какие дозиметры должны использоваться для проведения радиационного контроля идк
Какие дозиметры должны использоваться для проведения радиационного контроля идк
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских организаций
Дата введения: с момента утверждения
1. РАЗРАБОТАНЫ Федеральным бюджетным учреждением науки «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В.Рамзаева» (Барковский А.Н., Голиков В.Ю., Кайдановский Г.Н., Кальницкий С.А.).
2. УТВЕРЖДЕНЫ Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г.Онищенко 19 апреля 2012 г.
3. ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ с момента утверждения.
3.* ВВОДЯТСЯ ВЗАМЕН МУ 2.6.1.2118-06 «Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских учреждений».
ВНЕСЕНО Изменение N 1, утвержденное и введенное в действие 20.05.2015
Изменение N 1 внесено изготовителем базы данных по тексту М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2016 год
I. Область применения
1.2. Настоящие МУ предназначены для администрации медицинских организаций, органов Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, служб радиационной безопасности (радиационного контроля), организаций, аккредитованных в установленном порядке на право проведения радиационного контроля.
1.3. МУ распространяются на методы определения индивидуальных эффективных и эквивалентных доз внешнего облучения медицинского персонала и организацию соответствующего контроля в медицинских организациях Российской Федерации.
номенклатуру дозиметрических величин для контроля внешнего облучения медицинского персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения;
требования и принципы организации дозиметрического контроля внешнего облучения медицинского персонала;
процедуру интерпретации результатов измерения, учет и представление их контролирующим и заинтересованным организациям;
общие требования к методам определения дозиметрических величин и средствам измерения.
II. Цели контроля профессионального облучения
2.1. Контроль профессионального облучения является одной из основных частей системы обеспечения радиационной безопасности персонала. Целью контроля является достоверное определение доз облучения персонала для установления соответствия условий труда требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 и подтверждения того, что радиационная безопасность персонала обеспечена должным образом, а техногенный источник излучения находится под контролем.
2.2. Контроль профессионального облучения заключается в определении индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала и/или индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей. Под индивидуальной дозой здесь понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе или ткани в зависимости от контекста), 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.
III. Нормируемые величины профессионального облучения
3.2. Для обеспечения защиты детей, которые могут родиться у работницы, в НРБ-99/2010 из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, в отношении профессионального облучения которых установлены дополнительные ограничения (п.3.1.8 НРБ-99/2010).
3.3. Согласно п.п.3.1.2, 3.1.4, 3.1.6 и 3.1.8 НРБ-99/2010, в случае облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения нормируются дозиметрические величины, представленные в Таблице 3.1. Значения пределов доз, как и значения допустимых уровней воздействия для персонала группы Б, равны 1/4 соответствующих значений для персонала группы А.
Таблица 3.1. Нормируемые величины облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения
Значение предела, мЗв
Годовая эффективная доза, усредненная за любые последовательные 5 лет (но не более 50 мЗв в год)
Эффективная доза, накопленная за период трудовой деятельности (50 лет)
Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза
Годовая эквивалентная доза облучения кожи
Годовая эквивалентная доза облучения кистей и стоп
Месячная эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин в возрасте до 45 лет
Согласно п.п.3.1.2 и 3.1.3 НРБ-99/2010 указанные в Таблице 3.1 нормируемые величины характеризуют воздействие техногенных источников на работника вследствие его производственной деятельности в контролируемых условиях обращения с источниками излучения и не включают в себя:
дозы медицинского облучения;
дозы аварийного облучения.
IV. Содержание контроля профессионального облучения
4.1. Контроль индивидуальных доз профессионального облучения проводится на соответствие их нормируемым величинам, указанным в Таблице 3.1.
4.2. Для контроля профессионального облучения применяют:
Для участников специальных рентгенологических исследований (хирург, анестезиолог и другие), которые не относятся к персоналу группы А и по условиям работы находятся в резко неоднородном поле излучения, в качестве метода определения индивидуальных доз необходимо применять ИДК.
V. Операционные величины дозиметрического контроля
5.1. НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 предписывают выражать дозы облучения персонала в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека (эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани). Эти величины не являются непосредственно измеримыми. В настоящих МУ для соблюдения указанных требований НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 используются операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения. Результаты измерений операционных величин принимаются в качестве разумно консервативной оценки соответствующих нормируемых величин.
Таблица 5.1. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при проведении ГДК
Операционная величина: мощность амбиентного эквивалента дозы
Часть 4. Индивидуальный дозиметрический контроль
Часть 4
Индивидуальный дозиметрический контроль
Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) является составной частью радиационного контроля, осуществляемого при оценке условий выполнения аварийных и спасательных работ сотрудниками, непосредственно работающими в сфере действия ионизирующих излучений.
Основной целью проведения ИДК является получение информации о дозах облучения сотрудников за определенный период времени. Данный контроль позволяет своевременно выявить и установить наличие источника повышенного уровня облучения сотрудников и предупредить их переоблучение.
Ответственность за организацию и проведение ИДК сотрудников несет руководитель (командир, начальник) организации или учреждения (формирования, подразделения).
В зависимости от объема и характера проведения работ ИДК должен осуществляться специально выделенным для этой цели лицом (лицами), прошедшим специальную подготовку.
Индивидуальный дозиметрический контроль должен осуществляться силами организации или учреждения (формирования, подразделения), проводящего работы в условиях воздействия радиационного фактора.
Объем проведения ИДК, периодичность, выбор контингента, подлежащего ИДК утверждаются руководством организации или учреждения (формирования, подразделения) по согласованию со службой радиационной, химической и биологической защиты.
В зависимости от характера работ индивидуальный дозиметрический контроль облучения сотрудников включает в себя:
— индивидуальный контроль за дозой внешнего бета-излучения, нейтронов, рентгеновского и гамма-излучений;
— индивидуальный контроль за дозами внутреннего облучения.
Для оценки доз внешнего облучения выделяют три основных вида ИДК внешнего облучения:
Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения сотрудников в нормальных условиях эксплуатации ИИИ.
Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения сотрудника при выполнении работ, связанных с возможным повышенным внешним облучением. К таким работам относятся операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение не планируется, а также работы в условиях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий.
Задача аварийного контроля заключается в определении больших доз облучения сотрудника в случае чрезвычайной (внештатной) ситуации.
Лица, ответственные за организацию и проведение ИДК, должны знать:
— основные положения нормативных документов, регламентирующих дозовые нагрузки на сотрудников;
— методы контроля доз, с помощью которых наиболее целесообразно определять величины внешнего и внутреннего облучения сотрудников;
— принцип оценки уровня облучения сотрудников и его учета;
— методику технического обслуживания индивидуального дозиметра (комплекта).
При организации ИДК сотрудников, принимающих участие в ликвидации последствий ЧС с радиационным фактором ответственные лица обязаны проводить:
— регистрацию и учет доз облучения сотрудников;
— обобщение и анализ полученной информации;
— передачу данных в АСИДК. Процедура интерпретации результатов измерений дозиметрического контроля, учета, хранения и отображения их в АСИДК определяется Положением об АСИДК МЧС России.
При обнаружении превышения доз облучения ответственные за ИДК должны сообщить об этом руководству организации или учреждения (формирования, подразделения) с целью установления причин повышенного облучения.
Основным документом, регламентирующим уровни облучения сотрудников, являются «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99/2009.
При проведении ИДК могут быть использованы следующие методы контроля:
индивидуальный контроль с помощью индивидуальных дозиметров на основе ионизационных камер;
индивидуальный контроль с помощью дозиметров электронных прямопоказывающих;
индивидуальный контроль с помощью термолюминесцентных гамма-нейтронных дозиметров;
индивидуальный контроль с помощью радиолюминесцентных гамма-дозиметров.
Указанные методы классифицированы с учетом принципов измерения доз, видов регистрируемых излучений и областей использования ионизирующих излучений.
При проведении ИДК индивидуальные дозиметры должны закрепляться на наружной поверхности спецодежды, на уровне груди и (или) на нижней части живота. Вопрос о размещении дозиметров решается на основании измерений мощности амбиентной дозы на разных высотах для конкретного вида проводимых работ.
Общая характеристика основных типов индивидуальных дозиметров приведена в таблице 2.
Характеристика основных типов индивидуальных дозиметров
Тип средства дозиметрического контроля
Технические характеристики выпускаемых индивидуальных дозиметров
Какие дозиметры должны использоваться для проведения радиационного контроля идк
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
Проведение радиационного контроля инспекционно-досмотровых ускорительных комплексоВ
1. Настоящие методические рекомендации разработаны авторским коллективом в составе: Барковский А.Н., Воробьев Б.Ф., Голиков В.Ю., Добренякин Ю.Н., Мишин А.С. (ФГУН НИИРГ им. проф. Н.В.Рамзаева).
2. УТВЕРЖДЕНЫ Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека 29 июля 2008 г. N 01/8152-8-26.
1. Область применения
1.1. Настоящие методические рекомендации «Проведение радиационного контроля инспекционно-досмотровых ускорительных комплексов» (далее МР) разработаны с учетом требований «Норм радиационной безопасности (НРБ-99)» СП 2.6.1.758-99*, «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) СП 2.6.1.799-99 и «Гигиенических требований по обеспечению радиационной безопасности при обращении с лучевыми досмотровыми установками» СанПиН 2.6.1.2369-08.
1.2. МР определяют порядок проведения радиационного контроля инспекционно-досмотровых ускорительных комплексов с ускорителями электронов с энергией до 10 МэВ (далее комплексов).
1.3. МР предназначены для органов и учреждений Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека. Ими могут руководствоваться организации, эксплуатирующие комплексы, при осуществлении на них радиационного контроля.
2. Нормативные ссылки
2.2. «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)» СП 2.6.1.758-99.
2.3. «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)» СП 2.6.1.799-99.
2.4. «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с лучевыми досмотровыми установками» СанПиН 2.6.1.2369-08.
3. Общие положения
3.1. Комплекс содержит техногенный источник ионизирующего излучения, представляющий потенциальную радиационную опасность для здоровья персонала и населения. Обращение с комплексами должно производиться в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99 и СанПиН 2.6.1.2369-08.
3.2. Принцип действия комплексов основан на сканировании контролируемых объектов узким веерным пучком тормозного излучения с регистрацией полученного теневого изображения и компьютерной реконструкцией его с использованием специального программного обеспечения. Комплексы позволяют контролировать содержимое большегрузных автомобилей и контейнеров.
3.3. В качестве источника ионизирующего излучения в комплексе используется импульсный ускоритель электронов, относящийся к генерирующим источникам ионизирующего излучения, т.е. не содержащим радиоактивных веществ источникам, в которых ионизирующее излучение генерируется за счет изменения скорости заряженных частиц. В обесточенном состоянии комплекс не представляет радиационной опасности при перевозке и хранении.
3.4. Ускорители, используемые в составе комплексов, генерируют тормозное излучение с максимальной энергией фотонов не более 9 МэВ. При такой энергии фотоядерные реакции на большинстве ядер невозможны и опасность появления наведенной активности в контролируемом грузе, окружающей среде и конструкциях комплекса практически исключена.
3.5. Тормозное излучение ускорителей, используемых в составе комплексов, является импульсным (длительность импульсов 2-5 мкс, частота следования 200-400 Гц). Поэтому для проведения радиационного контроля на комплексах должны использоваться средства измерений, предназначенные для измерения импульсного фотонного излучения с максимальной энергией до 9 МэВ.
3.6. По характеру использования комплексы делятся на мобильные и стационарные (СанПиН 2.6.1.2369-08 п.1.2.4.)
3.7. По конструктивным особенностям и технологии контроля комплексы разделяются (СанПиН 2.6.1.2369-08 п.1.2.6.) на два типа:
— к комплексам первого типа относятся стационарные и мобильные комплексы с неподвижным источником ионизирующего излучения и движущимся объектом контроля;
— к комплексам второго типа относятся стационарные и мобильные комплексы с неподвижным объектом контроля и движущимся источником ионизирующего излучения.
3.8. Радиационный контроль мобильных (стационарных) комплексов проводится: на рабочих местах персонала и на границе зоны ограничения доступа (внешних поверхностях стен досмотрового зала) и включает:
— контроль максимальной мощности дозы тормозного излучения на рабочих местах персонала при работе комплекса;
— контроль радиационной обстановки на границе зоны ограничения доступа (на внешних поверхностях стен досмотрового зала) при работе комплекса;
— контроль максимальной мощности дозы тормозного излучения на границе зоны ограничения доступа в области пучка излучения при работе мобильного комплекса;
— индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения.
3.9. При проведении контроля радиационной обстановки на границе зоны ограничения доступа (на внешних поверхностях стен досмотрового зала) контролируемой величиной является максимальная мощность дозы тормозного излучения для комплексов 1-го типа или максимальная доза тормозного излучения за час работы для комплексов 2-го типа.
3.10. Для проведения радиационного контроля должны использоваться рентгеновские или гамма-дозиметры, имеющие действующее свидетельство о метрологической поверке и удовлетворяющие следующим техническим требованиям*:
— наличие режимов измерения средней мощности дозы импульсного излучения и дозы;
— наличие возможности измерения максимального за время измерения значения средней мощности дозы импульсного излучения;
* Перечисленным требованиям удовлетворяет, например, дозиметр рентгеновского и гамма-излучения ДКС-АТ1123. Он позволяет проводить измерения амбиентного эквивалента дозы и мощности амбиентного эквивалента дозы.
4. Проведение радиационного контроля
4.1. Контроль максимальной мощности дозы тормозного излучения на рабочих местах персонала при работе комплекса
4.1.1. На рабочих местах персонала контролируется максимальное значение средней мощности дозы импульсного тормозного излучения при работе комплекса. Измерения проводятся при работе комплекса в штатном режиме излучателя. Для мобильных комплексов измерения проводятся при пониженной скорости сканирования (для снижения статистической погрешности результатов измерений). Если конструкция комплекса допускает использование персоналом режима с повышенным уровнем излучения, измерения проводятся при работе комплекса в этом режиме.
4.1.2. При проведении измерений в качестве контролируемого объекта рекомендуется использовать автоцистерну с водой или иной жидкостью или автомобиль, полностью загруженный бумажной продукцией, пластмассовыми изделиями или пищевой продукцией. Допускается использование для этой цели автомобилей, заполненных песком, цементом, различными видами минерального или органического сырья, удобрений, бетонными изделиями. При проведении измерений дозиметрический прибор переводится в режим измерения средней мощности дозы импульсного излучения. Питание прибора должно быть включено не менее чем за 5 минут до начала проведения измерений.
4.1.3. Измерения проводятся на рабочих местах персонала комплекса. При проведении измерений блок детектирования прибора должен быть направлен в сторону ускорителя. Он последовательно располагается на каждом рабочем месте на трех высотах от пола: 10 см, 90 см и 150 см. В каждой из этих точек проводятся измерения.
4.1.4. Прибор устанавливается в точку измерения, комплекс переводится в рабочее состояние, включается ускоритель и производится сканирование контролируемого объекта. Одновременно с включением ускорителя запускается дозиметр и производится измерение мощности дозы излучения за период сканирования. По окончании сканирования измерение прекращается и фиксируется максимальное значение мощности дозы, зарегистрированное за время измерения. Затем осуществляется сканирование в обратную сторону и проводится аналогичное повторное измерение в той же точке. По окончании измерения (после завершения сканирования) вновь фиксируется максимальное значение мощности дозы за время повторного измерения. Оба полученных результата измерений заносятся в протокол измерений, рекомендуемая форма которого приведена в приложении 1. Аналогичные измерения проводятся и для всех остальных точек измерения.
4.1.5. Рекомендуется в качестве максимальных значений мощности дозы тормозного излучения для каждой точки измерения использовать наибольшее из двух измеренных максимальных значений мощности дозы за время сканирования без вычитания вклада фона, не связанного с излучением ускорителя (за счет гамма-излучения природных радионуклидов, космического излучения, собственного фона используемого дозиметрического прибора и т.п.).
4.2. Контроль максимальной мощности дозы тормозного излучения на границе зоны ограничения доступа (внешней поверхности стен досмотрового зала)
4.2.1. Этот вид контроля проводится только для комплексов 1-го типа (с неподвижным источником и подвижным объектом контроля).
4.2.2. Контролируемой величиной на границе зоны ограничения доступа мобильных комплексов является максимальная средняя мощность дозы импульсного тормозного излучения при работе комплекса. В соответствии с СанПиН 2.6.1.2369-08 она не должна превышать 1,0 мкЗв/ч.
4.2.3. Измеряемой при проведении данного вида радиационного контроля величиной является средняя мощность дозы импульсного тормозного излучения в точке измерения.
4.2.4. Измерения проводятся при работе комплекса в штатном режиме без объекта контроля. Сканирование не производится. Если конструкция комплекса допускает использование персоналом режима с повышенным уровнем излучения, измерения проводятся при работе комплекса в этом режиме. При проведении измерений датчик прибора располагается в точке измерения на высоте 1 м над поверхностью земли и направляется в сторону комплекса. Прибор должен работать в режиме измерения средней мощности дозы импульсного излучения. Включение питания прибора производится не менее чем за 5 минут до начала измерений.
4.2.5. Расположение точек измерения на границе зоны ограничения доступа мобильного комплекса 1-го типа должно включать точку в зоне прямого пучка излучения, по две точки вправо и влево от нее с шагом 0,5 м, две точки в серединах отрезков передней (в направлении пучка излучения) границы зоны ограничения доступа от ее углов до пересечения с осью пучка излучения, четыре точки в углах зоны ограничения доступа, точки в серединах оставшихся трех сторон границы зоны ограничения доступа и две точки на расстоянии 1 м вправо и влево от средней точки задней границы зоны ограничения доступа.
Какие дозиметры должны использоваться для проведения радиационного контроля идк
2.6.5. Атомная энергетика и промышленность
Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования
2. РЕКОМЕНДОВАНЫ К УТВЕРЖДЕНИЮ Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 18 мая 2016 N 05/2016).
3. УТВЕРЖДЕНЫ заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России В.В.Романовым 18 мая 2016 г.
5. С введением настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.25-2000 «Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования».
Введение
Целью данных Методических указаний является формулирование общих требований к контролю индивидуальных доз внешнего облучения персонала на основе Норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009), концепций и подходов, принятых в Рекомендациях МКРЗ N 103 2007 года и в Международных Основных Нормах Безопасности для защиты от ионизирующего излучения и безопасности источников излучений (МАГАТЭ, 2014).* Данные методические указания детализируют общие требования и принципы организации, планирования и проведения дозиметрического контроля, изложенные в МУ 2.6.5.028-2016 «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования».
— общие требования и принципы организации, планирования и осуществления ДК внешнего облучения с унификацией основных положений системы контроля доз;
— общие требования к техническим средствам ДК внешнего облучения;
— общие требования к метрологическому обеспечению;
— требования к методикам измерений, а также к средствам измерений и способам интерпретации результатов;
— принципы планирования Порядка ДК внешнего облучения;
— требования к Порядку дозиметрического контроля;
— основные требования к записи и хранению результатов дозиметрического контроля.
Предлагаемая система ДК внешнего облучения базируется на использовании отечественного опыта, а также на рекомендациях МКРЗ и руководствах МАГАТЭ по общим принципам радиационного контроля и оценке дозы внешнего облучения профессиональных работников.
В данных МУ рассмотрен дозиметрический контроль при воздействии непрерывных излучений. Особенности дозиметрии импульсных полей излучения, где при сравнительно невысоких средних значениях мощностей доз значения мощностей доз в импульсах могут существенно превышать измерительные возможности дозиметров, рассмотрены в Приложении 2 к Методическим указаниям «Контроль эквивалентных доз фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза».
1. Область применения
1.2. Методические указания предназначены для использования при разработке методов, средств и Порядков дозиметрического контроля, а также для руководства при разработке, производстве и применении приборов дозиметрического контроля:
— на предприятиях (радиационных объектах), находящихся в ведении Госкорпорации «Росатом»;
— на предприятиях (радиационных объектах), подотчетных Госкорпорации «Росатом» независимо от их формы собственности;
— в организациях Федерального медико-биологического агентства России, осуществляющих федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор и регулирование в области обеспечения радиационной безопасности при использовании атомной энергии;
— в организациях, разрабатывающих и производящих средства дозиметрического контроля.
1.3. Методические указания распространяются на методы определения индивидуальных эффективных и эквивалентных доз внешнего облучения персонала и организацию соответствующего контроля в организациях Госкорпорации «Росатом».
1.4. В целях обеспечения единства методических подходов к дозиметрическому контролю внешнего облучения при введении в практику Норм и Правил и реализации Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан (ЕСКИД), а также Методических указаний «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования» настоящие Методические указания устанавливают:
— номенклатуру дозиметрических величин для контроля внешнего облучения персонала при обращении с ИИИ в контролируемых условиях и при радиационной аварии;
— общие требования к инструментальным методам определения дозиметрических величин для контроля внешнего облучения;
— общие требования и принципы организации, планирования и проведения дозиметрического контроля внешнего облучения со стандартизацией основных положений;
— общие требования к составлению Порядка дозиметрического контроля внешнего облучения персонала.
2. Нормативные ссылки
В настоящих Методических указаниях использованы положения следующих основных руководящих документов:
ГОСТ 8.638-2013. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Общие положения.
3. Цели и задачи дозиметрического контроля внешнего облучения
3.1. Дозиметрический контроль внешнего облучения является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной безопасности, направленной на охрану здоровья людей от воздействия ИИИ при использовании атомной энергии. Согласно международной практике, в Нормах и Правилах проводится четкое разграничение целей и задач обеспечения радиационной безопасности персонала при осуществлении практической деятельности в контролируемых условиях и в случае выхода источника ионизирующего излучения из-под контроля, т.е. в случае радиационной аварии.
3.2. Цель ДК внешнего облучения в контролируемых условиях эксплуатации ИИИ заключается в достоверном определении:
— индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала;
— индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей для оценки достаточности мер по контролю за ИИИ, обеспечивающих безопасное их использование в соответствии с требованиями Норм и Правил.
В соответствии с действующей системой ограничения облучения основной задачей ДК внешнего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации ИИИ является определение значений индивидуальных годовых доз внешнего облучения, обусловленных обращением с техногенными ИИИ в течение календарного года. Результаты ДК, а также данные контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях и на рабочих местах служат для демонстрации соответствия условий труда работника требованиям к ограничению облучения персонала в нормальных условиях эксплуатации ИИИ и в условиях планируемого повышенного облучения.
3.3. Цель ДК внешнего облучения в условиях радиационной аварии заключается в достоверном определении индивидуальных доз и иных характеристик внешнего облучения работника для оценки медицинских последствий его аварийного облучения.
3.4. Согласно МУ 2.6.5.028-2016 «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования» под индивидуальной дозой внешнего облучения понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе или ткани в зависимости от контекста), 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. При определении индивидуальной дозы внешнего облучения работника игнорируется ее возможное отличие от истинной дозы облучения индивида, обусловленное различием между характеристиками «стандартного работника» и персональными характеристиками индивида.
Значение индивидуальной дозы внешнего облучения приписывается индивиду по результатам дозиметрического контроля.
4. Содержание дозиметрического контроля внешнего облучения
Методология контроля за состоянием радиационной безопасности опирается на современную систему дозиметрических величин, которая включает:
— физические величины, являющиеся характеристиками источников и полей ионизирующего излучения и их взаимодействия с веществом;
— нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;
При проведении дозиметрического контроля решаются следующие задачи:
— измерение операционных величин и физических величин для целей определения индивидуальных доз внешнего облучения;
— интерпретация результатов измерения в терминах индивидуальной дозы внешнего облучения.
4.1. Дозиметрический контроль внешнего облучения в условиях планируемого облучения
4.1.1. Для обеспечения радиационной безопасности на предприятии (в организации), производственная деятельность которого заключается в обращении с техногенными ИИИ, персонал делится на две группы. Согласно Нормам и Правилам, к персоналу группы А относятся лица, работающие с техногенными источниками излучения. Лица, работающие на предприятии (организации) или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников, относятся к персоналу группы Б.
4.1.2. Для обеспечения защиты детей, которые могут родиться у работницы, в Нормах (п.3.1.8) из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, для профессионального облучения которых установлены дополнительные ограничения.
4.1.3. Согласно пп.3.1.2, 3.1.4, 3.1.6 и 3.1.8 Норм в случае облучения персонала группы А в контролируемых условиях эксплуатации ИИИ нормируются дозиметрические величины, представленные в таблице 1. Значения пределов доз, равно как и значения допустимых уровней облучения персонала группы Б, равны 1/4 соответствующих значений для персонала группы А.
4.1.4. Значения годовых доз облучения студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием ИИИ, не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.
Значение предела, мЗв
Годовая эффективная доза
Годовая эффективная доза, усредненная за любые последовательные 5 лет
Эффективная доза, накопленная за период трудовой деятельности (50 лет)
Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза
Годовая эквивалентная доза облучения кожи
Годовая эквивалентная доза облучения кистей и стоп
Месячная эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин в возрасте до 45 лет
4.1.5. Согласно п.3.2.2 Норм в случае облучения персонала группы А в условиях планируемого повышенного облучения нормируются дозиметрические величины, представленные в таблице 2. Пределы для доз планируемого повышенного облучения не устанавливаются, однако Нормами определены граничные значения доз повышенного облучения, превышение которых в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное.
Граничное значение, мЗв
Эффективная доза планируемого повышенного облучения
Эквивалентная доза планируемого повышенного облучения хрусталика глаза
Эквивалентная доза планируемого повышенного облучения кожи
Эквивалентная доза планируемого повышенного облучения кистей и стоп