Методы дозиметрического контроля, приборы и средства. Дозиметрический и радиометрический контроль
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ (греч, dosis доза, порция + metreo мерить, измерять) -- система мероприятий, обеспечивающая измерение, оценку и регистрацию дозы ионизирующего излучения (ИИ), получаемого человеком, а также уровней загрязнения радиоактивными веществами воздуха, воды, почвы, продуктов питания.
Цель Д. к.- обеспечение радиационной безопасности персонала и населения.
Библиография: Дозиметрические и радиометрические методики, под ред. Н. Г. Гусева и др., М., 1966; НадировЮ. С. и д р. Защита подразделений от оружия массового поражения, М., 1968, библиогр.; Нормы радиационной безопасности (НРБ-7 6), М., 1977; Основные требования к дозиметрическому контролю персонала (сер. изд. по безопасности № 14), Вена, МАГАТЭ, 1966; О ш e р о в С. А. и Заостровцeв И. Т. Учебное пособие по медицинской службе гражданской обороны, М., 1973; Руководство по дозиметрическому контролю окружающей среды при нормальных рабочих условиях (сер. изд. по безопасности № 16), Вена, МАГАТЭ, 1967; Тимофеев Б. Н. и H e с ы-т о в Ю. К. Прогнозирование радиоактивного заражения, М., 1969, библиогр.
А. Н. Марей; Р. Г. Имангулов (воен.).
Дозиметрический и радиометрический контроль его организация и практическое осуществление одна из важных составных частей общей проблемы обеспечения радиационной безопасности.
Основной задачей дозиметрии в гражданской обороне является выявления и оценка степени опасности ионизирующих излучений для населения, войск и невоенизированных формирований ГО в целях обеспечения их действия в различных условиях радиационной обстановки.
С её помощью осуществляются:
Обнаружение и измерение мощности экспозиционной поглощенной дозы излучения для обеспечения жизнеспособности населения и успешного проведения неотложных аварийно-спасательных работ в очагах поражения;
Измерение активности радиоактивных веществ, плотности, потока ИИ, удельной объёмной, поверхностной активности различных объектов для определение необходимости
Как известно, фактическое состояние радиационной безопасности можно оценить в результате изучения радиационной обстановки в рабочих и смежных помещения, на рабочих и смежных помещениях, путём анализа уровней облучения персонала и загрязнённости окружающей среды. Эти материалы позволяют контролировать выполнение установленных нормативов, выявлять и устранять дефекты в системе радиационной безопасности, учитывать различные факторы разового воздействия на персонала и принимать необходимые меры по уменьшению указанного облучения персонала до минимально возможных значений.
Согласно действующим нормативным актам и документам контроль за условиями труда на пунктах захоронения радиационных отходов, оценку доз внутреннего и внешнего облучения, уровней загрязненности окружающей среды осуществляет служба радиационной безопасности.
Повседневный контроль проводится в соответствии с заранее разработанным графиком, утвержденным администрацией учреждения и согласовано с органами Госсаннадзора. Графики радиационного контроля для зоны строго режима, санаторно-защитной зоны и зоны наблюдения составляется отдельно.
Организация дозиметрического контроля в ОВД заключается в обеспечение личного состава дозиметрами, в своевременном снятии показании дозиметров и их перезарядке, поддержании технической исправности приборов и систематическом учете доз радиоактивного облучения, полученным личным составом. Контроль облучения в подразделениях ОВД осуществляется групповым и индивидуальным способом.
Групповой метод контроля применяется в отделениях, личный состав которых находится в примерно одинаковых условиях радиоактивного облучения. При этом виде контроля доза излучения измеряется одним или двумя индивидуальными дозиметрами и записывается каждому сотруднику в карточку учёта доз. Снятие показаний дозиметров должно быть снято не позже, чем через пять суток. После снятия показаний перезаряжаются и возвращаются в подразделение.
Дозы облучения, полученные личным составом учитываются в индивидуальных карточках учета доз облучения. Учет доз облучения ведется командирами подразделений. Значение доз записываются нарастающим итогом за каждый день.
Индивидуальный метод контроля облучения применяется офицерским составом и лицом, которое по условиям обстановки не включается в состав групп.
Применяемые радиометрические и дозиметрические приборы позволяют получать определенную информацию о состоянии радиационной обстановки её изменениях, а также о возникновении различного типа аварийных ситуациях. В зависимости от характера проводимых работ устанавливается следующая номенклатура радиационного контроля
- - мощность поглощенной дозы -излучения, мощность поглощенной дозы нейтронного излучения
- - объёмная активность газов, аэрозолей воздуха производственных помещений и атмосферного воздуха, плотность радиоактивных выпадений;
- - объёмная активность сточных вод;
- - удельная, -активность отходов, мощность поглощенной дозы - и нейтронного излучения от поверхности твердых и отвержденных радиоактивных отходов;
- - загрязнения -, - активными веществами поверхности помещений, оборудования, оснастки, дорог;
- - загрязнение, -активными веществами средств индивидуальной защиты персонала
- - индивидуальная доза внешнего облучения персонала, содержание радиоактивных веществ в организме человека.
Служба радиационной безопасности предприятия по согласованию с местными органами Госсаннадзора устанавливает оптимальный объём радиационного контроля, необходимой для получения достаточной информации об уровнях радиационного воздействия на персонал, о состоянии радиационной обстановки в учреждении, о состоянии загрязненности окружающей среды.
Классификация и общие принципы устройства дозиметрических приборов
Дозиметрические приборы можно классифицировать по назначению, типу датчиков, измерению вида излучения, характеру электрических- сигналов, преобразуемых схемой прибора.
По назначению все приборы разделяются на следующие группы.
Индикаторы- простейшие приборы радиационной разведки; при помощи их решается задача обнаружения излучения и ориентировочной оценки мощности дозы главным образом бета и гамма излучений. Эти приборы имеют простейшие электрические схемы со звуковой или световой сигнализацией. При помощи индикаторов можно установить, возрастает мощность дозы или уменьшается. Датчиком служат газоразрядные счетчики. К этой группе относят индикаторы ДП-63, ДП-63А, дп-64.
Рентгенметры- предназначены для измерений мощности дозы рентгеновского или гамма излучений.
Они имеют диапазон измерения от сотых долей рентгена до нескольких сот рентген в час.
В качестве датчиков в этих приборах применяют ионизационные камеры или газоразрядные счетчики. Такими приборами являются общевойсковой рентгенметр ДП-2, ДП-3 и др.
Радиометры- применяются для обнаружения и определения степени радиоактивного заражения поверхностей, оборудования, оружия, обмундирования, оружия главным образом альфа и бета частицами.
Датчиками радиометров являются газоразрядные и сцинтилляционные счетчики.
Эти приборы являются наиболее распространенными и имеют широкое применение.
Таким приборами являются ДП-2 базовые универсальные, бета-гамма-радиометр «Луч-А», радиометр «Тисс», радиометрические установки ДП-100М, ДП-100АДМ и др.
Дозиметры предназначены для определения суммарной дозы облучения, получаемой личным составом за время прохождения в районе действия, главным образом гамма-излучения.
Индивидуальные дозиметры представляют собой малогабаритные ионизационные камеры или же фотокассеты с пленкой.
Дозиметрические устройства могут быть разделены на две группы.
К первой группе относятся приборы, в которых частицы или фотоны контролируемого излучения преобразуются детекторами в последовательные короткие электрические сигналы. В этой группе электрические схема выполняет функцию преобразования и усиления импульсов.
Ко второй группе относятся дозиметрические приборы, в которых детектор преобразует воздействующее на него излучения в непрерывной постоянный ток. В этом случае электрическая схема служит для усиления и преобразования постоянного тока.
Чтобы предотвратить переоблучение работающих, необходим тщательный дозиметрический контроль, позволяющий своевременно выявить и устранить источники излучения, загрязнения воздуха, оборудования, помещений, спецодежды и рук радиоактивными веществами.
Эта работа проводится специальной дозиметрической службой или специально выделенным лицом.
При проведении оперативного дозиметрического контроля согласно НРБ-76/87 следует руководствоваться допустимыми и контрольными уровнями. Объем контроля устанавливается в зависимости от радиационной обстановки и может включать контроль за следующими параметрами: мощность дозы в-, у-, п- и других излучений; содержание газов и аэрозолей в воздухе и радионуклидов в жидких отходах; выброс радионуклидов в атмосферу; уровень загрязнения радионуклидами поверхностей, кожных покровов и одежды, объектов внешней среды, транспортных средств; индивидуальная доза внешнего и внутреннего облучения.
Дозиметрические приборы в помещениях оборудуются световой и звуковой сигнализацией, предупреждающей персонал о повышении уровня излучения. При необходимости предусматривается сигнализация трех уровней: нормального, предварительного, аварийного.
Ионизирующие излучения измеряются и обнаруживаются по тем специфическим физическим процессам, которые происходят при взаимодействии этих излучений с веществами (ионизация, возбуждение атомов и т.д.). Во всех случаях регистрируются ионизация или обусловленные ею вторичные эффекты.
В настоящее время разработано большое число различных приборов дозиметрического контроля, в основу которых положены следующие методы: ионизационный, основанный на способности излучения ионизировать воздух, сцинтилляционный, основанный на способности некоторых кристаллов испускать вспышки видимого света при поглощении энергии ионизирующих излучений; фотографический, основанный на способности фотографической эмульсии чернеть при воздействии на нее ионизирующего излучения.
Большинство выпускаемых дозиметрических (регистрирующих суммарную ионизацию) и радиометрических (определяющих количество радионуклидов по интенсивности испускаемых ионизирующих излучений) приборов не являются универсальными и могут использоваться в сравнительно небольшом диапазоне энергий.
В данной области не существует универсальных методов и приборов, применяемых в любых, каких угодно условиях. Каждый метод и прибор имеет свою область применения. Использование его за пределами этой области может привести к грубым ошибкам.
Только специальные знания позволяют на основании показаний измерительного прибора (дозиметра, радиометра, спектрометра) получить правильное численное значение измеряемой величины.
Например, в случае радиометра по скорости счета - активность пробы или потока ионизирующего излучения, в случае фотодозиметра по почернению пленки - экспозиционную или поглощенную дозу, в случае спектрометра по числам отсчетов в каналах анализатора - спектр измеряемого излучателя.
Кроме того, всю аппаратуру радиационного контроля можно подразделить на приборы стационарные и переносные.
МУ 2.6.1.065-2014
Методические указания
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ
Дата введения 2015-01-01
УТВЕРЖДАЮ
Заместитель руководителя
ФМБА России, Главный государственный санитарный врач по
обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям В.В.Романов
06 ноября 2014 г.
Предисловие
1. Разработаны:
Федеральным
медико-биологическим агентством (к.т.н. Н.П.Поцяпун);
Федеральным
государственным бюджетным учреждением "Государственный научный
центр Российской Федерации - Федеральный медицинский биофизический
центр имени A.И.Бурназяна" (ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им.А.И.Бурназяна ФМБА
России) (к.т.н., с.н.с. О.А.Кочетков, к.т.н. Ю.В.Абрамов, к.б.н.
Б.А.Кухта, к.т.н. А.А.Молоканов, д.т.н., с.н.с. Ю.С.Степанов);
ФГУП "Южно-Уральский институт биофизики" ФМБА России (ФГУП ЮУрИБФ)
(к.б.н. В.В.Востротин); Российским научным центром "Курчатовский
институт" (к.ф.-м.н. В.А.Кутьков); ООО Научно-технический Центр
"Амплитуда" (ООО "НТЦ Амплитуда") (к.т.н. С.Ю.Антропов).
3. Утверждены
Заместителем руководителя ФМБА России, Главным государственным
санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым
территориям B. В.Романовым.
5. Введены взамен
МУ
2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального
внутреннего облучения. Общие требования".
Предисловие к публикации
Предисловие к публикации
Новая редакция
Методических указаний МУ
2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального
внутреннего облучения. Общие требования" была утверждена в конце
2014 года под номером МУ 2.6.1.065-2014, но их общедоступная версия
публикуется впервые совместно с новой редакцией Методических
указаний МУ 2.6.1.16-2000 "Определение индивидуальных эффективных и
эквивалентных доз и организаций контроля профессионального
облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования",
которые утверждены в 2016 году под номером МУ 2.6.5.28-2016.
Поскольку документ МУ 2.6.5.28-2016 является для рассматриваемого
документа основополагающим, то в тексте МУ 2.6.1.065-2014 дана
ссылка на новую редакцию документа МУ 2.6.5.28-2016 и приведены в
соответствие с ним терминология и некоторые основные положения.
Введение
За время, прошедшее с
момента выхода Методических указаний МУ
2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального
внутреннего облучения. Общие требования" [МУ
2.6.1.26-2000 ], подходы к контролю профессионального
внутреннего облучения, содержащиеся в действующих Нормах
радиационной безопасности НРБ-99/2009 ,
не изменились. Однако за это время вышли стандарты Международной
организации по стандартизации (ISO): 2553:2006* ,
27048:2011 и 28218:2010 , определяющие,
соответственно, минимальные требования к планированию программ
дозиметрического контроля (ДК) внутреннего облучения ,
процедурам интерпретации результатов измерений , а также
устанавливающие критерии для обеспечения и контроля качества
измерений, проводимых с использованием прямой (измерения in
vivo
)
и/или косвенной (измерения in
vitro
)
дозиметрии . В
результате, обновление МУ
2.6.1.26-2000 , по прошествии срока его действия, потребовало не
только новой редакции документа с учетом опыта его внедрения, но
также и адаптации его положений к требованиям перечисленных выше
стандартов ISO. Эти требования касаются практически всех пунктов
МУ
2.6.1.26-2000 , детализируя их основные положения. Вместе с тем,
они не меняют заложенную в них методологию контроля доз. Так,
необходимость указания величины неопределенности оценки
индивидуальной дозы работника и подходы к ее расчету появились в
МУ
2.6.1.26-2000 раньше, чем в стандарте ISO 27048:2011. Таким
образом, данные Методические указания (МУ) имеют те же цели и
содержат в основе своей ту же методологию контроля доз персонала,
что и МУ
2.6.1.26-2000 , но при этом все положения нового документа
согласованы с требованиями международных стандартов ISO. В
частности, в тексте МУ приведена таблица максимальных значений
интервалов между измерениями для проведения текущей программы
индивидуального дозиметрического контроля, изменены требования к
допустимым уровням неопределенности при определении индивидуальной
дозы внутреннего облучения, изменен термин "ГДК" на "ДКРМ" -
дозиметрический контроль рабочих мест, изменен способ расчета
максимального значения индивидуальных ОЭД работников при проведении
ДКРМ, изменен термин "Регламент ДК" на "Порядок ДК", а также
конкретизированы требования к содержанию Порядка ДК и к методикам
выполнения расчета дозы. В Приложениях к настоящим МУ приведены
критические значения (M
) измеряемых величин при проведении текущего
дозиметрического контроля, соответствующие значению ОЭД, равному
0,1 мЗв, а также стандартная процедура расчета поступления и ОЭД
работника при проведении индивидуального дозиметрического контроля,
в основном повторяющая процедуру, представленную в стандарте ISO
27048:2011.
________________
измерение содержания радионуклидов в
отдельных тканях и органах (или во всем теле) с использованием
спектрометров излучения человека (СИЧ).
измерение содержания радионуклидов в
экскретах (моча, кал), образцах крови, выдыхаемом воздухе,
секционном материале и прочих пробах биологического материала.
*
Доступ к международным и зарубежным документам, упомянутым здесь и
далее по тексту, можно получить, перейдя по ссылке на сайт http://shop.cntd.ru . - Примечание
изготовителя базы данных.
Целью данных Методических
указаний является установление общих требований к системе
дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала
предприятий ГК "Росатом", отвечающих требованиям СанПиН
2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)"
и СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения
радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)"
в контролируемых условиях эксплуатации техногенных источников
ионизирующего излучения.
Устанавливаемая система
ДК внутреннего облучения базируется на использовании накопленного
отечественного опыта, отраженного в научных разработках и
методических рекомендациях, а также на требованиях стандартов
Международной организации по стандартизации (ISO), рекомендациях
Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) и
руководствах Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ)
по общим требованиям к обеспечению радиационной безопасности.
Внедрение в практику настоящих МУ приведет к созданию системы
контроля внутреннего облучения персонала, отвечающей требованиям,
выработанным международным сообществом, и позволит получать
достоверную информацию об индивидуальных дозах внутреннего
облучения персонала, что обеспечит выполнение требований НРБ-99/2009
в части определения степени соблюдения принципов радиационной
безопасности и требований нормативов.
Поскольку прямое
определение индивидуальных доз внутреннего облучения невозможно,
для целей ДК персонала эта задача решается в два этапа:
-
проведение измерений содержания радионуклидов либо в воздухе
рабочих помещений, либо во всем теле человека или отдельных его
органах, либо в выделениях или других пробах биологического
происхождения;
-
интерпретация результатов указанных измерений, т.е. восстановление
значений величин поступления радионуклидов за год и ОЭД внутреннего
облучения, обусловленной поступлением в организм данных
радионуклидов, с использованием соответствующих моделей и в рамках
конкретных методик выполнения расчетов.
Область применения
1. Настоящие методические
указания распространяются на систему организации и осуществления
дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала при
поступлении радиоактивных веществ в организм человека через органы
дыхания (ингаляционное поступление):
-
предприятий (радиационных объектов), находящихся в ведении
Госкорпорации "Росатом";
-
предприятий (радиационных объектов), подотчетных Госкорпорации
"Росатом", независимо от их формы собственности.
Требования к методам
определения доз внутреннего облучения (эффективных эквивалентных,
поглощенных и т.д.) и к организации соответствующего контроля при
иных путях поступления радионуклидов в организм, а также при
аварийном облучении, определяются отдельными методическими
документами.
Требования к системе
контроля внутреннего облучения персонала при ингаляционном
поступлении изотопов радона и их дочерних продуктов определяются в
отдельных методических документах.
Поскольку, согласно п.8.5
НРБ-99/2009 ,
инертные газы (кроме изотопов радона и их дочерних продуктов)
являются источниками внешнего облучения, ДК для них в данных МУ не
рассматривается.
2. В настоящих
методических указаниях в соответствии с требованиями НРБ-99/2009
и ОСПОРБ-99/2010
устанавливаются общие требования к методам определения
индивидуальных доз облучения, планированию, организации и
проведению дозиметрического контроля внутреннего облучения
профессиональных работников при обращении с радиоактивными
веществами в открытом виде в контролируемых условиях техногенного
облучения (п.3 НРБ-99/2009):
-
в нормальных условиях эксплуатации (п.3.1 НРБ-99/2009);
-
при планируемом повышенном облучении (п.3.2 НРБ-99/2009).
3. Методические указания
предназначены для использования специалистами в области дозиметрии
внутреннего облучения при разработке Порядка ДК внутреннего
облучения, соответствующих методик измерений и выполнения расчетов,
а также программ дозиметрического контроля персонала предприятий и
учреждений Госкорпорации "Росатом" (а также предприятий и
учреждений, подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их
формы собственности).
4. Требования настоящих
методических указаний не распространяются на методы определения ОЭД
внутреннего облучения персонала, связанных с производственной
деятельностью за период, предшествовавший введению НРБ-99 .
5. Предприятие обязано
привести деятельность по осуществлению дозиметрического контроля
внутреннего облучения в соответствие с требованиями настоящих МУ в
течение срока, согласованного для данного предприятия
уполномоченным органом федерального государственного
санитарно-эпидемиологического надзора.
Нормативные ссылки
6. В настоящих МУ учтены
требования, указания и рекомендации, изложенные в следующих
нормативных и методических документах:
СанПиН 2.6.1.2523-09
"Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009
СП 2.6.1.2612-10
"Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности
(ОСПОРБ-99/2010)":
Санитарные правила и нормативы
МУ 2.6.5.28-2016
Методические указания "Определение индивидуальных эффективных и
эквивалентных доз и организаций контроля профессионального
облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования"
ГОСТ 8.033-95*
Государственный первичный эталон и государственная поверочная схема
средств измерений активности и удельной активности радионуклидов в
жидкостях
________________
*
Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать ГОСТ
8.033-96 Государственная система обеспечения единства измерений
(ГСИ). Государственная поверочная схема для средств измерений
активности радионуклидов, потока и плотности потока альфа-,
бета-частиц и фотонов радионуклидных источников. - Примечание
изготовителя базы данных.
ГОСТ Р 8.417-2002*
Межгосударственный стандарт. ГСИ. Единицы величин
________________
*
Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: ГОСТ
8.417-2002 . - Примечание изготовителя базы данных.
ГОСТ Р
8.565-96 Метрологическое обеспечение эксплуатации атомных
станций. Основные положения
ГОСТ
8.638-2013 Государственная система обеспечения единства
измерений. Метрологическое обеспечение радиационного контроля.
Основные положения
ГОСТ Р
8.736-2011 ГСИ. Измерения прямые многократные. Методы обработки
результатов измерений. Основные положения
МИ 2955-05 ГСИ. Типовая методика
аттестации программного обеспечения средств измерений и порядок ее
проведения
МИ 2891-04 . ГСИ. Общие требования к
программному обеспечению средств измерений
МУК 4.4.19-08*
"Относительные измерения. Радиометрия. Требования к методикам
выполнения измерений активности образцов проб биологических
объектов, объектов внешней среды и пищевых продуктов (с оценкой
погрешности и неопределенности измерений)": Федеральное
медико-биологическое агентство
________________
*
Документ не приводится. За дополнительной информацией обратитесь по
ссылке . - Примечание изготовителя
базы данных.
Общие положения
7. В настоящих МУ в
соответствии с требованиями НРБ-99/2009
и ОСПОРБ-99/2010
к обеспечению радиационной безопасности устанавливаются общие
требования к системе ДК внутреннего облучения персонала предприятий
и учреждений Госкорпорации "Росатом" (а также предприятий и
учреждений, подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их
формы собственности) в контролируемых условиях эксплуатации
источников излучения:
8. Для обеспечения
систематизации и единства методических подходов к дозиметрическому
контролю в МУ устанавливаются:
-
общие требования к планированию, организации и проведению ДК
внутреннего облучения со стандартизацией основных положений системы
контроля профессионального внутреннего облучения;
-
требования (в общем виде) к способам и методам определения
ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения как физической
величины;
-
требования к средствам измерений, методикам измерений, способам
интерпретации результатов измерений - методикам выполнения расчетов
и метрологическому обеспечению ДК.
9. Под индивидуальной
дозой понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе
или ткани), которая была бы получена стандартным работником если
бы:
-
он находился в тех же производственных условиях и выполнял те же
работы с источником, что и данный индивид (согласно МУ
2.6.1.16-2000);
-
ожидаемые результаты радиометрических/спектрометрических измерений
содержания радионуклидов с использованием методов in vivo
или in vitro
для стандартного работника (расчетные) те же,
что и для данного индивида в реальных условиях в результате
соответствующих измерений (экспериментальные).
10. При определении
индивидуальной эффективной дозы работника (в соответствии с
определением эффективной дозы) игнорируется ее возможное отличие от
"истинной" дозы облучения, обусловленное различием между значениями
следующих наборов параметров, характеризующих "стандартного
работника", с одной стороны, и данного обследуемого работника, с
другой стороны:
-
антропометрических характеристик тела, отдельных органов и
тканей;
-
характеристик физиолого-биохимических показателей;
-
констант, описывающих биокинетику химических элементов в организме
человека.
Индивиду приписывается
значение индивидуальной дозы, полученное в результате проведения на
предприятии дозиметрического контроля.
Дозиметрический контроль внутреннего облучения
11. Дозиметрический
контроль внутреннего облучения является неотъемлемой частью системы
радиационного контроля предприятия и направлен на обеспечение
радиационной безопасности и защиту здоровья персонала предприятия
от воздействия открытых радионуклидных источников.
12. Целью ДК внутреннего
облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации
техногенных ИИИ является определение степени соблюдения принципов
радиационной безопасности и требований нормативов, включая
непревышение установленных основных пределов доз и допустимых
уровней (п.7.1 НРБ-99/2009).
________________
А именно: принципа нормирования
-
непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения
граждан от всех источников излучения и принципа оптимизации
- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом
экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и
числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения
(п.2.1 НРБ-99/2009).
13. В соответствии с
поставленной целью, основными задачами ДК внутреннего облучения
персонала являются:
-
в нормальных условиях обращения с радиоактивными веществами в
открытом виде:
-
прогнозирование уровня хронического облучения персонала в рабочих помещениях (в
рабочих зонах) по результатам регулярных измерений в них объемной
активности радионуклидов с чувствительностью и периодичностью,
достаточной для определения годового значения ОЭД на уровне,
значимом с точки зрения ее регистрации и осуществления принципа
оптимизации;
________________
Хроническое облучение обусловлено
регулярным (ежесменным) поступлением радионуклидов в организм
работника в результате постоянного загрязнения воздуха рабочих
помещений, средний уровень которого определяют в процессе
дозиметрического контроля рабочих мест (п.18).
-
ограничение уровня облучения персонала путем уменьшения доли
рабочего времени нахождения в помещениях с высоким потенциальным
уровнем облучения; использования коллективных и индивидуальных
средств защиты персонала; установления контрольных уровней
облучения и проведения профилактических мероприятий; вывода
работника из условий работы с повышенным уровнем облучения;
-
определение фактического уровня облучения персонала по результатам
регулярных (см. табл.1) измерений индивидуальных характеристик
внутреннего облучения работников в течение календарного года с
чувствительностью и периодичностью, достаточной для определения
годового значения индивидуальной ОЭД на уровне, обеспечивающем
определение степени соблюдения принципа нормирования;
-
документирование уровня облучения персонала в соответствии с
требованиями Федеральных Законов и нормативных документов;
-
в условиях планируемого повышенного облучения (после
предполагаемого повышенного поступления радионуклида в
организм):
-
многократное измерение индивидуальных характеристик внутреннего
облучения работника до и после планируемого облучения (при
необходимости - с использованием двух и более альтернативных
методов ИДК);
-
определение по результатам измерения значений индивидуальных ОЭД с
точностью, необходимой для оценки потенциально опасного
облучения;
-
при превышении ОЭД уровня 100 мЗв - определение значений
индивидуальных эквивалентных доз внутреннего облучения отдельных
органов, в соответствии с требованиями соответствующих МУ,
относящихся к методам определения доз внутреннего облучения в
результате радиационной аварии.
Дозиметрические величины для контроля внутреннего облучения
14. Методология
дозиметрического контроля персонала в контролируемых условиях
эксплуатации ИИИ опирается на современную систему дозиметрических
величин, которая включает:
-
измеряемые физические величины, являющиеся радиационными
характеристиками источников внутреннего облучения человека и
позволяющие определить индивидуальную дозу работника;
-
нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда; п.2.3
НРБ-99/2009)
от воздействия излучения на человека.
________________
Значения которых устанавливаются
регулирующими органами с целью ограничения облучения работника.
15. Физическими
величинами, характеризующими источники внутреннего облучения
работника и измеряемые при дозиметрическом контроле внутреннего
облучения, являются:
-
Q
- определяемая в воздухе рабочего помещения
(рабочей зоны) величина объемной активности соединений радионуклида
U,
обладающих дисперсностью d
(выраженной в единицах
АМАД или АМТД), которые следует отнести к типу химического
соединения при ингаляции G;
-
S
- удержание (активность) радионуклида
U,
определяемое в теле человека, органе (или ткани)
Т
, либо содержание его в биологических образцах (выделениях
- моча, кал, выдыхаемый воздух).
16. Нормируемыми
величинами для дозиметрического контроля при внутреннем облучении
персонала в контролируемых условиях обращения с радиоактивными
веществами в открытом виде являются:
-
Е()
- ожидаемая эффективная доза
внутреннего облучения (ОЭД);
-
П - поступление в организм работника через
органы дыхания соединений радионуклида U,
которые при
ингаляции следует отнести к обладающему дисперсностью d
и
типу химического соединения при ингаляции G
.
Виды дозиметрического контроля
17. Для дозиметрического
контроля профессионального внутреннего облучения используют:
-
дозиметрический контроль рабочих мест (ДКРМ);
-
индивидуальный дозиметрический контроль персонала (ИДК).
18. Дозиметрический
контроль рабочих мест заключается в прогностической оценке уровня
хронического облучения (ОЭД) персонала на рабочих местах по результатам систематических измерений
объемной активности в воздухе рабочих помещений (рабочих зон),
характеризующей источники внутреннего облучения, с учетом и
регулированием времени пребывания персонала в этих помещениях (в
рабочих зонах). Проведение ДКРМ является одним из элементов
контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях (в рабочих
зонах). Результаты ДКРМ используются:
________________
Рабочее место (для данного работника) -
перечень рабочих помещений (рабочих зон) с указанием (доли) времени
пребывания в них данного работника, определяемого исходя из его
производственных обязанностей в течение календарного года.
-
для прогностической оценки уровня хронического облучения
персонала;
-
для ограничения уровня облучения персонала путем регулирования
времени его пребывания в рабочих помещениях (рабочих зонах),
использования индивидуальных средств защиты и проведения
профилактических мероприятий;
-
для планирования индивидуального дозиметрического контроля
внутреннего облучения персонала.
19. Значение уровня
хронического облучения персонала (ОЭД за календарный год),
полученное с помощью ДКРМ, может быть использовано в качестве
значения индивидуальной ОЭД работника в нормальных условиях
эксплуатации открытых радионуклидных источников излучения (п.3.1,
НРБ-99/2009),
если нет показаний для обязательного введения ИДК для данного
работника.
20. Индивидуальный
дозиметрический контроль заключается в определении значения ОЭД
внутреннего облучения персонала по результатам систематических
индивидуальных измерений физических величин, характеризующих
источники внутреннего облучения работника, с помощью
инструментальных методов.
21. Согласно 15,
индивидуальные измерения физических величин, характеризующих
внутреннее облучение работника, заключаются в определении
активности радионуклидов:
-
во всем теле человека либо в его отдельных органах и тканях
(измерения in vivo);
-
в выделениях человека или других пробах биологического
происхождения (измерения in vitro).
22.
Индивидуальный
дозиметрический контроль используется:
-
для определения доз облучения работника в условиях нормальной
эксплуатации источника излучения, если работник относится к
персоналу группы А и значение уровня хронического облучения
работника (ОЭД за календарный год), полученное с помощью ДКРМ,
превышает уровень введения ИДК, ;
-
для определения доз облучения представительной группы персонала с
целью подтверждения уровня облучения работника на рабочем месте, не
требующем обязательного введения ИДК (см. п.26, подтверждающий
контроль);
-
для определения доз облучения всех лиц, работающих с источниками
облучения в условиях планируемого повышенного облучения.
Содержание дозиметрического контроля внутреннего облучения
23. Дозиметрический
контроль профессионального внутреннего облучения как на этапе ДКРМ,
так и на этапе ИДК, заключается:
-
в проведении систематических измерений физических величин,
характеризующих источники внутреннего облучения работника, и
-
в переходе от результатов измерений этих величин к индивидуальным
значениям нормируемых величин.
24. Расчет прогнозируемой
индивидуальной дозы при ДКРМ проводится согласно требованиям
раздела 4.4 "Дозиметрический контроль рабочих мест".
Прогностическую оценку индивидуальных доз проводят на основании
результатов измерений объемной активности радионуклидов в воздухе
рабочих помещений (рабочих зон), Q
25. Расчет индивидуальной
дозы при ИДК проводится согласно требованиям раздела
"Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения".
Определение индивидуальных доз проводят на основании результатов
измерений активности радионуклида в теле человека, органе или ткани
Т
и/или в биологических образцах (выделениях - моча, кал,
выдыхаемый пар), S
(см. раздел "Дозиметрические величины для
контроля внутреннего облучения").
26. На каждом этапе (ДКРМ
и ИДК) могут выполняться разные типы дозиметрического контроля:
текущий, специальный, операционный и подтверждающий контроль:
-
Текущий контроль
осуществляется при постоянной работе
персонала с радиоактивными веществами в открытом виде и имеет своей
целью демонстрацию того, что условия эксплуатации источников
излучения стабильно нормальные и уровни индивидуальных ожидаемых
доз внутреннего облучения не превышают значений установленных
показателей (контрольных величин).
-
Специальный контроль
персонала осуществляется для
количественной оценки значимого облучения, последовавшего в
результате предполагаемого или действительного события, выходящего
за рамки нормального.
-
Операционный контроль
проводят для получения информации
относительно отдельной производственной операции, совершаемой в
ограниченный отрезок времени, или после проведения модификации
оборудования или производственного процесса.
-
Подтверждающий контроль
проводят, используя ИДК, для
определения доз облучения представительной группы персонала с целью
подтверждения уровня облучения работников на рабочих местах, не
требующих обязательного введения ИДК.
27. Для целей
планирования и организации ДК внутреннего облучения персонала в
контролируемых условиях эксплуатации источника излучения
устанавливается ряд дозовых уровней:
-
уровень введения индивидуального дозиметрического контроля
() - такое значение ожидаемой эффективной
дозы за год, при действительном или предполагаемом превышении
которого определение доз внутреннего облучения следует проводить с
помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения
работника;
________________
Если по имеющимся данным значение годовой
дозы облучения работника на всех его рабочих местах не превышает
или по прогнозу не может превысить , то по согласованию с территориальными
органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять
федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор,
индивидуальную дозу работника определяют по результатам ДКРМ
(п.5.6, МУ 2.6.5.28-2016 "Определение индивидуальных эффективных и
эквивалентных доз и организация контроля профессионального
облучения в контролируемых условиях обращения с источниками
излучения. Общие требования").
-
уровень действия ()
- такое значение ожидаемой
эффективной дозы за год, при действительном или предполагаемом
превышении которого следует уточнить значение индивидуальной дозы с
помощью процедуры специального контроля (см. п.26 и Приложение 3) и
при необходимости провести мероприятия по ограничению уровня
облучения персонала.
28. Значение
устанавливается предприятием в
диапазоне 1-5 мЗв и согласовывается с уполномоченным
территориальным органом ФМБА России при разработке Порядка ДК
внутреннего облучения персонала предприятия и должно быть приведено
в этом документе.
29. Значение
устанавливается предприятием в
зависимости от характера выполняемых работ, но не выше предела дозы
(ПД), и согласовывается с уполномоченным территориальным органом
ФМБА России при разработке Порядка ДК внутреннего облучения и
должно быть приведено в этом документе.
30. В нормальных условиях
обращения с источником:
-
нецелесообразно устанавливать значения ниже 1 мЗв;
-
решение об
установлении значения выше 1 мЗв, но ниже 5 мЗв
принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом
достигнутого уровня радиационной безопасности на предприятии;
-
значения не следует устанавливать выше 5 мЗв.
Принятие решения о
значении
для организации дозиметрического контроля
персонала предприятия должно учитывать следующие основные
факторы:
-
ожидаемый уровень облучения;
-
наиболее вероятный интервал, в котором лежат оцененные значения доз
внутреннего облучения;
-
сложность методов измерения и интерпретации, составляющих программу
дозиметрического контроля.
31. Для целей
планирования и проведения ДК внутреннего облучения персонала
предприятие организует в рамках операционного контроля проведение
исследований условий облучения персонала в рабочих помещениях (в
рабочих зонах) в части определения:
-
диапазона значений или распределения среднесменной или операционной
объемной активности аэрозолей в рабочих помещениях в течение
года;
-
радионуклидного состава аэрозолей (процентный или долевой вклад
каждого техногенного радионуклида U
в суммарную объемную
активность аэрозоля);
-
дисперсности, d,
аэрозолей (радионуклида U
,
выраженной в единицах АМАД или АМТД);
-
типа химического соединения при ингаляции G
, к которому
следует отнести аэрозоли радионуклида U
.
При осуществлении
измерений в рамках ДКРМ определяют суммарную объемную активность
аэрозолей техногенных радионуклидов или объемную активность
аэрозолей техногенного радионуклида U в воздухе рабочих помещений
(рабочих зон) с периодичностью и порогом измерений, достаточными
для определения значения годовой ОЭД в точке контроля
на
уровне . Критерием достаточности может служить
следующее соотношение:
Где
-
- расчетное значение верхней границы доверительного интервала
годовой ОЭД, соответствующее результату измерения
объемной активности аэрозолей, равному L
, с погрешностью, равной ,
при доверительной вероятности,
равной , где задает значение верхней (и нижней) границы
доверительного интервала определения годовой ОЭД, мЗв в год;
________________
См. Приложение 4.
Без учета коэффициента защиты органов
дыхания и других поправочных коэффициентов, то есть в
предположении, что работник находится в точке контроля без средств
защиты органов дыхания в течение всего рабочего времени.
Согласно стандарту ISO 27048:2011, п.7.1.6,
для определения верхней границы годовой ОЭД принято значение
. Это значение соответствует 95%-ной
вероятности того, что истинное значение ОЭД не превысит верхнюю
границу Е
(и 90%-ной вероятности того, что
доверительный интервал [Е
, Е
] содержит истинное значение ОЭД).
-
L
- порог измерения объемной активности аэрозолей,
Бк/м.
________________
Согласно стандарту ISO 11929-2010, порог
измерения (порог принятия решения - decision threshold) - это
фиксированное значение, L
, измеряемой величины, количественно
выражающей физический эффект, при превышении которого принимается
решение, что измерение действительно отражает данный эффект. Порог
измерения определяют таким образом, чтобы при превышении результата
измерения значения L
вероятность того, что истинное значение
измеряемой величины равно нулю, было бы меньше или равно заданному
значению (обычно задают равным 0,05).
Критерий (1) означает,
что измеренное значение объемной активности (ОА) аэрозолей на
уровне порога измерения (L
) является минимально значимой величиной,
начиная с которой соответствующее значение годовой ОЭД может
превысить уровень .
Другими словами, если , то и уровень облучения достаточно низок с
точки зрения его оптимизации (то есть нет необходимости
ограничивать время пребывания персонала в помещении, применять СИЗ
ОД и т.д.).
При осуществлении
измерений в рамках ИДК определяют активность техногенного
радионуклида U (или суммы техногенных радионуклидов) либо в теле
человека, органе (или ткани) Т
, либо в биологических
образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый воздух) с периодичностью и чувствительностью
измерений, достаточными для определения значения индивидуальной
годовой ОЭД работника на уровне действия (
).
Критерием достаточности может
служить следующее соотношение:
________________
См. п.15.
Где
-
- расчетное значение верхней границы доверительного интервала
годовой ОЭД, соответствующее результату измерения активности
техногенного радионуклида в теле человека или в биологических
образцах, равному L
, с погрешностью, равной , при доверительной вероятности, равной
, где задает значение верхней (и нижней) границы
доверительного интервала определения годовой ОЭД, мЗв в год;
________________
См. Приложение 4.
-
L
- порог измерения активности техногенного
радионуклида в теле человека или в биологических образцах, Бк
(Бк/орган, Бк/сутки).
Критерий (2) означает,
что измеренное значение активности техногенного радионуклида
(А
) в теле человека или в биологических
образцах на уровне порога измерения (L
), является минимальной величиной, начиная с
которой соответствующее значение годовой ОЭД может превысить
уровень действия .
Другими словами, если , то и условия работы являются приемлемыми с
точки зрения нормирования, то есть индивидуальная ОЭД работника не
превышает установленного предела (контрольного уровня) с заданной
(например, 95%-ной) вероятностью.
Дозиметрический контроль рабочих мест
32. Основными задачами,
решаемыми при дозиметрическом контроле рабочих мест персонала
предприятия, являются:
-
проведение регулярных измерений объемной активности аэрозолей
техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон)
с заданной периодичностью и чувствительностью измерений;
________________
См. п.32
-
прогностическая оценка уровня хронического облучения в рабочих
помещениях (в рабочих зонах) и на рабочих местах по результатам
измерений;
-
ограничение уровня облучения персонала путем регулирования времени
его пребывания в рабочих помещениях (рабочих зонах) в соответствии
с производственной необходимостью, использования индивидуальных
средств защиты и проведения профилактических мероприятий;
-
планирования индивидуального дозиметрического контроля внутреннего
облучения персонала;
-
запись и хранение результатов ДКРМ.
33. При проведении ДКРМ в
качестве оценки уровня хронического облучения работника следует
принимать величину годовой ОЭД на его рабочем месте, определяемую
по формуле:
Где
-
- годовая ОЭД на рабочем месте;
-
1,4 - скорость дыхания стандартного работника, м/час;
-
- ожидаемая эффективная доза внутреннего
облучения на единичное поступление соединения радионуклида
U
, которое при ингаляции следует отнести к обладающему
дисперсностью d
G
(далее для краткости - дозовый коэффициент) при
стандартных условиях внутреннего облучения согласно пп.8.2-8.4
НРБ-99/2009 ,
Зв/Бк; - период накопления ОЭД внутреннего
облучения;
________________
В соответствии с подходами Норм
радиационной безопасности НРБ-99/2009 ,
принимается, что равно 50 годам (тем не менее, в данном
документе все соотношения приведены в общем виде).
-
- длительность пребывания в k-
м
помещении (в k-
й рабочей зоне) работника в течение
календарного года в часах при средней годовой объемной активности
соединения (обладающего
дисперсностью d
и типом химического соединения при ингаляции
G
) радионуклида U
в k
-м помещении (в
k
-й рабочей зоне) в зоне дыхания работника, Бк/м.
________________
При использовании работником средств
индивидуальной защиты органов дыхания в формулу (3) необходимо
ввести среднее годовое значение коэффициента защиты органов
дыхания, . При использовании для расчета значения средней годовой объемной
активности (ОА) радионуклида в помещении (на k
-м рабочем
месте), измеренной в точке, отличной от зоны дыхания работника,
и/или использовании интервала интегрирования (времени отбора
пробы), отличного от интервала пребывания работника на данном
рабочем месте, в формулу (3) необходимо ввести среднее годовое
значение коэффициента перехода, , от измеренной величины к величине ОА,
измеренной в зоне дыхания работника, .
Если тип соединения
неизвестен, следует принимать максимальное значение , из приведенных в Приложении 1 к НРБ-99/2009 .
34. Ограничение уровня
облучения персонала осуществляют путем регулирования времени,
, его пребывания в k-
м рабочем
помещении (в k-
й рабочей зоне) в соответствии с
производственной необходимостью и с учетом вклада данного помещения
в годовую ОЭД на рабочем месте, определяемого в соответствии с
формулой (3).
35. Планирование
индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения
персонала осуществляют в соответствии с административным и дозовым
критерием (см. п.27, ссылка 8). В качестве дозового критерия
используют следующий критерий введения ИДК:
Где E
- максимальное значение ОЭД на рабочем месте, определенное
с учетом неопределенности результата определения значений и параметров , ,
.
________________
Обозначение E
следует понимать как максимальное значение
определяемой величины E
при использовании упрощенного способа
расчета и как верхнюю границу оценки величины E
, отражающую 95%-ную вероятность
непревышения значения истинной величины E
данной границы при использовании
статистического способа расчета.
36. Для расчета
максимального значения ОЭД на рабочем месте можно использовать
статистический метод расчета неопределенности оценки дозы или
упрощенную формулу, например:
Где
-
- максимальное значение коэффициента
;
-
, ,
- усредненные за год
значения
коэффициентов, характеризующих неопределенность значений:
-
дозового коэффициента ();
-
коэффициента защиты органов дыхания ();
-
коэффициента перехода () от величины измеряемой объемной активности
в помещении, обозначенном индексом
k,
к величине объемной активности в зоне дыхания работника с
учетом погрешности измерения объемной активности, неоднородности ее
распределения по помещению и разного времени усреднения
(интегрирования) при отборе пробы воздуха и при нахождении
работника на рабочем месте.
-
- максимальное значение средней годовой
объемной активности радионуклида с учетом неопределенности его
определения.
Диапазон или плотность
распределения вероятности возможных значений коэффициентов
, , устанавливают экспериментально или
экспертным путем (см. Приложение 5).
Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения
37. Основными задачами,
решаемыми при индивидуальном дозиметрическом контроле внутреннего
облучения персонала, являются:
-
проведение систематических измерений указанных в п.16 физических
величин в соответствии с заданной периодичностью и
чувствительностью измерений;
________________
См. п.32 и п.47.
-
расчет индивидуальных доз внутреннего облучения работника по
результатам этих систематических измерений;
-
запись и хранение результатов измерений и расчета дозы с указанием
всех исходных для определения дозы данных, достаточных для
воспроизведения процедуры расчета.
38. Результатом систематических измерений является относящийся к конкретному работнику (индивидуальный) набор измеренных значений активности техногенного радионуклида U (смеси техногенных радионуклидов) в теле человека или в отдельном органе или ткани либо в биологических пробах, , в моменты времени t . Величина связана со скоростью поступления радионуклида в организм таким образом, что для ее значений, относящихся к j -му периоду контроля (t , t ) имеет место соотношение (в случае ):
Где
- t
- начало поступления радионуклида в
организм работника;
-
- измеренная активность радионуклида в
конце j
-го периода контроля;
-
- функция, определяющая удержание
радионуклида U
в теле человека или в отдельном органе или
ткани либо содержание в биологических пробах (моче, кале,
выдыхаемом воздухе) в момент времени t
на единицу
поступления при ингаляционном поступлении в момент времени
t
=0 его соединения, относящегося к типу химического
соединения при ингаляции G
в виде аэрозоля с дисперсностью
d
, выраженной в единицах АМАД или АМТД.
39. Интерпретация
результатов измерений , сделанных в моменты времени
t
(j
=1, ... , n) в течение
календарного года, заключается в последовательном определении
расчетным путем индивидуального поступления радионуклида U
в
организм работника за период контроля, , и соответствующей ОЭД внутреннего
облучения, обусловленной этим поступлением, .
40. Поступление
соединения G
радионуклида U
в организм работника за
период контроля, , и соответствующая доза внутреннего
облучения, , определяется путем решения уравнения (6)
для i
=1,...,j
относительно и определения и по формулам:
41. Стандартная процедура
расчета поступления и дозы , рекомендуемая в ISO 27048-2011 , приведена в Приложении 2.
42. При поступлении
нескольких радионуклидов соответствующая суммарная ОЭД внутреннего
облучения, , равна сумме ОЭД отдельных
радионуклидов:
43. Если при поступлении
нескольких радионуклидов U
методами ИДК невозможно
определить значения для всех радионуклидов, то при расчете
суммарной ОЭД внутреннего облучения следует использовать значение
вклада измеряемого радионуклида (смеси радионуклидов) в суммарную
ОЭД, полученное в соответствии с определенным радионуклидным составом аэрозолей в рабочих
помещениях (рабочих зонах) и временем пребывания работника в
рабочих помещениях/зонах.
________________
См. п.32.
44. Поступление
соединения G
радионуклида U
в организм работника за
год равно сумме соответствующих поступлений за периоды контроля,
относящиеся к данному календарному году. Если период контроля
распространяется на два календарных года, то для обеспечения
непрерывности учета облучения за такие периоды контроля учет
поступления радионуклида за календарный год осуществляется в
зависимости от организации ИДК - либо исходя из последнего
измерения, проведенного в текущем календарном году, либо исходя из
первого измерения, проведенного в следующем календарном году. В
первом случае ОЭД оценивают за неполный календарный год, и ее
значение увеличивают на величину, пропорциональную доле отрезка
времени, оставшегося до конца календарного года; годовая ОЭД
принимается равной полученному значению. Во втором случае каждому
календарному году приписывается доля поступления за данный период
контроля, пропорциональная его длительности в данном календарном
году; годовая ОЭД принимается равной сумме ОЭД за соответствующие
периоды контроля (или их частей), составляющих календарный год.
45. Дозовые коэффициенты
, а также функции для соединения радионуклида
U
, имеющего дисперсность d
и относящегося к типу
химического соединения при ингаляции G
, которые используются
для оценок ОЭД внутреннего облучения в рамках области действия
данного документа, были рассчитаны с использованием разработанных
для целей дозиметрии внутреннего облучения и рекомендованных МКРЗ
биокинетических и дозиметрических моделей органов дыхания , желудочно-кишечного тракта, костной ткани
и биокинетики химических элементов в организме условного человека;
при расчете дозовых коэффициентов использовались также значения
коэффициентов качества ионизирующего излучения и взвешивающих
коэффициентов для тканей и органов, рекомендованных в .
_______________
До выхода новых значений дозовых
коэффициентов и принятия их в отечественной системе нормирования,
рассчитанных на основе данных Публикации 103 МКРЗ, а также с
использованием нового поколения биокинетических и дозиметрических
моделей МКРЗ.
46. Рекомендуются (на
основании расчетов удержания/выведения, исходя из не более чем
трехкратного превышения значения реальной ОЭД внутреннего облучения
над его оцененным значением за счет неопределенности момента
поступления радионуклида в организм работника )
следующие указанные в таблице 1 максимальные интервалы между
измерениями для проведения текущей программы индивидуального
дозиметрического контроля.
Допустимы отклонения
реальных значений интервалов между измерениями (в пределах 365
дней) от значений, рекомендуемых в таблицах 1-3, если при этих
значениях выполняются условия критерия достаточности, приведенные в
п.32.
Таблица 1 - Максимальные интервалы между измерениями (дни) при
проведении текущей программы индивидуального дозиметрического
контроля в зависимости от используемого метода измерения
|
Радионуклид |
Тип химического соединения при ингаляции |
Измерения in
vitro
|
Измерения in vivo |
|
|
Объект
измерения - моча |
Объект измерения - все тело |
Объект
измерения - щитовидная железа |
||
|
Органический |
||||
|
Диоксид |
||||
§ 56. Для дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения используют:
Групповой дозиметрический контроль облучения (ГДК);
Индивидуальный дозиметрический контроль облучения (ИДК).
§ 57. Групповой дозиметрический контроль заключается в определении значения ОЭД персонала по результатам систематических измерений объемной активности в воздухе рабочих помещений (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в этом помещении (на рабочем месте). Значения ОЭД, которые могут быть получены с помощью ГДК, характеризуются значительной неопределенностью. Проведение ГДК является одним из элементов контроля радиационной обстановки на рабочих местах (в рабочих помещениях). Результаты ГДК используются:
Для планирования дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала;
Для оценки индивидуальных доз облучения персонала.
§ 58. Значение ОЭД, полученное с помощью ГДК, может быть приписано индивиду в качестве значения индивидуальной ОЭД только в условиях нормальной эксплуатации ИИИ и если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на его рабочем месте не является или по прогнозу не может являться значимым, то есть не превышает уровень введения индивидуального дозиметрического контроля У ВК , установленный в Регламенте ДК предприятия.
§ 59. Индивидуальный дозиметрический контроль заключается в определении значения ОЭД внутреннего облучения персонала по результатам систематических индивидуальных измерений физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, с помощью инструментальных методов.
§ 60. Согласно § 53 и § 55 индивидуальные измерения физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, заключаются в определении активности радионуклидов:
Во всем теле человека либо о его отдельных органах;
В выделениях человека или других пробах биологического происхождения.
§ 61. Индивидуальный дозиметрический контроль используется:
Для определения доз облучения персонала группы А в условиях нормальной эксплуатации источника излучения, если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочем месте является или по прогнозу может являться значимым, то есть превышает УВК;
Для определения доз облучения всех лиц, работающих с источниками облучения в условиях планируемого повышенного (потенциально опасного) облучения.
Рис. 1 . Организационная схема дозиметрического контроля персонала группы А .
§ 62. Содержание дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения заключается в проведении систематических измерений физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, и переходе от результатов измерений характеристик радиационной обстановки к индивидуальным значениям нормируемых величин, определенных с приемлемой неопределенностью. В дозиметрическом контроле вводятся два этапа (см. Рис. 1 и раздел 10 МУ 2.6.1.16-2000):
Этап группового дозиметрического контроля (ГДК), где применяется элементарная модель определения индивидуальной ОЭД;
Этап индивидуального дозиметрического контроля (ИДК), где применяются стандартная и специальная модели определения индивидуальной ОЭД.
§ 63. Расчет индивидуальной дозы при ГДК проводится согласно требованиям раздела 6.1. Элементарная модель определения индивидуальных доз заключается в расчете индивидуальных доз облучения для стандартных условий облучения по результатам контроля радиационной обстановки на рабочих местах. При расчетах используются значения величины объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочем месте, Q U,G (см. раздел 5.1).
§ 64. Расчет индивидуальной дозы при ИДК проводится согласно разделу 6.2 на основании определения величины ингаляционного поступления. При ИДК используются стандартная и специальная модели определения индивидуальных доз:
1) Стандартная модель заключается в использовании стандартных условий облучения, определяемых в п. 8 НРБ-99 и МУ 2.6.1.16-2000, при интерпретации результатов систематических измерений физических величин согласно § 60. Использование стандартной модели является достаточным на первом этапе индивидуального контроля, который охватывает максимальное количество людей и ограничивается условием не превышения индивидуальной дозы соответствующего контрольного уровня (уровня действия - согласно п. 10.1 МУ 2.6.1.16-2000);
2) Специальная модель заключается в интерпретации результатов систематических измерений физических величин согласно § 60 и расчете индивидуальных доз облучения для реальных условий облучения (т. е. для реальных значений физико-химических характеристик аэрозолей при ингаляции). Специальная модель применяется на втором этапе индивидуального дозиметрического контроля с целью уточнения величины индивидуальной дозы для ограниченного числа людей.
§ 65. Непосредственно для целей планирования и организации ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации источника излучения устанавливается ряд дозовых уровней (см. Рис. 1):
Уровень введения индивидуального дозиметрического контроля (У ВК ) - такое значение годовой эффективной дозы или эквивалентной дозы облучения органа, при действительном или предполагаемом превышении которого определение соответствующих доз следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения работника;
Уровень исследования (У И ) - такое значение дозы, полученной в течение периода контроля, при превышении которого следует провести исследование причин повышения дозы и при необходимости провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте;
Уровень действия (У Д ) - такое значение дозы, при действительном или предполагаемом превышении которого следует уточнить значение индивидуальной дозы с помощью специальной модели определения дозы и при необходимости провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте.
§ 66. В случае обнаружения систематического превышения значения У Д следует планировать проведение медицинского обследования в стационаре.
§ 67. Значения У ВК согласно МУ 2.6.1.16-2000 устанавливаются предприятием в диапазоне 1 - 5 мЗв и согласовываются с органами Госсанэпиднадзора при разработке Регламента ДК внутреннего облучения.
§ 68. Значения У И и У Д устанавливаются предприятием в зависимости от характера выполняемых работ и согласовываются с органами Госсанэпиднадзора. Указанные уровни должны приводиться в Регламентах ДК внутреннего облучения персонала.
§ 69. В нормальных условиях обращения с источником согласно требованиям раздела 6 МУ 2.6.1.16-2000:
Нецелесообразно устанавливать значения У ВК ниже 1 мЗв;
Решение об установлении значения У ВК выше 1 мЗв, но ниже 5 мЗв принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки;
Значения У ВК не следует устанавливать выше 5 мЗв.
Принятие решения о значении У ВК для организации дозиметрического контроля персонала предприятия должно учитывать следующие основные факторы:
Ожидаемый уровень облучения;
Наиболее вероятные изменения дозы облучения;
Сложность методов измерения и интерпретации, составляющих программу контроля.
§ 70. Перечень радионуклидов, поступление которых необходимо определять для целей планирования и проведения ДК профессионального облучения, определяется по результатам радиационного контроля радионуклидного состава аэрозолей на рабочих местах. При осуществлении измерений следует определять радионуклиды, годовые ОЭД которых превышают 20 % для гамма-излучателей и 50 % для альфа-излучателей значения уровня регистрации, установленного согласно § 8.3 МУ 2.6.1.16-2000. и для объемных активностей которых выполняется неравенство:
 | (6) |
где: - среднегодовая объемная активность радионуклида U в рабочем помещении (на рабочем месте), Бк/м 3 ; ДОА U - минимальное из значений допустимой среднегодовой объемной активности радионуклида U , приведенных в Приложении П-1 к НРБ-99 для разных типов G его соединений. Определение среднегодовой объемной активности проводится на основании результатов контроля радиационной обстановки согласно отдельным МУ.
