МУ 2.6.5.009-2016. 2.6.5. Атомная энергетика и промышленность. Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению среднегодовой объемной активности. Методические указания

(утв. ФМБА России 22.04.2016)

ИСТОРИЯ ИЗМЕНЕНИЙ НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКИХ АКТОВ

flowchart LR
  n0["МУ 2.6.1.44-2002"]:::rst
  n1["МУ 2.6.5.009-2016"]:::doc
  click n1 "https://bukva.ai/docs/mu-2-6-5-009-2016" "МУ 2.6.5.009-2016. 2.6.5. Атомная энергетика и промышленность. Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению среднегодовой объемной активн"
  n0 --> n1
classDef rst fill:#FFEBEB,stroke:#8B0000,color:#000;
classDef doc fill:#EBFFEB,stroke:#006400,color:#000;
classDef notEnt fill:#FFFFEB,stroke:#FF8C00,color:#000;

Утверждаю Заместитель руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главный государственный санитарный врач ФМБА России В. В. Романов 22 апреля 2016 года

2.6.5 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ПРОМЫШЛЕННОСТЬ

ОБЪЕМНАЯ АКТИВНОСТЬ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОЗДУХЕ НА РАБОЧИХ МЕСТАХ. ТРЕБОВАНИЯ К ОПРЕДЕЛЕНИЮ СРЕДНЕГОДОВОЙ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ

МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ МУ 2.6.5.009-2016

Дата введения с момента утверждения

1. Разработаны Федеральным медицинским биофизическим центром им. А.И. Бурназяна ФМБА России (к.т.н. Молоканов А.А. — руководитель разработки, к.б.н. Кухта Б.А.)

2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 21 апреля 2016 г. № 03/2016).

3. Утверждены заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России Романовым В.В. 22 апреля 2016 г.

4. Дата введения в действие — с момента утверждения.

5. С введением в действие настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.44-2002. Методические указания «Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению величины среднегодовой активности».

1. Область применения

В методических указаниях «Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению среднегодовой объемной активности» (далее — Методические указания, МУ) рассматриваются технические вопросы определения среднегодовой объемной активности (ОА) радионуклидов в воздухе рабочих помещений для обеспечения дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения в организациях и на предприятиях, входящих в структуру Госкорпорации «Росатом».

В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями Норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009), Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010) и Методических указаний «Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования» (далее - МУ 2.6.1.065-14) устанавливаются общие требования к организации и методическому обеспечению определения среднегодовой объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений в контролируемых условиях техногенного облучения.

Требования к системе контроля среднегодовой объемной активности радона и его дочерних продуктов определяются в отдельных МУ.

Контроль объемной активности радиоактивных инертных газов (неон, аргон, криптон и ксенон) не рассматривается, поскольку согласно п. 8.5 НРБ-99/2009 они рассматриваются только как источники внешнего облучения.

Методические указания предназначены для использования при разработке порядка дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала организаций и предприятий, входящих в структуру Госкорпорации «Росатом», для биофизических лабораторий Центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России, а также для органов, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

2. Нормативные ссылки

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.
• ГОСТ 4.59-79. СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей.
• ГОСТ 8.417-2002. Межгосударственный стандарт. ГСИ. Единицы величин.
• ГОСТ Р 8.563-2009. ГСИ. Методики (методы) выполнения измерений.
• ГОСТ 8.638-2013. Метрологическое обеспечение радиационного контроля.
• 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. 4.4 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).
• РД 50-449-84. Оценка достоверности данных о физических константах и свойствах веществ и материалов. Основные положения. Методические указания.
• МУ 2.6.1.28-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. Методические указания. Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования. ФМБА России, 2016.
• МУ 2.6.1.065-14. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания. Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования. ФМБА России. Утверждены ФМБА России 6 ноября 2014 г.

В настоящих методических указаниях используются термины и определения, представленные в Приложении 1 Методических указаний «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования».

3. Общие положения

В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями НРБ-99/2009, ОСПОРБ-99/2010 и МУ 2.6.1.065-14 и для обеспечения систематизации и единства методов определения среднегодовой объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений в контролируемых условиях техногенного облучения устанавливаются:

• требования к организации контроля объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений;
• требования к организации и методам отбора проб воздуха;
• требования к средствам измерений проб, методикам измерений (МИ) и способам интерпретации результатов измерений;
• требования к метрологическому обеспечению контроля объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочих местах.

Целью контроля объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочих местах (далее — контроля ОА) является обеспечение дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников в контролируемых условиях (согласно НРБ-99/2009, п. 3) в части определения уровня хронического ингаляционного поступления радионуклидов на рабочих местах и его регулирования в соответствии с принципами нормирования и оптимизации.

В соответствии с поставленной целью основными задачами контроля ОА являются:

• определение среднегодового значения объемной активности техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон с целью оценки уровня хронического облучения персонала за счет ингаляции;
• получение информации о динамике загрязнения радиоактивными нуклидами воздуха на рабочих местах для оперативного управления техногенным источником и регулирования времени пребывания персонала в рабочих помещениях;
• документирование результатов определения объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон в соответствии с требованиями федеральных законов и нормативных документов.

4. Требования к организации контроля объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений

4.1. Общие требования

Общие требования к объему контроля радиационной обстановки для предприятия устанавливаются на этапе проектирования.

В техническом проекте предусматривается раздел «Радиационный контроль», в котором должны быть даны характеристики объекта и характер источников ионизирующих излучений (включая загрязнение воздуха рабочих помещений радионуклидами и его характеристики: фазовый и радионуклидный состав, диапазоны, измеряемые параметры и т.д.).

В проекте также должны быть определены требования к техническим средствам контроля загрязнения воздуха рабочих помещений: перечень необходимых радиометрических и дозиметрических приборов, вспомогательного оборудования, размещение стационарных приборов автоматизированных систем и точек контроля, а также требования к работникам, осуществляющим радиационный контроль; совокупность видов контроля, методов и технических средств, методик пробоотбора, выполнения измерений, расчетов. Организация проведения контроля должна обеспечивать, в том числе, измерение объемной активности радионуклидов в пробах воздуха рабочих помещений (рабочих зон) и определение ее среднегодового значения.

На этапе разработки рабочей документации уточняется перечень технических средств контроля загрязнения воздуха рабочих помещений, которые приобретаются и устанавливаются в процессе строительства объекта.

Для действующих предприятий (объектов) указанные вопросы должны быть отражены в Порядке дозиметрического контроля (см. МУ 2.6.1.065-14, п. 6) на стадии внедрения настоящих МУ. Для большинства конкретных объектов необходимо определять и устанавливать в указанном документе обоснованный объем контроля загрязненности воздуха рабочих мест, постоянно подтверждая и уточняя его с учетом изменяющейся радиационной обстановки.

4.2. Порядок организации и проведения контроля

Контроль загрязненности воздуха рабочих помещений радионуклидами с оформлением результатов измерений осуществляется службой радиационной безопасности или лицом, ответственным за радиационный контроль, прошедшим специальную подготовку. В отдельных случаях для проведения измерений могут быть привлечены и другие подразделения, имеющие соответствующее оборудование, специалистов требуемой квалификации и т.п.

Все вопросы, связанные с осуществлением такого контроля, а именно, подготовка графиков контроля, ответственных за выполнение графика и представление результатов, должны указываться в согласованном и утвержденном документе — Порядок дозиметрического контроля согласно МУ 2.6.1.065-14 (далее — Порядок ДК). В этом документе, в частности, должны быть отражены следующие сведения:

• характеристики загрязнения воздуха рабочих помещений;
• контролируемые радионуклиды;
• виды контроля и контрольные уровни;
• периодичность отбора проб воздуха;
• перечень методик и средств измерений;
• перечень методик расчета;
• порядок записи и хранения результатов контроля.

4.3. Контролируемые радионуклиды и периодичность измерений

В Порядке ДК должен быть указан перечень контролируемых величин (либо суммарной объемной активности аэрозоля, либо объемной активности отдельного радионуклида) с указанием типа соединений при ингаляции радионуклидов (согласно НРБ-99/2009), а также используемые методики и средства измерений объемной активности, включая средства и методы пробоотбора.

Перечень контролируемых величин, точки отбора, периодичность и длительность отбора проб воздуха в рабочих помещениях (в рабочих зонах) определяют исходя из следующих требований:

• точки отбора проб воздуха располагают в максимальной близости к зоне дыхания работника при проведении им производственной операции;
• момент и длительность отбора проб воздуха подбирают максимально приближенными к моменту и длительности нахождения в рабочей зоне персонала (или к моменту и длительности проведения производственной операции) для определения среднего за год значения среднесменной или операционной объемной активности радионуклидов <1>;
• периодичность измерений в точках отбора рассчитывают исходя из заданной погрешности определения среднего значения объемной активности радионуклидов в рабочем помещении (рабочей зоне) с учетом предполагаемого или определенного заранее распределения среднесменной или операционной объемной активности аэрозолей в данной точке контроля в течение года (см. приложение 4).

<1> Среднесменная (или операционная) объемная активности радионуклидов — объемная активность радионуклидов в точке отбора, усредненная за время, равное длительности рабочей смены (или за время проведения производственной операции в рабочей зоне).

4.4. Требования к отбору проб воздуха

Метод определения объемной активности радионуклидов в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны) в зависимости от состояния радионуклида в воздухе и задачи основан на отборе пробы загрязненного воздуха на аналитические аэрозольные фильтры или сорбционно-фильтрующие материалы с последующим радиометрическим, спектрометрическим или иным измерением активности контролируемого радионуклида непосредственно на фильтрах или другом пробоотборном устройстве. Измерение активности летучих форм радионуклидов (тритий, йод и др.) проводят с использованием других способов отбора проб воздуха по отдельным МИ.

Основное требование к пробоотбору — обеспечение корректной и обоснованной процедуры пересчета измеренной активности радионуклида в пробе к объемной активности в воздухе в месте пробоотбора с учетом всех значимых источников неопределенностей (запыленность воздуха, эффективность фильтров, условия отбора проб воздуха — температура, влажность, давление, характеристики концентрирования активности и т.п.). При этом необходимо обеспечить представительность пробы по следующим характеристикам:

• пространственной (оптимальное место отбора),
• временной (длительность отбора) и
• физико-химической.

Представительность пробы по пространственной характеристике достигается путем разделения всех производственных площадей на (рабочие) зоны, которые характеризуются однородными условиями облучения (содержат один источник образования аэрозолей), и установления в них одной или нескольких точек пробоотбора, расположенных в максимальной близости к зоне дыхания работников во время проведения ими производственных операций. Также необходимо учитывать направление потоков воздуха, которые влияют на пространственное распределение частиц радиоактивных аэрозолей в помещении.

Представительность пробы по временной характеристике достигается путем синхронизации времени отбора пробы воздуха и времени нахождения работников в рабочей зоне. То есть усреднение ОА радионуклидов в воздухе рабочей зоны должно проводиться за время нахождения работников в данной рабочей зоне. Практически это требование сводится к определению средней ОА радионуклидов за рабочую смену или производственную операцию.

Представительность физико-химических характеристик пробы достигается путем обеспечения следующих требований:

• спектр размеров радиоактивных аэрозольных частиц в пробе должен соответствовать спектру размеров аэрозолей на рабочих местах (выбор типа фильтрующего элемента, направления и скорости отбора пробы);
• количество контролируемого вещества в пробе должно быть достаточно большим для его надежного измерения в течение приемлемого срока;
• вклад любой отдельной аэрозольной частицы в общее количество радиоактивного вещества в пробе должен быть пренебрежимо мал, чтобы колебания в числе отдельных радиоактивных аэрозольных частиц не искажали результат измерения.

Определение этих характеристик производится по паспортным данным и на этапе метрологической аттестации системы контроля. Повторение этой процедуры должно производиться при существенном изменении условий пробоотбора.

При отсутствии значений физико-химических характеристик принимаются их стандартные значения, определенные в НРБ-99/2009, раздел 8 и Приложение 3.

4.5. Выполнение измерений

4.5.1 Методики измерений

Для каждого контролируемого радионуклида (или суммы радионуклидов, п. 4.3) должна быть определена методика измерения объемной активности, аттестованная в соответствии с требованиями, установленными в национальных стандартах (например, ГОСТ 8.638-2013 - Метрологическое обеспечение радиационного контроля).

4.5.2 Средства измерений

Для измерения объемной активности радионуклидов в воздухе применяют различные средства измерений. Примером таких СИ служат радиометры, блоки и устройства детектирования (БД и УД), измерительные каналы (ИК) информационно-измерительных систем радиационного контроля, а также спектрометры.

Методики измерений и измерительные средства должны обеспечивать порог (чувствительности) измерения объемной активности радионуклидов <2> в рабочих помещениях (в рабочих зонах), исходя из необходимого условия определения значения годовой ожидаемой эффективной дозы (ОЭД) в точке контроля на заданном уровне (в соответствии с требованием МУ 2.6.1.065-14).

<2> Значение порога (чувствительности) измерения устанавливают для измеряемой в процессе контроля величины (либо суммарной объемной активности аэрозоля, либо объемной активности отдельного радионуклида); значение годовой ОЭД определяют от суммы радионуклидов с учетом их вклада в суммарную объемную активность (с учетом радионуклидного состава).

4.6. Методики расчета

В Порядке дозиметрического контроля загрязненности воздуха рабочих помещений (рабочих зон) должны быть приведены способы расчета или ссылки на методики расчета:

• ОА радионуклида в воздухе в точке пробоотбора по результатам измерения активности этого радионуклида в пробе (Приложение 1);
• ОА радионуклида в рабочей зоне (в зоне дыхания) по результатам расчета ОА радионуклида в воздухе в точке пробоотбора (Приложение 2);
• среднегодовой ОА радионуклида в воздухе рабочих зон (Приложение 3).

Методики расчета являются неотъемлемой частью Порядка дозиметрического контроля и должны быть аттестованы в соответствии с требованиями, установленными в национальных стандартах (например, ГОСТ 8.638-2013 - Метрологическое обеспечение радиационного контроля).

4.7. Виды контроля и контрольные уровни

При определении среднегодовой объемной активности техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон используют два вида контроля — текущий и операционный:

• текущий контроль осуществляется в тех рабочих помещениях и рабочих зонах, в которых персонал работает с радиоактивными веществами в открытом виде регулярно или с заданной периодичностью;
• операционный контроль проводят для получения информации относительно отдельной производственной операции, совершаемой в ограниченный отрезок времени и при планируемом повышенном облучении.

Для целей контроля используют следующие формы контрольных уровней объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочих местах:

• уровни исследования;
• уровни действия.

Обнаруженное достоверное превышение контрольных уровней является основанием для принятия соответствующих решений:

• превышение уровня исследования требует изучения причин появления данного результата;
• превышение уровня действия требует уточнения полученного результата и, при его подтверждении, принятия мер по улучшению радиационной обстановки.

4.8. Запись и хранение результатов

Для каждого рабочего помещения (рабочей зоны) должна быть предусмотрена система записи результатов измерений объемной активности радионуклидов в воздухе в журналах или на магнитных носителях.

Поскольку расчет среднегодового значения объемной активности техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон и поступлений радионуклидов в организм производят на основе инструментальных измерений, необходимо иметь базу данных этих первичных измерений. В системе учета первичных результатов измерений должно быть отражено следующее:

• информация о характере работ, выполняемых в рабочем помещении;
• дата и результат измерения, неопределенность измерения;
• использованные методики и средства измерений;
• другие дополнительные сведения (расположение точек пробоотбора и работников, методики расчета и т.п.).

Библиография

1. [НРБ-99/2009]. СанПиН 2.6.1.2523-₀₉. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы.

2. [ОСПОРБ 99/2010]. СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010). Санитарные правила и нормативы.

3. [GUM, 1995] Guide to the Expression of Uncertainty in Measurements (GUM), International Organisation for Standardisation (ISO), Geneva, Switzerland (1995).

4. [ISO, 2006]. ISO 20553:2006, Radiation protection — Monitoring of workers occupationally exposed to a risk of internal contamination with radioactive material.

5. [ISO, 2010]. 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.

6. [ISO, 2011]. ISO 27048:2011. Radiation protection — Dose assessment for the monitoring of workers for internal radiation exposure.

7. ISO/ТС 85/SC 2 N, Draft, Surveillance of the activity concentrations of airborne radioactive substances in the workplace of nuclear facilities.

Приложение 1 (справочное)

ОБЪЕМНАЯ АКТИВНОСТЬ РАДИОНУКЛИДА В ВОЗДУХЕ В ТОЧКЕ ПРОБООТБОРА

Типичный метод определения объемной активности аэрозолей радионуклида (ОА) состоит в отборе пробы воздуха на фильтр в течение заданного времени Т, последующем измерении активности радионуклида на фильтре и расчете ОА с учетом объема воздуха, прошедшего через фильтр. Метод позволяет определять среднее значение ОА в точке отбора за время Т, так как при определении ОА данным методом изменения ОА за время пробоотбора не учитываются.

Объемную активность аэрозолей радионуклида определяют по формуле:

Q = \frac{A}{F \times T \times \epsilon_{C}} ,(\text{П}1 - 1)

где:

Q — объемная активность аэрозолей радионуклида в точке отбора, Бк/м3;

F — средняя объемная скорость отбора пробы воздуха на фильтр, м3/ч;

T — заданное время отбора пробы воздуха на фильтр, ч.

\epsilon_{C} — коэффициент эффективности пробоотбора (безразмерный коэффициент, определяющий эффективность попадания аэрозольных частиц из прокачанного объема воздуха на фильтр и их удержания на волокнах фильтра);

A — активность радионуклида на фильтре, Бк;

A = \frac{R_{N}}{\epsilon_{r} \times \epsilon_{S}} ,

где:

RN — чистая (за вычетом фона) скорость счета измерительной системы, c-1;

\epsilon_{r} — чувствительность измерительной системы, определяемая с помощью эталонного источника, c-1 · Бк-1;

\epsilon_{S} — поправочный (безразмерный) коэффициент, учитывающий отличие чувствительности радиометра для реального образца (фильтра) по отношению к эталонному источнику.

Неопределенность расчета объемной активности аэрозолей радионуклида определяют по формуле:

\Delta Q = Q \times \sqrt{\delta_{A}^{2}} + \delta_{\epsilon_{r}}^{2} + \delta_{\epsilon_{S}}^{2} + \delta_{F}^{2} + \delta_{\epsilon_{C}}^{2} + \delta_{T}^{2},(\text{П}1 - 2)

где

\delta_{A},\delta_{\epsilon_{C}},\delta_{\epsilon_{S}},\delta_{\epsilon_{r}},\delta_{F}\text{и }\delta_{T} — относительные неопределенности значений величин A, \epsilon_{C},\epsilon_{S},\epsilon_{r} F и T, отн. ед.

Приложение 2 (справочное)

ОБЪЕМНАЯ АКТИВНОСТЬ РАДИОНУКЛИДА В ЗОНЕ ДЫХАНИЯ

Объемная активность (ОА) радионуклида в зоне дыхания зависит от неоднородности распределения ОА по помещению и длительности отбора пробы воздуха. Взаимосвязь между ОА в точке отбора и ОА в зоне дыхания можно выразить формулой:

Q^{\text{зд}} = \frac{1}{N} \sum_{i}^{N} Q_{i} \times \overline{k_{i}^{\text{зд}}} = \frac{1}{N} \sum_{i}^{N} Q_{i}^{\text{зд}},\text{Бк}/\text{м}^{3},(\text{П}2 - 1)

где \overline{k_{i}^{\text{зд}}} = Q^{___\text{з}_\text{д}__}/^{{}_}Q_{i}^{{}___} — среднее значение коэффициента перехода от величины ОА радионуклида в воздухе в точках пробоотбора, Qi (i = 1, 2,..), к величине ОА радионуклидов в зоне дыхания работника, Qзд, отн. ед.

Неопределенность расчета ОА радионуклида в зоне дыхания, \Delta Q^{\text{зд}} , можно оценить по формуле:

\Delta Q^{\text{зд}} \sqrt[=]{\sum_{i} (\Delta Q_{i}^{\text{зд}})^{2}} ,\text{Бк}/\text{м}^{3},(\text{П}2 - 2)

где:

\Delta Q_{i}^{\text{зд}} — абсолютная неопределенность расчета Q_{i}^{\text{зд}},\Delta Q_{i}^{\text{зд}} = Q_{i}^{\text{зд}} \times \sqrt{(\delta_{Qi})^{2} + (\delta_{ki})^{2}} ,\text{Бк}/\text{м}^{3};

\delta_{Qi},\delta_{ki} — относительные неопределенности: объемной активности радионуклидов, Qi, и значения коэффициента перехода, \overline{k_{i}^{\text{зд}}}, отн. ед.

Для определения Qзд и \Delta Q_{i}^{\text{зд}} можно использовать значения коэффициента \overline{k_{i}^{\text{зд}}} и относительной неопределенности его оценки, \delta_{k} , представленные в таблице П2-1.

Таблица П2-1

ЗНАЧЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТА \overline{k^{\text{зд}}} И ОТНОСИТЕЛЬНОЙ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ЕГО ОЦЕНКИ, \delta_{k} (ПРИ ДОВЕРИТЕЛЬНОЙ ВЕРОЯТНОСТИ P = 0,95), В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ТИПА РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ (ОА) РАДИОНУКЛИДОВ В РАБОЧЕЙ ЗОНЕ И СПОСОБА ИЗМЕРЕНИЯ ОА

<*> Выбор конкретных значений \overline{k^{\text{зд}}} и \delta_{k} зависит от степени неравномерности распределения значений ОА радионуклидов в помещении и количества точек контроля. При отсутствии данных выбирают максимальные значения из указанного диапазона.

Приложение 3 (справочное)

СРЕДНЕГОДОВАЯ ОБЪЕМНАЯ АКТИВНОСТЬ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОЗДУХЕ РАБОЧИХ ЗОН

В данном приложении рассматривается задача определения уровня хронического ингаляционного поступления радионуклидов для обеспечения дозиметрического контроля рабочих мест. Ингаляционное поступление радионуклидов может происходить ежесменно при нахождении работника в рабочей зоне в течение всего рабочего времени или его части. Ингаляционное поступление радионуклида в организм работника при нахождении его в рабочей зоне j за i-ю рабочую смену равно:

I_{ji} = Q_{ji} \times t_{ji} \times \nu,(\text{Бк}),(\text{П}3 - 1)

где:

• Qji — среднее значение объемной активности радионуклидов в рабочей зоне j, за время нахождения в ней работника, Бк/м3;
• tji — время пребывания работника в рабочей зоне j, час;
• \nu — средняя скорость дыхания работника, м3/час.

При данном расчете предполагается, что нахождение работника в рабочей зоне и время пребывания работника в ней, tji, обусловлено производственным регламентом на его рабочем месте в соответствии с его рабочей должностью и, таким образом, tji задано и не зависит от конкретной рабочей смены и от конкретного работника: tji = tj. Если производственный регламент предполагает выполнение работником регулярной производственной операции в рабочей зоне j, то объемную активность радионуклидов в рабочей зоне j усредняют за время проведения данной операции. Если производственный регламент предполагает нахождение работника в рабочей зоне j в течение всей рабочей смены или ее части (без привязки к конкретной операции), то объемную активность радионуклидов в рабочей зоне j усредняют за время рабочей смены.

Ингаляционное поступление радионуклида в организм работника за год при нахождении его в рабочей зоне j будет равно:

I_{j} = t_{j} \times v \times \sum_{i = 1}^{N} Q_{ji} = t_{j} \times v \times Q_{j}^{{}___} \times N,(\text{Бк}),(\text{П}3 - 2)

где:

Q_{j}^{{}___} = \frac{1}{N} \sum_{i = 1}^{N} Q_{ji} — среднее арифметическое значений Qji объемной активности радионуклидов в рабочей зоне j, измеренных в течение календарного года за каждую рабочую смену или рабочую операцию, Бк;

N — количество рабочих смен или операций за год.

Или

I_{j} = \frac{t_{j}}{t_{S}} \times (t_{S} \times v) \times Q_{j}^{{}___} \times N = J_{j} \times v_{S} \times Q_{j}^{{}___} \times N = J_{j} \times Q_{j}^{{}___} \times V_{S},(\text{Бк}),(\text{П}3 - 3)

где:

tS — продолжительность рабочей смены (рабочего дня), час;

J_{j} — доля рабочего времени, которое проводит работник в рабочей зоне согласно производственному регламенту (рабочего места, должности), отн. ед.;

\nu_{S} — объем вдыхаемого воздуха за рабочую смену (рабочий день), м3/день;

V_{S} = \nu_{S} \times N — объем вдыхаемого воздуха за календарный год, м3/год.

Ожидаемая эффективная доза, полученная работником за календарный год в рассматриваемой рабочей зоне j, будет равна:

E_{j} = I_{j}^{\text{зд}} \times e_{j} = J_{j} \times \overline{Q_{j}^{\text{зд}}} \times V_{S} \times e_{j} = J_{j} \times \overline{Q_{j}} \times \overline{k_{j}^{\text{зд}}} \times \eta_{j}^{{}__} \times V_{S} \times e_{j},(\text{Зв}/\text{год}),(\text{П}3 - 4)

где:

ej — дозовый коэффициент для зоны j, Зв/Бк;

\overline{k_{j}^{\text{зд}}} — среднее значение коэффициентов перехода от величины объемной активности радионуклида в воздухе в точках пробоотбора, Q_j, к величине объемной активности радионуклидов в зоне дыхания работника, Qзд, с учетом неоднородности распределения ОА по помещению и длительности отбора пробы воздуха, отн. ед. (Приложение 2);

\eta_{j}^{{}___} — среднее значение коэффициента защиты при использовании СИЗ органов дыхания.

Ожидаемая эффективная доза, полученная работником за календарный год на рабочем месте, для которого коэффициенты, J_{j} , определены производственным регламентом, будет равна:

E_{\text{РМ}} = \sum_{j} E_{j} = V_{S} \times \sum_{j} J_{j} \times Q_{j}^{{}___} \times \overline{k_{j}^{\text{зд}}} \times \overline{\eta_{j}} \times e_{j},(\text{Зв}/\text{год}),(\text{П}3 - 5)

Таким образом, задача определения уровня хронического ингаляционного поступления радионуклидов на рабочих местах сводится к определению среднего арифметического значения объемной активности радионуклидов в рабочих зонах, Q_{j}^{{}___}, с учетом неоднородности распределения ОА по рабочей зоне и длительности отбора проб воздуха, \overline{k_{j}^{\text{зд}}}, коэффициента защиты СИЗ органов дыхания, \overline{\eta_{j}}, и условий облучения, характеризуемых дозовым коэффициентом ej.

Методика определения среднего арифметического значения объемной активности радионуклидов в рабочих зонах, Q_{j}^{{}___}, и эффективной дозы на рабочем месте может быть оформлена в виде методики радиационного контроля и аттестована в соответствии с требованиями, установленными в национальных стандартах (например, ГОСТ 8.638-2013 - Метрологическое обеспечение радиационного контроля).

Приложение 4 (справочное)

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЗНАЧЕНИЯ ЧАСТОТЫ ИЗМЕРЕНИЙ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В РАБОЧЕЙ ЗОНЕ

Необходимая периодичность (или частота) измерений объемной активности радионуклидов Q в рабочей зоне для достижения требуемой точности определения среднего значения {}^{{}_}Q^{{}__} может быть определена исходя из характеристик частотного распределения значений измеряемой величины, Q, в течение календарного года. На практике плотность частотного распределения значений измеряемой величины, Q, можно представить в виде логнормального закона распределения, характеризуемого геометрическим стандартным отклонением, \sigma_{g} . Значение \sigma_{g} показывает, во сколько раз может отличаться значение измеряемой величины, Q, в течение календарного года от ее геометрического среднего (медианного) значения, а именно, 95% всех значений находятся в диапазоне (Q_{med}/\sigma_{g}^{2},Q_{med} \times \sigma_{g}^{2}), , где Qmed — медиана распределения. Среднее значение и медиана логнормального распределения связаны соотношением: {}^{{}_}Q^{{}__} = e^{LnQ_{med} + 0,5 \times (ln\sigma_{g})^{2}}. Стандартное отклонение измеряемой величины Q:\sigma_{Q} = \sqrt{(e^{(ln\sigma_{g})^{2}} - 1) \times e^{2 \times LnQ_{med} + (ln\sigma_{g})^{2}},} соответственно стандартное отклонение среднего значения {}^{{}_}Q^{{}__}:\sigma_{Q^{{}__}} = \sigma_{Q}/ \sqrt{N} , где N — число измерений Q. В таблице П4-1 приведены значения необходимой частоты измерений Q для определения среднего значения, {}^{{}_}Q^{{}__}, с заданной погрешностью в зависимости от геометрического стандартного отклонения \sigma_{g} частотного распределения значений измеряемой величины, Q (чем больше \sigma_{g}, тем больше разброс значений Q и тем больше требуется измерений за заданный период времени для определения среднего значения, {}^{{}_}Q^{{}__}, с заданной погрешностью).

Таблица П4-1

НЕОБХОДИМОЕ ЧИСЛО ИЗМЕРЕНИЙ, N, ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В РАБОЧЕЙ ЗОНЕ ЗА ЗАДАННЫЙ ПЕРИОД ВРЕМЕНИ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ СРЕДНЕГО ЗНАЧЕНИЯ, {}^{{}_}Q^{{}__}, С ЗАДАННОЙ ПОГРЕШНОСТЬЮ