У статті запропоновано методику врахування енергетичної залежності дозиметричних приладів взагалі і особливо приладу типу СРП-68-01 при виконанні радіаційного контролю об¢Єктів навколишнього середовища.

Ризики радіоактивного забруднення навколишнього середовища, у тому числі земельних ресурсів, внаслідок широкого застосування у господарській діяльності матеріалів з підвищеним вмістом радіонуклідів (будівельні матеріали, добрива, промислові відходи тощо) вимагають ефективного радіаційного контролю різних об‘єктів навколишнього середовища, транспортних засобів, металобрухту. Радіаційний контроль є одним із оперативних засобів забезпечення законодавчо закріплених державних ґарантій екологічно безпечних умов проживання громадян України [1] і застосовується при обстеженні територій та об‘єктів навколишнього середовища з метою визначення масштабів та ступеню радіоактивного забруднення.

Однією з актуальних проблем радіаційного контролю є забезпечення приладами, що можуть ефективно працювати у пошуковому режимі: мати щонайменший час вимірювання та подавати результати вимірювань у найбільш прийнятний спосіб.

Загальновідомо, що інформація у аналоговому вигляді сприймається та аналізується людиною – оператором більш ефективно ніж у цифровому вигляді. Саме тому дозиметричні прилади (ДП) із таким представленням інформації не тільки можуть, а і повинні використовуватись при виконанні радіаційного контролю (РК) у пошуковому режимі. Однак, прилади, які б повною мірою задовольняли вимогам РК деяких об‘єктів (об’єкти навколишнього середовища, транспортні засоби, металобрухт) в Україні не виробляються.

Такі сучасні ДП, як МКС-07М “Пошук – М”, ДБГ-02М “Ритм – 1М” мають прийнятний, досить невеликий час вимірювання у пошуковому режимі (не більше 2,5 с), але цифрова форма представлення інформації при цьому значно ускладнює їх застосування для таких робіт.

Разом з тим, в Україні існує досить значний парк дозиметричних приладів типу СРП-68-01 з аналоговим (нецифровим) індикатором, за допомогою яких здійснювали гамма-обстеження територій [2]. Територіальними органами Мінприроди останнім часом використовуються також аналогічні їм прилади Ludlum M19 (США). Прилади типу СРП-68-01 характеризуються високою надійністю, здатністю працювати у широкому діапазоні температур, атмосферного тиску і вологості (навіть при зануренні у воду), мають час встановлення показів 2,5 с і 5,0 с. Але їх недоліком, є досить значна енергетична залежність у діапазоні енергій гамма-випромінювання від 50 кеВ до 3,0 МеВ, яка характеризується значеннями від 1400 % до – 60 % відповідно, можливо тому ці прилади і не внесені до державного реєстру засобів вимірювальної техніки.

У роботі [3] була проведена експериментальна оцінка впливу такої енергетичної залежності на систематичні похибки вимірювань потужності експозиційної дози (ПЕД) від окремих природних радіонуклідів (ПРН), а також для шару, насиченого сумішшю ПРН. На цій підставі зроблено висновок, що для такої моделі (діапазон кутів приходу гамма - квантів 2p) прилад СРП-68-01 завищує результат у 1,57 , а при вимірюваннях ізотропного випромінювання - у 1,50 рази.

Такі дані сформували у деяких фахівців стійку думку про неможливість використання приладів типу СРП-68-01 для радіаційного контролю взагалі. Проте ці зручні і надійні прилади безперечно можуть бути використані для потреб радіаційного контролю та для орієнтовної оцінки потужності дози гама - випромінювання, якщо отримані результати відповідним чином скоригувати, наприклад, шляхом застосування коригувальних коефіцієнтів КЕ, що враховують цю енергетичну залежність.

Так, можна записати:

=0KEзв (1)

Де 0 - не скориговане значення;

KEзв – зважене значення коригувального коефіцієнта, що враховує енергетичну залежність.

Значення KEзв може бути розраховане за формулою:

KЕ зв = Рні(Еі) КЕ і(Еі)DЕ, (2)

Де KЕ (Е) = 1 / r(Е);

R(Е) – відносна енергетична чутливість ДП;

DЕ – крок розбиття спектру і функції енергетичної залежності по енергії; Нормований дозовий спектр Рні(Еі) визначається за формулою:

Рні(Еі)= Рі(Еі)/ Рі(Еі). (3)

Дозовий спектр Рі(Еі) повинен розраховуватись за даними фізичного спектру g - випромінювання Аі(Еі). В якості дозової функції Ві(Еі) використовувалась функція ICRP. Тоді:

Рі(Еі)= Аі(Еі) Ві(Еі). (4)

Для приміщень більшості сучасних будівель і можливого діапазону товщин перешкод таких як стіни, підлога, стеля:

= (0,70...0,90) Аеф. (5)

Де Аеф - ефективна питома активність радіонуклідів у матеріалах випромінюючої перешкоди, Бк/кг.

АЕф = АRa + 1,31 ATh + 0,085 AK + 0,36 АCs, (6)

Де АRa, ATh, AK, АCs – питомі активності 226Ra, 232Th, 40K, 137Cs відповідно.

Для транспортних засобів, наприклад, вагонів із металобрухтом, мінеральними добривами, тощо:

= 0,50 Аеф+ 0,50 , (7)

Де - ПЕД фону в точці виконання вимірювань..

Для зручності подальших розрахунків, спектральний розподіл потужності дози Р(Е) у точці виконання вимірювань (ТВВ) доцільно представити у вигляді суми спектральних розподілів парціальних ППД, тобто таких, що сформовані за рахунок окремих радіонуклідів, які входять до складу матеріалів випромінюючих перешкод . Наприклад,

Р(Е) = РRa(Е) + РTh(Е) + РK(Е)+PCs(E). (8)

Тоді, враховуючи ( 6 ) та ( 3 ), для нормованого спектрального розподілу (8)

Можна записати :

Рн (Е) = аRa РнRa(Е) + аTh РнTh (Е)+ аК РнК (Е)+ аCs РнCs (Е), (9)

Де АRa, аTh, аК, аCs – вагові коефіцієнти, які враховують співвідношення питомих активностей радіонуклідів, що входять до складу матеріалів випромінюючих перешкод, та їх внесок у сумарну потужність дози;

РнRa(Е), РнTh (Е), РнК (Е), РнCs(Е) – Нормовані спектральні розподіли ППД для 226Ra, 232Th, 40К та 137Cs у складі матеріалів випромінюючих перешкод.

Значення вагових коефіцієнтів розраховуються як:

аRa = АRa /Аеф,;

аTh= 1,31АTh / Аеф,;

АК = 0,085АК / Аеф,;,

АCs = 0,36АCs / А еф. (10)

Тоді, згідно (2), та з урахуванням (19), зважене значення коригувального коефіцієнта КЕ зв можна також представити у вигляді суми коригувальних коефіцієнтів для значень ППД або ПЕД від окремих радіонуклідів (КЕRa, КЕTh, КЕК, КЕCs ) з їх ваговими коефіцієнтами АRa; аTh; аК., аCs:

КЕ зв = аRa КЕRa+ аTh КЕTh+ аК КЕК, + аCs КЕCs , (11)

Де КЕRa = Рні Ra (Еі) КЕ і(Еі)DЕ;

КЕTh = Рні Th (Еі) КЕ і(Еі)DЕ;

КЕК = Рні К (Еі) КЕ і(Еі)DЕ;

КаCs = Рні Cs (Еі) КЕ і(Еі)DЕ.

Отримані таким чином коригувальні коефіцієнти для ДП типу СРП-68-01 та МКС-07М представлені в таблиці. Значення КЕ Зв були розраховані для співвідношення АRa,/ аTh/ аК = 0,27/0,38/0,35.

Значення коригувальних коефіцієнтів, що враховують енергетичну залежність дозиметричного приладу

Однак, якщо для такого приладу як МКС – 07М значення КЕ Зв розраховане з відносною похибкою dКЕ, що не перевищує 5%, то для СРП-68-01 ця похибка сягає 15%. Це зумовлено досить високим градієнтом залежності r(Е), особливо в діапазоні низьких енергій, тобто енергій, де зосереджена основна частина g-квантів природних радіонуклідів радію та торію з урахуванням комптонівського розсіювання в матеріалах перешкод. У зв‘язку з цим для ДП типу СРП-68-01 було виконано серію додаткових експериментальних досліджень, які проводились шляхом вимірювання потужності дози g-випромінювання приладом МКС-07М на різних типах об‘єктів і їх порівняння з результатами вимірювань, отриманих за допомогою СРП-68-01.

За результатами таких досліджень п‘яти зразків приладом СРП-68-01 були отримані значення КЕ Зв в діапазоні від 0,65 до 0,84 (середнє значення КЕ Зв =0,75). За даними [3] це значення складає 0,67, а значення КЕ Зв для експериментальної моделі [3] і розрахункове значення 0,64 і 0,62 відповідно.

Таким чином, отримані розрахункові значення КЕ Зв збігаються з експериментальними, що надані в роботі [3] з точністю до 3% , а експериментальні дані, що отримані, з такими, що надані в [3] – з точністю до 6%. Разом з тим, зміна спектрального розподілу, або наявність у речовині випромінюючої перешкоди такого розповсюдженого радіонукліду як 137Cs, наприклад, у вагоні з металобрухтом, може привести до похибок визначення КЕCs до 80% , що, у свою чергу, приведе до завищення результатів вимірювання потужності дози g-випромінювання. Але це не зменшить, а лише підвищить достовірність радіаційного контролю.

Висновки:

1.  Дозиметричні прилади типу СРП-68-01 можуть бути застосовані для радіаційного контролю об’єктів навколишнього середовища у пошуковому режимі, а для орієнтовної оцінки потужності дози g-випромінювання необхідно отриманий результат помножити на коефіцієнт КЕЗв, що враховує енергетичну залежність системи вимірювання.

2.  Достовірність радіаційного контролю приладами типу СРП-68-01 не нижча за достовірність РК іншими дозиметричними приладами, а час виконання контролю –менший у 2-5 разів.

СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ

1.  Закон України “Про охорону навколишнього природного середовища” від 25 червня 1991 р. № 1264-ХІІ.

2.  Основы сельскохозяйственной радиологии // Б. С.Пристер, Н. А. Лощинов, О. Ф. Немец и др. - К.: Урожай, 1991.с.436-437.

3.  Э. М. Крисюк, Н. Д. Вольжонок, И. В.Чубинский-Надеждин, В. И. Пархоменко. Оценка ошибок при измерении мощности дозы терригенного гамма - излучения. Приборы и техника эксперимента, 1980, №3, с. 74-75.

РЕЗЮМЕ

Обґрунтована необхідність та показана можливість використання наявної бази дозиметричних приладів для потреб радіаційного контролю об’єктів навколишнього середовища. Показано, що дозиметричні прилади типу СРП-68-01, достовірність радіаційного контролю якими не нижча за достовірність РК іншими ДП, а час виконання контролю менший у 2-5 разів, можуть бути застосовані для радіаційного контролю об’єктів навколишнього середовища у пошуковому режимі, а для орієнтовної оцінки потужності дози g-випромінювання необхідно отриманий результат помножити на коефіцієнт КЕЗв, що враховує енергетичну залежність системи вимірювання.

РЕЗЮМЕ

Обоснована необходимость и показана возможность использования имеющейся базы дозиметрических приборов для потребностей радиационного контроля объектов окружающей среды. Показано, что дозиметрические приборы типа СРП-68-01, достоверность радиационного контроля которыми не низшая за достоверность РК другими ДП, а время выполнения контроля меньшее в 2-5 раз, могут быть применены для радиационного контроля объектов окружающей среды в поисковом режиме, а для ориентировочной оценки мощности дозы g-излучения необходимо полученный результат умножить на коэффициент КЕЗв, которое учитывает энергетическую зависимость системы измерения.

М. Ф. Шульга1, М. М. Тимошенко

В. М. Фокін2, І. І. Карачов

1 Державний екологічний інститут Мінприроди України

2 Інститут екогігієни і токсикології ім. Л. І. Медведя МОЗ України