Содержание материала

Общая численность персонала, облучение которого связано с аварией, составляла 1946 человек.
Этот контингент лиц можно разделить на три группы.

  1. Свидетели аварии - 160 человек, находившихся в момент аварийного разрушения в здании 201 (125 человек технического персонала РХЗ; 29 человек из строительной организации СХК и 6 человек военизированной охраны).
  2. Пожарные - 20 человек, прибывшие через 1-2 мин после взрыва, ликвидировавшие очаг загорания в течение 10 мин.
  3. Участники ликвидации последствий аварии в период с 6 апреля по 1 августа 1993 г. - 1920 человек (включая 154 человека из числа свидетелей аварии), в том числе: РХЗ - 1185 человек, ремонтно-механический завод СХК - 139 человек, другие подразделения СХК - 388 человек, сторонние организации - 208 человек.

Внешнее γ-облучение

В момент разрушения аппарата АД-6102/2 ближе всех к нему находились три работника строительной организации и один солдат охраны (рис. 4.6). Остальные люди располагались на значительном удалении в соседних с машинным залом помещениях. Все свидетели аварии были в штатном комплекте спецодежды (нательное белье, комбинезон, шапочка и спецобувь).

Рис. 4.6. Месторасположение персонала в момент аварии в здании 201

При разрушении аппарата и взрыве газов сработала дозиметрическая сигнализация. В соответствии с планом мероприятий по защите персонала в случае радиационной аварии все работники, которые находились в здании 201, были оповещены и собраны в чистом помещении. Сразу после оповещения об аварии персонал воспользовался средствами индивидуальной защиты органов дыхания (типа “Лепесток”), которые хранятся вблизи рабочих мест. Травм и несчастных случаев у свидетелей аварии не было.
Руководством РХЗ было дано указание персоналу, не занятому первоочередными работами, покинуть территорию завода.
Индивидуальный дозиметрический контроль свидетелей аварии показал, что дозы выше порога чувствительности дозиметров типа ИФКУ, равного 0,2 мГр, получили лишь 6 человек. Для них значения индивидуальных доз находились в пределах от 0,2 до 0,5 мГр.
Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения пожарных осуществлялся с помощью термолюминесцентных дозиметров типа ИКС-А.
Из общего числа пожарных (20 человек) дозы ниже порога чувствительности 1 мГр получили 6 человек. Остальные получили дозы от 1 до 7 мГр. Средняя индивидуальная доза для пожарных составила 4 мГр.
Анализ доз облучения участников ликвидации последствий аварии за 4 месяца по результатам индивидуального дозиметрического контроля показал, что средняя индивидуальная доза была равна 4,64 мЗв. Коллективная доза от внешнего γ-излучения для 1920 человек составила 8,91 чел.-Зв, в том числе для 1185 сотрудников РХЗ — 5,85 чел.-Зв.
Распределение персонала различных организаций СХК по диапазонам полученных доз внешнего γ-излучения приведено в табл. 4.5 и на рис. 4.7.

Таблица 4.5
Распределение персонала СХК и сторонних организаций по диапазонам доз внешнего облучения [5]


Подразделение

Количество человек

до 15 мЗв

15-25 мЗв

25-40 мЗв

40-50 мЗв

более
50 мЗв

РХЗ

1043

95

39

8

-

Другие
подразделения

375

13

-

-

-

Ремонтномеханический завод

137

2

-

-

-

Сторонние организации

189

12

5

2

-


Рис. 4.7. Распределение индивидуальных доз внешнего γ-облучения работников РХЗ и других организаций (первые 8 месяцев) (1204 чел.) в 1993 г.
Видно, что основной дозовый предел для персонала, установленный нормами радиационной безопасности для нормальной деятельности (50 мЗв год), превышен не был.

Внешнее β-облучение

Опыт ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС свидетельствует о значимости внешнего β-облучения при проведении восстановительных работ на аварийном объекте. Однако как до аварии на ЧАЭС, так и после нее индивидуальные бета-дозиметры на предприятиях атомной промышленности и энергетики России не применяются. Поэтому для оценки доз внешнего β-облучения использовались расчетные методы, основанные на интегрировании по пространственным переменным функции влияния точечного изотропного источника, которая описывает распределение дозы в бесконечной однородной тканеэквивалентной среде [9].
Отношения мощностей доз β- и γ-облучения, рассчитанных для кожи лица, хрусталика и гонад участников ЛПА, приведены в табл. 4.6.

Таблица 4.6
Отношение мощностей доз β- и γ-излучений (Ρβ/Ργ) для первых суток после аварии в местах проведения работ [5]


Место проведения работ

Ρβ/Ργ

Кожа лица

Хрусталик

Гонады

Промплощадка РХЗ

5,7

1,1

0,7

Крыша здания 201

15

3,0

1,6

Машинный зал

21

4,0

2,1

Коммуникационный коридор

27

2,9

1,6

Следует отметить, что доза β-облучения кожи лица, хрусталика и гонад практически полностью определялась 106Ru вместе с дочерним нуклидом 106Rh, в то время как их вклад в дозу γ-облучения составлял лишь около 10%.
Расчет эквивалентных доз внешнего облучения по органам и тканям человека и эффективных доз показал, что вклад β-излучения в эффективную дозу внешнего облучения составил примерно 9% при работах на промплощадке, около 20% при работах на крыше здания 201, в коридорах и в машинном зале.

Внутреннее облучение от инкорпорированных γ-излучающих радионуклидов

Контроль содержания радионуклидов в организме у персонала проводился на установке СИЧ с минимально детектируемой активностью (МДА) 1,11 кБк по 106Ru и 103Ru, 1,48 кБк по 95Zr и 0,74 кБк по 95Nb при погрешности ± 30%. С апреля по август 1993 г. были обследованы 732 человека, в том числе 296 работников РХЗ.
Наиболее значимым радионуклидом при внутреннем облучении является 106Ru. Его содержание выше МДА было выявлено лишь у 15 сотрудников РХЗ (около 5%) при максимальном значении 20 кБк. Это означает, что ожидаемая эффективная доза от инкорпорированного 106Ru у 95% работников РХЗ была ниже 0,7 мЗв. Было также оценено, что эквивалентная доза на легкие от 106Ru для семи лиц с максимально зарегистрированным содержанием составила 15-50 мЗв, а эффективная доза - 3-9 мЗв.
Если распределение индивидуальных доз внутреннего облучения аппроксимировать логнормальным распределением со стандартным геометрическим отклонением βg=3 [10], то среднее арифметическое значение распределения оценивается величиной 0,3 мЗв. Таким образом, эффективная доза от инкорпорированных β-γ-излучающих радионуклидов составляет около 5 % от внешнего облучения.
Внутреннее облучение от инкорпорированного плутония
Дозы облучения при ингаляционном поступлении 239Рu для участников ликвидации последствий аварии оценивались двумя методами:
сравнением результатов измерений активности 239Рu в моче, проведенных в биофизической лаборатории в предыдущие годы и после аварии;
расчетным путем, исходя из соотношения 239Рu и 106Ru в местах проведения работ.
По данным биофизического контроля среди 80 человек, которые обследовались первым методом в предшествующие 7 лет до аварии, не удалось выявить достоверных различий содержания 239Рu и оценить значение аварийного поступления.
По второму методу, принимая соотношение активности 239Рu и 106Ru в воздухе при работах по ЛПА, равным 0,7103, было оценено среднее значение эквивалентной дозы в легких от инкорпорированного 239Рu - 1,6 мЗв, что соответствует эффективной дозе 0,2 мЗв.
Эффективная доза облучения от всех факторов радиационного воздействия
Анализ отдельных составляющих облучения показывает, что ведущим фактором радиационного воздействия как для свидетелей аварии, так и для персонала, участвовавшего в ликвидации последствий аварии, являлось внешнее γ-облучение. Эта составляющая дозы достаточно точно определялась по результатам индивидуального дозиметрического контроля для всех лиц и в среднем составила 4,64 мЗв.
Остальные составляющие эффективной дозы облучения по отношению к внешнему γ-облучению были оценены следующим образом:
~ 20% - внешнее β-облучение открытых участков тела;
5 % - внутреннее облучение от β-γ-излучающих радионуклидов;
3 % - внутреннее облучение от инкорпорированного 239Рu.
Таким образом, при средней индивидуальной дозе 5,85 мЗв полная коллективная доза на персонал за весь период ЛПА составила 11,2 чел.-Зв.