Методические указания МУ 2.6.1.065-2014 Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования.
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).
2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по специальному нормированию ФМБА России (протокол N 8 от 06.11.2014 г.).
3. Утверждены Заместителем руководителя ФМБА России, Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям B. В.Романовым.
4. Введены в действие с 01 января 2015 года.
5. Введены взамен МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования".
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
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)": Санитарные правила и нормативы
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
ГОСТ Р 8.417-2002* Межгосударственный стандарт. ГСИ. Единицы величин
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
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.
________________
13. В соответствии с поставленной целью, основными задачами ДК внутреннего облучения персонала являются:
- в нормальных условиях обращения с радиоактивными веществами в открытом виде:
________________
- 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;
________________
15. Физическими величинами, характеризующими источники внутреннего облучения работника и измеряемые при дозиметрическом контроле внутреннего облучения, являются:
16. Нормируемыми величинами для дозиметрического контроля при внутреннем облучении персонала в контролируемых условиях обращения с радиоактивными веществами в открытом виде являются:
Виды дозиметрического контроля
17. Для дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения используют:
- дозиметрический контроль рабочих мест (ДКРМ);
- индивидуальный дозиметрический контроль персонала (ИДК).
________________
- 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 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.
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:
________________
30. В нормальных условиях обращения с источником:
- 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.
где
________________
________________
________________
где
________________
Дозиметрический контроль рабочих мест
32. Основными задачами, решаемыми при дозиметрическом контроле рабочих мест персонала предприятия, являются:
________________
- 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
________________
________________
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:
________________
36. Для расчета максимального значения ОЭД на рабочем месте можно использовать статистический метод расчета неопределенности оценки дозы или упрощенную формулу, например:
где
Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения
37. Основными задачами, решаемыми при индивидуальном дозиметрическом контроле внутреннего облучения персонала, являются:
________________
- 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.
где
________________
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.
_______________
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 [ISO, 2011]) 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 [ISO, 2011]
Радионуклид | Тип химического соединения при ингаляции | Измерения in vitro | Измерения in vivo | |
|
| Объект измерения - моча | Объект измерения - все тело | Объект измерения - щитовидная железа |
H | HTO | 30 | - | - |
C | Органический | 7 | - | - |
| Диоксид | 180 | - | - |
 Р | Б | 30 | - | - |
 Р | Б | 30 | - | - |
 S | Б | 7 | - | - |
 Cl | Б | 30 | - | - |
 Cr | Б | (15) | 15 | - |
 Mn | П | - | 90 | - |
 Fe | П | - | 90 | - |
 Co | М | (30) | 180 | - |
 Co | М | (90) | 180 | - |
 Co | М | (180) | 180 | - |
 Ni | П | 15 | - | - |
 Se | П | - | 180 | - |
 Sr | Б, М | 30 | - | - |
 Sr | Б, М | Б:30, М:180 | - | - |
 Ag | М | - | 180 | - |
 | Б | (90) | - | 90 |
 | Б | (15) | - | 15 |
 Cs | Б | (180) | 180 | - |
 Ra | П | 180 | - | - |
Примечание. Если число дано в скобках, то это альтернатива значению из другого столбца, для случаев, когда невозможно провести измерения in vivo. | ||||
Таблица 2 - Максимальные интервалы между измерениями (дни) при проведении текущей программы дозиметрического контроля для соединений урана [ISO, 2011]
Соединение урана | Тип химического соединения при ингаляции | Анализы in vitro
| Измерения in vivo | |
|
| Объект измерения - моча | Объект измерения - кал | Объект измерения - легкие |
UF  | Б | 90 | - | - |
UO  ·nH  O | Б | 30 | - | - |
UO (NO  ) | Б | 30 | - | - |
(NH ) U O  | Б | 30 | - | - |
UF | П | 90 | 180 | 180 |
UO | П | 90 | 180 | 180 |
U O  | П | 90 | 180 | 180 |
UO | М | 90 | 180 | 180 |
Примечание. Данные приведены с учетом как радиологической, так и химической токсичности соединений урана. | ||||
Таблица 3 - Максимальные интервалы между измерениями (дни) при проведении текущей программы дозиметрического контроля для соединений актинидов (кроме урана) [ISO, 2011]
Радионуклид | Тип химического соединения при ингаляции | Анализы in vitro
| Измерения in vivo | |
|
| Объект измерения - моча | Объект измерения - кал | Объект измерения - легкие |
 Th | М | - | 180 | - |
 Th | М | - | 180 | - |
Th | П | - | 180 | - |
 Np | П | 180 | 180 | - |
 Pu | М | 180 | 180 | - |
 Pu | М | 180 | 180 | - |
Pu | П | 180 | 180 | - |
 Am | П | 180 | 180 | 180 |
 Cm | П | 180 | 180 | - |
Требования к метрологическому обеспечению дозиметрического контроля
47. Система ДК внутреннего облучения персонала включает в себя средства измерений (зарегистрированные в Государственном реестре средств измерений) характеристик радиационной обстановки и индивидуальных характеристик облучения работника и следующие нормативные и методические документы:
- Порядок дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала (Порядок ДК);
- аттестованную методику (методики) измерений (МИ) с применением конкретных СИ и аттестованных смесей (источников) для контроля качества измерений;
- аттестованную методику (методики) выполнения расчетов (МВР) - методику интерпретации результатов этих измерений в величинах поступления и ОЭД внутреннего облучения.
________________
49. Методики измерений (МИ) и методики расчетов, предназначенные для дозиметрического контроля, оформляют как методики радиационного контроля (далее - МРК); МРК должны удовлетворять требованиям ГОСТ 8.638-2013 и МИ 2453-2015, быть аттестованы и зарегистрированы в Федеральном информационном фонде по обеспечению единства измерений в установленном порядке.
50. Службы предприятий и организаций, осуществляющие дозиметрический контроль внутреннего облучения персонала, должны быть аккредитованы в соответствии с требованиями ГОСТ 8.638-2013 и МИ 2453-2015.
51. Для контроля доз облучения персонала должны применяться средства измерений (СИ) утвержденного типа (прошедшие испытания и внесенные в Государственный реестр СИ) и периодически поверяемые в установленном порядке.
________________
Результат определения дозы должен содержать:
- значение искомой величины Е (оцененное значение ОЭД внутреннего облучения), основанное на измерении и расчете по результатам измерения;
В документы по учету индивидуальной дозы облучения работника следует вносить измеренное или рассчитанное значение искомой величины Е.
53. При оценке неопределенности значения искомой величины, определяемой по результатам дозиметрического контроля, следует учитывать:
- неопределенности измерений, обусловленные погрешностями средств измерений;
- статистическую неопределенность измерений;
- неопределенность распространения результатов измерений или расчетов на нормируемый объект контроля (согласно п.56 и п.57).
При оценке неопределенности значения искомой величины не следует учитывать неопределенности принятых в обоснование НРБ-99/2009 и используемых в радиационном контроле дозиметрических моделей и их параметров, характеризующих стандартного работника.
54. Требования к допустимым уровням неопределенности при определении индивидуальной дозы внутреннего облучения и представлению результата с учетом этой неопределенности выражаются формулой:
При определении безусловной приемлемости неопределенности оценки дозы при текущем ИДК следует руководствоваться требованием НРБ-99/2009 о непревышении индивидуальной ОЭД работника 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год с достаточной степенью надежности, определяемой с учетом неопределенности результата определения ОЭД.
________________
Требования к методикам измерений
55. Методики измерений разрабатываются в соответствии с требованиями ГОСТ 8.638-2013 и МИ 2453-2015.
Требования к методикам расчетов
56. Методика расчетов предназначена для интерпретации результатов индивидуальных систематических измерений физических величин, характеризующих облучение работника, с целью определения значения и оценки абсолютной неопределенности величины ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения работника, обусловленной поступлением радионуклидов за календарный год и за период работы.
57. В методике расчета для определения значения искомой величины ожидаемой эффективной дозы работника на разных этапах ее оценки следует учитывать:
- случайный характер поступления радионуклида в органы дыхания и неопределенность момента поступления радионуклида за период контроля;
- представительность используемого метода измерения (пробоотбора);
- погрешность измерений индивидуальной характеристики облучения работника согласно МИ;
- вариабельность измеряемой (экспериментальной) биофизической величины относительно ожидаемых (расчетных) значений для стандартного работника (или фантома);
- величины активности радионуклида в теле человека или в его отдельных органах либо в биопробах, обусловленные поступлением радионуклида в организм работника в прошлом;
- неопределенность или вариабельность влияющих на биокинетику физико-химических характеристик радиоактивного материала, облучению которым может подвергаться работник, в частности:
- радионуклидный состав смеси.
58. Согласно требованиям п.9 настоящих МУ все расчеты индивидуальных доз выполняются для математической модели стандартного работника, включающей модели МКРЗ, использованные при разработке НРБ-99/2009, и предназначенной для обеспечения стандартизованной основы для определения индивидуальной дозы профессионального внутреннего облучения. При этом при оценке неопределенности значения индивидуальной дозы внутреннего облучения не следует учитывать неопределенности принятых в обоснование НРБ-99/2009 и используемых в радиационном контроле дозиметрических моделей и их параметров, характеризующих дозовые коэффициенты стандартного работника.
59. Методика расчетов должна содержать описание алгоритма расчета поступления и ОЭД, а также оценку неопределенности их расчета с учетом факторов, перечисленных в п.57. В методике расчетов должны быть указаны:
- используемые дозовые коэффициенты перехода от оценок поступления к оценкам ОЭД внутреннего облучения;
- используемые функции удержания радионуклида в теле человека или функции выведения радионуклида из тела человека с мочой или калом;
- используемые функции поступления радионуклида за период контроля;
- принятый алгоритм учета предыстории поступлений в период времени, предшествовавший введению в действие настоящих МУ и Порядка ДК.
60. Методика расчетов должна содержать стандартную процедуру расчета, приведенную в Приложении 2 в качестве обязательной процедуры расчета ОЭД. Методика расчетов может содержать другие процедуры расчета в качестве дополнительных процедур расчета ОЭД. При использовании статистического способа расчета ОЭД необходимо указывать информацию о плотности распределения используемых в расчете параметров модели, таких как момент поступления, АМАД, тип соединения при ингаляции и коэффициент всасывания. Для сравнения с нормируемой величиной (годовым пределом дозы) в этом случае следует использовать верхнюю границу оценки ОЭД, отражающую 95%-ную вероятность ее непревышения.
61. Для определения поступления и ОЭД используется стандартная процедура расчета. Допускается использование других процедур расчета, если они обоснованы и их применение утверждено в документе Порядок ДК.
Порядок дозиметрического контроля внутреннего облучения (типовые требования)
62. Порядок дозиметрического контроля является документом, действующим в пределах одного предприятия, устанавливающим порядок выполнения действий и процедур, результатом которых является решение задач ДК, перечисленных в п.13.
63. Цель Порядка ДК заключается в организации системы контроля внутреннего облучения персонала для получения достоверной информации об индивидуальных дозах персонала и обеспечения выполнения требований НРБ-99/2009 в части определения степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов.
64. Порядок ДК предприятия определяет и утверждает следующие действия и процедуры, необходимые для выполнения задач ДК:
- инструкцию по организации (или график) регулярных измерений объемной активности аэрозолей техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон), с учетом выполнения требований к периодичности и чувствительности измерений;
- методику расчета значений индивидуальных ОЭД на рабочих местах по результатам регулярных измерений объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон);
________________
- способы ограничения уровня облучения персонала по результатам прогностической оценки значений индивидуальных ОЭД внутреннего облучения работников предприятия с указанием значений контрольных уровней облучения;
- порядок определения групп работников, для которых необходимо проведение ИДК;
- инструкцию по организации (или график) регулярных измерений характеристик внутреннего облучения работников, с учетом выполнения требований к периодичности и чувствительности измерений;
- методику расчета значений индивидуальных ОЭД работников по результатам регулярных измерений характеристик внутреннего облучения работников;
- способы сравнения значений индивидуальных ОЭД с установленными допустимыми уровнями с указанием соответствующих действий и мероприятий;
- перечень СИ и МИ, необходимых и достаточных для выполнения задач ДК.
Запись и хранение результатов измерений и определения дозы
________________
- в рамках ДКРМ - о необходимости введения ИДК (см. п.35);
- в рамках ИДК - о достаточности текущего контроля или о необходимости применения специального контроля (см. п.54).
66. Поскольку при контроле внутреннего облучения значение ОЭД получается на основе инструментальных измерений, необходимо обязательно иметь базу данных этих первичных измерений, которая может быть также использована при пересчете значений дозы в случае изменений или уточнений параметров, используемых при ДК моделей. В этой базе данных должны быть отражены следующие параметры:
- входные данные о контролируемом работнике (Ф.И.О., табельный N, год рождения, место работы, краткая информация о характере выполняемой работы и т.п.);
- дата начала контроля (начала работы в условиях, требующих индивидуального дозиметрического контроля);
- дата отбора пробы и ее объем;
- дата и результат измерения за вычетом фоновой составляющей;
- использованная МВИ (метод анализа и измерения);
- использованная методика расчета (метод получения численных значений ОЭД внутреннего облучения);
- другие дополнительные сведения в соответствии с используемым методом контроля.
67. В системах учета (базах данных) результатов ДК отражаются сведения о величинах годовой эффективной дозы, годовой эффективной дозы, усредненной за 5 последовательных лет, а также дозы, полученной за весь период работы, с указанием используемых методик расчета. Отдельно регистрируются дозы, получаемые при нормальной эксплуатации источников излучения, при планируемом повышенном облучении и обусловленные возникновением нестандартных условий облучения и радиационных аварий.
68. Сроки хранения индивидуальных записей об облучении работника устанавливаются в соответствии с требованиями Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/2010.
Приложение 1.
Таблица П1-1. Критические значения для биофизического исследования мочи
Радионуклид | Тип химического соединения при ингаляции | Максимальный период между измерениями активности в моче, сутки | Критические значения, соответствующие ОЭД 0,1 мЗв, Бк/СКМ |
H | HTO | 30 | 4000** |
C | органический диоксид | 7
180 | 10
300 |
P | Б | 30 | 10** |
P | Б | 30 | 100** |
S | Б | 7 | 20 |
Ni | П | 15 | 3 |
Sr | Б | 30 | 10 |
| М | 30 | 5 E-2 |
Sr | Б | 30 | 1 |
| М | 180 | 3 E-3 |
Ra | П | 180 | 1 E-4 |
Уран*** (естественный) UF | Б | 90 | 1 E-2 |
Уран*** (естественный) UO ·nH O, UO (NO ) , (NH ) U O | Б | 30 | 2 E-2 |
Уран (естественный) UF , UO | П | 90 | 3 E-3 |
Уран (естественный) UO , U O | М | 90 | 2 E-5 |
Np | П | 180 | 1 E-4 |
Pu | М | 180 | 7 E-7 |
Pu | М | 180 | 1 E-6 |
Pu | П | 180 | 1 E-5 |
Am | П | 180 | 3 E-5 |
Cm | П | 180 | 3 E-5 |
Примечание. Для некоторых нуклидов фактический предел обнаружения не соответствует требованиям стандарта ISO 20553:2006. Численные данные для таких нуклидов представлены для определения адекватности проводимого дозиметрического контроля.
** Приведено в Бк/л.
*** На основе биокинетических данных, опубликованных в (Stradling N., Hodgson A., Ansorbolo E. and Berard P. Industrial Uranium compounds exposure limits, assessment of intake and toxicity after inhalation. NRPB report W22 (2002). | |||
Таблица П1-2. Критические значения для биофизического исследования кала
Радионуклид | Тип химического соединения при ингаляции | Максимальный период между измерениями активности в пробе кала, (сутки) | Критические значения, соответствующие ОЭД 0,1 мЗв, (Бк/СКК) |
Уран (естественный) UF , UO | П | 180 | 2 E-3 |
Уран (естественный) UO , U O | М | 180 | 9 E-4 |
Th | М | 180 | 2 E-4 |
Th | М | 180 | 5 E-4 |
Th | П | 180 | 2 E-4 |
Np | П | 180 | 7 E-2 |
Pu | М | 180 | 5 E-4 |
Pu | М | 180 | 7 E-4 |
Pu | П | 180 | 1 E-4 |
Am | П | 180 | 2 E-4 |
Cm | П | 180 | 4 E-4 |
Для некоторых нуклидов фактический предел обнаружения не соответствует требованиям стандарта ISO 20553:2006. Численные данные для таких нуклидов представлены для определения адекватности проводимого дозиметрического контроля. | |||
Таблица П1-3. Критические значения для измерения активности всего тела
Радионуклид | Тип химического соединения при ингаляции | Максимальный период между измерениями активности всего тела, сутки | Критические значения, соответствующие 0,1 мЗв, Бк |
Cr | Б | 15 | 20000 |
Mn | П | 90 | 1000 |
Fe | П | 90 | 400 |
Co | М | 180 | 2000 |
Co | М | 180 | 500 |
Co | М | 180 | 100 |
Se | П | 180 | 4000 |
Ag | М | 180 | 200 |
Cs | Б | 180 | 2000 |
Критические значения для измерения активности в легких при проведении текущего дозиметрического контроля, соответствующие значению ОЭД, равному 0,1 мЗв. | |||
Уран (  U) тетрафторид, триоксид | П | 180 | 0,6 |
Уран ( U) диоксид, закись-окись | М | 180 | 0,3 |
Am | П | 180 | 0,04 |
Таблица П1-4. Критические значения для измерения активности в щитовидной железе
Радионуклид | Тип химического соединения при ингаляции | Максимальный период между измерениями активности в ЩЖ, сутки | Критические значения, соответствующие 0,1 мЗв, Бк |
| Б | 90 | 200 |
| Б | 15 | 30 |
Приложение 2
Стандартная процедура расчета поступления и ОЭД
Стандартная процедура расчета поступления и ОЭД как для текущего, так и для специального контроля имеет одинаковый алгоритм, за исключением нескольких различий, рассмотренных далее, и состоит в последовательном выполнении следующих 8 шагов:
1. На первом шаге определяют, к какому классу относится данное измерение. Измерение, проведенное для текущего контроля, должно соответствовать требованиям периодичности проведения измерений в соответствии с таблицами 1-3 п.46. Если измерение не удовлетворяет данным требованиям, оно рассматривается как измерение, проведенное для специального контроля.
________________
Вклад предыдущих поступлений в измеренное значение рассчитывают, используя уравнение:
где
P - активность радионуклида (в Бк), которая должна быть в измеряемом объекте (in vitro или in vivo) в соответствии с поступлениями, документированными ранее;
i - индекс события, связанного с ранее документированным поступлением;
m(t) - функция удержания или выведения (Бк/Бк поступления, Бк/сутки/Бк поступления и т.п.).
Если измеренное значение, М, находится в интервале
то это означает, что нет статистически значимого вклада нового поступления. В этом случае достаточно записать измеренное значение без дальнейшей оценки дозы.
Если измеренное значение, М, удовлетворяет неравенству
то это указывает на несоответствие предыдущих оценок и измеренного значения. В этом случае необходимо подтверждение надежности предыдущих оценок и результата текущего измерения путем его повторения. Если предыдущие оценки не могут быть подтверждены, то решение об учете их вклада в текущее измерение решается экспертным путем с использованием процедуры, описанной в п.7.
Если измеренное значение, М, удовлетворяет неравенству
то измеренное значение является следствием еще не учтенного поступления. В этом случае текущее измерение может быть интерпретировано с помощью стандартной процедуры оценки дозы, описываемой на шаге 3.
3. На третьем шаге проводят стандартную процедуру оценки дозы, основанную на следующих предположениях:
- поступление произошло однократно в середине интервала между предыдущим и текущим измерениями;
- поступление произошло путем ингаляции аэрозоля с АМАД=5 мкм;
- тип соединения при ингаляции, функции удержания и выведения такие, которые определены в п.46 с параметрами, принятыми по умолчанию.
В качестве альтернативы могут быть использованы известные значения перечисленных выше параметров, характерные для данного предприятия, если показано, что эти параметры характерны для того процесса, в котором задействован работник, и этот факт отражен в Порядке ДК (пп.62-64).
Для расчета поступления за текущий период контроля и соответствующей ожидаемой эффективной дозы необходимо использовать уравнения (П2-5) и (П2-6):
где
- M’ - либо измеренное значение M, либо (M-P), если вклад, P, от предыдущих поступлений был рассчитан и признан значимым;
- E(50) - ожидаемая эффективная доза, Зв;
- e(50) - дозовый коэффициент, Зв/Бк;
4. На четвертом шаге проводят проверку критерия принятия стандартной оценки дозы без проведения дальнейшего анализа:
где
________________
В случае выполнения критерия (П2-7) рассчитанные по формулам (П2-5) и (П2-6) поступление и дозу документируют, и это значение дозы используют для определения формального соответствия пределу дозы.
Если контролируется более чем один радионуклид, то в уравнении (П2-7) используют сумму их вкладов в ожидаемую эффективную дозу за период контроля.
5. На пятом шаге проводят анализ результата измерения с точки зрения стабильности условий облучения, если критерий в п.4 не выполняется.
Неожиданно большое значение результата измерения по сравнению с предыдущими результатами измерений данного работника и/или других работников со схожими условиями облучения могут указывать на отклонение от нормальных условий работы, которые предполагаются при планировании программы контроля.
Для такого анализа рекомендуется установить количественный критерий для идентификации таких случаев отклонения от нормальных условий облучения, когда принятые в п.3 предположения могут не действовать и требуется проведение дополнительного исследования (измерения).
6. На шестом шаге проводят сравнение с пределом дозы.
Эту процедуру проводят в том случае, когда рассчитанная в соответствии с уравнениями (П2-5) и (П2-6) доза превышает 5% предела дозы (то есть условие в уравнении (П2-7) не выполняется) и нет признаков нарушения нормальных условий работы (в соответствии с п.5). Этот шаг состоит в проведении проверки на возможность превышения годового предела дозы.
Данная проверка имеет своей целью принятие решения о том, что оцениваемая доза с большой степенью надежности не превышает предела дозы и дальнейшая процедура уточнения оценки дозы не требуется. Для этого принимают во внимание неопределенность параметров (в соответствии с п.57).
Для сравнения следует выбирать те значения указанных параметров модели из их возможного диапазона, при которых формируется максимальное значение дозы. При этом если информации достаточно, чтобы характеризовать значения параметра в виде плотности распределения вероятности, то в качестве верхней границы диапазона значений параметра используют 95%-ную границу доверительного интервала. Это также относится и к определению верхней границы или максимального значения результата измерения.
Если полученное максимальное значение годовой дозы не превышает предела дозы в соответствии с уравнением (11) п.54, то рассчитанные по формулам (П2-5) и (П2-6) оценки поступления и дозы за рассматриваемый период контроля документируют вместе со всей информацией, которая была использована для расчета. Эту оценку дозы используют для формального сравнения с пределом дозы.
Если полученное максимальное значение годовой дозы превышает предел дозы, то требуется дальнейший анализ специфической для данного случая информации, процедура которого представлена на следующем шаге 7.
7. Шаг 7 выполняют, если предел дозы превышен согласно п.6. На этом шаге проводят анализ следующей специфической для рассматриваемого случая информации, цель которой - уменьшение неопределенности оценки дозы:
- вклад в М всех проанализированных и задокументированных предыдущих поступлений, которые должны быть вычтены из М (если это не было сделано ранее);
- дополнительная информация по скорости поступления за период контроля, например определение момента острого поступления, отличающегося от принятого в середине интервала (по данным контроля загрязнения воздуха), или обоснование применения модели хронического поступления;
- значения АМАД, отличающиеся от принятого значения;
- тип соединения при ингаляции или значения соответствующих параметров транспортабельности аэрозоля, отличающиеся от значений, принятых для максимальной оценки дозы;
- учет других путей поступления, кроме ингаляционного, например, пероральный или перкутанный пути поступления;
- результаты контроля загрязнения воздуха производственных помещений.
Используемая информация и данные должны быть обоснованы. Другие значения параметров модели ограничены тем перечнем значений параметров по умолчанию и соответствующих им функций удержания и выведения и дозовых коэффициентов, который приведен в Публикациях МКРЗ. Возможно также использование значений параметров, отличных от значений по умолчанию, если они прошли утверждение в соответствующей организации и совместимы с моделями МКРЗ.
8. На восьмом шаге проводят повторное сравнение рассчитанных с учетом выполнения п.7 оценок дозы с годовым пределом дозы. Это сравнение выполняют аналогично процедуре, описанной в п.6.
Если такое сравнение показывает, что и в этом случае годовой предел дозы может быть превышен, то принимают решение о необходимости применения более сложного статистического расчета или привлечения экспертов и проведения дополнительных измерений для уточнения индивидуальных функций удержания и выведения (и/или значений физико-химических параметров радиоактивного материала).
Процедура интерпретации результатов индивидуальных измерений, проведенных в рамках специального контроля или отнесенных к нему (в соответствии с п.1), как было отмечено выше, имеет тот же алгоритм, что и для текущих измерений, за исключением нескольких различий, обусловленных следующими обстоятельствами:
- в случае специального контроля, последовавшего в результате предполагаемого или действительного события, выходящего за рамки нормального, имеется априорная информация о вероятном моменте поступления радионуклида в организм человека.
Соответственно, различия в алгоритме расчета дозы при специальном контроле следующие:
- если поступление через рану или кожу или влияние процедур декорпорации (введение препаратов, ускоряющих выведение радионуклида из организма) не может быть исключено, то оценка дозы может потребовать более сложного анализа, который выходит за рамки стандартной процедуры;
- расчет дозы не должен быть основан на предположении однократного поступления в середине периода контроля; в данном случае должна быть использована имеющаяся априорная информация о вероятном моменте поступления и других необходимых параметрах;
- уменьшение неопределенности оценки дозы на основе анализа специфической для рассматриваемого случая информации в данном случае используется изначально и выполнение п.7 не требуется.
Приложение 3 (информационное)
Тип измерения (биопробы) | Значение коэффициента K для описания неопределенности типа Б |
Полная, 24-часовая проба мочи | 1,1 |
Концентрация трития в моче | 1,1 |
Имитированная (расчетная) 24-часовая проба мочи, нормализованная по креатинину | 1,7 |
Проба мочи за неполные сутки | 2,0 |
Проба кала за 24 часа | 3 |
Проба кала за 72 часа | 1,9 |
Источник неопределенности типа Б | Е<20 кэВ | 20 кэВ<Е<100 кэВ | Е>100 кэВ |
Вариации позиции детектора | 1,2 | 1,05 | <1,05 |
Вариации сигнала фона | 1,5 | 1,1 | <1,05 |
Вариации размеров тела | 1,5 | 1,12 | 1,07 |
Вариации защиты | 1,3 | 1,15 | 1,12 |
Вариация распределения активности | 1,3 | 1,05 | <1,05 |
Калибровка | 1,05 | 1,05 | 1,05 |
Оценка спектра с использованием HPGe детектора | 1,15 | 1,05 | 1,03 |
Суммарная неопределенность типа Б* | 2,06 | 1,25 | 1,15 |
* Суммарная неопределенность типа Б рассчитана по формуле:  , где K  - значение коэффициента K для компонента неопределенности i. | |||
Приложение 4 (информационное).
или
где
________________
Если измеряют объемную активность смеси техногенных радионуклидов (например, смеси радионуклидов урана), то
где
Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении аэрозолей смеси радионуклидов U, рассчитывают по формуле:
где
Радионуклид | Тип соединения при ингаляции | L , Бк/м (  мЗв в год) | L , Бк/м (  мг в год)* |
Pu-239 | М | 1,4E-02 |
|
| П | 4,4E-03 |
|
Уран (естественный) | Б | 4,0E-01 | 1,3E-01 |
| П | 7,3E-02 | 1,3E-01 |
| М | 2,6E-02 | 1,3E-01 |
| МП(80/20) | 3,0E-02 | 1,3E-01 |
U-238 | Б | 4,3E-01 | 6,5E-02 |
| П | 8,0E-02 | 6,5E-02 |
| М | 2,9E-02 | 6,5E-02 |
________________ * Рассчитано для учета химической токсичности урана
| |||
________________
или
где
________________
- Т - период контроля, сутки;
________________
Радионуклид | Тип соединения при ингаляции | T, сут | K  | L , Бк/сут (  20 мЗв в год) | L , Бк/сут ( 500 мг/год) ** | E***, мЗв (M=Lc) |
Pu-239 | М | 180 | 2 | 3,0E-05 |
| 3,2 |
| М | 365 | 2 | 6,5E-05 |
| 3,4 |
| М | 365 | 1,49* | 1,1E-04 |
| 5,5 |
| П | 365 | 2 | 3,9E-04 |
| 2,3 |
| П | 180 | 2 | 2,7E-04 |
| 2,4 |
Уран (естественный) | Б | 90 | 2 | 1,6E-01 | 6,0E-02 | 0,4 |
| Б | 180 | 2 | 8,0E-02 | 3,1E-02 | 0,3 |
| Б | 365 | 2 | 2,9E-02 | 1,1E-02 | 0,2 |
| П | 90 | 2 | 5,1E-02 | 6,0E-02 | 1,9 |
| П | 180 | 2 | 5,5E-02 | 6,5E-02 | 1,7 |
| П | 365 | 2 | 3,7E-02 | 4,3E-02 | 1,1 |
| М | 90 | 2 | 5,4E-04 | 2,1E-03 | 2,3 |
| М | 180 | 2 | 8,3E-04 | 3,3E-03 | 2,5 |
| М | 365 | 2 | 1,3E-03 | 5,3E-03 | 2,5 |
| МП(80/20)**** | 90 | 2 | 4,0E-03 | 1,4E-02 | 2,0 |
| МП(80/20) | 180 | 2 | 4,6E-03 | 1,6E-02 | 1,8 |
| МП(80/20) | 365 | 2 | 3,8E-03 | 1,3E-02 | 1,3 |
U-238 | Б | 90 | 2 | 1,6E-01 | 2,9E-02 | 0,2 |
| Б | 180 | 2 | 8,0E-02 | 1,5E-02 | 0,2 |
| Б | 365 | 2 | 2,9E-02 | 5,5E-03 | 0,1 |
________________ * Значение коэффициента K для трех суточных проб, взятых без перерыва на работу  . ** Рассчитано для учета химической токсичности урана.
*** Значение оценки ОЭД, полученной по стандартной методике (Приложение 2) для результата измерения  (для соединений урана выбрано минимальное значение L из двух, рассчитанных для 20 мЗв в год и 500 мг/год). ****Смесь соединений М (80%) и П (20%).
| ||||||
Приложение 5 (информационное)
_______________
- разное время усреднения объемной активности, происходящее за время нахождения работника в рабочей зоне (за время проведения производственных операций) и за время отбора пробы аэрозоля при контроле.
N | Тип распределения OA | Способ измерения ОА | |  | |
|
| По времени | По пространству |
|
|
1 | Равномерное по площади и по времени | Любой | Одна точка (несколько точек) контроля | 1,1 | 0,06 |
2 | Неравномерное по площади, равномерное по времени | Любой | Одна точка контроля
| 1,4-2* | 0,15 |
|
|
| Несколько точек контроля | 1,1-1,4* | 0,06-0,15* |
3 | Неравномерное по площади и по времени | Соответствует продолжительности работ (операционный контроль) | Одна точка контроля в зоне дыхания работника | 1,1 | 0,06 |
|
| Среднесменный контроль | Одна точка контроля | 5-30* | 0,5 |
|
|
| Несколько точек контроля | 2-5* | 0,15-0,3* |
* Выбор конкретных значений  и  зависит от степени неравномерности распределения значений ОА радионуклидов в помещении и количества точек контроля. При отсутствии данных выбирают максимальные значения из указанного диапазона. | |||||
Таблица П5-2 - Рекомендуемые диапазоны значений и | ||
Использование СИЗ ОД | | |
0 (без защиты) | 1 | 0 |
1 (СИЗ ОД "Лепесток") | 0,05-0,1* | 0,023-0,04* |
* Выбор конкретных значений и зависит от наличия данных по исследованию реальных значений коэффициента эффективности СИЗ ОД. При отсутствии данных выбирают максимальные значения. | ||
Приложение 6
Глоссарий
Аэрозоль - дисперсная система с газообразной средой и с твердой, жидкой или смешанной дисперсной фазой.
Аэрозоль радиоактивный - аэрозоль, в дисперсную фазу которого входят радионуклиды /ГОСТ 15484/.
Диаметр активностный медианный аэродинамический (АМАД) - такое значение аэродинамического диаметра частиц дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля, при котором 50% активности указанного аэрозоля приходится на частицы, имеющие диаметр меньше, чем АМАД, а 50% - на частицы, имеющие аэродинамический диаметр больше, чем АМАД (применяется при АМАД>0,5 мкм).
Диаметр активностный медианный термодинамический (АМТД) - такое значение термодинамического диаметра частиц дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля, при котором 50% активности данного аэрозоля приходится на частицы, имеющие диаметр меньше, чем АМТД, и 50% - на частицы, имеющие термодинамический диаметр больше, чем АМТД (применяется для характеристики дисперсности взамен АМАД при АМАД <0,5 мкм).
Величина операционная - величина, однозначно определяемая через физические характеристики поля излучения в точке или через физико-химические характеристики аэрозоля в точке, максимально возможно приближенная в стандартных условиях облучения к величине, нормируемой в целях ограничения облучения, и предназначенная для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле.
Доза индивидуальная эффективная (эквивалентная в органе или ткани) - эффективная доза (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. Значение индивидуальной дозы приписывается индивиду по результатам дозиметрического контроля.
Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).
Доза эффективная (Е) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:
Единица ожидаемой эффективной дозы - зиверт (Зв).
Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения, специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.
Источник радионуклидный открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.
Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
Контроль дозиметрический групповой (ДКРМ) - контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.
Контроль дозиметрический индивидуальный (ИДК) - контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника либо индивидуального поступления радионуклидов в организм каждого работника.
Место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно.
Облучение внутреннее - облучение органов и тканей человека в результате поступления радионуклидов в организм человека.
Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.
Период контроля - промежуток времени между последовательными измерениями характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) при проведении ДКРМ либо между последовательными индивидуальными измерениями характеристик облучения каждого работника при проведении ИДК.
Поступление радионуклида (ингаляционное) - активность радионуклида, проникшего в организм человека через органы дыхания вместе с воздухом.
Работник стандартный - воображаемый человек, обладающий биологическими и физическими свойствами, присущими среднестатистическому здоровому взрослому человеку. Свойства стандартного работника включают:
- антропометрические характеристики тела, отдельных органов и тканей человека;
- характеристики физиологических показателей человека;
- параметры биокинетики химических элементов в органах и тканях человека, рекомендованные МКРЗ и использованные при определении значений допустимых уровней облучения, установленных в НРБ-99/2009.
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.
Тип химического соединения при ингаляции - характеристика дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля в классификации по скорости перехода радионуклида из легких в кровь, установленной в дозиметрической модели органов дыхания МКРЗ:
Уровень контрольный - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Условия облучения стандартные - определенные в Нормах для целей нормирования техногенного облучения условия воздействия техногенных источников на человека, которые характеризуются следующими параметрами:
- временем облучения t в течение календарного года, равным 1700 ч для персонала группы А и 2000 ч - для персонала группы Б;
- классификацией дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля по скорости перехода радионуклида из легких в кровь согласно п.8.3 НРБ-99/2009. Распределение химических соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в приложении П-3 к НРБ-99/2009;
- логарифмически нормальным распределением активности по размерам частиц дисперсной фазы аэрозоля с АМАД, равным 1 мкм, и стандартным геометрическим отклонением, равным 2,5.
Условия облучения реальные - условия воздействия техногенных источников на человека, которые характеризуются фактически действующими значениями объема вдыхаемого воздуха, времени облучения в течение календарного года и физико-химическими характеристиками аэрозолей (дисперсность и растворимость при ингаляции), отличающимися от указанных в НРБ-99/2009.
Условия обращения с источником излучения контролируемые - условия обращения с источником ионизирующего излучения, при которых облучение персонала источником находится под контролем и управляемо. К контролируемым условиям относятся нормальные условия эксплуатации источников излучения и условия планируемого повышенного облучения.
Хроническое (внутреннее) облучение - облучение, обусловленное регулярным (ежесменным) поступлением радионуклидов в организм работника в результате постоянного загрязнения воздуха рабочих помещений, средний уровень которого определяют в процессе дозиметрического контроля рабочих мест.
Частица аэрозоля - твердый, жидкий или смешанный (многофазный) объект, находящийся во взвешенном состоянии в газообразной среде.
Приложение 7
Список исполнителей
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ
Методические указания
Руководитель работы:
к.т.н., с.н.с. О.А.Кочетков, ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им.А.И.Бурназяна ФМБА России
Исполнители:
к.т.н. Ю.В.Абрамов, ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им.А.И.Бурназяна ФМБА России,
к.т.н. С.Ю.Антропов, ООО "НТЦ Амплитуда",
к.б.н. В.В.Востротин, ФГУП ЮУрИБФ ФМБА России,
к.ф.-м.н. В.А.Кутьков, Российский научный центр "Курчатовский институт",
к.б.н. Б.А.Кухта, ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им.А.И.Бурназяна ФМБА России,
к.т.н. А.А.Молоканов, ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им.А.И.Бурназяна ФМБА России,
к.т.н. Н.П.Поцяпун, ФМБА России,
д.т.н. Ю.С.Степанов, ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им.А.И.Бурназяна ФМБА России.
Библиография
[Кутьков, 2007]. Величины в радиационной защите и безопасности // АНРИ. 2007. - N 3. - С.2-25
[Молоканов, 2010]. Молоканов А.А. Современная методология контроля доз внутреннего облучения персонала. // АНРИ. 2011. - N 4. - С.2-18.
[МУ 2.6.1.16-2000]. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. Методические указания МУ 2.6.1.16-2000. - В сб.: Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Т.1. - М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения Российской Федерации, Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем, 2001. - С.23-54
[МУ 2.6.1.26-2000]. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания МУ 2.6.1.26-2000. - В сб.: Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Т.1. - М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения Российской Федерации, Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем, 2001. - С.111-155
[НРБ-99/2009]. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009: Санитарные правила и нормативы
[ОСПОРБ 99/2010]. СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)": Санитарные правила и нормативы
[GUM, 1995] Guide to the Expression of Uncertainty in Measurements (GUM), International Organisation for Standardisation (ISO), Geneva, Switzerland (1995)
[ICRP-30(1), 1979]. Limits for Intakes of Radionuclides by Workers, ICRP Publication 30, Part 1. Ann. ICRP 2 (3/4), 1979, Pergamon Press, Oxford. (Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением. Публикация 30 МКРЗ. Часть 1. М. Энергоатомиздат, 1982)
[ICRP-66, 1994]. Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection, ICRP Publication 66. Ann. ICRP 24 (1/3), 1994
[ICRP-78, 1998] Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers. Replacement of ICRP Publication 54. ICRP Publication 78. Ann. ICRP 28(1), 1998
[ICRP-CD1, 2001] The ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public. - ICRP CD 1, 2001
[ISO, 2006]. ISO 20553:2006, Radiation protection - Monitoring of workers occupationally exposed to a risk of internal contamination with radioactive material
[ISO, 2010а]. ISO 28218:2010. Radiation protection - Performance criteria for radiobioassay
[ISO, 2010б]. ISO 11929:2010. Determination of the characteristic limits (decision threshold, detection limit and limits of the confidence interval) for measurements of ionizing radiation - Fundamentals and application
[ISO, 2011]. ISO 27048:2011. Radiation protection - Dose assessment for the monitoring of workers for internal radiation exposure