мощности экспозиционной дозы

Тип (наименование)

детектор

Диапазон измерений

Основная погрешность, %

Энергетический диапазон регистрируемого излучения, МэВ

Энергетическая зависимость, %

Наиболее чувствительный

Наименее чувствительный

мкР/с

мР/ч

мкР/с

Р/ч

КРБГ-1(переносный бета-гамма-радиометр)

Газоразрядный счетчик

  ─

  0 – 0,25

  ─

  0 – 300

0,1 – 2,5

РУП-1 (переносный универсальный радиометр)

То же

  0 - 1

  0 – 0,3  

  0 - 10⁴

  0 – 300

Не нормирован

Не нормирована

ДП-5В (измеритель мощности дозы – рентгенометр)

Газоразрядный счетчик

  ─

  0,05 – 0,5

  ─

  0 – 200

  0,084 – 1,25

ДРГЗ-01 (дозиметр)

Сцинтиллятор

  0 – 1

  0 – 0,3  

  0 – 100

  0 – 30

  0,015 – 1,25

ДРГЗ-02 (дозиметр)

»

0 – 0,1

0 – 0,03  

0 – 100

0 – 30  

при Х < 0,3 мкР/с при Х > 0,3 мкР/с

0,02 – 3,0

ДРГЗ-03 (дозиметр)

»

0 – 1

0 – 0,3  

0 – 1000

0 – 300

при Х < 0,3 мкР/с при Х > 0,3 мкР/с

0,02 – 3,0

ДРГЗ-04 (дозиметр непрерывного и импульсного излучений)

»

0 – 1

0 – 0,3

0 – 3000

0 – 1000

0,03 – 3,0

ДРГ-5 (дозиметр)

Сцинтиллятор

  0,1 – 100

  0,03 - 300  

  100 - 10000

  30 – 3000  

10А А_х

При Х < 100 мкР/с

))

100А А_х

при Х > 100 мкР/с

А = 1 мкР/с

А_х–измеренное значение

0,04 – 10,0

Примечание. Для тех приборов, на шкалах которых нанесено мкР/с, сделан пересчет в мР/ч или Р/ч, чтобы облегчить сравнение характеристик.

Таблица 4.3 Сравнительные характеристики некоторых отечественных индивидуальных измерителей экспозиционной дозы

Тип (наименование)

Детектор

Диапазон измерений

Основная погрешность, %

Энергетический диапазон регистрируемого излучения, МэВ

Энергетическая зависимость %

ДП-22 (ДП-24) (комплект измерителей дозы)

Конденсаторная ионизационная камера

0 – 50 Р

0,1 – 2

40 от показаний при энергии 1,25 МэВ

ДК-02 (индивидуальный прямопоказывающий дозиметр)

То же

0 – 200 мР

0,2 – 2

КИД-2 (комплект индивидуальных дозиметров)

  »

0,005 – 1 Р

0,150 – 2

20 от показаний при энергии 1,25 МэВ

ИФКУ-1 (комплект индивидуального дозиметрического фотоконтроля)

Дозиметрическая пленка типа РМ-5-1

0,05 – 2 Р

0,1 – 1,25

КДТ-02 (комплект дозиметров термолюминесцентных)

Термолюминофор (фтористый литий, борат магния)

0,1 – 100 Р

Х

(10 +)

Х – значение измеренной дозы

0,06 – 1,25

Не нормирована

Общие требования к методам и средствам поверки измерителей экспозиционной дозы и ее мощности регулируются государственными стандартами.

Так, ГОСТ 8.087 – 81 излагает основные требования к поверочным установкам и методику их поверки. ГОСТ 8.318 – 78 определяет требования к образцовым источникам γ-излучения, используемым в поверочных установках. Он устанавливает также методы и средства их поверки как мер мощности экспозиционной дозы. ГОСТ 8.348- 79 и ГОСТ 8.313 – 78 регламентируют методы и средства поверки рабочих дозиметрических приборов для измерений экспозиционной дозы и мощности рентгеновского излучения, генерируемого при напряжении на трубке от 20 до 400 кВ, и γ-излучения с энергией фотонов от 0,06 до 3,0 МэВ соответственно.

Государственная поверочная схема предусматривает три разряда образцовых средств измерений, различающихся в первую очередь погрешностью результата поверки:

Разряд ОСИ Относительная

погрешность результата

поверки δ₀ (Р=0,95), %

1……………………………………… 2,5 – 4,0

2……………………………………… 4,0 – 7,0

3……………………………………… 8,0 – 12,0

ОСИ более высокого разряда могут использоваться не только для поверки нижестоящих образцовых, но и рабочих приборов повышенной точности.

Пределы допускаемых относительных погрешностей рабочих дозиметрических приборов контроля радиационной безопасности составляют 8 – 30 %. Поэтому вся номенклатура этих приборов может быть поверена с помощью ОСИ, имеющих указанные выше погрешности.

В качестве ОСИ используются поверочные установки и образцовые дозиметры. Наиболее жесткие требования предъявляются к поверочным дозиметрическим установкам 1-го 2-го разрядов. Установки 3-го разряда – это, как правило, устройства, позволяющие проводить поверку с выездом поверителя (транспортабельные) и использующие методы подобия радиационного поля и эквивалентных полей.

В состав поверочной установки входят источник излучения и система крепления прибора в его поле. Поле излучения, воздействующее на поверяемый прибор, может меняться перемещением прибора относительно источника, источника относительно прибора, применением фильтров, либо изменением режима работы электрофизической установки, генерирующей излучение.

В состав поверочных дозиметрических установок 1-го и 2-го разрядов, поле излучения которых создается радионуклидными источниками γ-излучения, рекомендуется включать образцовые приборы соответствующих разрядов, хотя это требование и не является обязательным. Поверочные установки, в которых источником излучения служат электрофизические аппараты, должны иметь в своем составе образцовые приборы для постоянного контроля характеристик поля излучения.

Наибольшее распространение в настоящее время получили приборы типов ДРГ2-01 и 27012 (производства ГДР), аттестуемые в качестве образцовых. Это приборы с полостными ионизационными камерами. Первый из них имеет нижний предел доверительной границы основной погрешности 6%, а второй – 3% при Р=0,95.

В установках с источниками γ-излучения 1-го и 2-го разрядов, как правило, создается коллимированный пучок излучения. Они имеют в своем составе градуировочную линейку с ценой деления 1мм и юстировочную систему для установки первичного преобразователя прибора в пучке таким образом, чтобы погрешность установки не превышала 0,2 % необходимого расстояния между источником излучения и первичным преобразователем. Установки комплектуются наборами источников ⁶⁰Со (Еγ = 1,25 МэВ), ¹³⁷Сs (Еγ = 0,66 МэВ) и в ряде случаев ²²⁶Ra (Еγ = 0,840 МэВ). Предпринимаются попытки расширить номенклатуру радионуклидов, чтобы охватить более широкий энергетический диапазон. Так, в соответствии с рекомендацией международного стандарта ИСО 4037 начинает применяться ²⁴¹Аm (Еγ = 59,5 кэВ). Есть возможность использования ²⁰³Hg с фильтром 1мм Сu (Еγ = 279 кэВ) и др.

Дозиметрические поверочные установки с источниками γ-излучения, как правило, имеют типовой узел коллимации. В СССР стандартизован коллиматор, изображенный на рис. 4.1. Канал коллиматора должен иметь цилиндрическую форму. Длина его от центра источника должна быть не менее 150 мм по направлению выхода излучения; отношение диаметра канала коллиматора к длине канала должно составлять0,2; 0,4 и 0,6 при отклонении не более 10 %.

Рис. 4.1. Типовой коллимационный узел

поверочной дозиметрической установки:

1 – источник γ-излучения; 2 – сменные

коллиматоры; 3 – гнездо для установки

держателя с источником γ-излучения; 4 –

держатель источника.

ИСО 4037 устанавливает, что мощность экспозиционной дозы, обусловленная рассеянным внешней средой излучением, не должна превышать 5 % мощности экспозиционной дозы прямого излучения. В [124] исследовалось рассеянное излучение в типовом коллимационном узле. На рис. 4.2 приведены гистограммы спектральных распределений этого излучения от источников ⁶⁰Со и ¹³⁷Сs. Максимум в области энергий 180 – 200 кэВ соответствует комптоновскому взаимодействию фотонов с углами рассеяния от 90 до 180⁰. Фотоны с энергиями ниже180 кэВ появляются в результате многократного рассеяния первичных фотонов материалом коллиматора. Как и следовало ожидать, при увеличении диаметра цилиндрического коллиматора количество фотонов во всей энергетической области увеличивается (табл. 4.4)

Рис. 4.2

Если источник окружить полостью, вклад рассеянного излучения уменьшается примерно в 1,5 раза.

Стандартизация коллимационного узла существенно упрощает процедуру аттестации поверочных установок, имеющих такой узел, повышает их метрологическую надежность. Это связано с тем, что такие установки заряжаются, как правило, источниками, уже аттестованными в качестве мер мощности экспозиционной дозы на аналогичных поверочных установках, которые имеют стандартизованный узел коллимации.

Таблица 4.4 Вклад излучения, рассеянного в типовом коллиматоре

Диаметр коллиматора, мм	Вклад мощности экспозиционной дозы излучения, рассеянного в коллиматоре, %
^137Cs	^60Co
	0,8	3,3
	2,4	5,2
	3,6	7,7

Поверочная схема предусматривает использование таких мер в качестве рабочих эталонов, ОСИ 1-го и 2-го разрядов. Комплекты источников ⁶⁰Со, ¹³⁷Сs, ²²⁶Ra аттестуются как меры мощности экспозиционной дозы, создаваемой ими на расстоянии 1 м от источника, который заключен в типовой коллимационный узел. Они воспроизводят приписанное им значение этой величины в диапазоне 0,003 – 600 мР/ч. Доверительная граница погрешности аттестации источников 1-го разряда в диапазоне 3 – 600 мР/ч не превышает 3 %, а при меньших значениях мощности экспозиционной дозы – 6 %. Образцовые источники сравнивают соответствующими мерами высшего разряда либо при помощи компаратора, либо поверяют методом прямых измерений с помощью образцовых дозиметров. Процедура поверки образцовых источников 1-го разряда, естественно, более тщательная. Результат поверки каждого такого источника основывается на сравнении с двумя или более источниками из комплекта, входящего в состав рабочего эталона. Поверка источников 1-го разряда производится, как правило, в метрологических институтах или крупных центрах стандартизации и метрологии.

Наибольшее распространение получили поверочные дозиметрические установки с типовым коллимационным узлом типов УПГД-1, УПГД-2 и их модификации, разработанные во ВНИИ метрологии им. Д.И.Менделеева. Максимальная мощность дозы, при которой на них можно осуществлять поверку дозиметров, составляет примерно 600 мР/ч.

Практика требует расширения диапазона воспроизводимых поверочными установками мощностей доз в сторону его увеличения. Если не отказываться от принципа осуществления поверки в коллимированном пучке γ-излучения, этого можно достичь либо размещением установок в помещениях с усиленной защитой и большим набором источников в комплекте установки с существенно различающейся активностью, либо создавая установки с фильтрацией излучения, при этом устройство для перемещения прибора относительно источника снабжают локальной защитой. Второй путь, однако, приводит к большому вкладу рассеянного излучения в аттестуемое поле. Установки подобного типа не следует применять для измерений энергетической зависимости дозиметров, а следует использовать их для периодической поверки приборов. При этом наилучшие результаты достигаются либо когда поверяемый прибор обладает небольшой энергетической зависимостью, либо когда он используется для измерений в полях γ-излучения, близких по спектральному составу тем, которые реализуются в поверочной установке.

Примером поверочной дозиметрической установки такого типа является установка УПД-ИНТЕР, разработанная во ВНИИМ им. Д.И. Менделеева. Установка состоит из радиационной головки с источником γ-излучения, создающей коллимированный пучок, и камеры облучения. В камере расположена тележка с механизмом перемещения относительно радиационной головки для установки детектора поверяемого прибора. Камера имеет радиационную защиту оператора, выполненную из свинца и стали, а также смотровое окно из свинцового стекла.

Радиационная головка, содержащая один источник ¹³⁷Сs активностью примерно 20 ТБк (550Ки), выполнена из вольфрамового сплава. Она содержит набор фильтров из того же сплава и затвор, перекрывающий пучок излучения. Фильтры имеют номинальные значения коэффициентов кратности ослабления: 2, 5, 10 (два фильтра) и 200. Действительное значение коэффициентов кратности ослабления определяется по результатам аттестации.

Таким образом, изменение мощности дозы осуществляется как фильтрацией излучения, так и перемещением блока детектирования (или прибора в целом) относительно источника.

В установке создается поле излучения с равномерностью, необходимой для поверки большинства типов дозиметрических приборов. Размер равномерного поля следующим образом зависит от расстояния до источника:

Расстояние до источника, см…………. 20 40 1000 1200 1650

Размер поля, мм (первая цифра –

высота, вторая – ширина поля) ……... 85х68 155х125 370х290 435х345 600х470

Установка аттестуется как образцовая 3-го разряда с основной погрешностью 15 % в диапазоне 0,25 – 10 мР/ч и 7 % в диапазоне 0,01 – 300 Р/ч.

Масса установки не превосходит 1800 кг, что позволяет использовать ее как в стационарных условиях, так и в передвижных лабораториях на базе транспортных средств.

Дальнейшее упрощение конструкции поверочных установок с радионуклидными источниками с целью уменьшения их массы и габаритов, снижения радиационной опасности для поверителей, повышения производительности градуировочных и поверочных работ при сохранении необходимого диапазона мощностей доз и погрешности идет по пути использования метода подобия радиационных полей и метода эквивалентных полей.

В описанных выше радиационных установках требование создания равномерного поля γ-излучения в области, т.е. создания «идеальных» условий, приводит к ограничению минимального расстояния между источником и прибором. Для поверки приборов на наименее чувствительных диапазонах это ограничение вынуждает использовать источники высокой активности, что усложняет конструкцию поверочной установки в связи с необходимостью обеспечения требований радиационной безопасности. Метод подобия радиационных полей позволяет упростить решение задачи поверки и градуировки дозиметрических приборов при больших мощностях доз. Он заключается в том, что для дозиметрического прибора, поверенного в «идеальных» условиях на одном из наиболее чувствительных диапазонов, фиксируется показание от γ-источника, установленного на близком расстоянии от блока детектирования в определенной геометрии. Это позволяет определить соответствие между показанием прибора и активностью γ-источника. Затем на место этого γ-источника устанавливают новый с активностью, которая позволяет снять отсчет со следующей шкалы поверяемого прибора. Так поочередно поверяется прибор на всех шкалах. Для этого необходимо, чтобы γ-источники были одинаковой конструкции, но отличались лишь активностью, причем достаточно с необходимой точностью знать лишь отношение их активностей.

Дальнейшим развитием этого метода является метод эквивалентных радиационных полей. Отличие от предыдущего заключается в том, что вместо набора γ-источников с известным отношением активности используются источники другого излучения, например β-излучения. Одной из установок, реализующих этот метод, является установка УПДП-1 (установка для поверки гамма-дозиметров переносная), разработанная и серийно выпускаемая НПО ВНИИФТРИ. Она выпускается в двух модификациях. Одна из них предназначена для поверки дозиметров типов ДРГЗ-01, ДРГЗ-02, ДРГЗ-03 и ДРГ-04, другая – дозиметров типов ДП-5А, ДП-5Б и ДП-5В. Схема установки для поверки дозиметров типа ДРГЗ показана на рис. 4.3.

Блок детектирования поверяемого прибора фиксируетсявдержателе, расположенном над диском, в гнездах которого размещаются плоские β-источники ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y разной активности. Источники аттестованы по потоку частиц, испускаемых в угол 2π. Вращением диска источники фиксируются под диафрагмой держателя. При этом поток β-частиц направляется на блок детектирования поверяемого прибора. Предварительно определяются показания поверяемого прибора на самом чувствительном диапазоне от γ-источника, заключенного в специальный контейнер. Контейнер аттестуется методом группового компаратора. Для этого группы дозиметров одного типа градуируют в «идеальных» условиях. Затем определяют значения мощности дозы при помещении в контейнер поочередно всех блоков детектирования компараторов. За истинное принимают среднее значение показаний этих приборов. Установка позволяет проводить поверку приборов указанных типов на всех диапазонах, кроме наиболее грубого диапазона приборов ДП-5. Относительная погрешность результата аттестации установки не превосходит 10 %. Установка обладает высокой производительностью поверки, малой массой (8 кг) и может размещаться в помещениях, не требующих специальной защиты от радиации. Необходимо подчеркнуть, что и метод подобия и метод эквивалентных радиационных полей применимы только для приборов, у которых при переключении поддиапазонов не меняется детектор в блоке детектирования (или весь блок детектирования).

Исследование энергетической зависимости дозиметрических приборов является важной частью типовых испытаний. Оно проводится при государственных приемочных и контрольных испытаниях, когда в конструкцию прибора вносятся изменения, следствием которых может явиться изменение этой характеристики. Периодическая поверка дозиметров, предназначенных для измерений в широком диапазоне энергий фотонов, как правило, проводится при одной из энергий, чаще всего на образцовых установках с источниками ⁶⁰Со, ¹³⁷Сs или ²²⁶Ra. Поверка при разных энергиях фотонов осуществляется по запросу потребителя, если прибор предназначен для работы только при этих значениях энергий, либо в качестве экспертной (при возникновении спорных вопросов).

В диапазоне примерно от 10 и до 140 кэВ поверка дозиметрических приборов проводится на образцовых установках, в состав которых входят рентгеновские аппараты, генерирующие фотонное излучение в этом диапазоне энергий. ГОСТ 8.087 – 81 устанавливает общие требования к этим установкам, а ГОСТ 8.348–79 регламентирует методы поверки дозиметрических приборов в пучках рентгеновского излучения, генерируемого при напряжении на трубке от 20 до 400 кВ. Поверка производится непосредственным сличением образцовых приборов 1-го разряда или рабочим эталоном, приборов 2-го разряда с образцовыми 1-го или рабочим эталоном, а рабочих дозиметров с образцовым 1-го или 2-го разряда в зависимости от требуемой точности. Энергетическую зависимость рекомендуется определять не менее чем при трех значениях эффективной энергии, равномерно распределенных в диапазоне энергий фотонов, указанном в НТД на поверяемый прибор.

В табл. 4.5 приводятся рекомендуемые режимы работы рентгеновских установок, из которых необходимо выбирать требуемые для проверки приборов.

Таблица 4.5 Режимы работы рентгеновских установок

Напряжение на рентгеновской трубке, кВ	Толщина фильтра, мм	Ориентировочная толщина слоя половинного ослабления, мм	Ориентировочное значение эффективной энергии фотонов, кэВ
Al	Cu	Al	Cu
	0,1	-	0,10	-
	0,3	-	0,17	-
	1,0	-	0,61	-
	0,5	-	0,40	-
	1,0	-	0,80	-
	1,5	-	1,28	-
	2,5	-	1,60	-
	4,0	-	2,34	-
	3,0	-	2,00	-
	-	-	-	0,07
		-	-	0,10
		0,10	-	0,20
	-	-	-	0,10
		-	-	0,20
		0,1	-	0,40
		0,5	-	0,70
			-	0,30
		0,5	-	0,70
		1,0	-	1,00
Напряжение на рентгеновской трубке, кВ	Толщ3ина фильтра, 1мм	Ориентировочная толщина слоя половинного ослабления, мм	Ориентировочное значение эффективной энергии фотонов, кэВ
Al	Cu	Al	Cu
		-	-	0,40
		0,8	-	1,00
		2,0	-	1,60
		1,0	-	1,40
		2,0	-	2,00
		3,0	-	2,75

Международный стандарт ИСО 4037 рекомендует для снятия энергетической зависимости дозиметрических приборов в диапазоне 10 – 100 кэВ набор излучений с узким спектром на основе характеристического излучения, возбуждаемого в различных веществах. Непрерывное фильтрованное рентгеновское излучение с широким спектром рекомендуется использовать только в том случае, если мощность экспозиционной дозы излучения с узким спектром окажется недостаточной. В табл. 4.6 приводятся характеристики рекомендованного излучения.

Таблица 4.6 Рекомендуемый ряд излучений для определения энергетической зависимости дозиметров.

Теоретическая энергия линии Кα – серии, кэВ	Материал	Рекомендуемое химическое соединение	Высокое напряжение, кВ
8,64	Цинк	Zn
9,89	Германий	GeO2
15,8	Цирконий	Zr
17,5	Молибден	Mo
23,2	Кадмий	Cd
25,3	Олово	Sn
31,0	Цезий	Cs2SO4
37,4	Неодим	Nd
40,1	Самарий	SmO3
49,1	Эрбий	Er или Er2O3
59,3	Вольфрам	W
68,8	Золото	Au
75,0	Свинец	Pb
98,4	Уран	U

Схема установки для получения характеристического излучения представлена на рис.4.4

Характеристическое излучение не нашло, однако, широкого применения для градуировки дозиметрической аппаратуры ни в СССР, ни во многих зарубежных метрологических лабораториях. Создание таких установок рассматривается больше как программа для будущей деятельности.

Оценка погрешности дозиметрических приборов при их поверке (образцовых и рабочих дозиметров контроля радиационной безопасности) имеет особенность, связанную с тем, что поверяемый прибор имеет погрешность, сравнимую с той, которая приписывается прибору или установке, на которой он поверяется. Поэтому погрешность поверочного средства необходимо принимать в расчет. Это отличает рассматриваемую область измерений от некоторых других, в которых погрешностью образцовых средств обычно пренебрегают.

По существующему в настоящее время мнению специалистов-метрологов погрешность образцовых средств при этом следует рассматривать как неисключенную систематическую с равномерным законом распределения. Общий подход к таким оценкам изложен в [125] и нашел отражение в государственных стандартах.

Образцовые дозиметрические приборы поверяются в пределах 0,3 – 0,4; 0,5 – 0,6; и 0,8 – 0,9 ее конечного значения. Предел допускаемой погрешности этих приборов по результатам поверки при Р=0,95 определяется по формуле

∆ = kS_Σ, (4.21)

где k – коэффициент, зависящий от соотношения случайной и систематической погрешностей. Не останавливаясь на методе оценки этого коэффициента, отметим, что для обычно используемых образцовых дозиметров 1-го разряда k = 2,2, а для образцовых 2-го разряда k = 2,1.

(4.22)

является оценкой суммарного СКО результата измерений, которая складывается из S – оценки СКО результата измерения поверяемого прибора и S_θ – оценки СКО суммы неисключенных систематических погрешностей.

(4.23)

  S_θ = √S_θ1² + S_θ2² =

  √θ₁²/3 + θ₂²/3  

где θ₁ – предел допускаемой погрешности средства измерения, с помощью которого проводится поверка (берется из свидетельства); θ₂ – граница неисключенной систематической погрешности определения градуировочного коэффициента С образцового дозиметра.

Коэффициент С находят следующим образом. Практика поверочных работ показала, что у большинства используемых образцовых дозиметров 1-го и 2-го разрядов (ДРГ2-01, 27012 и др.) показания приборов соответствуют действительным значениям экспозиционной дозы или ее мощности только для одной из камер или только для γ-излучения ⁶⁰Co и ¹³⁷Cs. Для других камер, входящих в комплект прибора, показания несколько отличаются от действительных. При использовании одной и той же камеры для излучения с энергией меньше 100 кэВ показания прибора не соответствуют действительным значениям из-за энергетической зависимости прибора с этой камерой. Поэтому, чтобы использовать эти приборы в качестве образцовых, вводится коэффициент С, на который следует умножать показания прибора для получения действительного значения экспозиционной дозы или ее мощности. Этот коэффициент С, как правило, определяется для каждой из трех точек шкалы всех диапазонов, затем усредняется и находится СКО. θ₂ в (4.23) принимается равной двум оценкам СКО.

Рабочие дозиметры, имеющие погрешность 8 –15 %, поверяются в двух точках на каждой шкале (0,5 – 0,6 и 0,7 – 0,8 конечного значения шкалы). Как показала практика, при определении допускаемой погрешности рабочих дозиметров случайной погрешностью можно пренебречь по сравнению с систематической. Поэтому предел допускаемой погрешности поверяемого рабочего дозиметра ∆ с учетом погрешности образцового средства измерения θ₁ определяется формулой

(4.24)

где α – коэффициент, зависящий от принятой доверительной вероятности (для Р = 0,95 α = 1,1); θ_пр есть среднее значение погрешности поверяемого прибора в первой (θ_пр,1 ) и второй (θ_{пр, 2}) точках диапазона:

θ_пр = (θ_пр,1 + θ_{пр, 2} )/ 2; (4.25)

θ_пр,1 и θ_{пр, 2} (θ_{пр, 1, 2}) определяются в зависимости от того, как нормируется основная погрешность поверяемого прибора в документации на него.

Если погрешность определяется от измеряемой величины,

(4.26)

где Р_1,2 – среднее арифметическое обычно из пяти измерений поверяемым прибором в первой или второй точке шкалы; Р₀ – действительное значение мощности дозы в поверяемой точке (берется из свидетельства на поверочную установку или является результатом измерений образцовым прибором).

  θ_{пр, 1, 2} = ∙ 100%.

Р_{1, 2} – Р₀ Р_к  

Если для дозиметра погрешность нормируется от конечного значения шкалы Р_к, то

(4.27)

Рабочие дозиметры, имеющие погрешность, превышающую 15 %, поверяются в одной точке шкалы каждого диапазона (0,5 – 0,85 конечного значения шкалы). Если такие дозиметры поверяются образцовыми средствами 1-го разряда, вычисление предела допускаемой погрешности проводится без учета погрешности образцовых средств измерений:

∆= θ_пр. (4.28)

Предел допускаемой погрешности прибора обычно указывается как среднее его значение для всех диапазонов. Для наиболее чувствительных диапазонов разрешается указывать погрешности отдельно.

Наиболее часто при поверке приборов ограничиваются проверкой того, находятся ли показания поверяемого прибора Р в допустимых пределах:

Р₀ – ∆ ≤ Р ≤ Р₀ + ∆, (4.29)

где ∆ - основная погрешность поверяемого прибора, указанная в его техническом описании.

Основная погрешность измерений дозиметрическими приборами контроля безопасности, как было показано выше, определяется при поверке в поле излучения поверочной установки. Одновременно соблюдаются так называемые «нормальные» условия измерений при поверке (ГОСТ 8.395 – 80), определяющие номинальные значения таких влияющих величин, как температура, влажность, атмосферное давление и др. Дополнительные погрешности при отклонении этих величин от номинальных при измерениях в рабочих условиях указываются в документации на прибор.

Энергетическая зависимость дозиметров является одним из существенных источников нормируемой дополнительной погрешности. Дополнительная погрешность от ионизирующих излучений, сопутствующих фотонному, как правило, не нормируется. Необходимо подчеркнуть, что именно различная энергетическая зависимость измерителей мощности экспозиционной дозы и различное влияние сопутствующих излучений в определенных условиях может приводить к значительному расхождению показаний дозиметров разных типов.

Такие условия сложились в зоне, загрязненной осколочными продуктами, рассеянными по территории в результате аварии на Чернобыльской АЭС. Основная часть этих продуктов является β-,γ-излучателями. При этом ряд радионуклидов обладает достаточно большой граничной энергией β-спектра, чтобы оказать влияние на показания некоторых из использовавшихся измерителей экспозиционной дозы и ее мощности. Это ¹⁰⁶Rh (Е_β = 3,54 МэВ) и ¹⁴⁴ Pr (Е_β =2,99 МэВ). Осколочные продукты испускают фотоны в широком диапазоне энергий. На поле, создаваемое первичным γ-излучением, накладывается рассеянное, смягчая существенно спектр. Кроме того, высокоэнергетические β-частицы при рассеянии тормозное излучение, в том числе и в блоках детектирования дозиметрических приборов.

Таким образом, поле излучения на местности характеризовалось сложным составом, который был различен в зависимости от условий. Глубина залегания радиоактивных продуктов могла меняться вследствие перемешивания слоев почвы, что существенно влияло на поле β-излучения. Условия рассеяния γ-излучения были различны на открытых пространствах и в лесных массивах.

Как видно из табл. 4.2 и 4.3, в дозиметрах наиболее широко используют детекторы, основанные на ионизационном и сцинтилляционном принципах измерений. У дозиметров и ионизационными камерами и газоразрядными счетчиками чувствительность, как правило, падает с уменьшением энергии фотонов. Такие дозиметры, отградуированные по γ-излучению ⁶⁰Со, при нескольких десятках килоэлектрон-вольт (область, в которой накапливается рассеянное излучение) могут занижать показания в два раза. Например, дозиметр ДП-5В по нашим оценкам мог занижать показания в реальном поле фотонного излучения в зоне аварии до 1,5 раза.

У дозиметров, основанных на сцинтилляционном методе измерений, чувствительность чаще всего растет с уменьшением энергии фотонов и при нескольких десятках килоэлектрон-вольт достигает максимума, а затем падает с уменьшением энергии. Характер изменения чувствительности термолюминесцентных индивидуальных дозиметров зависит от вида люминофора и конструкции применяемой кассеты. Может наблюдаться как рост, так и падение их чувствительности при уменьшении энергии фотонов.

Интерпретация результатов дозиметрических измерений осложнилась широким использованием за 30-километровой зоной АЭС прибора СРП-68-1 с детектором, содержащим сцинтиллятор NaI (Tl). По чувствительности этот прибор превосходит остальные, приведенные в табл. 4.2 (самый чувствительный диапазон 0 – 3 мкР/ч). Однако, как следует из его описания, он «…предназначен для поиска радиоактивных руд по их γ-излучению и для радиометрической съемки местности, а также для радиометрического опробирования карьеров и горных выработок». В табл. 4.7 приведена энергетическая зависимость этого прибора.

Таблица 4.7 Энергетическая зависимость СРП-68-1

Энергия фотонов	0,030	0,067	0,083	0,120	0,661	1,25
Относительная чувствительность	7,5	14,0	13,5	11,6	1,0	0,55

Расчет показывает, что отношение чувствительности приборов СРП-68-1 и ДП-5 в неискаженном поле γ-излучения продуктов деления составляет 1,5. эта величина слабо меняется от изменения возраста продуктов деления и от изменения состава продуктов, наблюдавшегося в зоне выпадений. Как показала практика, наличие рассеянного излучения приводило к тому, что показания дозиметров этих типов различались в ряде случаев в 3 – 3,5 раза.

Учитывая изложенные выше обстоятельства, для приборов контроля радиационной безопасности, применяемых в зоне ЧАЭС, была принята локальная поверочная схема, в соответствии с которой дозиметрические приборы поверялись на установке УПД-ИНТЕР. Спектр фотонного излучения в этой установке, состоящей из первичного γ-излучения ¹³⁷Cs и рассеянного ее конструктивными элементами, более соответствовал реальному спектру фотонов на местности. При этом поверка не ограничивалась проверкой того, находятся ли показания прибора в допустимых пределах по соотношению (4.29), а проводилась регулировка чувствительности таким образом, чтобы показания соответствовали значениям мощности дозы, приписанным поверочной установке.

Учитывая возникшие расхождения в показаниях дозиметрических приборов, Госстандарт СССР дол ряд инструктивных указаний. В этих указаниях для снятия дозовых характеристик поля излучения на местности, по результатам которых должны приниматься административные решения, предписывалось использовать только дозиметрические приборы, специально предназначенные для этих целей: ДП-5, ДРГЗ-02, ДКС-04 и др. Прибор СРП-68-1 разрешалось применять для поисков аномалий радиоактивной загрязненности. Для ориентировочной оценки мощности экспозиционной дозы рекомендовалось показания прибора СРП-68-1 делить на коэффициент 1,5. Учитывая, что завышение показаний прибора СРП-68-1 при измерениях на местности могло быть в 2,5 – 3 раза, использование коэффициента 1,5 во всех случаях не должно приводить к занижению действительного значения мощности экспозиционной дозы.

Для выяснения причин расхождения показаний дозиметров типов ДРГЗ, ДП-5 и других, специально предназначенных для контроля радиационной обстановки, были проведены эксперименты с использованием образцов почв, взятых в различных районах 30-километровой зоны. С помощью дозиметров 27012 и ДРГЗ-02 снимались зависимости показаний приборов, регистрирующих излучение образцов почв, от толщины фильтров из различных материалов: полиэтилена, алюминия, бериллия, меди свинца. Эксперименты показали, что эти зависимости практически одинаковы, если толщина фильтра выражается в граммах на квадратный сантиметр. Независимость закона ослабления от атомного номера материала фильтра свидетельствует о том, что ослабление связано с фильтрацией β-частиц большой энергии, а не с заметным вкладом в показания низкоэнергетического γ-излучения. Поэтому различие в показаниях дозиметров разных типов при измерениях на местности было объяснено большим вкладом в их отклик β-излучения, который зависит от эффективной толщины оболочки блока детектирования до его чувствительной области (радиационной толщины)

В табл. 4.8 приведены радиационные толщины ряда дозиметров, измеренные в НПО ВНИИФТРИ.

Таблица 4.8 Радиационные толщины дозиметров

Тип дозиметра		СРП-68-1	ДК-02	ДКС-04	ДРГЗ-01
Радиационная толщина, г/см^2	0,21		0,23	0,35	0,22

Продолжение табл.4.8

Тип дозиметра	ДРГЗ-02	ДРГЗ-03	ДП-5	КИД-2
белый	красный
Радиационная толщина, г/см^2	0,37	0,36		0,32	0,27

Чтобы исключить различное влияние β-излучения на показания дозиметров, необходимо, чтобы дозиметры либо имели одинаковую толщину, либо были нечувствительны к β-излучению. Поэтому в инструктивном указании Госстандарта СССР для устранения расхождения показаний дозиметров ДП-5 и ДРГЗ в зоне ЧАЭС рекомендовалось измерения дозиметрами ДРГЗ проводить с надетым на блок детектирования дополнительным экраном из алюминия толщиной 3 мм, или другого легкоатомного материала толщиной 0,7 г/см².

Опыт проведения дозиметрических измерений при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС еще раз подтвердил несовершенство концепции инструментального контроля радиационной безопасности, необходимость отказа от экспозиционной дозы и ее мощности, перехода к прямым измерениям поглощенной и эквивалентной доз, выработки требований к дозиметрам этого класса и создания системы метрологического обеспечения измерений новых величин.

Дата добавления: 2015-07-20