МУ 2.6.5.027-2016. 2.6.5. Атомная энергетика и промышленность. Контроль ингаляционного поступления радионуклидов в организм персонала на плутониевых производствах. Методические указания
Актуально на 31.10.2026.
Как цитировать: "МУ 2.6.5.027-2016. 2.6.5. Атомная энергетика и промышленность. Контроль ингаляционного поступления радионуклидов в организм персонала на плутониевых производствах. Методические указания". МУ 2.6.5.027-2016. https://bukva.ai/docs/mu-2-6-5-027-2016
(утв. ФМБА России 18.05.2016)
Примечание
Документ введен в действие с 18 мая 2016 года.
Утверждаю Заместитель руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главный государственный санитарный врач ФМБА России В. В. Романов 18 мая 2016 года
2.6.5 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ПРОМЫШЛЕННОСТЬ
КОНТРОЛЬ ИНГАЛЯЦИОННОГО ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ ПЕРСОНАЛА НА ПЛУТОНИЕВЫХ ПРОИЗВОДСТВАХ
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ МУ 2.6.5.027-2016
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.т.н. Кочетков О.А., к.б.н. Кухта Б.А.), ФМБА России (к.т.н. Поцяпун Н.П.), ФГУП ЮУрИБФ ФМБА России (к.б.н. Востротин В.В., Василенко Е.К., Ефимов А.В.).
2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 18 мая 2016 г. № 05/2016).
3. Утверждены заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России В.В. Романовым 18 мая 2016 г.
4. Дата введения в действие — с момента утверждения.
Область применения
1. Настоящие методические указания распространяются на систему организации и осуществления контроля ингаляционного поступления радионуклидов плутония и америция в организм персонала, работающего в организациях и на предприятиях, входящих в структуру Госкорпорации «Росатом».
2. В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями норм радиационной безопасности НРБ-99/2009, Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010) устанавливаются общие правила планирования, организации и проведения контроля ингаляционного поступления радионуклидов плутония и америция в организм персонала в контролируемых условиях техногенного облучения (п. 3 НРБ-99/2009).
Методические указания по организации и осуществлению контроля при иных условиях поступления радионуклидов в организм персонала на плутониевых производствах, а также при аварийном облучении определяются отдельными документами.
3. Методические указания предназначены для специалистов по радиационной безопасности при разработке порядка дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала, для биофизических лабораторий Центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России, а также для органов, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор.
Нормативные ссылки
4. 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 Р 8.417-2002. Межгосударственный стандарт. ГСИ. Единицы величин.
ГОСТ Р 8.563-2009. ГСИ. Методики (методы) измерений.
ГОСТ Р 8.736-2011. ГСИ. Измерения прямые многократные. Методы обработки результатов измерений. Основные положения.
ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия.
ГОСТ 8.638-2013. ГСИ. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения.
МУ 2.6.1.65-14. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания. Утверждены ФМБА России 6 ноября 2014 г.
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).
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».
Общие положения
5. В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 к обеспечению радиационной безопасности и требований методических указаний МУ 2.6.1.065-14 «Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования» устанавливаются общие правила планирования, организации и проведения контроля ингаляционного поступления радионуклидов плутония и америция в организм персонала, работающего с плутонием в нормальных условиях эксплуатации и при планируемом повышенном облучении.
6. Целью контроля поступления радионуклидов в организм персонала (далее ДК внутреннего облучения) является определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности <1> и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней (п. 7.1 НРБ-99/2009).
<1> А именно: принципа нормирования — непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения и принципа оптимизации — поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (п. 2.1 НРБ-99/2009).
7. В соответствии с поставленной целью основными задачами ДК внутреннего облучения персонала являются:
\circ прогнозирование уровня хронического <2> облучения персонала в рабочих помещениях для планирования работ и обеспечения принципа оптимизации;
<2> Хроническое облучение обусловлено регулярным (ежесменным) поступлением радионуклидов в организм работника в результате постоянного загрязнения воздуха рабочих помещений, средний уровень которого определяют в процессе дозиметрического контроля рабочих мест (п. 8).
\circ определение фактического уровня облучения персонала для установления степени соблюдения принципа нормирования;
\circ ограничение уровня облучения персонала для соблюдения принципа оптимизации;
\circ документирование уровня облучения персонала в соответствии с требованиями Федеральных Законов и нормативных документов;
\circ измерение индивидуальных характеристик внутреннего облучения работника до и после планируемого облучения (при необходимости, после проведения работ — проведение многократных измерений, с использованием двух и более альтернативных методов ИДК);
\circ определение по результатам измерения значений индивидуальных ОЭД с точностью, необходимой для оценки потенциально опасного облучения;
\circ 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.
8. Для осуществления ДК внутреннего облучения персонала используют:
- дозиметрический контроль рабочих мест (ДКРМ);
- индивидуальный дозиметрический контроль персонала (ИДК).
9. ДКРМ заключается в прогностической оценке уровня хронического облучения персонала на рабочих местах <3> по результатам систематических измерений объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон). Результаты ДКРМ используются:
<3> Рабочее место (для данного работника) — перечень рабочих зон с указанием (доли) времени пребывания в них в течение календарного года работника или группы работников, определяемого исходя из их производственных обязанностей.
Рабочая зона — выделенная в процессе планирования ДКРМ часть производственной площади, характеризуемая однородными условиями облучения, формируемыми технологией производственного процесса. При изменении технологии производственного процесса проводят дополнительное исследование условий облучения в рамках операционного контроля (п. 12, 15) и, при необходимости, пересмотр рабочих зон.
- для прогностической оценки уровня хронического облучения персонала в нормируемых величинах;
- для оптимизации уровня облучения персонала путем регулирования времени его пребывания в рабочих помещениях (рабочих зонах), использования индивидуальных средств защиты и проведения профилактических мероприятий;
- для планирования ИДК внутреннего облучения персонала;
- для документирования значения индивидуальной дозы работника, если нет показаний к обязательному введению ИДК для данного работника.
10. Индивидуальный дозиметрический контроль заключается в определении значения ОЭД внутреннего облучения работника по результатам систематических индивидуальных измерений, которые состоят в определении активности радионуклидов:
- во всем теле работника либо в его отдельных органах и тканях (измерения in vivo);
- в выделениях работника или других пробах биологического происхождения (измерения in vitro).
11. Результаты ИДК используются:
- для определения фактического уровня облучения работников в нормируемых величинах;
- для установления степени соблюдения принципа нормирования;
- для оптимизации уровня облучения персонала путем установления контрольных уровней облучения (УД, п. 13) и вывода работника из условий работы с повышенным уровнем облучения;
- для документирования значения индивидуальной дозы работника.
12. При осуществлении ДКРМ и ИДК используют 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 задачей получение достоверной информации об уровнях облучения персонала с целью установления степени соблюдения принципа нормирования и осуществления принципа оптимизации уровня облучения.
- Специальный контроль персонала осуществляется по результатам текущего контроля 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 для определения условий облучения персонала при начальном планировании ДКРМ и после проведения модификации оборудования или производственного процесса, влияющих на условия облучения.
- Подтверждающий контроль проводят для определения доз облучения ограниченной группы персонала с целью подтверждения уровня облучения работников на рабочих местах, не требующих обязательного введения ИДК.
13. Для целей планирования и организации ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации источника излучения используют ряд дозовых уровней:
- Уровень введения индивидуального дозиметрического контроля (УВК) — такой уровень хронического облучения работника (значение ожидаемой эффективной дозы за год), определенный по результатам ДКРМ, при действительном или предполагаемом превышении которого определение доз внутреннего облучения работника следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля <4>. Значение УВК устанавливают в зависимости от характера выполняемых работ, но не выше 5 мЗв/год.
<4> Если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения работника на всех его рабочих местах не превышает или по прогнозу не может превысить УВК, то по согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, индивидуальную дозу работника определяют по результатам ДКРМ (МУ 16, п. 5.6).
- Уровень действия (УД) — такой уровень облучения работника (значение ожидаемой эффективной дозы за год), при действительном или предполагаемом превышении которого следует уточнить значение индивидуальной дозы с помощью процедуры специального контроля (см. п. 25) и, при необходимости, провести мероприятия по ограничению уровня облучения персонала. Значение УД устанавливают в зависимости от характера выполняемых работ, но не выше предела дозы (таблица 3.1, НРБ-99/2009).
14. Значения дозовых уровней УВК и УД приводят в Порядке ДК внутреннего облучения персонала предприятия и согласовывают с надзорными органами ФМБА России.
Планирование ДКРМ
15. Планирование ДКРМ заключается:
- в определении условий облучения персонала в производственных помещениях предприятия;
- в разделении производственной площади (помещений) предприятия на рабочие зоны, характеризуемые однородными условиями облучения (см. сноску 3);
- в установлении для каждой рабочей зоны одной или нескольких точек отбора проб воздуха для определения объемной активности радионуклидов;
- в определении для каждой рабочей зоны периодичности и длительности отбора проб воздуха;
- в определении для каждой рабочей зоны чувствительности (порога) измерения объемной активности радионуклидов;
- в формировании рабочих мест в соответствии с производственными обязанностями работников;
- в подборе аппаратурно-методического обеспечения измерений объемной активности радионуклидов и прогностической оценки уровня хронического облучения персонала.
16. Для определения условий облучения персонала предприятие отдельно <5> или в рамках операционного контроля (п. 12) организует проведение исследований с целью определения в производственных помещениях следующих характеристик:
<5> С привлечением сторонней организации.
- 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);
- типа химического соединения при ингаляции G, к которому следует отнести аэрозоли радионуклида U (п. 8.3 НРБ-99/2009);
- дисперсности, d, аэрозолей (радионуклида U), выраженной в единицах АМАД.
Так как условия облучения формируются технологией производственного процесса, то при его изменении проводят дополнительное исследование условий облучения и, при необходимости, пересмотр рабочих зон (согласно п. 17).
17. Разделение производственной площади (помещений) предприятия на рабочие зоны проводят по результатам исследований в производственных помещениях, полученных в соответствии с п. 16. Рабочую зону определяют как часть производственной площади, которая характеризуется однородными условиями облучения.
18. Точки отбора, периодичность и длительность отбора проб воздуха в рабочей зоне определяют исходя из необходимого условия определения среднего за год значения среднесменной или операционной <6> объемной активности радионуклидов в зоне дыхания:
<6> 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).
- 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);
- периодичность (частоту) измерений рассчитывают исходя из заданной погрешности определения среднего значения объемной активности радионуклидов в точке контроля с учетом предполагаемого или определенного заранее (согласно п. 16) распределения среднесменной или операционной объемной активности аэрозолей в данной точке контроля в течение года (Приложение 1).
19. Порог измерения объемной активности радионуклидов <7> в рабочей зоне определяют исходя из необходимого условия определения значения годовой ожидаемой эффективной дозы (ОЭД) в точке контроля на уровне 0,2 x УВК согласно МУ 2.6.1.065-14 (Приложение 2).
<7> 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, определенного согласно п. 16).
Требуемые значения порога измерения L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} объемной активности аэрозолей плутония и америция (при монофакторном воздействии, то есть при f_{U}^{E} = 1 , см. Приложение 2)
20. Для осуществления прогностической оценки уровня хронического облучения персонала формируют рабочие места (см. п. 9, ссылка 3), исходя из следующих предположений:
\cdot ингаляционное поступление радионуклида происходит ежесменно в течение календарного года при нахождении работника на рабочем месте (или в рабочей зоне) в соответствии с производственным регламентом;
\cdot длительность пребывания любого работника на i-ом рабочем месте (или в i-ой рабочей зоне) в течение календарного года \Delta t_{i} определяется производственным регламентом в соответствии с рабочей должностью и, таким образом, не зависит от конкретного работника и от конкретной рабочей смены.
21. Аппаратурно-методическое обеспечение измерений объемной активности радионуклидов и прогностической оценки уровня хронического облучения персонала выбирают исходя из метрологических требований к средствам и методикам измерений (МУ 2.6.1.065-14) и требований к чувствительности измерений объемной активности радионуклидов в рабочих зонах (п. 18).
Проведение ДКРМ
22. Проведение ДКРМ заключается:
- в проведении измерений среднесменной или операционной объемной активности радионуклидов в рабочих зонах с установленной периодичностью;
- в документировании результатов измерений с указанием рабочей зоны, даты отбора пробы, значений оценки и погрешности определения среднесменной или операционной объемной активности радионуклидов, единицы измерения (Бк/м3);
- в расчете уровня хронического облучения персонала на рабочих местах по результатам измерений объемной активности радионуклидов в рабочих зонах.
23. Расчет уровня хронического облучения персонала на рабочих местах проводят по формуле:
E_{PM} = 2,4 \times 10^{3} \times \sum_{j} e_{j}(50) \times J_{j} \times \overline{Q_{j}} \times \overline{\eta_{j}^{\text{защ}}} \times \overline{\kappa_{j}^{\text{зд}}} = \sum_{j} J_{j} \times E_{j} , (Зв/год), (1)
- EPM — среднее за год значение уровня хронического облучения персонала на рабочем месте в единицах ожидаемой эффективной дозы, Зв/год;
- 2,4 x 103 — скорость дыхания стандартного работника, м3/год;
- ej(50) — дозовый коэффициент (ожидаемая эффективная доза на единичное поступление аэрозоля) в рабочей зоне j, определенный по результатам исследования условий облучения (согласно п. 16), Зв/Бк;
- J_{j} — доля рабочего времени пребывания работника или группы работников в рабочей зоне j в течение календарного года, отн. ед.;
- \overline{Q_{j}} — среднее за год значение среднесменной или операционной объемной активности радионуклидов в рабочей зоне j, Бк/м3;
- \overline{\eta_{j}^{\text{защ}}} — среднее значение коэффициента защиты органов дыхания при использовании СИЗ ОД в рабочей зоне j (см. приложение 3), отн. ед.;
- \overline{\kappa_{j}^{\text{зд}}} = \overline{Q_{j}^{\text{зд}}}\overline{Q_{j}} — значение коэффициента перехода от величины средней за год объемной активности радионуклидов в рабочей зоне \overline{Q_{j}} , к величине средней за год объемной активности радионуклидов в зоне дыхания работника \overline{Q_{j}^{\text{зд}}} , с учетом неоднородности распределения Qj по помещению и длительности отбора пробы воздуха (см. п. 18 и приложение 3), отн. ед.;
- Ej — расчетное значение уровня хронического облучения персонала в рабочей зоне j, E_{j} = 2,4 \times 10^{3} \times e_{j}(50) \times \overline{Q_{j}} \times \overline{\eta_{j}^{\text{защ}}} \times \overline{\kappa_{j}^{\text{зд}}} , Зв/год.
Абсолютную неопределенность расчета уровня хронического облучения персонала на рабочих местах \Delta E_{PM} , оценивают по формуле:
\Delta E_{PM} = \sqrt{\sum_{j} (J_{j} \times \Delta E_{j})^{2}} , (Зв/год), (2)
\Delta E_{j} — абсолютная неопределенность расчета уровня хронического облучения персонала в рабочей зоне j, \Delta E_{j} = E_{j} \times \sqrt{(\delta_{ej})^{2} + (\delta_{Qj})^{2} + (\delta_{\eta j})^{2} + (\delta_{\kappa j})^{2}} , (Зв/год);
\delta_{ej} , \delta_{Qj} , \delta_{\eta j} , \delta_{\kappa j} — относительные неопределенности: значения дозового коэффициента ej(50), среднего за год значения среднесменной или операционной объемной активности радионуклидов \overline{Q_{j}} , среднего значения коэффициента защиты органов дыхания \overline{\eta_{j}^{\text{защ}}} , и значения коэффициента перехода \overline{\kappa_{j}^{\text{зд}}} , в рабочей зоне j, отн. ед.
Планирование ИДК
24. Планирование ИДК заключается:
- в определении групп работников, подлежащих ИДК, и типов контроля для них (текущий, специальный, операционный или подтверждающий);
- в определении способов проведения индивидуальных измерений (активности радионуклидов в теле или в биопробах) для каждого типа контроля, периодичности измерений и необходимой чувствительности (порога) измерений;
- в подборе аппаратурно-методического обеспечения измерений и оценки уровня облучения (поступления радионуклидов в организм) персонала.
25. Группы работников, подлежащих ИДК, и типы контроля для них определяют исходя из их принадлежности к категориям групп А и Б персонала и результатов прогностической оценки уровня хронического облучения на рабочих местах:
- При выполнении условия введения ИДК планируют проведение текущего контроля с заданной периодичностью и проведение специального контроля по показаниям текущего контроля.
- Дополнительно, для персонала, периодически занятого на проведении операций в рабочих зонах, характеризующихся высоким уровнем загрязнения поверхностей и воздуха радионуклидами (например, ремонтные зоны), планируют проведение операционного контроля и проведение специального контроля по показаниям операционного контроля.
- При выполнении двух условий одновременно — работник принадлежит к персоналу группы Б, и на его рабочем месте прогнозируемый уровень хронического облучения с учетом неопределенности его оценки не превышает уровень УВК — планируют проведение подтверждающего контроля с заданной периодичностью (таблица 2) и проведение специального контроля по показаниям подтверждающего контроля.
- Показанием к проведению специального контроля является результат текущего, операционного или подтверждающего контроля, показывающий, что уровень облучения работника (значение ожидаемой эффективной дозы за год) с учетом неопределенности его оценки может превысить уровень действия, УД.
26. Способы проведения индивидуальных измерений для каждого типа контроля, периодичность измерений и необходимую чувствительность измерений определяют исходя из требуемой периодичности ИДК (таблица 2) и необходимого условия определения значения годовой ожидаемой эффективной дозы (ОЭД) работника на уровне действия, УД (Таблица 3, см. также Приложение 4).
Диапазоны <8> допустимых интервалов между измерениями (в сутках) при проведении текущего и подтверждающего ИДК внутреннего облучения на плутониевых производствах
<8> Интервал между измерениями выбирают в пределах указанного диапазона, исходя из достигнутого на предприятии уровня организации и проведения измерений in vivo и in vitro.
| Радионуклид | Тип химического соединения при ингаляции | Тип измерения | |||
| in vitro | in vivo | ||||
| Объект измерения — моча | Объект измерения — кал | Объект измерения — легкие | Объект измерения — печень | ||
| 238,239,240Pu | П | 180 — 365 <*> | - | - | - |
| 238,239,240Pu | М | 180 — 365 <*> | 30 — 90 | - | - |
| 241Am | П | 180 — 365 <*> | - | 90 — 180 | 90 — 180 |
| 241Am | М | 180 — 365 <*> | 30 — 90 | 180 — 365 | - |
<*> Как показывают расчеты, для типа соединения М предпочтительным является максимальное значение интервала в указанных пределах, при дополнительном условии отбора двух-трех суточных проб мочи, взятых подряд, без перерыва на работу; для типа соединения П предпочтительным является минимальное значение интервала в указанных пределах.
Требуемые значения порогов измерений in vivo и in vitro, для разных условий ингаляционного поступления в организм персонала аэрозолей плутония и америция соединений типа П и М.
| Радионуклид | Объект и тип измерения | Единица измерения | Ингаляционное поступление | |||
| Хроническое | Острое | |||||
| П | М | П | М | |||
| 238,239,240Pu | Моча — in vitro | мБк/сут | 1 | 0,1 | 1 | 0,1 |
| Кал — in vitro | мБк/сут | 10 | 70 | 20 <*> | 90 <*> | |
| 241Am | Легкие — in vivo | Бк | - | 5 <**> | - | 9 <**> |
| Печень — in vivo | Бк | 5 <***> | - | 5 <**> | - | |
<> для периода контроля 30 суток; <> для значения вклада радионуклида Am-241 в суммарную дозу при поступлении смеси плутония и америция, fU = 0,25; <> для периода контроля 180 суток.
27. Аппаратурно-методическое обеспечение измерений и оценки уровня облучения (поступления радионуклидов в организм) персонала выбирают исходя из метрологических требований к средствам измерений и методикам измерений и расчета доз (МУ 2.6.1.065-14) и требований к периодичности (таблица 2) и чувствительности (таблица 3) индивидуальных измерений активности радионуклидов в теле или в биопробах работника.
Проведение ИДК
28. Проведение ИДК заключается:
- в проведении индивидуальных измерений работников в соответствии с установленными (в п. 24) типами контроля, способами измерений и периодичностью;
- в документировании результатов индивидуальных измерений работника с указанием ФИО, даты измерения (или отбора биопробы), типа контроля, способа измерения, результата измерения (значение оценки и погрешности определения активности радионуклидов в теле или в биопробах), единицы измерения (Бк; мБк/СКМ <9> и т.п.);
<9> СКМ — суточное количество мочи.
- в расчете уровня облучения (поступления радионуклидов в организм) работника по результатам его индивидуальных измерений.
29. Расчет уровня облучения (поступления радионуклидов в организм и ожидаемой эффективной дозы) работника по результатам его индивидуальных измерений в рамках текущего, операционного и подтверждающего контроля проводят с использованием стандартной процедуры расчета (Приложение 6). Допускается использование специальной процедуры расчета (см. п. 30) или другой процедуры расчета, если она обоснована и ее применение утверждено в рамках Порядка ДК (МУ 2.6.1.065-14).
30. Расчет уровня облучения (поступления радионуклидов в организм и ожидаемой эффективной дозы) работника по результатам его индивидуальных измерений в рамках специального контроля проводят с использованием специальной процедуры расчета (Приложение 7). Допускается использование другой процедуры расчета, если она обоснована и ее применение утверждено в рамках Порядка ДК.
Организация системы ДК
31. Система ДК внутреннего облучения персонала включает в себя средства измерений объемной активности радионуклидов и индивидуальных измерений активности радионуклидов в теле или в биопробах работника (зарегистрированные в Государственном реестре средств измерений) 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 нормируемых величинах.
32. Порядок ДК разрабатывается специалистами (экспертами) в области дозиметрии внутреннего облучения по заданию предприятия при участии работников службы ядерной и радиационной безопасности предприятия, утверждается руководителем предприятия по согласованию с надзорными органами ФМБА России.
33. Методика измерений (МИ) и методика интерпретации результатов этих измерений в нормируемых величинах (МВР) должны быть аттестованы <10> в виде методики радиационного контроля в соответствии с требованиями, установленными в национальных стандартах (ГОСТ 8.638-2013 - Метрологическое обеспечение радиационного контроля и др.).
<10> Либо отдельно, либо в составе одной объединенной методики.
Порядок дозиметрического контроля внутреннего облучения
34. Порядок дозиметрического контроля является документом, действующим в пределах одного или группы предприятий, устанавливающим порядок выполнения действий и процедур, результатом которых является решение задач ДК, перечисленных в п. 7.
35. Порядок ДК предприятия определяет и утверждает следующие действия и процедуры, необходимые для выполнения задач ДК:
1. Условия облучения, характерные для рабочих помещений (рабочих зон) данного предприятия (в соответствии с п. 16) и периодичность их определения.
2. Инструкцию по организации (или график) регулярных измерений объемной активности аэрозолей техногенных радионуклидов в воздухе рабочих зон, с учетом выполнения требований к периодичности и чувствительности измерений (в соответствии с пп. 17 - 18).
3. Перечень методик и средств измерений, необходимых и достаточных для выполнения задач ДКРМ (в соответствии с пп. 19 - 21).
4. Порядок проведения ДКРМ (в соответствии с пп. 22 - 23).
5. Порядок определения групп работников, для которых необходимо проведение ИДК (в соответствии с п. 25).
6. Инструкцию по организации (или график) регулярных индивидуальных измерений работников, с учетом выполнения требований к периодичности и чувствительности измерений (в соответствии с п. 26).
7. Перечень методик и средств измерений, необходимых и достаточных для выполнения задач ИДК (в соответствии с п. 27).
8. Порядок проведения ИДК (в соответствии с пп. 28 - 30).
9. Способы ограничения уровня облучения персонала по результатам оценки значений индивидуальных ОЭД внутреннего облучения работников предприятия, включая значения контрольных уровней облучения (в соответствии с пп. 9, 11, 13 - 14).
Запись и хранение результатов измерений и определения дозы
36. Для каждого профессионального работника должна быть предусмотрена система записи результатов определения <11> ОЭД внутреннего облучения в карточке индивидуального учета или на магнитных носителях в целях создания базы данных ДК предприятия.
<11> В качестве индивидуальной ОЭД работника записывается значение оценки ОЭД. Верхняя граница оценки ОЭД используется для принятия решений:
- в рамках ДКРМ — о необходимости введения ИДК;
- в рамках ИДК — о достаточности текущего контроля или о необходимости применения специального контроля.
37. Поскольку при контроле внутреннего облучения значение ОЭД получается на основе инструментальных измерений, необходимо обязательно иметь базу данных этих первичных измерений, которая может быть при необходимости использована для пересчета значений дозы в случае изменений или уточнений параметров модели, используемой при расчете дозы. В данной базе данных должны быть отражены следующие параметры:
- персональные данные о контролируемом работнике (например, Ф.И.О., табельный N, год рождения, место работы и т.п.);
- краткая информация об условиях облучения (путь поступления, динамика поступления, характерные параметры радионуклидов: физико-химическая форма, тип соединения и др.);
- дата отбора пробы и ее объем;
- дата и результат измерения активности радионуклида в теле человека или активности пробы с указанием неопределенности результата измерения;
- ссылка на МИ (на метод измерения активности радионуклида в теле человека, на метод радиохимического или др. способа подготовки измеряемого образца из пробы и на метод измерения образца);
- ссылка на МВР (метод интерпретации результатов измерений для получения численных значений ОЭД внутреннего облучения).
38. В системах учета (базах данных) результатов ДК отражаются сведения о полученных значениях величин: годовой ОЭД, годовой ОЭД, усредненной за 5 последовательных лет, а также ОЭД, полученной за весь период работы. Также приводится ссылка на МИ и МВР, которые были использованы для получения указанных выше значений ОЭД. Отдельно регистрируются дозы, получаемые при нормальной эксплуатации источников излучения, при планируемом повышенном облучении и обусловленные облучением при радиационной аварии.
39. Сроки хранения индивидуальных записей об облучении работника устанавливаются в соответствии с требованиями Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/2010.
Библиография
1. Guide to the Expression of Uncertainty in Measurements (GUM), International Organisation for Standardisation (ISO), Geneva, Switzerland (1995).
2. 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).
3. Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection, ICRP Publication 66. Ann. ICRP 24 (1/3), 1994.
4. Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers. Replacement of ICRP Publication 54. ICRP Publication 78. Ann. ICRP 28(1), 1998.
5. The ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public. — ICRP CD 1, 2001.
6. ISO 20553:2006, Radiation protection — Monitoring of workers occupationally exposed to a risk of internal contamination with radioactive material.
7. ISO 28218:2010. Radiation protection — Performance criteria for radiobioassay.
8. 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.
9. ISO 27048:2011. Radiation protection — Dose assessment for the monitoring of workers for internal radiation exposure.
10. [Franck D. 2007], Franck D. Potential of modern technologies for improving internal exposure monitoring. Radiat Prot Dosimetry (2007) 127 (1-4): 233 — 239.
ОПРЕДЕЛЕНИЕ НЕОБХОДИМОЙ 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 \overline{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 различаться значение измеряемой величины Q в течение календарного года от ее 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: \overline{Q} = e^{LnQ_{med} + 0,5 \times (ln\sigma_{g})^{2}} . В таблице П1-1 приведены значения необходимой частоты измерений Q для определения среднего значения \overline{Q} с заданной погрешностью в зависимости от геометрического стандартного отклонения, \sigma_{g} , частотного распределения значений измеряемой величины Q.
Необходимое число измерений № объемной активности радионуклидов в рабочей зоне за заданный период времени для определения среднего значения \overline{Q} с заданной погрешностью
Из таблицы П1-1 видно, что в рабочих зонах, где объемная активность радионуклидов изменяется незначительно в течение календарного года, можно провести несколько измерений за этот период, чтобы достаточно точно определить среднее значение \overline{Q} . В то же время, существует предельное значение параметра \sigma_{g}@8 , при котором для определения среднего значения \overline{Q} с приемлемой погрешностью необходимо проводить непрерывный отбор проб воздуха в помещении каждый раз, когда в нем проводятся работы. Практически это означает, что при разбросе значений измеряемой величины Q в рабочей зоне более чем в 103 раз, оценка \overline{Q} по результатам измерений радионуклидов в рабочей зоне имеет большую неопределенность и, априори, требует дополнительного проведения индивидуальных измерений работника в рамках ИДК.
ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОРОГА ИЗМЕРЕНИЯ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В РАБОЧЕЙ ЗОНЕ L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}}
Порог измерения <12> объемной активности аэрозолей техногенного радионуклида U в воздухе рабочих помещений L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} определяют с целью обоснования достаточности чувствительности методики измерения (МИ), выбранной для проведения ДКРМ (согласно требованиям МУ 2.6.1.065-14).
<12> Порог (чувствительности) измерения (или порог принятия решения — decision threshold) — это фиксированное значение, LC, измеряемой величины, количественно выражающей физический эффект, при превышении которого принимается решение, что измерение действительно отражает данный эффект. Порог измерения определяют таким образом, чтобы при превышении результата измерения значения LC вероятность того, что истинное значение измеряемой величины равно нулю, было бы меньше или равно заданному значению \alpha (обычно \alpha задают равным 0,05).
Значение порога измерения L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} определяют, используя критерий достаточности, исходя из уравнения:
E_{1 - \alpha}^{\text{ДКРМ}}(L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}},\Delta L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}}) = 0,2 \times \text{У}_{\text{ВК}} , (П2-1)
Расчетное значение верхней границы доверительного интервала годовой ОЭД, соответствующее результату измерения объемной активности аэрозолей техногенного радионуклида U, равному L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} с погрешностью, равной \Delta L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} , можно определить, используя приближенное соотношение <13> (с учетом \alpha = 0,05 ):
<13> Если результат измерения величины объемной активности аэрозолей (ОА) равен L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} , то справедливо утверждение: \text{ОА}_{95} = \text{ОА } + 1,645 \times \sigma(\text{ОА}) . Так как \sigma(\text{ОА})@\sigma(0) , то \text{ОА}_{95} = \text{ОА } + 1,645 \times \sigma(\text{ОА})@\text{ОА } + 1,645 \times \sigma(0) = \text{ОА } + L_{C} (согласно определению LC). Если ОА = LC, то с достаточной для практики точностью ОА95 = LC + LC.
E_{0,95}^{\text{ДКРМ}}(L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}},\Delta L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}}) \approx 2,4 \times 10^{3} \times \text{е}_{U,d,G}^{\text{внутр}} \times \frac{L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} + L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}}}{f_{U}^{E}} = 0,2 \times \text{У}_{\text{ВК}} , (П2-2)
L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} = \frac{0,2 \times \text{У}_{\text{ВК}} \times f_{U}^{E}}{2 \times 2,4 \times 10^{3} \times \text{е}_{U,d,G}^{\text{внутр}}} , (П2-3)
- E_{0,95}^{\text{ДКРМ}}(L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}},\Delta L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}}) — расчетное значение верхней границы доверительного интервала годовой ОЭД, мЗв/год;
- L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} — порог измерения объемной активности аэрозолей техногенного радионуклида U с дисперсностью d и типом химического соединения при ингаляции G, Бк/м3;
- УВК — уровень введения индивидуального дозиметрического контроля (п. 13), мЗв/год;
- f_{U}^{E} — вклад радионуклида U с дисперсностью d и типом химического соединения при ингаляции G в суммарную эффективную дозу, отн. ед.;
- \text{е}_{U,d,G}^{\text{внутр}} — дозовый коэффициент для персонала при ингаляционном поступлении аэрозолей радионуклида U с дисперсностью d и типом химического соединения при ингаляции G, мЗв/Бк;
- 2,4 x 103 — значение объема вдыхаемого воздуха за год для персонала согласно НРБ-99/2009, п. 8.2, м3/год.
Если измеряют объемную активность смеси техногенных радионуклидов (например, смеси радионуклидов урана), то
L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} = \frac{0,2 \times \text{У}_{\text{ВК}} \times f_{\Sigma}^{E}}{2 \times 2,4 \times 10^{3} \times \text{е}_{\Sigma}} , (П2-4)
- \text{е}_{\Sigma} — дозовый коэффициент для персонала при ингаляционном поступлении аэрозолей смеси радионуклидов, мЗв/Бк;
- f_{\Sigma}^{E} — вклад смеси радионуклидов в суммарную эффективную дозу, отн. ед.
Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении аэрозолей смеси радионуклидов U рассчитывают по формуле:
\text{е}_{\Sigma} = \sum_{G} P_{G} \times \sum_{i} N_{i} \times e_{i,G,d_{G}} , (П4-5)
- PG — относительное содержание в смеси химических соединений радионуклидов, принадлежащих к типу соединения при ингаляции G, %;
- Ni — относительное содержание в смеси i-го радионуклида к общей активности смеси радионуклидов, %;
- e_{i,G,d_{G}} — дозовый коэффициент i-го радионуклида для персонала, определяемый для типа соединения при ингаляции G, характеризуемый дисперсностью dG.
Расчетные значения L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} для радионуклидов плутония и америция, представлены в таблице П2-1.
Расчетные значения порога измерения, L_{\text{С}}^{\text{ДКРМ}} , объемной активности аэрозолей плутония и америция (при монофакторном воздействии, то есть при f_{U}^{E} = 1 )
ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЗНАЧЕНИЙ КОЭФФИЦИЕНТОВ \overline{\kappa^{\text{зд}}} И \overline{\eta^{\text{защ}}}
Диапазоны значений коэффициента \overline{\kappa^{\text{зд}}} и относительной неопределенности его оценки \delta_{\kappa} (при доверительной вероятности p = 0,95) в зависимости от типа распределения объемной активности (ОА) радионуклидов в рабочей зоне и способа измерения ОА
| N | Тип распределения ОА | Способ измерения ОА | \overline{\kappa^{\text{зд}}} | \delta_{\kappa} | |
| По времени | По пространству | ||||
| 1 | Равномерное по площади и по времени | Любой | Одна точка (несколько точек) контроля | 1,0 | 0,06 |
| 2 | Неравномерное по площади, равномерное по времени | Любой | Одна точка контроля | 1,4 — 2 <*> | 0,15 |
| Несколько точек контроля | 1,0 — 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 | 1,0 | 0,06 |
| Среднесменный контроль | Одна точка контроля | 5 — 30 <*> | 0,5 | ||
| Несколько точек контроля | 2 — 5 <*> | 0,15 — 0,3 <*> | |||
<*> Выбор конкретных значений \overline{\kappa^{\text{зд}}} и \delta_{\kappa} зависит от степени неравномерности распределения значений ОА радионуклидов в помещении и количества точек контроля. При отсутствии данных выбирают максимальные значения из указанного диапазона.
Диапазоны значений коэффициента \overline{\eta^{\text{защ}}} и относительной неопределенности оценки \delta_{\eta} (при доверительной вероятности p = 0,95)
| Использование СИЗ ОД | \overline{\eta^{\text{защ}}} | \delta_{\eta} |
|---|---|---|
| Без защиты | 1 | 0 |
| СИЗ ОД «Лепесток» | 0,05 — 0,1 <*> | 0,5 |
<*> Выбор конкретных значений \overline{\eta^{\text{защ}}} и \delta_{\eta} зависит от наличия данных, отражающих реальные значения коэффициента эффективности СИЗ ОД. При отсутствии данных выбирают максимальные значения из указанного диапазона.
ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЗНАЧЕНИЙ ПОРОГОВ ИЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ ПЛУТОНИЯ И АМЕРИЦИЯ В ТЕЛЕ ЧЕЛОВЕКА И БИОПРОБАХ L_{\text{С}}^{\text{ИДК}}
Исходя из основных задач дозиметрического контроля, критерием его достаточности будет использование таких средств и методов измерений, которые обеспечивали бы контроль соблюдения принципа нормирования и, по возможности (с учетом достигнутого уровня), выполнение принципа оптимизации.
Обеспечение принципа нормирования означает использование такой программы ИДК, которая позволяла бы определять индивидуальную дозу каждого работника на уровне, не превышающем допустимые пределы индивидуальных доз облучения.
Допустимыми пределами индивидуальных доз облучения персонала в нормальных условиях эксплуатации ИИИ являются значения (ожидаемой) эффективной дозы, равные: 20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год.
Критерий достаточности ИДК будет выполнен, если при значении измеряемой величины, равном порогу измерения <14>, LC, верхняя граница оценки дозы (с учетом неопределенности результата измерения), E_{95}(L_{\text{С}},\Delta L_{\text{С}}) <15>, не превысит предела дозы, ПД, (в этом случае будет обеспечен принцип нормирования) или не превысит уровень действия <16>, УД <= ПД (в этом случае возможно выполнение принципа оптимизации):
E_{95}(L_{\text{С}},\Delta L_{\text{С}}) = \text{У}_{\text{Д}} \leq \text{ПД} , (П4-1)
<14> Согласно стандарту [8], порог измерения или порог принятия решения (decision threshold) — это фиксированное значение, LC, измеряемой величины, количественно выражающей физический эффект, при превышении которого принимается решение, что измерение действительно отражает данный эффект. Порог измерения LC определяют таким образом, что при превышении результата измерения значения LC вероятность того, что истинное значение измеряемой величины равно нулю, меньше или равна заданному значению, \alpha (обычно \alpha принимают равным значению 0,05 или 5%).
<15> Отметим, что E_{95}(L_{\text{С}},\Delta L_{\text{С}}) \neq E(L_{\text{С}} + \Delta L_{\text{С}}) , так как при расчете дозы учитывают не только неопределенность результата измерения, но и неопределенность других факторов (параметров модели расчета), используемых при интерпретации измерений.
<16> Уровень действия устанавливают на уровне меньше предела дозы (УД <= ПД) с целью оптимизации защиты персонала от облучения.
При установлении требований к измерениям при планировании ИДК внутреннего облучения персонала на плутониевых производствах необходимо учитывать два сценария возможного поступления радионуклидов в организм работника: хроническое и острое поступление.
Хроническое поступление радионуклидов в организм работника происходит регулярно (ежесменно) в течение календарного года с постоянной (средней) скоростью, обусловленной постоянным загрязнением воздуха рабочих помещений, средний уровень которого определяют в процессе дозиметрического контроля рабочих мест. Для соблюдения принципа нормирования уровень хронического поступления для персонала группы А не может превышать ежегодного предела дозы, равного 20 мЗв/год, согласно НРБ-99/2009, так как этот уровень, по определению хронического поступления, остается в среднем постоянным из года в год.
Острое поступление радионуклидов в организм работника происходит нерегулярно, является случайным событием и характеризуется значением поступления, существенно превышающим среднее значение (хронического) поступления. Этот тип поступления, в отличие от хронического поступления, не является регулярным и может происходить, например, один раз в несколько лет. Поэтому, для соблюдения принципа нормирования, уровень острого поступления не должен превышать предела дозы для персонала группы А, равного 20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год (НРБ-99/2009). Далее при расчете значений порогов измерений используется консервативное предположение одного острого поступления за период контроля <17> при нулевом уровне хронического поступления.
<17> Период контроля — интервал времени между двумя последовательными измерениями содержания радионуклидов в отдельных органах и тканях тела человека или в биопробах.
Применение критерия достаточности (П4-1) для разных методов измерения дает значения порогов измерений, которые представлены в таблице П4-1. Эти значения были рассчитаны <18> для разных условий поступления радионуклидов в организм персонала. Для расчетов было принято, что поступление радионуклидов в организм персонала ингаляционное — хроническое или острое. При ингаляционном поступлении использовали тип соединения радионуклида при ингаляции, либо промежуточный П, либо малорастворимый М, а значение медианного по активности аэродинамического диаметра, АМАД, выбирали наиболее неблагоприятное из диапазона 1 — 10 мкм. Для острого поступления выбирали максимальное значение интервала между измерениями (п. 26, таблица 2) при моменте поступления в начале интервала.
<18> С использованием программы расчета доз внутреннего облучения по результатам измерений радионуклидов в организме человека ММК-02.
Значения порогов измерений in vivo и in vitro, для разных условий ингаляционного поступления радионуклидов плутония и америция в организм персонала.
| Радионуклид | Объект и тип измерения | Единица измерения | Ингаляционное поступление | |||
| Хроническое | Острое | |||||
| П | М | П | М | |||
| 238,239,240Pu | Моча — in vitro | мБк/сут | 1 | 0,1 | 1 | 0,1 |
| Кал — in vitro | мБк/сут | 10 | 70 | 20 <*> | 90 <*> | |
| 241Am | Легкие — in vivo | Бк | - | 5 <**> | - | 9 <**> |
| Печень — in vivo | Бк | 5 <***> | - | 5 <**> | - | |
<> для периода контроля 30 суток; <> для значения вклада радионуклида Am-241 в суммарную дозу при поступлении смеси плутония и америция, fU = 0,25; <> для периода контроля 180 суток.
Из таблицы П4-1 видно, что требование к порогам измерений, которые используют для контроля поступления радионуклидов плутония и америция-241 в организм персонала, зависит от пути поступления радионуклида в организм персонала и от типа соединения при ингаляции. Для измерений плутония в моче, например, требуемый порог измерения различается на порядок величины для типов соединений при ингаляции «П» и «М». Общим требованием к используемому для контроля методу измерения плутония в моче будет порог измерения равный 0,1 мБк в суточном количестве мочи (СКМ). При этом, при полученном результате измерения плутония в моче меньше порога измерения будет гарантировано, что индивидуальная ОЭД работника не превысит предела дозы 20 мЗв/год в случае поступления аэрозолей типа «М» и не превысит значения 2 мЗв/год в случае поступления аэрозолей типа «П». Аналогично интерпретируются остальные строки таблицы П4-1.
ОСНОВНЫЕ МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ИЗМЕРЕНИЯ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ИДК ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА НА ПЛУТОНИЕВЫХ ПРОИЗВОДСТВАХ
Измерение активности плутония в моче, в кале (в ране):
а) Альфа-радиометрия пробы в слое твердого сцинтиллятора после радиохимического выделения.
Для реализации данного метода широко используются радиометры «Прогресс-БИО» (в подразделениях ЛДВО ФГБУЗ ЦГиЭ ФМБА России), а также другие альфа-радиометры:
Рис. П5-1 — Радиометр «Прогресс-БИО»
В таблице П5-1 приведены характеристики данного метода измерения, важные с точки зрения организации ИДК внутреннего облучения персонала. Рассмотрены два способа измерения уровня выведения плутония с мочой: измерение одной суточной пробы при естественном выведении (Pu в моче, 1 проба) и измерение трех суточных проб, собранных сразу после введения хелатоагента (например, CaNa3-DTPA или пентацин), ускоряющего выведение плутония с мочой (Pu в моче + DTPA, 3 пробы).
| Измерение | Порог измерения <19> | Время измерения | Время подготовки пробы | Производительность измерительного канала (ИК) | Тип контроля |
| Pu в моче, 1 проба | ~ 4 мБк/сут | 5 часов | 3 дня | ~ 250 чел./год | - |
| ~ 1 мБк/сут | 100 часов | ~ 50 чел./год | |||
| Pu в моче + DTPA, 3 пробы | ~ 0,08 мБк/сут | 5 часов | 5 дней | ~ 80 чел./год | Текущий, подтверждающий, операционный. |
<19> Здесь и далее имеется в виду порог (чувствительности) измерения (или порог принятия решения — decision threshold) — это фиксированное значение, LC, измеряемой величины, количественно выражающей физический эффект, при превышении которого принимается решение, что измерение действительно отражает данный эффект. Порог измерения определяют таким образом, чтобы при превышении результата измерения значения LC вероятность того, что истинное значение измеряемой величины равно нулю, была бы меньше или равна заданному значению \alpha (обычно \alpha задают равным 0,05).
Из таблицы П5-1 следует, что только второй способ измерения уровня выведения плутония с мочой у персонала обеспечивает требуемый для ИДК порог измерения. При этом производительность метода обеспечивает проведение ежегодного контроля около 80 человек на один измерительный канал (ИК) или, например, 160 человек в год при наличии одного радиометра «Прогресс-БИО», который содержит два измерительных канала.
б) Альфа-спектрометрия пробы после радиохимического выделения и электролитического осаждения.
Для реализации данного метода широко используются многоканальные альфа-спектрометрические системы Alpha Analyst, Alpha Duo и Ortec Plus и другие альфа-спектрометры:
Рис. П5-2 — Альфа-спектрометрические системы Alpha Analyst, Ortec Plus и Alpha Duo
В таблице П5-2 приведены характеристики данного метода измерения, важные с точки зрения организации ИДК внутреннего облучения персонала. Также рассмотрены два способа измерения уровня выведения плутония с мочой: измерение одной суточной пробы при естественном выведении (Pu в моче, 1 проба) и измерение трех суточных проб, собранных сразу после введения хелатоагента (например, CaNa3-DTPA или пентацин), ускоряющего выведение плутония с мочой (Pu в моче + DTPA, 3 пробы).
Из таблицы П5-2 следует, что оба способа измерения уровня выведения плутония с мочой у персонала обеспечивают требуемый для ИДК порог измерения. Производительность обоих способов определяется временем измерения пробы (~ 1 неделя), поэтому первый способ, требующий измерения одной пробы одного работника в год, имеет производительность в три раза больше, чем второй способ, предполагающий проведение измерений трех проб. Первый способ обеспечивает проведение ежегодного контроля около 50 человек, второй способ — около 15 человек на один измерительный канал в год. При наличии многоканального спектрометра производительность увеличивается в пропорциональное число раз (практически необходимо учитывать периодический выход из строя определенной доли измерительных каналов).
в) Масс-спектрометрия пробы после радиохимической подготовки.
Для реализации данного метода используют масс-спектрометр ICP-MS (с индуктивно-связанной плазмой):
Рис. П5-3 — Масс-спектрометр ICP-MS.
В таблице П5-3 приведены характеристики данного метода измерения, важные с точки зрения организации ИДК внутреннего облучения персонала.
Из таблицы П5-3 следует, что данный способ измерения с запасом, почти на два порядка величины, удовлетворяет требованию к порогу измерения активности плутония в моче для ИДК персонала. При этом он имеет более чем достаточную производительность.
Учитывая большую стоимость масс-спектрометра ICP-MS, перед его внедрением в практику ИДК необходимо, прежде всего, разработать и аттестовать методику измерения плутония в моче (или методику радиационного контроля) для целей ИДК, с подтверждением тех характеристик, которые указаны в таблице П5-3, по результатам опубликованных исследований [10].
Измерение активности америция-241 в легких, печени (и костной ткани) человека:
а) Гамма спектрометрия тела человека.
Для реализации данного метода используют спектрометры излучения человека (СИЧ) с защитной камерой:
Рис. П5-4 — Спектрометр излучения человека с защитной камерой фирмы Canberra
В таблице П5-4 приведены характеристики данного метода измерения, важные с точки зрения организации ИДК внутреннего облучения персонала.
| Измерение | Порог измерения <20> | Время измерения | Время подготовки пробы | Производительность | Вид контроля |
|---|---|---|---|---|---|
| Am-241 в легких (печени) | ~ 5 Бк/орган | ~ 30 минут | - | ~ 1000 чел./год | Текущий, подтверждающий, операционный, специальный |
<20> Порог измерения указан для лучших, уникальных в своем роде, образцов данного типа установок СИЧ, использующих полупроводниковые детекторы из особо чистого германия.
Из таблицы П5-4 следует, что данный метод измерения уровня облучения персонала при поступлении плутония (на тех предприятиях, где радионуклид америций-241 является сопутствующим при работе с плутонием) удовлетворяет требованию к порогу измерения для ИДК персонала при условии использования лучших образцов данного типа установок СИЧ <10>.
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. 47. Если измерение не удовлетворяет данным требованиям, оно рассматривается как измерение, проведенное для специального контроля.
2. На втором шаге оценивают значимость измеренного значения, которое определяется из условия одновременного превышения порога измерения <21> и критического значения MC (таблица П6-1). Если одно из условий не выполняется, то измерение документируется без последующей оценки дозы. Если измерение признано значимым, то, перед тем как перейти к шагу 3, проводят оценку вклада предыдущих поступлений в измеренное значение.
<21> См. п. 32.
Критические значения, MC, для измерений активности радионуклидов в теле человека и в биопробах [9]
Вклад предыдущих поступлений в измеренное значение рассчитывают, используя уравнение:
P = \sum_{i} I_{i} \times m(t_{m} - t_{i}) , (П6-1)
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;
Ii — все ранее документированные поступления (в Бк);
ti — момент времени (однократного) поступления;
tm — время (дата) измерения (отбора пробы);
m(t) — функция удержания или выведения (Бк/Бк поступления, Бк/сутки/Бк поступления и т.п.).
Проверку значимости вклада предыдущих поступлений проводят с использованием коэффициента рассеяния (scattering factor), KSF, который представляет собой геометрическое стандартное отклонение логнормального распределения значений измеряемой величины. Коэффициент рассеяния характеризует вариабельность реальной величины, например коэффициента выведения радионуклида с мочой, относительно среднего значения этой величины, используемой в модели. Неопределенность измеряемой величины, связанную с этой вариабельностью, относят к типу Б, в отличие от статистической неопределенности измерения, которую относят к типу А [1]. Рекомендуемые значения KSF приводятся в таблицах П6-2 и П6-3. Оценку значимости вклада предыдущих поступлений, P, проводят следующим образом.
Значения коэффициента KSF для разных типов измерений (биопроб), полученные по результатам исследований [9]
Типичные значения компонентов коэффициента KSF и его суммарное значение для измерений активности гамма-излучающих радионуклидов в теле человека в зависимости от диапазона энергии фотонов [9]
| Источник неопределенности типа Б | E < 20 кэВ | 20 кэВ < E < 100 кэВ | E > 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: K_{SF} = exp[\sqrt{\sum ln^{2}(K_{SF_{i}})}] , где K_{SF_{i}} — значение коэффициента KSF для компонента неопределенности i. | |||
Если измеренное значение, M, находится в интервале
\frac{P}{K_{SF}^{2}} \leq M \leq K_{SF}^{2} \times P , (П6-2)
то это означает, что нет статистически значимого вклада нового поступления. В этом случае достаточно записать измеренное значение без дальнейшей оценки дозы.
Если измеренное значение, M, удовлетворяет неравенству
M \leq \frac{P}{K_{SF}^{2}} , (П6-3)
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, M, удовлетворяет неравенству
M>K_{SF}^{2} \times P , (П6-4)
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 они задокументированы и показано, что эти параметры характерны для того процесса, в котором задействован работник.
Для расчета поступления за текущий период контроля и соответствующей ожидаемой эффективной дозы необходимо использовать уравнения (П6-5) и (П6-6):
(П6-5)- M' — либо измеренное значение M, либо (M — P), если вклад, P, от предыдущих поступлений был рассчитан и признан значимым;
- значение функции удержания или функции выведения для момента времени 
, где \Delta T — интервал времени между датами измерений активности в теле человека или датами отбора биопроб;- E(50) — ожидаемая эффективная доза, Зв;
- e(50) — дозовый коэффициент, Зв/Бк;
- I — поступление, Бк.
Для случая поступления смеси радионуклидов, когда значения M' получены для каждого радионуклида, уравнения (П6-5) и (П6-6) используют для каждого нуклида напрямую, и значения E(50) для каждого нуклида суммируются перед тем, как перейти к шагу 4. Если значение M_{a}\prime для одного радионуклида используется не только для определения Ea(50) этого радионуклида, но также для определения ожидаемой эффективной дозы от поступления другого радионуклида, Eb(50), то это может быть сделано путем умножения Ea(50) на произведение \frac{I_{b}}{I_{a}} и \frac{e_{b}(50)}{e_{a}(50)} . Отношение \frac{I_{b}}{I_{a}} может быть определено из радионуклидного состава смеси, находящейся в составе аэрозоля, поступившего в организм работника. Значения E(50) для каждого радионуклида должны быть просуммированы перед тем, как перейти к шагу 4.
4. На четвертом шаге проводят проверку критерия принятия стандартной оценки дозы без проведения дальнейшего анализа:
n \times K_{SF}^{2} \times E(50)<0,05 \times E_{\text{пред}} , (П6-7)
- n — число периодов контроля в год (n = \frac{365}{\Delta T}) ;
- Eпред — годовой предел дозы (или уровень действия, см. Приложение 5).
В случае выполнения критерия (П6-7) рассчитанные по формулам (П6-5) и (П6-6) поступление и дозу документируют, и это значение дозы используют для определения формального соответствия пределу дозы.
Если контролируется более чем один радионуклид, то в уравнении (П6-7) 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 (П6-5) и (П6-6) доза превышает 5% предела дозы (то есть условие в уравнении (П6-7) 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. 59).
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 97,5%-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. 56, то рассчитанные по формулам (П6-5) и (П6-6) 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 M всех проанализированных и задокументированных предыдущих поступлений, которые должны быть вычтены из M (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 соответствующее утверждение 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:
- критические значения, MC, используемые в п. 2, не применимы, так как при их расчете использованы стандартные значения периодов контроля (соответствующие таблицам 1 — 3 п. 47);
- 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;
- проверка значимости измеренного значения (п. 2) не включает сравнения с критическим значением, MC;
- 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.
СПЕЦИАЛЬНАЯ ПРОЦЕДУРА РАСЧЕТА ПОСТУПЛЕНИЯ И ОЭД
Специальную процедуру расчета целесообразно использовать тогда, когда имеется множество результатов индивидуальных измерений разных видов, например, результатов измерений активности плутония в моче и в кале, и результатов измерений активности америция-241 в легких (и/или в печени).
Специальная процедура расчета состоит в применении статистического метода, цель которого — найти наилучшую оценку поступления радионуклида в организм работника, I, таким образом, чтобы прогнозируемые значения измеряемых величин наилучшим образом соответствовали всем результатам измерений [9].
Наиболее распространенным методом для этой цели является метод максимального правдоподобия. Функция максимального правдоподобия выражает вероятность получения серии результатов измерений, с учетом их неопределенностей, исходя из известного значения искомой величины I.
Неопределенность измерений состоит из статистической неопределенности счета, характеризуемой распределением Пуассона (неопределенность типа A), и совокупности систематических неопределенностей, выражаемых логнормальным распределением (неопределенность типа B). В тех случаях, когда статистическая неопределенность (типа A) относительно мала (не более 30%), неопределенности обоих типов могут быть аппроксимированы единым логнормальным распределением. Геометрическое стандартное отклонение логнормального распределения называют еще коэффициентом рассеяния, KSF, и его значение, описывающее суммарную неопределенность измерения, Mi, равно:
K_{SF} = exp \sqrt{[ln(K_{SF_{A}})]^{2} + [ln(K_{SF_{B}})]^{2}} , (П7-1)
где K_{SF_{A}} и K_{SF_{B}} — коэффициенты рассеяния для неопределенностей типа A и типа B соответственно.
Значение поступления радионуклида в организм работника, I, которое максимизирует функцию максимального правдоподобия, выражается следующей формулой:
ln(I) = \frac{\sum_{i = 1}^{n} \frac{ln[M_{i}/m(t_{i})]}{ln(K_{SF_{i}})^{2}}}{\sum^{n} i = 1 \frac{1}{ln(K_{SF_{i}})^{2}} []} , (П7-2)
Mi — измерение в момент времени ti;
m(ti) — функция удержания радионуклида в органе (легкие, печень) или функция выведения радионуклида из организма (с мочой или калом);
K_{SF_{i}} — коэффициент рассеяния результата измерения Mi.
Величина Mi/m(ti) равна значению поступления Ii, рассчитанному исходя из результата индивидуального измерения радионуклида Mi в момент времени ti. Учитывая равенство Mi/m(ti) = Ii, уравнение (П7-2) можно упростить следующим образом:
ln(I) = \frac{\sum^{n} i = 1 \frac{ln(I_{i})}{ln(K_{SF_{i}})^{2}}}{\sum^{n} i = 1 \frac{1}{ln(K_{SF_{i}})^{2}} []} , (П7-3)
Таким образом, величина логарифма наилучшей оценки поступления ln(I) равна взвешенному среднему логарифмов оценок поступлений, ln(Ii), рассчитанных по результатам каждого i-го измерения.
При интерпретации результатов индивидуальных измерений разных видов, например результатов измерений активности плутония в моче и в кале, в уравнении (П7-2) необходимо использовать следующую формулу:
ln(I) = \frac{\sum_{i = 1}^{n} \frac{ln(I_{i})}{ln(K_{SF_{\text{м}i}})^{2}} + \sum_{j = 1}^{n} \frac{ln(I_{i})}{ln(K_{SF_{Kj}})^{2}}}{\sum_{i = 1}^{n} \frac{1}{ln(K_{SF_{Mi}})^{2}} \_\_\_\_[] + \sum_{j = 1}^{n} \frac{1}{ln(K_{SF_{Kj}})^{2}} []} , (П7-4)
где Ii является оценкой поступления по результатам i-го измерения активности радионуклида в моче, а Ij является оценкой поступления по результатам j-го измерения активности радионуклида в кале. Значение коэффициентов рассеяния KSF для разных типов измерений приведены в Приложении 7.
Частным случаем применения метода максимального правдоподобия является метод наименьших квадратов. Если неопределенность каждого из n независимых измерений Mi, выполненных в момент времени ti, можно выразить нормальным распределением (Гаусса) со средним значением F(t_{i},\theta) и известной дисперсией \sigma_{i}^{2} , то в этом случае функция максимального правдоподобия преобразуется в функцию хи-квадрат:
\chi^{2}(\theta) = \sum_{i = 1}^{n} \frac{[M_{i} - F(t_{i},\theta)]^{2}}{\sigma_{i}^{2}} , (П7-5)
где {}_{\theta \in}{_{I_{j},\theta_{k}}} — заданные значения поступлений Ij в момент времени tj и параметров модели расчета, \theta_{k} , связывающей значения F(t_{i},\theta) и Mi.
Наилучшими оценками поступлений I_{j} и параметров модели \theta_{k} являются те их значения, при которых функция (П7-5) имеет минимум.
Метод наименьших квадратов может быть использован в тех случаях, когда относительная статистическая неопределенность (типа A) велика (> 30%) и сложение неопределенностей в соответствии с уравнением (П7-1) не применимо.
СПИСОК ИСПОЛНИТЕЛЕЙ «КОНТРОЛЬ ИНГАЛЯЦИОННОГО ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ ПЕРСОНАЛА НА ПЛУТОНИЕВЫХ ПРОИЗВОДСТВАХ» МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ МУ 2.6.5.027-2016