Авария на Чернобыльской АЭС - Участники ликвидации последствий аварии  -  Чернобыльская АЭС

Для лиц, участвующих в ликвидации последствий аварии, в основном имело место внешнее облучение. К сожалению, до середины июня 1986г. обеспечить повсеместно эффективную работу служб дозиметрического контроля не удалось. Начиная с июня- июля контроль за индивидуальными дозами гражданских ликвидаторов проводился с помощью термолюминесцентных дозиметров (ТЛД), а для военнослужащих - пленочных или ТЛД-дозиметров, которые выдавались одному из членов группы, а также расчетным путем (измеренные уровни γ-излучения в местах проведения работ умножались на длительность работы). Неопределенности оценки индивидуальных доз, полученных различными способами, составляли [184, 185]:
50% — для инструментального метода;
до 300% — в случае групповой инструментальной дозиметрии; до 500% — для расчетного метода.
Характерные значения индивидуальных доз внешнего облучения различных категорий ликвидаторов в 1986-1987гг. приведены в табл. 3.62 [185].
К отдельной группе ликвидаторов, которые могли получить существенные дозы внешнего облучения, следует отнести 1125 летчиков экипажей вертолетов, которые были привлечены к аварийным работам в течение первых трех месяцев после аварии.  

Таблица 3.62
Индивидуальные и коллективные дозы облучения ликвидаторов последствий аварии в 30-км зоне ЧАЭС в 1986-1987 гг. [185]

Дозы облучения этих пилотов были оценены на основании либо показаний индивидуальных дозиметров, либо расчетов [186]. Примерно для 200 летчиков дозы, полученные расчетным методом, сравнивались с данными прямых измерений. Распределение доз было следующим:
а)    менее 50 мГр - примерно для 10% летчиков;
б)    от 50 до 100 мГр - примерно для 33%;
в)    более 100 мГр - примерно для 57%.
Средние дозы составили порядка 0,26 Гр для членов экипажей вертолетов, которые принимали участие в ликвидации последствий аварии с конца апреля до начала мая, и 0,14 Гр для летчиков, которые подверглись облучению с начала мая.
Существенное снижение индивидуальных доз ликвидаторов в последующие годы наглядно иллюстрируется данными табл. 3.63.
Кроме общего γ-облучения ликвидаторы получили дозы облучения на кожные покровы за счет внешнего β-излучения, а также дозы облучения щитовидной железы и дозы внутреннего облучения. Дозы облучения незащищенных кожных покровов от β-излучения, согласно проведенным оценкам [185,188], были в несколько раз выше доз от γ-излучения. Отношение мощностей доз суммарного β-γ-излучения к мощности дозы γ-излучения, измеренных на уровне лица, колебалось от 2,5 до 11 (среднее значение около 5) для обычных работ по дезактивации и от 7 до 50 (среднее значение 28) для дезактивации в центральном зале реактора III блока.
За счет ингаляционного поступления ¹³¹I и короткоживущих радиоактивных изотопов йода у ликвидаторов, находившихся на промплощадке в первые несколько недель после аварии, сформировались поглощенные дозы облучения щитовидной железы в среднем около 0,21 Гр [189].

Таблица 3.63
Распределение персонала 30-км зоны Чернобыльской АЭС по диапазонам облучения [187] (первая строка - численность персонала, вторая строка - процент от общей численности)

В период с 30 апреля по 7 мая 1986 г. измерения in vivo щитовидной железы были проведены более чем у 600 ликвидаторов. Предварительные оценки доз облучения щитовидной железы (в предположении одноразового поступления в день аварии и отсутствия профилактики стабильным йодом) показали следующее: 64% ликвидаторов получили дозы менее 0,15 Гр; 33% — в диапазоне 0,15-0,75 Гр; 2,5% — в диапазоне 0,75 — 1,5 Гр, а остальные 0,5% — в диапазоне 1,5-3,0 Гр [189]. Медианное значение отношения поглощенной дозы в щитовидной железе к дозе общего облучения было равно 1,3.
Дозы внутреннего облучения от поступления в организм ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ^’Sr, ²³⁹Pu и других радионуклидов определялись примерно у 300 ликвидаторов, которые находились под контролем в период с июня 1986 г. по сентябрь 1987 г. Значительная часть из них - это персонал ЧАЭС, принимавший участие в ЛПА, начиная с третьих-четвертых суток после аварии. Оценки дозы были основаны на анализе результатов прямых измерений содержания γ-излучающих радионуклидов в организме на установке СИЧ и концентрации радионуклидов в экскретах. Среднее значение ожидаемой (за 50 лет) эффективной дозы от поступления радионуклидов в организм оказалось равным 85 мЗв [190].