла 20 Гр на уровне стоп, 6 Гр на уровне верхней части бедра и 3 Гр – на уровне головы. Локальное экранирование и передвижение людей вызывали большие вариации в дозах. Доза внешнего бета- излучения от местного облучения кожи при ее загрязнении значительно превышала дозу от радиоактивного загрязнения почвы. Полагали, что одежда понижала дозу бета – илучения от почвы на 10-20 %.
Одним из важных вопросов отдаленных последствий облучения является возникновение злокачественных новообразований с длительным латентным периодом. Вопрос о дозовой зависимости возникновения злокачественных новообразований и пороговости этого явления чрезвычайно сложен и дискуссионен.
По предварительным оценкам на 1 млн. человек абсолютный риск развития опухолей на каждые 0,01 Гр/год оказывается ~ 1,6 для лейкоза, ~ 1,2 для рака щитовидной железы, ~ 2,1 для рака молочной железы и ~ 2,0 для рака легких [28 ]. Возникновение у переживших атомную бомбардировку рака кожи или саркомы по мнению автора работы [28] вряд ли обусловлено радиацией, так как дозы, индуцирующие эти опухоли при тотальном облучении, несовместимы с жизнью.
Наиболее полные сведения о лейкозах и опухолях, индуцированных облучением у человека, содержатся в работах, посвященных отдаленным последствиям действия излучения у пострадавших при атомных бомбардировках в Японии. Однако эти сведения со временем во многом подвергались переоценке, связанной с оценками поглощенных доз и видами ИИ, полученными пострадавшими.
Проведенный повторно в 1980 г. расчет поглощенных доз показал, что данные 1965 г. не точны. Предварительное определение различий кривых доза-эффект для жителей Хиросима и Нагасаки согласно данным 1965г. объясняли более высоким нейтронным компонентом в Хиросиме. Риск заболевания в целом в обоих городах зависел от дозы облучения, однако степень учащения заболеваний в Хиросиме была выше и при меньших дозах (<0,5 Гр), чем в Нагасаки. На основании расчетов 1980 г., выяснили, что нейтронного компонента вообще не было ни в одном из городов, а доза гамма-излучения была занижена для Хиросимы и завышена для Нагасаки. Эти уточнения нивелировали различия в частоте возникновения лейкемии между жителями двух городов.
Особенности радиационной обстановки, возникшей в результате аварии на ЧАЭС, обусловили развитие своеобразной формы острой лучевой болезни, возникшей в основном от сочетания общего относительно равномерного гамма-облучения с бета-облучением обширных участков кожного покрова и частично с ингаляционным поступлением смеси радионуклидов (в основном радиоактивного йода и цезия) [32].
Из персонала, работавшего на ЧАЭС в момент аварии 26.04.86г., пострадало 237 человек. Главной диагностической задачей в первые дни была оценка степени тяжести костномозгового синдрома по поглощенной дозе внешнего гамма – излучения. Из-за отсутствия у пострадавших «аварийных» дозиметров оценка дозы проводилась путем подсчета числа лимфоцитов периферической крови, числа аберраций хромосом в культуре этих клеток или в препаратах костного мозга.
По данным [32] облучение в коже («ядерный загар» по Г.У.Медведеву [8]) в 10-20 раз превышало дозу облучения костного мозга. Радиационные ожоги охватывали у разных больных от 1 до 100 % поверхности тела. Больные, имевшие относительно ранние (с 5 – 6 суток) ожоги 11-111 степени, были обречены. Из 56 больных 19 погибли с лучевыми ожогами. Примерно у 66 % пострадавших смерть наступила от поражения кожи.

Глава 2. Подготовка к сличениям показаний эталонов-переносчиков в Чернобыле.

При нахождении в служебной командировке в Институте ядерных исследований (ИЯИ) АН УССР в начале мая 1986г. в городе Киеве автором в инициативном порядке (в городе в это время под угрозой уголовной ответственности запрещались проведения измерений) были проведены измерения в поезде при прохождении им участков в лесопарковой зоне и на открытой местности, в городском транспорте, в местах скопления населения города на открытой территории, в лесопарковой зоне и в местах отдыха, в районе ИЯИ – около и на поверхности красавицы рябины и елок (средства дозиметрического контроля на входе института были выключены), а так же на грузовом транспорте, осуществляющего доставку продовольствия в г. Чернобыль. Показания дозиметра ДП-5В в штатном режиме и при снятом металлическом экране детекторов колебались от единиц миллирентген / час до единиц рентген/час (на поверхности колес автомобилей, используемых для доставки продовольствия из Киева в Чернобыль). Был сделан предварительный вывод о существенном вкладе бета- излучения в показания прибора при снятом металлическом и полиэтиленовом чехлах. Источники излучения носили объемный характер, особенно в лесопарковой зоне и на деревьях. Максимум излучения находился в районе кроны деревьев и кустарников.
Вышесказанное привело к необходимости тщательной подготовки к проведению сличению дозиметрических приборов в условиях смешанного внешнего ионизирующего излучения продуктов катастрофы на 4 блоке ЧАЭС.
В период с 30 июня по 30 августа 1986г. согласно Программе работ по оценке метрологических характеристик дозиметров поглощенной дозы непрерывного и импульсного гамма - и нейтронного (по тепловым нейтронам) излучений ИД-1, ИД-11, экспозиционной дозы непрерывного гамма-излучения и измерителей мощности дозы гамма-излучения (далее – приборы) и Плана мероприятий приказа Начальника УНХВ от 30 июня 1986 г. № 103 проведены работы по выполнению 1 этапа.
Оценка метрологических характеристик дозиметров согласно Программе проводилась по ранее выполненным исследованиям в 32 ГНИИИ МО и приведенным в докладной записке в президиум съезда КПСС.
Работы проводились территориально в 32 ГНИИИ МО с 30.06.86г. по 30.08.86 г.; в районе ЧАЭС, городах Чернобыле, Припяти, местах дислокации воинских частей, выполняющих работы на ЧАЭС, и прилегающих территориях с 25.07 по 08.08. 86г.
В 32 ГНИИИ МО проведены следующие работы:
- получены, проведены на соответствие ТУ и поверены по два комплекта приборов ИД-1, ИД-11, ДП-5В, 5 комплектов приборов ДП-5В производства НРБ и пять комплектов приборов ДП-5В производства СССР;
- рассмотрены результаты метрологических исследований приборов ИД-1, ИД-11, проведенные 32 ГНИИИ МО РФ;
- проведен анализ единства требований к метрологическим характеристикам в НТД (ТУ, ТО, ИЭ) на приборы ИД-1, ИД-11;
- определена чувствительность и анизотропия чувствительности приборов ИД-1, ИД-11, ДП-5В, ДП-22В в полях гамма – и бета – излучений.
Исследована способность приборов ИД-1, ИД-11, ДКП-50 суммировать и хранить дозу при облучении на вторичных эталонах ВЭ-28, ВЭК-19 в полях гамма-излучения, бета-излучения и смешанного гамма- бета-излучений.
- подготовлены и аттестованы на вторичных эталонах эталоны-переносчики шести типов;
- по предложению и рекомендациям МВК в 32 ГНИИИ МО РФ разработаны эскизы и изготовлены 12 планшетов, 10 кубов-фантомов, 3 фантома человека, 2 из которых заполнены парафином и один водой, изготовлены соответствующие подставки и приспособления;
- проведена проверка метрологических характеристик приборов ИД-1, ИД-11, ДКП-50, размешенных на фантомах всех типов на военных эталонах перед поездкой в г. Чернобыль.
2. С 25 июля 1986г. по 8 августа 1986 г. проведены:
- трижды радиационная разведка территории ЧАЭС с целью выбора площадки с требуемыми уровнями излучений;
- подготовка приборов и оборудования для размещения на территории ЧАЭС и рабочем месте в г. Чернобыле;
- подготовка дозиметров к облучению в условиях ЧАЭС;
- доставка оборудования и фантомов с испытуемыми изделиями в район ЧАЭС, их сборка и размещение, измерения в контрольных точках с учетом размещения дозиметров на фантомах;
- ежедневные снятия показаний испытуемых дозиметров и контроль радиационной обстановки на рабочей площадке на территории ЧАЭС;
- организованы выезды группы МВК с целью проверки технического состояния измерительных пультов приборов ИД-11 и выдачи рекомендаций по правильному их использованию в воинских частях;
- оценка основных метрологических характеристик прибора ДП-5В в условиях на ЧАЭС, городах Чернобыль, Припять, местах дислокации ряда войсковых частей в штатном и измененном (без металлического чехла) вариантах;
- изготовлена экспериментальная поверочная установка с использованием проб земли, взятых в месте размещения фантома- человека на площадке ЧАЭС;
- проведены дополнительные измерения уровней ионизирующих излучений в местах наибольшего скопления участников ликвидации последствий аварии 4 блока ЧАЭС;
- проверка технического состояния 11 приборов ДП-5В, принадлежащих 25 бригаде УНХВ.
В качестве компаратора использовался прибор ДП-5В зав.№Е1604068, поверенный на ВЭК-19 в 32 ГНИИИ МО РФ;
- для оценки радиационной нагрузки на человека дополнительно проведено исследование зависимости мощности экспозиционной дозы на открытой местности от высоты на уровне земли; проведена аттестация и сличение показаний различных типов дозиметров, расположенных на фантоме человека и фантомах кубах.
Для оценки единства измерений и оценок радиационных нагрузок при внешнем и внутреннем облучениях проведены измерения характеристик проб земли, расчеты удельных характеристик гамма- и бета- излучений, а также обобщены результаты дозиметрических обследований участников ликвидации последствий аварии.
В порядке научного сотрудничества результаты измерений приборами ДП-5В и детекторами ДПГ-03 на территории ЧАЭС у напорного бассейна (южная сторона), проведенные представителями в/ч 26183-Л совместно с Институтом биофизики, для оформления протокола с целью обобщения сличения измерений различными приборами.

2.1. Результаты метрологических исследований приборов
ИД-1 и ИД-11.

В период с февраля 1985 г. по март 1986 г. на вторичных эталонах ВЭ-19ЭДФ, ВЭ-19ППН и на тепловой колонне Ф-1 ИАЭ им. И.В. Курчатова проводились исследования чувствительности индивидуальных дозиметров ИД-02, ИД-1, ИД-11 и термолюминесцентных дозиметров (ТЛД) на основе CаF2 к фотонному излучению, тепловым и быстрым нейтронам. ТЛД дозиметры помещались в корпусах типа ДПГ-02. Обработка результатов измерений проводилась с использованием пульта типа 2800 фирмы «Victоreen». США.
При градуировке на ВЭ-19ЭДФ определялся коэффициент чувствительности КФ к гамма-излучению с использованием выражения:

Кф = ∆Дф/Рф.tобл, рад/Р (1)
где
∆Дф – изменение показаний ИД или измерительного устройства за время облучения tобл;
Рф – образцовое значение МЭД в точке размещения ИД, Р/c.
Определение чувствительности ИД к быстрым нейтронам проводились на эталоне ВЭ-19 ППН с использованием источников нейтронов ИНК-10, ИНК-5 и ИБН-8-7 в 4π – геометрии с использованием выражения:

Кбн = (∆Дбн -∆Дбнγ )/Nбн. tобл, рад / нейтр./см2 (2)
где
∆Дбн, ∆Дбнγ – изменение показаний ИД (набор дозы) и измерительного устройства c ТЛД на основе CаF2, рад, за время облучения tобл, с;
Nбн – образцовое значение плотности потока нейтронов в точке размещения ИД, нейтр/см2.c-1 за время облучения tобл , с.
Определение чувствительности ИД к тепловым нейтронам Ктн проводилось на эталоне ВЭ-19ППН с использованием источников нейтронов ИНК-10, ИНК-5 и ИБН-8-7 в контейнере – замедлителе с использованием кадмиевого экрана (диск из кадмиевой пластины толщиной 1 мм) и выражения:

Ктн = (∆Дтн - ∆Дтнк -∆Дтнγ -∆Дтнкγ)/Nтн. tобл, рад/нейтр./см2 (3)

где
∆Дтн, ∆Дтнк, ∆Дтнγ, ∆Дтнкγ – изменение показаний ИД, измерительного устройства c ТЛД на основе CаF2 и LiF без и с кадмиевым экраном , рад, за время облучения tобл , с;
Nтн – образцовое значение плотности потока тепловых нейтронов в точке размещения ИД, нейтр./см2.с-1 за время облучения tобл, с.
ТЛД на основе LiF использовались для контроля полного перекрытия тепловых нейтронов (менее 5 % от Nтн. tобл).
При исследованиях чувствительности дозиметров к тепловым нейтронам на реакторе Ф-1 ИАЭ им. И.В. Курчатова использовались дозиметры ИД-1 (8шт.), ИД-11 (4шт.) и термолюминесцентные дозиметры TL-13 (3шт.), ТL-28 (3шт.) и ТL-28С (3шт.). ТЛД дозиметры помещались в корпусах типа ДПГ-02. Обработка результатов измерений проводилась с использованием пульта типа 2800 фирмы «Victоreen». США. Тепловая колонна реактора Ф-1 ИАЭ им. И.В. Курчатова была аттестована в измеряемой точке по плотности тепловых нейтронов φ = 1,623.10 нейтр./см с погрешностью t .S = 2 % при Р=0,99.
Обобщенные результаты измеренных значений чувствительности дозиметров ИД-0,2 (5 шт.), ИД-1 (6 шт.) и ИД-11 (12 шт.) на вторичных эталонах и чувствительности дозиметров ИД-1 (8 шт) и ИД-11 (4 шт.) к тепловым нейтронам на реакторе Ф-1 ИАЭ им. И.В. Курчатова приведены в табл. 1 и табл. 2.
Таблица 1
Обобщенные результаты измеренных значений чувствительности дозиметров ИД-0,2, ИД-1 и ИД-11 на вторичных эталонах.

Тип
ИД (Кбн ±∆ Кбн).10 ,
нейтр./см2/рад (Ктн±∆Ктн).10 ,
нейтр./см /рад,
(измерения) (Ктн±∆Ктн).10 ,нейтр.
/см /рад, (ТУ) Удельная поглощенная доза нейтронов,
(Кубн±∆Кубн ).
10 , нейтр./см2/рад
Сf Pu-Be Cf Pu-Be
ИД-02 4,36±0,29 2,91±0,14 6,48±0,53 2,0±0.4
3,5±0,35
2,99±0,3
ИД-1 4,08±0,18 - 7,34±0,30 3,0±0,6
ИД-11 24,06±4,6 - 1,62±0,16 3,5±0, 74

Таблица 2
Обобщенные результаты измеренных значений чувствительности дозиметров ИД-1 (8 шт.) и ИД-11 (4шт.) к тепловым нейтронам на реакторе Ф-1 ИАЭ им. И.В. Курчатова.

Тип ИД (Ктн±∆Ктн).10 , нейтр.
/см /рад, (измерения) (Ктн±∆Ктн).10 , нейтр./см /рад,(ТУ)

ИД-1, выпуск до 1981г. 8,67±0,7 3,0±0,6
ИД-11, выпуск после 1981г 2,61±0,12 3,0±0,6
ИД-11 2,8±0,03 3,5±0,4

Анализ данных, приведенных в табл. 1 и табл. 2 показывает, что значения коэффициентов чувствительности к тепловым нейтронам, определяющим их пригодность для измерений в условиях равновесного спектра нейтронов ядерного взрыва, расходятся с их значениями, приведенными в технических условиях на дозиметры. Для дозиметров типа ИД-11, ИД-1и ИД-02 они отличаются в 2,16 , 2,45 и 3,24 раза соответственно на ВЭ-19ЭДФ и ВЭ-19ППН.
Экспериментальные значения, полученные на реакторе Ф-1 ИАЭ им. И.В. Курчатова для коэффициентов чувствительности к тепловым нейтронам для дозиметров ИД-1, выпускавшихся серийно сотнями тысяч в год до 1981 г., расходятся от 2,1 до 5,3 раза по сравнению с техническими условиями на них. Дозиметры ИД-1, выпускавшиеся после 1981 г., по чувствительности к тепловым нейтронам соответствовали ТУ. Экспериментальные данные по чувствительности к тепловым нейтронам для дозиметров ИД-11 близки к значениям в ТУ, но не соответствуют им.
Дозиметры ИД-1 и ИД-11 с момента выпуска и по настоящее время по чувствительности к тепловым нейтронам не поверяются из-за отсутствия средств метрологического обеспечения.
Отсутствие в технических условиях требований по поверке этих дозиметров на чувствительность к тепловым нейтронам не позволяет сделать оценку их пригодности по прямому назначению.
Соотношение между дозами нейтронов и гамма-излучения в суммарной дозе проникающей радиации зависит от типа, мощности ядерного боеприпаса и расстояния от центра взрыва. На расстояниях, где суммарная доза равна примерно (200-500) бРэ при мощности взрыва (0,1 ÷ 103) кт вклад дозы нейтронов и гамма-излучения изменяется от 80 до 4 % и от 20 до 96 % соответственно. Причем вклад доз осколочного и вторичного гамма-излучения изменяется от 7 до 56 % и от 13 до 40 % соответственно. При раздельной регистрации доз это должно учитываться при разработке, градуировке и поверке дозиметров.
Основной вклад в дозу нейтронов при взрыве нейтронных боеприпасов вносят быстрые нейтроны с энергией от 12 до 14 МэВ. При этом, значения мощности дозы, создаваемые ими на расстояниях до 900 м от эпицентра взрыва, будут превышать мощности дозы, создаваемые спектром нейтронов при атомном взрыве в 1000 и более раз (до 109 - 1011 сГр/с).
В зависимости от вида термоядерного взрыва (наземный, воздушный) значения дозы на расстояниях от эпицентра взрыва от 200 до 1400 м за время от 2,5.10-6 до 1.6.10-5 с будет в (3-6) раз больше, чем при атомном взрыве.
Известно, что в зависимости от координат центра взрыва и спектра выходящих из боеприпаса нейтронов отношение поглощенной дозы нейтронов к флюенсу нейтронов изменяется существенно. Только для наземного взрыва ядерного боеприпаса на расстоянии более 300 м отношение постоянно. Эта зона называется равновесной.
Общее количество быстрых нейтронов с энергией Ен > 0,1 МэВ в равновесной зоне составляет (25-30) % для атомных и термоядерных боеприпасов и (35-45)% для нейтронных боеприпасов. На долю нейтронов с энергией Ен < 0,4 эВ приходится примерно 25 % для точек, расположенных на поверхности земли, 40% для точек на поверхности воды и 3-4 % для воздушной изотропной среды. Остальная часть приходится на нейтроны промежуточных энергий 0,1 МэВ > Ен > 0,4 эВ (35-50) % для точек на поверхности земли и около (60-70) % для изотропной среды.
Отношение поглощенной дозы к флюенсу тепловых нейтронов на расстояниях от 100 до 1200 м изменяется от 1,6 до 61 раза.
Если поверхность земли (грунт) будет изменяться по составу или взрыв будет происходить над водной поверхностью, то это отношение также сильно будет изменяться (до 3-6 раз) на расстоянии более 300 м даже для наземного (подводного) ядерного взрыва. Это накладывает дополнительные условия, которые должны учитываться при разработке, градуировке и поверке нейтронных дозиметров.
При исследованиях возможности использования индивидуальных конденсаторных дозиметров (ИКД) и термолюминесцентных дозиметров в качестве образцовых средств измерений экспозиционной и поглощенной доз фотонного излучения (ЭД и ПД ФИ) использовались ИКД типа ИД-02 (5 шт.), ДК-02 (13 шт.), «Victoreen-541L» США (5шт.), ДКП-50 (40 шт.), ИД-1 (27 шт.) и РФЛД типа ИД-11.
Обработка результатов измерений проводилась по методике аттестации образцовых дозиметрических приборов и установок на эталонах ВЭ-19 ЭДФ и ВЭ-19 ПДФ.
Основная погрешность измерений определялась с помощью выражения:

∆ = К. (θ /3 +S )0,5, (4)
где
К – коэффициент, зависящий от соотношения случайной и неисключенной систематической погрешности, равный 2,2;
Θ – неисключенная систематическая погрешность эталона;
S - оценка среднего квадратического отклонения (СКО) результата измерения дозиметром:

S = t. Д [∑ (Д -Д ) / n.(n-1)]0.5, (5)
где t – коэффициент Стьюдента, зависящий от доверительной вероятности и числа n результатов наблюдений, n = 5.
Чувствительность к гамма- излучению определялась с помощью выражения:

η = Д /Д , (6)
где
Д - действительное значение дозы;
Д - измеренное значение дозы.
Исследования показали следующее:
- чувствительность дозиметров ИД-02 изменяется от 0,973 Р/рад до 1,054 Р/рад (при изменении СКО дозиметров в партии от 0,28% до 0,52%) и от 0,95 Р/рад до 1,095 Р/рад (от 0,13% до 0,26%) при излучении Co и Cs cоответственно;
- чувствительность дозиметров «Victoreen 541L» изменяется от 0,831 до 1,1 (при изменении СКО дозиметров в партии от 0,34 % до 0,61 %) и от 0,795 до 1,053 (от 0,13 % до 0,48 %) при излучении Co и Cs cоответственно;
- чувствительность дозиметров ДК-02 изменяется от 0,908 до 1,07 (при изменении СКО дозиметров в партии от 0 % до 0,58 %) и от 0,88 до 1,04 (от 0 % до 0,4 %) при излучении Co и Cs cоответственно;
- чувствительность дозиметров ИД-1 изменяется от 0,928 Р/рад до 1,539 Р/рад (при изменении СКО дозиметров в партии от 0 % до 0,56 %) и от 0,991 Р/рад до 1,6 Р/рад (от 0 % до 0,75 %) при излучении Co и Cs cоответственно при измерении экспозиционной дозы (ЭД).
При измерении поглощенной дозы (ПД) - от 0,894 до 1,441 (при изменении СКО дозиметров в партии от 0 % до 0,56 %) и от 0,831 до 1,341 (от 0 % до 0,75 %) при излучении Co и Cs cоответственно;
- чувствительность дозиметров ДК-50 изменяется от 0,871 до 1,216 при изменении СКО дозиметров в партии от 0 % до 1,26 % при излучении Co;
- основная погрешность измерения ИКД с учетом индивидуальной чувствительности не превышает 3 % для всех дозиметров;
- анализ полученных результатов показал, что ИКД в партии имеют значительный разброс чувствительности, поэтому при их использовании в качестве образцовых средств при аттестации поверочных дозиметрических установок необходимо учитывать индивидуальную чувствительность каждого дозиметра;
- за счет уточнения калибровочного числа измерительного устройства ГО-32-1 с измерителем дозы ИД-11 может обеспечить погрешность не хуже 10 %. Уточнение методики перехода от ЭД ФИ к ПД ФИ при облучении детекторов ИД-11 может позволить обеспечить погрешность (5-6) % при СКО результатов измерений не более 3,5 %.
Проведенные исследования энергетической зависимости чувствительности двух измерителей дозы (рентгенметров) ДП-5В (советского и болгарского производства) показали следующее:
- энергетические зависимости чувствительности двух измерителей дозы (рентгенметров) ДП-5В (советского и болгарского производства) cовпадают в пределах ± 10 % ;
- в диапазоне фотонного излучения от 80 до 125 кэВ и от 0,661 до 1,25 МэВ зависимость чувствительности ДП-5В от энергии излучения составляет –10 + 35 % относительно энергии 0, 661 МэВ на поддиапазоне «х 1000» при работе со счетчиком СИ3БГ;
- чувствительность ДП-5В к фотонному излучению в положении экрана блока детектирования «Б» (обнаружение бета-излучения) выше чувствительности при расположении экрана блока детектирования в положении «Г» на 6, 17, 50, 85 % при энергиях фотонного излучения 0,661; 0,125; 0,060; 0,032 МэВ соответственно. Это может привести к ложному заключению о наличии бета – излучения при его отсутствии.
- чувствительность ДП-5В к гамма-излучению с энергией 1,25 Мэв ( Со) на 5….15 % выше, чем к гамма – излучению с энергией 0,661 МэВ ( Сs).
Результаты исследований приборов ДП-5М и КРБГ-1 показали, что они имеют высокую чувствительность к альфа – излучению в штатном режиме измерения поверхностного заражения бета-излучающими радионуклидами (режим измерения плотности потока бета-частиц).
Результаты приведенных выше исследований показывают, что в условиях смешанного ионизирующего излучения невозможно ожидать единства измерений для средств измерений с использованием в качестве единицы измерений экспозиционной дозы и ее мощности. Это было подтверждено результатами сличений в зоне ЧАЭС и 30- километровой зоне в июле-августе 1986 г.