Разработка метода идентификации и количественной оценки аларовского лимита эффективной дозы в регламенте радиационного контроля персонала АЭС тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.01 ВАК РФ

ОДЕСЬКИЙ ДЕРЖАВНИЙ ПОЛІТЕХНІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ

'і ;

л7: * її

С'.Г'''/

Гарін Євген Володимирович

УДК 539.12.074; 621.039.5

РОЗРОБКА МЕТОДУ ІДЕНТИФІКАЦІЇ І КІЛЬКІСНОЇ ОЦІНКИ АЛАРІВСЬКОГО ЛІМІТУ ЕФЕКТИВНОЇ ДОЗИ У РЕГЛАМЕНТІ РАДІАЦІЙНОГО КОНТРОЛЮ ПЕРСОНАЛУ АЕС

01.04.01 - Фізика приладів, елементів і систем

АВТОРЕФЕРАТ

дисертації на здобуття наукового ступеня кандидата фізико-математичішх наук

Одеса - 2000

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана в Одеському державному політехнічному університеті

Міністерства освіти України

Науковий керівник доктор фізико-математичних наук, професор Русов Віталій Данилович,

Одеський державний політехнічний університет, завідувач кафедрою теоретичної та експериментальної ядерної фізики

Офіційні опоненти: доктор фізико-математичних наук, ст. н. с.,

Павлович Володимир Миколайович,

Науковий центр “Інститут ядерних досліджень” НАД .України, завідувач відділом теорії фізики ядерних реакторів

доктор фізико-математичних наук, професор, Глушков Олександр Васильович,

Одеський гідрометеорологічний інститут, завідувач кафедрою обчислювальної та прикладної математики

Провідна установа Київський національний університет ім. Тараса Шевченка

Захист відбудеться “І'Р'Шіїиіїл 2000 р. о годині на засіданні Спеціалізованої Вченої Ради Д 41.052.06 Одеського державного політехнічного університету за адресою: 650044, м. Одеса, пр. Шевченка, 1.

З дисертацією можна ознайомитися в бібліотеці Одеського державного політехнічного університету за адресою: 650044, м. Одеса, пр. Шевченка, 1.

Автореферат розісланий ‘■і- 2000 р.

Вчений секретар уі// ■ //

Спеціалізованої Вченої Ради //у Зеленцова Т.М.

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність теми Стохастична мікродозиметрія € одним із методів експериментальної прикладної ядерної фізики, що найбільше динамічно розвиваються, для рішення радіаційних задач, пов'язаних із визначенням характеру мік-ророзподілення поглиненої енергії, переданій середовищу іонізуючим випромінюванням. Серед фундаментальних задач стохастичної мікродозиметрії однією із самих принципових є, так звана, проблема малих доз, тобто проблема інтерпретації та оцінки біофізичної дії малих доз іонізуючого випромінювання. Аналіз сучасних концепцій і підходів до оцінки біофізичної дії малих доз іонізуючого випромінювання показує, що в даний час не існує єдиної загальноприйнятої концепції. Використовувані для оцінки генетичного ризику малих доз моделі, засновані на лінійній безпоріговій концепції, носять екстраполяційний характер, не мають міцного біологічного обгрунтування і входять у суперечність із наявними експериментальними даними. Найбільше розвинутими серед нелінійних моделей, що вперше пояснили порогові біологічно детерміновані ефекти і спро-гнозували раніше невідомі явища, є ідеологічно близькі між собою модель фундаментальної програмованої реакції клітин, що викликана малими дозами (Андреев, Спитковський,1983; Спитковський, Тализіна, 1994) і термодинамічна теорія біологічних фазових переходів у зовнішніх радіаційних полях (Русов, 1992; Русов, Зеленцова, 1997).

Те, що проблема носить не просто академічний характер, а має серйозні наслідки, підтверджується висновком авторитетної наукової групи Е.Б. Бурла-кової: смертні випадки від лейкозів при опроміненні в малих дозах можуть бути по розмірах порівняні зі смертністю від лейкозів для доз опромінення в десятки разів більш високих*

Якщо врахувати, що область малих доз лежить у межах від десятих часток (фоновий діапазон) до декількох десятків мЗв, а розмір ліміту ефективної дози, наприклад, для категорії А складає 20 мЗв, то стає очевидним, що три найбільше актуальні і болючі точки дотику стохастичної мікродозиметрії з радіобіологією (принцип АЬАІІА, проблема малих доз і невизначеність величини ліміту ефективної дози) - є результатом суперечливих спроб знайти єдиний синергетичний і, у відомому смислі, еволюційно-детермінований механізм реакції біофі-

‘ ЧАЭС - Славутич: медицинские аспекты.-К.:Вшца школаД996.- 367 с.

зичної системи типу клітини на передачу їй невеличкої, але статечно визначеної енергії в майже одиничних актах взаємодії випромінювання з речовиною.

Проблема збільшується ще і тим, що дозиметричній практиці для розрахунку ліміту ефективних і еквівалентних доз використовуються не властиві сто-хастичній мікродозиметрії малих доз коефіцієнти якості випромінювання, які визначаються в основному величиною лінійних втрат енергії іонізуючої частинки, тоді як у таких мікрооб’ємах, у яких відбуваються обговорювані вище радіа-ційно-індуцировані ефекти когерентної поведінки біологічних об'єктів, не застосовна не тільки концепція лінійних втрат енергії заряджених частинок, але і взагалі концепція поглиненої дози. У області малих доз предметом вимірів стає енергія, передана в одиничних актах взаємодії випромінювання з речовиною. А це вже об'єкт дослідження для якісно інших понять, наприклад, таких як середня питома енергія спектра одиночної події <2;> і частотне середнє дозозалежної питомої енергії <2>, що особливо важливо в тій частині дозиметрії, що стосується мікродозиметричних вимірів у нестаціонарних середовищах - нанодозиме-трії.

Зв’язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Робота зв’язана з планами науково-дослідних робот за п. 2.5 Комплексної програми науково-технічної підтримки експлуатації ЗАЕС (рамковий договір № 69/183), а також тематичними планами НДР кафедри теоретичної та експериментальної ядерної фізики Одеського державного політехнічного університету на 1997-1999 роки.

Мета і задачі дослідження. Метою роботи є розробка теоретичних і експериментальних основ мікродозиметричного методу ідентифікації і кількісної оцінки величини аларівского ліміту ефективної дози для застосування його в регламенті радіаційного контролю персоналу АЕС.

Для реалізації цієї мети необхідно було вирішити такі задачі:

- дослідити рівняння стана біофізичної системи типу клітини в зовнішньому радіаційному полі малих доз іонізуючого випромінювання для одержання кількісної оцінки часу релаксації у вихідний стан біофізичної системи, попередньо опроміненої в критичної точці фазового переходу;

- обгрунтувати визначення відносної біологічної ефективності і одержати кількісне вираження для критерію якості іонізуючого випромінювання в області малих доз;

- узагальнити на нестаціонарні середовища систематику задач дозиметрії, заснованої на критерії малості елементарних чутливих об’ємів;

- на основі розробленого критерцо якості іонізуючого випромінювання в області малих доз дати математичне формулювання базової задачі “созІ-ЬепейІ:” аналізу у рамках ризик-орієнтованого підходу.

Наукова новизна одержаних результатів. Наукова новизна одержаних результатів полягає в тому, що:

- розроблено новий мікродозиметричний метод ідентифікації і кількісної оцінки розміру аларівского ліміту ефективної дози;

- вперше отримані аналітичні результати, що визначають діапазон температур і кількісні оцінки критичної дози, при яких у біоречовині спостерігається радіаційно-індуцирований фазовий перехід першого роду, і часу релаксації біофізичної системи у вихідний стан;

- вперше дане визначення відносної біологічної ефективності в області малих доз і обгрунтована необхідність використання нового коефіцієнта Іх -якості випромінювання і встановлення для нього відповідних регламентованих значень відносної біологічної ефективності для різних видів випромінювання;

- обгрунтований і розроблений критерій біофізичної ідентифікації величини ліміту ефективної дози; .

- дано математичне формулювання базової задачі “собі-ЬєпєйГ’ аналізу у рамках ризик-орієнтованого підходу

Практичне значення одержаних результатів. Практичне значення одержаних результатів полягає в тому, що:

1. Дано статечне обгрунтування коефіцієнта якості іонізуючого випромінювання в області малих і суміжних із ними доз.

2. На основі розробленого критерію біофізичної ідентифікації і статечно визначеного розміру ліміту ефективної дози математично сформульовані задачі, пов’язані із розробкою:

- критерію повноти і достатності радіаційного контролю опромінення персоналу АЕС, що у залежності від вихідних умов визначає вимоги до мінімального обсягу контролю опромінення, а також структуру і послідовність етапів побудови регламенту радіаційного контролю персоналу АЕС;

- ризик-орієнтованого підходу в рамках базової задачі “созІ-ЬепейІ” аналізу, при якому з'являється сенс урахування кожного людино- зиверта, що, у свою

чергу, перетворює принцип ALARA в самоорганізовану систему зниження дозо-вьіх навантажень на персонал і населення до дійсно розумно досяжного рівня.

3. Запропонована узагальнена систематика задач дозиметрії, заснована на критерії малості елементарних чутливих об'ємів у стаціонарних і нестаціонарних середовищах.

Одержані в дисертації результати впроваджені як опорна концепція при розробці регламенту радіаційного контролю персоналу ЧАЕС і використані при виконанні НДР за п.2.5 Комплексної програми науково-технічної експлуатації ЗАЕС (рамковий договір № 69/183).

Особистий внесок здобувана. Всі результати, що становлять основний зміст дисертації, отримані особисто автором, а саме:

1. Розроблено теоретичні й експериментальні основи мікродозиме-тричного методу ідентифікації і кількісної оцінки розміру аларівского ліміту ефективної дози і подальшого його застосування в регламенті радіаційного контролю персоналу АЕС.

2. Отримано аналітичні результати, що визначають як діапазон температур, так і кількісні оцінки розміру критичної дози, при яких у біоречовині спостерігається радіаційно-індуцирований фазовий перехід першого роду, і часу релаксації біофізичної системи у вихідний стан.

3. Одержано кількісне вираження для критерію якості іонізуючого випромінювання в області малих доз.

4. Дане математичне .формулювання постановки базової задачі “cost-benefit” аналізу у рамках ризик-орієнтованого підходу.

Апробація роботи і публікації. Основні положення і результати дисертації доповідалися та обговорені на 4 International school-seminar on Solid State Nuclear Track Detectors, its Application and Dosimetry (Odessa, 1997), International Conference on NPP' Safety and Protection (Odessa, 1997), 5 Міжнародній конференції “Безпека АЕС і підготування кадров” (ІАТЕ-Обнінськ, 1998), сателите 5 Міжнародної конференції-семінарі “Екологія і безпека ядерних технологій” (ІАТЕ-Обнінськ, 1998), XIX International Conference on Nuclear Track in Solids (Besancon, France, 1998), Міжнародній конференції “Міжнародне співробітництво Чорнобилю-99” (Славутич, 1998), IRPA Regional Congress on Radiation Protection in Central Europe (Budapest, Hungary, 1999).

Публікації. Основні результати дисертації викладені в 9 публікаціях, у тому числі 3 статті в наукових фахових виданнях.

Структура та обсяг роботи. Дисертація складається із вступу, чотирьох розділів, висновків, списку літератури і додатка (акта про впровадження результатів роботи). Загальний обсяг дисертації 112 стор. тексту, включаючи 18 стор. ілюстрацій. Список літературних джерел має 114 найменувань.

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі обгрунтована актуальність питань, яким присвячена дисертація, поставлена мета і задачі роботи, сформульовані положення, що виносяться на захист.

У першому розділі дисертації приведений огляд літературних даних по теоретичних, прикладних і нормативних основах регламенту радіаційного контролю на АЕС України. Обговорюються необхідні вимоги до типового регламенту радіаційного контролю на АЕС. Аналізуються сучасні методи і критерії забезпечення повноти радіаційного контролю АЕС, а також концепція граничної еквівалентної дози й існуючі підходи до оцінки біофізичної дії малих доз іонізуючого випромінювання. На основі приведеного літературного огляду сформульована мета роботи.

В другому розділі обговорюється макроскопічна модель біофізичного впливу малих доз іонізуючого випромінювання як подальший розвиток синергетичної моделі RUZE*, що розглядає виникнення так званих радіаційних стохас-тичних ефектів, принаймні багатьох із них, як прояви кооперативного біофізичного явища - конформаційних переходів ядерного хроматина під впливом зовнішнього радіаційного поля. У рамках моделі RUZE когерентне поводження ядерного хроматина в області малих доз , що виражається в різкій зміні власної щільності під впливом “гаря'чей “, але визначеної температури клітини, утворюваною поглиненою енергією зовнішнього радіаційного поля, є тією схованою причиною нелінійності, що давно спостерігається в експериментальній практиці при вивченні залежності доза-ефект при малих дозах, і має універсальний характер, розрізняючись для різних об'єктів значеннями доз, що, у свою чергу, визначається індивідуальною чутливістю цих об'єктів до типу, енергії і флюенсу іонізуючого випромінювання.

* Rusov V.D., Zelentsova T.N. Thermodynamic theory of phase transition in biosubstance from exposure to low doses of ionizing radiation. // Proc of Intern. Conf. on "Low doses of ionizing radiation: biological effects and regulatory control", 17-21 November 1997, Seville, Spain, IAEA-CN-67/156. •

Експериментально виявлені в області малих доз граничні ефекти у відомій залежності доза-ефект (макроефекг) і численні експерименти по спостереженню корельованих із ними конформаційних переходів тилу "глобула - клубок" (мік-роефект), викликаних декощенсацією хроматина під впливом зовнішньої сили, теорія статистичної фізики макромолекул і, зокрема, термодинамічна модель ІІШЕ зв’язують із фазовим переходом першого роду (ФП1) у зовнішньому радіаційному полі. При цьому він супроводжується стрибком об’єму ЛУ=(¥ - У(,) при підвищенні температури, і стрибком ентропії - Бо), що характеризує в силу принципу Ле-Шательє, ступінь поглинання тілом схованої теплоти.

Для визначення аналітичних виражень для критичних значень малих доз, було використано основне рівняння моделі Ш]2Е - розкладання термодинамічного потенціалу ядерного хроматина по параметру порядку 7:

де роль параметра порядку Fpae спряжена зовнішньому дозозалежному полю І) макроскопічна мала величина rj, рівна різниці щільностей в упорядкованій (ро(Т < Tcrit) і неупорядкованій (як правило, високотемпературній (р^Т > Тсп,)) фазах; Фо(Т) - значення потенціалу у вихідній упорядкованій фазі; а=ао(Т - Т0) - у силу мінімуму Ф (tj, Т), тобто вимоги д‘гФ/дт?>0\ fi>0, тому що характер ФП визначається знаком коефіцієнта при if (для ФП1 він негативний); причому для усталеності системи необхідно враховувати член із rf із коефіцієнтом у >0. При цьому всі коефіцієнти при непарних степенях Tj рівні нулю внаслідок гаданої центро-симетричності неупорядкованої фази, що негайно спричиняє симетричність мінімуму Ф (rj) в окрузі ц- ().

Тоді зв'язок параметра порядку т] із зовнішнім дозозалежним полем D внаслідок очевидної вимоги дФ/дг)=0 описується рівнянням стана:

яке дозволяє досліджувати залежності параметра порядку т) від величини поля Г> і температури а=ао(Т - То).

Легко показати, що при фазовому переході першого роду в зовнішньому полі при 0^0, спільне рішення рівняння стана-(2) і двох інших рівнянь, що відповідають появі точки перегину на кривій Ф(ц):

Ф{гі,Т) = Ф0{Т) + ГП6 + /V W-DV.T},

О)

6777s +4j3if +2mj~ DV0 = 0,

(2)

дозволяє знайти значення критичної дози (DV0)сгц '■

^ = (3)

При цьому приводяться також важливі для експериментальної практики ідентифікації “граничної або критичної ситуації” такі аналітичні вираження для значень критичного параметра порядку т}сгц

2 ( \2 1^1

tfcril - {Peri! ~ А) ~ 5у №

і температури Тс,іі. ■

т т 3 ?

г-=7° + 5‘^7-

Параметри термодинамічного потенціалу ао, Р , у можливо оцінити з декількох теплофізичних вимірів поблизу Та, і на практиці їхні реальні значення є украй важливими для характеристики індивідуальної чутливості біооб’єкта (наприклад, персоналу АЕС) до типу, енергії і флюенсу іонізуючого випромінювання. З іншого боку, при можливому зростанні | Те - Тсп11У дозиметричних експериментах із важкими зарядженими частками усе більш явною може стати необхідність урахування подальших членів розкладання залежності параметрів від температури, хоча практична самопогодженість результатів усе ще може бути доброю.

Універсальний характер когерентної поведінки ядерного хроматина в області малих доз обумовив постановку задачі, пов’язану з одержанням кількісної оцінки макроскопічного масштабу часу еволюції т^сго аналізованої біофізичної системи в стоп-експериментах після опромінення в критичній точці при D=Dcon Тобто визначити за який час ттаст біосистема релаксує із локального енергетичного мінімуму, куди вона перемістилася внаслідок радіаційно-індуцированого фазового переходу першого роду, у глобальний енергетичний мінімум, що відповідає вихідному стану біосистеми.

З цією метою в дисертації були використані результати теорії катастроф з урахуванням відомих “угод”, пов’язаних із необхідністю застосування динамічних принципів Максвела або максимального зволікання Тома. Згідно до класифікації теорії катастроф термодинамічний потенціал виду (1) описується сімейством потенціалів типу стандартної деформації катастрофи метелика:

У(х) = ^х6+^Х*+^х3 +^Х2+ік при С=0, а рівняння стана (2) - різноманіттям даної катастрофи (рис.1).

СІ.

N __

Р

Рис І. Типовий перетин розташування різноманіття катастрофи метелика (3) над біфуркацтюю множиною (жирні суцільні пінії в тоїцині керуючих параметрів а і Р при с-> ОЛ

У дисертації приведеній аналіз залежності форми тршеритичного потенціалу катастрофи метелика від зростаючого керуючого параметра О при фіксованих керуючих параметрах (а./7) (рис.2).

Рііс. 2. Залежність форми трикритичного потенціалу від зростаючого параметра 2) при фіксованих параметрах (а, Р).

З аналізу випливає, що радіаційно-індуцирований фазовий перехід відбувається уздовж такої траєкторії, коли глобальний мінімум перескакує з центрального на правий локальний мінімум при В=Всон —>Осг1,. У цьому випадку, наслідуючи Гилмору, можна показати, що макроскопічний масштаб часу релаксації системи з локального мінімуму в глобальний енергетичний мінімум апро-ксимується такою формулою

2л

дгФ дгФ

Ч-'кос ді Ч-Псос _

■ехрі

І ТСоо І кТп

(б)

де, як показано в дисертації, стрибкоподібне радіаційно-стимульована змінення щільності вносить внесок у виробництво ентропії рівний Д5 = а0г£оа, а кривизна функції Ф(г]) у локальному мінімумі і локальному максимумі відповідно рівні

2А02 &Ф

ді? 7 ~Псос ОТ]2 У ’ Я?2 1Т=тІсоа ~ &І1

24

‘ 5 у

(7)

Тоді час релаксації дорівнює

2л/5яг г-~!^'ехр

З £_ 5 а0у.

ап

5/

кТп

(8)

Як показують грубі оцінки вираження (8), макроскопічний масштаб часу релаксації біофізичної системи лежить у межах 10-100 “електронних” (~ 10і с) діб. Тоді, очевидно, що встановлюваний для гранично припустимих рівнів опромінення і норм радіаційної безпеки ліміт ефективної дози повинний (у силу принципу АЬАІІА) визначатися в такий спосіб:

(9)

де І - референтний час опромінення; иу -радіаційний ваговий чинник, що враховується при розрахунку ефективної дози; и’д — радіаційний коефіцієнт якості, використовуваний при розрахунку еквівалентної дози і який характеризує відно-

сну біологічну ефективність різних видів іонізуючого випромінювання (причому значення цього коефіцієнта залежить від характеру мікророзподілення поглиненої енергії, переданій біофізичному середовищу даним видом іонізуючого випромінювання).

У третьому розділі обгрунтовується необхідність уведення нового критерію якості в області малих доз іонізуючого випромінювання. Основним аргументом для цього є те, що розмір коефіцієнта якості, використовуваного в дозиметричній практиці з 1962 р. за рекомендацією МКРЕ, визначається в основному розміром лінійних втрат енергії (ЛВЕ) іонізуючої частинки. Але у мікрооб’ємах, в яких відбуваються викликані малими дозами випромінювання радіаційно-індуцировані ефекти, не застосовна не тільки концепція лінійних втрат енергії заряджених частинок, але і взагалі концепція поглиненої дози. У області малих доз предметом вимірів стає енергія, передана в одиничних актах взаємодії випромінювання з речовиною.

У дисертації пропонується встановити регламентовані значення відносної біологічної ефективності (ВБЕ) для різних видів випромінювання в залежності від такої мікродозиметричної величини як середня питома енергія спектра одиночної події <2і> , тобто коефіцієнт 2/-якості > Кі(<2і>). Надалі під ВБЕ іонізуючого випромінювання розуміється відношення частотного середнього дозоза-лежної питомої енергії <г>і, зразкового рентгенівського випромінювання до частотного середнього дозозалежної питомої енергії <г>х аналізованого виду випромінювання, що викликають однаковий біологічний ефект - фазовий перехід першого роду:

(2в) (у) '(гі)

ВБЕ = \ -(-■ у-V ~, (10)

де <2>х і <2>і - середні питомі енергії спектра одиночної події зразкового рентгенівського та аналізованого випромінювань відповідно; <у>х і <у.>, - середнє число подій енерговвділення в даному мікрооб’ємі порівнюваних випромінювань.

Тоді, у силу рівності ме~Кі{<2і>) і перелозначення му -м/,, одержимо точний вид рівняння (9):

ЛДЕсоа <Е (11)

На основі універсальної аналітичної залежності “доза-ефект”, отриманої в рамках узагальненої каскадно-стохастичної моделі мікродозиметрії в стаціонарних і нестаціонарних середовищах (Русов В. Д., Зелеіщова Т.М., 1997) розроблена експериментальна методика виміру середньої питомої енергії одиночної події <2>> в області малих доз.

Виходячи з приведених особливостей нанодозиметрії та існуючих уявлень про принципи систематики задач дозиметрії (за Івановим В.І., Лисцовим В.М., 1990; Русовим В.Д., Зеленцовою Т.М., 1997), запропонована узагальнена систематика задач дозиметрії на основі критеріїв малості елементарних чутливих об’ємів у стаціонарних і нестаціонарних середовищах:

У четвертому розділі обговорюються питання математичного формулювання задачі, пов'язаної з повнотою і принципом достатності радіаційного контролю опромінення персоналу АЕС, і постановка на її основі базової задачі “собі-Ьсіісіи” анатізу в рамках ризик-орієнтованого підходу. Формулюються вимоги до мінімального обсягу контролю опромінення персоналу, виходячи з основних цілей цього виду діяльності відповідно до чинних нормативних документів і методичних рекомендацій.

Контроль за персоналом відповідно до НРБУ-97 передбачає три основні складові - індивідуальний контроль зовнішнього і внутрішнього опромінення і контроль за радіаційною обстановкою в помешканнях, які взаємно доповнюючи один одного, одночасно складають єдину систему радіаційного контролю за персоналом. При цьому радіаційний контроль містить у собі такі види прямих вимірів:

- потужність експозиційної дози, сумарна /^-активність, щільність потоку @-частинок, нейтронів, а-частйнок (для контролю за радіаційною обстановкою в помешканнях і на території АЕС) у режимі “оп-ііпе”;

- концентрації дозоутворюючих радіонуклидів у пробах об'єктів навколишнього середовища (для контролю за радіаційною обстановкою в помешканнях і на території АЕС);

- індивідуальний дозиметричний контроль за зовнішнім опроміненням персоналу за допомогою індивідуальних дозиметрів;

- проб сечі і крові на СІЧ і шляхом спектрометрії (для контролю за внутрішнім опроміненням усього тіла й окремих органів і тканин);

- контроль забруднення поверхні шкірних покровів і одягу.

Тоді ціль радіаційного контролю за опроміненням персоналу полягає в одержанні інформації про рівні опромінення людей і необхідних параметрів радіаційної обстановки, що забезпечує повноту контролю, у тому числі і повноту контролю за не перевищенням основних дозових меж (ОДП) і припустимих рівнів (ПР). При цьому, при визначенні повноти радіаційного контролю використовується принцип достатності інформації, що полягає в одержанні інформації, достатньої для того, щоб із ймовірністю Р, не нижче заданої Р0, визначити рівні опромінення людей і необхідні параметри радіаційної обстановки в будь-якій точці контрольованого простору в будь-який момент часу. Таким чином, задача оптимізації контролю зводиться до вибору мінімально необхідних різновидів контролю і періодичності кожній із них.

Формалізація задачі побудови регламенту контролю полягає в такому. Нехай п - число вимірюваних дозоутворюючих параметрів; У{, т - число контрольованих параметрів X,, що обумовлюють річну ефективну еквівалентну дозу; Су =(С71,СУ2,...,Су,) і Сх = (СХІ,СХ2,...,СХт) - вектори, компоненти яких є відповідно контрольними рівнями для кожного з вимірюваних і контрольованих параметрів відповідно; Дг = (ДГ1,-ДГЇ,...,ДГ|1) і Ах = (АХІ,АХ2,...,АХт) - вектори, компоненти яких е довірчими інтервалами для кожного з установлюваних компонент контрольних рівнів вимірюваних і контрольованих параметрів відповідно. Для наступного спрощення математичного запису рівнянь введемо оператор впливу У в такий спосіб:

У>;=ЛГД7,.)=^. (12)

Тоді результати впливу і -ого виміру У,- на величину кожного контрольованого параметра з усього списку параметрів, що складають вектор X, у силу (12), можна записати як добуток діагональної матриці впливу на матрицю контрольованих параметрів, число повторюваних рядків у котрої дорівнює числу вимірів п:

Хи ха . ■■ Хія

М-Ік, хг . ■ х» ха ■

хл Хл ■ ■■ Х„„

де 8,к - символ Кронекера, Хі} - величина поглиненої дози контрольованого параметрау і- вимірі.

Тоді, повнота вимірів визначається рангом лозової матриці (13), а необхідною викогою повноти радіаційного контролю є виконання одночасно для кожного і -ого виміру величини У, і j -ото контрольованого параметра Х1 таких систем рівностей-нерівносгей, що утворяться шляхом підсумовування Х](Уі) по і-рядках і по у - стовпцях матриці (13) відповідно:

ЕВДЬ *((*,))■*. •ф',) <к({2,))-а,-{Сп+ АГІ), (14)

ІХДГі)=^5СЛ-/+Д.гу, (15)

1-І

при очевидній умові дозового балансу:

2№>К(МЯІ*/. (16)

>=і >і

де АТ<Г/>) - коефіцієнт якості [Зв/Га], що залежить від середньої питомої енергії одиночної події Сі>, а, - дозовый коефіцієнт \Гр/], що перетворює розмірність і величину вимірюваної величини К,- [•] у розмірність і величину дози [Гр].

Відзначається, що умови (14-15) не є лінійно незалежними, тому що їхні праві частини пов'язані умовою дозового балансу (16). Тобто число лінійно незалежних рівнянь, а значить число базисних перемінних, дорівнює т+п-1. Загальне число перемінних Ху у нашій задачі дорівнює ти. Тоді число вільних перемінних і, як слідство, число додаткових прямих вимірів Ху, дорівнює

к=т-п -(т +п-1) =(т-1){п-1).

У ньому випадку задача повноти радіаційного контролю зводиться до визначення значень контрольних рівнів вимірюваних параметрів, не перевищення котрих достатньо для висновку про те, що можливий максимум величини дози не перевищує своєї регламентованої величини ЛДв (так званого ліміту ефективної дози) при заданому обсязі контролю, тобто в силу (14-15) і умови (11) шукається максимум лінійної форми

шах{ї = Ас*> +Лп)}^7с00^1>. •-Ч^((^/)-Аоткі7)

/.І Й.І ) /-1

З іншого боку, встановлення контрольних рівнів вимірюваних параметрів дозволяє в межах ризик-орієигованого підходу сформулювати підхід до рішення основної задачі “совІ-ЬепейІ” аналізу (оцінки вартості дозовиграт, що відповідають рівню опромінення), який базується на лінійній безпороговій моделі доза-ризик, і зводиться до рішення відомої задачі у загальному випадку нелінійного стохастичного програмування, тобто до “транспортної'” радіаційної задачі з правильним балансом (16), умовами-нерівностями (14-15) і мінімізованою лінійною функцією

І = X £ св • рч АГ )) • а, ■ с, • рі ■ (СУІ + Аг, )^тіп5

(«1 j-\ («1

де Су - нелінійна функція вартісної оцінки людино-зиверта, рц - ризик-йомо-вірність настання дозового ефекту від величини дози Ху.

У такий спосіб кожному значенню правих частин нерівностей (14-15) буде відповідати визначений регламент контролю. При цьому регламент буде припустимим, якщо виконується нерівність (16), перевірка якої полягає в рішенні задачі "лінійного програмування” (17), а саме в знаходженні максимуму значення лінійної форми, заданої на деякій області, обумовленій системою нерівностей.

У зв'язку з поданою ієрархічно пов'язаною послідовністю етапів побудови регламенту радіаційного контролю помешкань, що випливає з приведеної вище постановки задачі (14-17), запропонована класифікація зон і приведені чисельні критерії зонірування помешкань по потужності припустимої еквівалентної дози, які розраховані на основі установлених у даний час дозових меж.

ВИСНОВКИ

1. На основі термодинамічної теорії біофізичного впливу матих доз вперше отримані аналітичні результати, що визначають:

- діапазон температур і кількісну оцінку величини критичної дози, при

яких у біоречовині спостерігається радіаційно-індуцирований фазовий перехід першого роду; .

- кількісну оцінку макроскопічного масштабу часу релаксації тпіасг<> біофізичної системи, попередньо опроміненої в точці фазового переходу, у вихідний стан.

2. На основі отриманих аналітичних виражень для значень критичних доз і макроскопічного масштабу часу релаксації ттасгв, дане обгрунтування і розроблений критерій біофізичної ідентифікації величини ліміту ефективної дози.

3. Показано, що в області малих доз для мікрооб’ємів, в яких відбуваються радіаційно-індуцировані ефекти когерентної поведінки біофізичної системи, не застосовна не тільки концепція лінійних втрат енергії іонізуючого випромінювання, але і взагалі концепція поглиненої дози.

У рамках мікродозиметрії дане статечне визначення відносної біологічної ефективності й обгрунтована необхідність використання замість коефіцієнта JIBE - якості нового коефіцієнта Zr якості випромінювання на основі такої мік-родозиметричної величини як середня питома енергія спектра одиночної події <2і>, а також встановлення для нього відповідних регламентованих значень відносної біологічної ефективності для різних видів випромінювання.

4. Розроблено експериментальну методику виміру середньої питомої енергії спектра одиночної події <ц> в області малих доз.

5. Запропоновано узагальнену систематику задач дозиметрії, засновану на критерії малості елементарних чутливих об’ємів у стаціонарних і нестаціонарних середовищах.

6. На основі розробленого критерію біофізичної ідентифікації і відповідного величину ліміту ефективної дози математично сформульована задача, пов'язана з повнотою і принципом достатності радіаційного контролю опромінення персоналу АЕС, яка у залежності від вихідних умов визначає вимоги до мінімального об’єму контролю опромінення, а також структуру і послідовність етапів побудови регламенту радіаційного контролю персоналу АЕС.

7. У рамках ризик-орієнтованого підходу дано математичне формулювання базової задачі “cost-benefit” аналізу на підставі розробленого підходу до визначення величини ліміту ефективної дози. Відзначається, що при такому підході природною уявою з’являється зміст урахування кожного людино-зиверта, що, у свою чергу, перетворює принцип ALARA не просто в декларацію, а в самоорга-нізовувану систему зниження, дозових навантажень на персонал і населення до дійсно розумно досяжного рівня.

СПИСОК ОПУБЛІКОВАНИХ АВТОРОМ ПРАЦЬ ЗА ТЕМОЮ ДИСЕРТАЦІЇ

1. Русов В.Д., Зеленцова Т.Н., Гарин Е.Н. Принцип ALARA, естественный лимит эффективной дозы и проблема малых доз в стохастической микродо-зиметрш // Ядерная и радиационная безопасность. - 1998. - Т 1, N 1. - С.23-57.

2. Носовский А.В., Хомазюк И.Н., Гарин Е.В., Митичкина И.Н. Дозиметрическое сопровождение медицинских и эпидемиологических исследований // Чернобыльская атомная электростанция - Славутич / Под ред. Бебешко В.Г., Носовского А.В., Базыки Д.А. - К.: Вища школа, 1996. - С.17-51.

3. Unit “Shelter” / Gerasko V.N., Nosovsky A.V., Shcherebin V.N., Oskolkov B. Ya., Klyuchnikov A.A., Korneev A.A., Kupny V.I., Garin E.V. / Ed. by Klyuchnikov A.A. - Slavutich: Ukratomizdat, 1998. - 220 p.

4. Rusov V.D., Zelentsova T.N., Garin E.V. Track biodetectors and problem of low doses of radiation // Proc. of XIX Intern. Conf. on Nuclear Tracks in Solids. -Becanson (France). - 1998. - P. 123.

5. Носовский A.B., Гарин E.B., Истомин Н.И., Перминов В.Г. Общие подходы к реконструкции систем радиационного контроля на атомных электрических станциях. - К.: 1998 - 8 с. (Препр. / МНТЦ Укрытие Чернобыль НАН Украины; 98-10 ).

6. Берковский В.Б., Лихтарев И.А., Ратна Г.Г., Репин B.C., Гарин Е.В., Ильичев С.В., Носовский А.В. Автоматизированная система реконструкции эффективной дозы внутреннего облучения участников ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. - К. - 1998.-11 с. (Препр. / МНТЦ Укрытие Чернобыль НАН Украины; 98-11).

7. Rusov V.D., Zelentsova T.N., Garin E.V. Thermodynamical model of action of low doses, ALARA principle and limit of an effective dose. // Proc. of IRPA Regional Congress on Radiation Protection in Central Europe. - Budapest (Hungary). -1999.-P. 9-18.

8. Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на АЭС / Бодовс-кий В.П., Гарин Е.В., Глыгало В.Н., Шостак В.Б. - Славутич: Укратомиздат, 1999. - 405 с.

9. Клименко И.К., Гарин Е.В., Носовский А.В., Тараненко Л.И. Отраслевая система аварийного реагирования. Внешний кризисный центр Чернобыльской АЭС // Научные и технические аспекты международного сотрудничества в Чернобыле - Славутич: Укратомиздат. - 1999.- С. 370-380.

Гарін Є.В. Розробка методу ідентифікації і кількісної оцінки величини аларівського ліміту ефективної дози в регламенті радіаційного контролю персоналу АЕС. - Рукопис. .

Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата фізико-математичних наук за спеціальністю 01.04.01 - фізика приладів, елементів і систем. - Одеський державний політехнічний університет, Одеса, 2000.

На основі термодинамічної теорії біофізичного впливу малих доз вперше отримані аналітичні результати, що визначають діапазон температур і кількісну оцінку величини критичної дози, при яких у біоречовині спостерігається радіа-ційно-індуцирований фазовий перехід першого роду, а також кількісну оцінку макроскопічного масштабу часу релаксації біофізичної системи, попередньо опроміненої в точці фазового переходу, у вихідний стан.

Ці результати дозволили вперше дати визначення відносної біологічної ефективності і одержати кількісне вираження для критерію якості іонізуючого випромінювання в області малих доз, що, у свою чергу, дозволило обгрунтувати критерій біофізичної ідентифікації величини ліміту ефективної дози, що природним чином вказує нижню межу дії принципу ALARA.

На основі розробленого критерію біофізичної ідентифікації і відповідної величини ліміту ефективної, дози дане математичне формулювання задачі, пов'язаної з повнотою і принципом достатності радіаційного контролю опромінення персоналу АЕС, що у залежності від вихідних умов визначає вимоги до мінімального обсягу контролю опромінення, а також структуру і послідовність етапів побудови регламенту радіаційного контролю персоналу АЕС.

У рамках ризик-орієнтованого підходу, що враховує принципово нове визначення якості іонізуючого випромінювання в області малих доз, запропоноване математичне формулювання постановки базової задачі “cost-benefit” аналізу.

Ключові слова: системи ядерної і радіаційної безпеки, іонізуюче випромінювання, мали дози, критерій якості іонізуючого випромінювання, ліміт ефективної дози, принцип ALARA, регламент радіаційного контролю, персонал АЕС.

Garin Е. V. Development of method of identification and quantitative estimation of ALARA limit of an effective doze in the radiation monitoring regulation of NPP’s personnel. - Manuscript.

Thesis for candidate of sciences degree of physics and mathematical by speciality 01.04.01 - physics of devices, elements and systems. - Odessa State Polytechnic University, Odessa, 2000.

On the basis of thermodynamic theory of low dozes biophysical action the analytical results defining range of temperatures and quantitative estimation of critical doze at which in biosubstance the radiation-induced phase transition of the first kind is observed, and also quantitative evaluation of a macroscopic time scale of a relaxation of biophysical system beforehand irradiated in doze-depended area of phase transition to initial state for the first time are obtained.

These results have allowed for the first time to give the determination of relative biological efficiency and to obtain quantitative expression for a criterion of ionizing radiation quality in the area of low dozes, that, in turn, has allowed to ground criterion of biophysical identification of value of a limit of an effective doze, which naturally indicates a low bound of ALARA principle action.

On the basis of developed criterion of biophysical identification and appropriate value of limit of an effective doze the task connected to completeness and a principle of sufficiency of radiation monitoring of NPP’s personnel irradiation, and which in dependence from initial conditions predetermines the requirements to minimum volume of irradiation monitoring, and also structure and sequence of stages of regulation development of NPP’s personnel radiation monitoring is mathematically formulated.

The mathematical formulating of a base task of «cost-benefit» analysis in frameworks of risk - oriented approach taking into account on principle new determination of quality of an ionizing radiation in area of low dozes is offered.

Key words: systems of nuclear and radiation safety, ionizing radiation, low dozes, criterion of ionizing radiation quality, limit of an effective doze, principle ALARA, regulation of radiation monitoring, NPP’s personnel.

Гарин Е.Б. Разработка метода идентификации и количественной оценки аларовского лимита эффективной дозы в регламенте радиационного контроля персонала АЭС. - Рукопись.

Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук по специальности 01.04.01 - физика приборов, элементов и систем.

- Одесский государственный политехнический университет, Одесса, 2000.

Диссертация посвящена разработке теоретических и экспериментальных основ микродозиметрического метода идентификации и количественной оценки величины аларовского лимита эффективной дозы и применению его в регламенте радиационного контроля персонала АЭС.

На основе термодинамической теории биофизического воздействия малых доз впервые получены аналитические результаты, определяющие диапазон температур и количественную оценку критической дозы, при которых в биовеществе наблюдается радиационно-индуцированный фазовый переход первого рода, а также количественную оценку макроскопического масштаба времени релаксации биофизической системы, предварительно облученной в дозозависимой области фазового перехода, в исходное состояние. Эти результаты позволили впервые дать определение относительной биологической эффективности (ОБЭ) и получить количественное выражение для критерия качества ионизирующего излучения в области малых доз, что, в свою очередь, позволило обосновать критерий биофизической идентификации величины лимита эффективной дозы, который естественным образом указывает нижнюю границу действия принципа ALARA.

Показано, что в области малых и смежных с ними доз для микрообъемов, в которых происходят радиационно-индуцированные эффекты когерентного

поведения биофизической системы, не применимы не только концепция линейных потерь энергии ионизирующего излучения, но и вообще концепция поглощенной дозы.

В рамках микродозиметрии дано строгое определение относительной биологической эффективности и обоснована необходимость использования вместо коэффициента ЛПЭ - качества нового коэффициента 2/ - качества излучения, основанного на такой микродозиметрической величине как средняя удельная энергия спектра одиночного события, а также установления для него соответствующих регламентированных значений относительной биологической эффективности для разных видов излучения.

Разработана экспериментальная методика измерения средней удельной энергии спектра одиночного события <2]> в области малых доз.

Предложена обобщенная систематика задач дозиметрии, основанная на критерии малости элементарных чувствительных объемов в стационарных и нестационарных средах.

На основе разработанного критерия биофизической идентификации и соответствующей величины лимита эффективной дозы дана математическая формулировка постановки задачи, связанной с полнотой и принципом достаточности радиационного контроля облучения персонала АЭС, которая в зависимости от исходных условий предопределяет требования к минимальному объему контроля облучения, а также структуру и последовательность этапов построения регламента радиационного контроля персонала АЭС.

В рамках риск-ориентированного подхода, учитывающего принципиально новое определение качества ионизирующего излучения в области малых доз, предложена математическая формулировка постановки базовой задачи “соз1-ЬепеА1” анализа.

Ключевые слова: системы ядерной и радиационной безопасности, ионизирующее излучение, малые дозы, критерий качества ионизирующего излучения, лимит эффективной дозы, принцип АЬАКА, регламент радиационного контроля, персонал АЭС.