Таблица А2 - Основные дочерние элементы, образующиеся по реакции (n, гамма) и их радиационные характеристики

А.5. Различие в периодах полураспада для ²⁴Na (15 ч) и ⁴²K (12,34 ч) невелико, и в течение первых двух суток после облучения их распад можно рассматривать как распад одного элемента с погрешностью 5%. С учетом небольшого периода полураспада ³⁸Cl через 20 минут после облучения мощность дозы гамма-излучения от тела участника аварии определяется активностью ²⁴Na с погрешностью, не превышающей +25%.

А.6. Как видно из Таблицы А2, энергия фотонов ²⁴Na, ³⁸Cl, ⁴²K, образовавшихся в тканях человека в результате СЦР, находится в пределах от 1,37 до 2,76 МэВ. Тело участника аварии можно считать толстым изотропным источником фотонов, которые выходят с поверхности тела, частично поглощаясь в нем. Вклад в мощность дозы на поверхности от центрального слоя толщиной 1 см, находящегося на глубине 12 см, не превышает 15% [12]. В указанном выше диапазоне энергий различие в поглощении фотонов телом составляет около 5%, и его можно не учитывать.

А.7. Оценка наведенной активности в теле человека может проводиться различными методами: измерением мощности дозы фотонного излучения переносными приборами радиационного контроля, измерением активности (удельной активности) во всем теле с использованием сцинтилляционного (с кристаллом NaI) или полупроводникового (с детектором из особо чистого германия) гамма-спектрометра.

А.8. Оперативная оценка дозы нейтронного облучения проводится непосредственно на ЯОУ (в "Укрытии" или ином месте сбора персонала вне ядерно-опасной зоны) сотрудниками службы радиационной безопасности предприятия через 15 - 20 минут после возникновения СЦР. Блок детектирования используемого средства измерения прикладывается вплотную к торсу участника аварии. При этом должно быть учтено или исключено влияние возможного загрязнения поверхности тела бета-активными веществами. Показания средства измерения по градуировочным зависимостям (графикам, таблицам или формулам) переводят в поглощенную дозу нейтронного облучения. Указанные калибровочные зависимости могут быть получены при проведении исследований (экспериментальных или расчетных) процессов активации тканеэквивалентного материала антропоморфного фантома в полях нейтронного излучения, которые могут быть реализованы в условиях конкретного ЯОУ.

А.9. Поглощенную дозу нейтронного излучения в случае СЦР, возникающей в металлических и водных системах из высокообогащенного ²³⁵U (90% и выше) без отражателей, можно определить, воспользовавшись калибровочными зависимостями, приведенными в справочном Приложении к [9].