При коллективном способе контроля облучения населения дозиметры выдаются

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Контроль радиационной обстановки. Общие требования

Дата введения в действие — с момента утверждения

1. Разработаны Федеральным медицинским биофизическим центром им.А.И.Бурназяна ФМБА России (к.т.н. Абрамов Ю.В. — руководитель разработки, д.т.н. Клочков В.Н.), НИЦ «Курчатовский институт (к.ф.-м.н. Кутьков В.А.), НПП «Доза» (к.т.н. Нурлыбаев К., к.ф.-м.н. Мартынюк Ю.Н., к.ф.-м.н. Каракаш А.И.), ФГУП «ВНИИФТРИ» (д.т.н., профессор Ярына В.П.), АО «СНИИП» (д.т.н., профессор Б.В.Поленов).

2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 21 апреля 2016 г. N 03/2016).

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

4. Дата введения в действие — с момента утверждения.

5. С введением настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.14-00*. Методические указания. Контроль радиационной обстановки. Общие требования.

* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: МУ 2.6.1.14-01. — Примечание изготовителя базы данных.

Введение

Методические указания «Контроль радиационной обстановки. Общие требования» разработаны с целью создания методического документа, формулирующего общие требования к организации контроля радиационной обстановки на предприятиях (радиационных объектах) Госкорпорации «Росатом» (далее — радиационные объекты) и в организациях Федерального медико-биологического агентства на основе «Норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» и «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)» с использованием концепций и подходов, принятых в Публикации N 103 МКРЗ 2007 года* и в Международных Основных Нормах Безопасности для защиты от ионизирующего излучения и безопасности источников излучения 2014 года.

* Доступ к международным и зарубежным документам, упомянутым в тексте, можно получить, обратившись в Службу поддержки пользователей. — Примечание изготовителя базы данных.

Для обеспечения единства методических подходов и полноты обеспечения радиационной безопасности рассматриваются основные требования к организации и объему контроля в контролируемых условиях и при аварийной ситуации, а также технические требования к аппаратуре контроля радиационной обстановки, вопросы метрологического обеспечения измерений и требования к представлению, протоколированию и хранению информации о результатах контроля радиационной обстановки.

1. Область применения

1.1. Настоящие Методические указания (далее — Методические указания или МУ) устанавливают требования к организации, объему и Порядку (Программе, Плану, Регламенту) контроля радиационной обстановки на радиационных объектах, включая назначение, цели и задачи контроля, требования к приборному, методическому и метрологическому обеспечению контроля, а также к представлению, протоколированию и хранению результатов контроля.

1.2. Методические указания предназначены для использования при организации и проведении контроля радиационной обстановки, при разработке методов, технических средств и Порядков радиационного контроля:

— на предприятиях (радиационных объектах — далее РО) и в организациях Госкорпорации «Росатом»;

— на предприятиях (РО), подотчетных Госкорпорации «Росатом», независимо от их форм собственности;

— в организациях Федерального медико-биологического агентства, осуществляющих государственный надзор и регулирование в области обеспечения радиационной безопасности при использовании атомной энергии;

— в организациях, разрабатывающих и производящих средства дозиметрического контроля.

1.3. МУ распространяются на контроль радиационной обстановки в рабочих помещениях и на территории РО, в их санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

2. Нормативные ссылки

Настоящие МУ разработаны в соответствии со следующими нормативными документами:

СанПиН 2.6.1.2523-09 — Нормы радиационной безопасности. (НРБ-99/2009): Санитарные правила и нормативы. — М. Роспотребнадзор, 2009.

СП-2.6.1.2612-10 — Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010): Санитарные правила и нормативы (в ред. Изменений N 1, утв. Постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 16.09.2013 N 43). — М. Роспотребнадзор, 2010.

ГОСТ 8.638-2013 — Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Общие положения.

3. Цели и задачи контроля радиационной обстановки

3.1. Контроль радиационной обстановки на РО является неотъемлемой частью производственного контроля. Его техническая реализация в виде системы контроля радиационной обстановки является измерительно-информационной подсистемой общей системы обеспечения радиационной безопасности.

Организация контроля радиационной обстановки должна соответствовать требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010.

3.2. Организация контроля радиационной обстановки на РО зависит от категории объекта и особенностей технологических производственных процессов.

Радиационная обстановка на РО определяется совокупностью радиационных параметров, характеризующих уровень опасности их воздействия на персонал и население в контролируемых условиях обращения с ИИИ и при радиационной аварии.

Контроль радиационной обстановки в зависимости от характера работ, как правило, включает измерения следующих параметров:

— мощность амбиентного/направленного эквивалента дозы;

— плотность потока ионизирующих частиц;

— поверхностное загрязнение радионуклидами;

— объемная активность радиоактивного аэрозоля (паров) в воздухе;

— объемная активность радиоактивных газов;

— удельная (объемная) активность радионуклидов в жидкостях;

— удельная (объемная) активность радионуклидов в твердых телах;

— удельная (объемная) активность радионуклидов в различных объектах окружающей среды;

— плотность выпадений радионуклидов на почву;

— энергетическое распределение ионизирующего излучения (спектрометрические измерения).

Контроль радиационной обстановки проводится в производственных помещениях радиационного объекта, на территории его промплощадки, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения в соответствии с установленной категорией объекта по потенциальной радиационной опасности.

При проведении контроля радиационной обстановки используются дозиметрические, радиометрические и спектрометрические приборы и автоматизированные системы контроля радиационной обстановки, входящие в Аварийно-ситуационный центр ГК «Росатом» и Единую Государственную Автоматизированную Систему Контроля Радиационной Обстановки (ЕГАСКРО).

3.3. Основные цели контроля радиационной обстановки определяются сложившейся обстановкой в зоне контроля и/или динамикой ее изменения.

3.3.1. В условиях слабого изменения контролируемых радиационных параметров в пределах нормативных уровней контроль радиационной обстановки проводится в целях:

подтверждения соблюдения норм и правил радиационной безопасности при осуществлении деятельности с использованием ИИИ или технологического оборудования, содержащего радиоактивные среды и вещества;

документальной фиксации значений контролируемых радиационных параметров в условиях нормальной эксплуатации;

оперативного выявления признаков развития аварийной ситуации, в особенности на потенциально опасных радиационных объектах;

оценки воздействия радиационных факторов на персонал, население и окружающую среду.

3.3.2. При относительно быстром изменении радиационной обстановки и/или формировании аварийной радиационной обстановки контроль проводится в целях:

оперативного выявления происходящих изменений, их причин и степени их опасности;

составления прогноза дальнейших изменений и возможных последствий для персонала и/или критической группы населения;

определения необходимых мер по обеспечению радиационной безопасности и нормализации радиационной обстановки;

выбора и обоснования мер по оказанию медицинской помощи.

3.3.3. После принятия необходимых мер по улучшению и нормализации радиационной обстановки контроль проводится в целях:

оценки эффективности принятых мер и реабилитационных мероприятий;

составления прогноза негативных медико-демографических последствий и обоснования реабилитационных мероприятий;

выявления медико-демографических последствий от радиационного воздействия.

3.4. Основные задачи контроля радиационной обстановки, обеспечивающие достижение перечисленных выше целей, следующие.

3.4.1. Контроль соответствия измеренных значений радиационных параметров установленным значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).

3.4.2. Документальная фиксация АСРК, аппаратурой или персоналом СРБ значений контролируемых радиационных параметров в контролируемых условиях и в условиях аварийной радиационной обстановки.

3.4.3. Контроль динамики изменений значений радиационных параметров и, прежде всего, в случае ухудшения радиационной обстановки.

3.4.4. Оперативная световая и звуковая сигнализация в случае превышения контролируемыми радиационными параметрами установленных пороговых значений или возникновения аварийной радиационной обстановки.

3.4.5. Идентификация причин ухудшения радиационной обстановки с выявлением конкретного оборудования, технологического процесса или других причин, вызвавших это ухудшение.

3.4.6. Определение перечня необходимых мероприятий по улучшению радиационной обстановки и контроль их эффективности.

3.4.7. Обоснование и определение временного режима работы персонала и оборудования.

3.4.8. Контроль соответствия режима работы оборудования безопасным условиям.

3.4.9. Получение данных для осуществления дозиметрического контроля индивидуальных доз облучения персонала методом дозиметрического контроля рабочих мест.

3.4.10. Регистрация и предоставление информации для оценки дозовой нагрузки на население в контролируемых условиях и в условиях радиационной аварии и для обоснования и выбора мер по оказанию необходимых защитных мер и медицинской помощи населению во время аварии и после ее ликвидации.

3.5. Технические средства контроля должны обеспечивать:

— измерение радиационных параметров, используемых для оценки (определения) доз внешнего и внутреннего облучения персонала;

— измерение параметров радиационной обстановки в соответствии с утвержденным Порядком контроля на рабочих местах, в производственных помещениях, на территории радиационного объекта, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения;

— отслеживание соответствия измеряемых радиационных параметров установленным значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).

4. Организация и объем контроля радиационной обстановки

4.1. Контроль радиационной обстановки должен отвечать требованиям всего комплекса принципов обеспечения радиационной безопасности, изложенных в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010, а именно: обоснованию, оптимизации и нормированию.

4.2. При работе с техногенными ИИИ для объекта соответствующей категории по потенциальной радиационной опасности предусматривается конкретный объем контроля радиационной обстановки, отраженный в Порядке радиационного контроля: перечень видов контроля и контролируемых параметров, точек измерения и периодичности контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры и т.д.

Контроль радиационной обстановки распространяется на производственные помещения, территорию промплощадки, санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения.

4.3. Общие требования к объему контроля радиационной обстановки устанавливаются на этапе проектирования нового объекта по согласованию с органами государственного регулирования радиационной безопасности при использовании атомной энергии.

4.4. Определенный проектом объем радиационного контроля подлежит уточнению в процессе эксплуатации в зависимости от реально сложившейся радиационной обстановки в данной организации и на прилегающей территории, а также при изменении технологических процессов, но не реже 1 раза в 5 лет.

Источник

При коллективном способе контроля облучения населения дозиметры выдаются

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ВНЕШНЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ.

Дата введения — с момента утверждения

УТВЕРЖДЕНЫ Руководителем Департамента безопасности и чрезвычайных ситуаций Минатома России А.М.Агаповым 27 сентября 2000 г.

УТВЕРЖДЕНЫ Заместителем Главного государственного санитарного врача РФ по специальным вопросам М.Б.Муриным 28 сентября 2000 г.

СОГЛАСОВАНЫ с Директором Центра метрологии ионизирующих излучений ГНЦ РФ «ВНИИФТРИ» В.П.Ярыной 11 сентября 2000 г.

Введение

В настоящее время службы радиационной безопасности и структурные подразделения, осуществляющие функции дозиметрического контроля (ДК) внешнего облучения при использовании атомной энергии и работах с источниками ионизирующего излучения (ИИИ), а также организации, связанные с разработкой, производством, приобретением и применением технических средств ДК, руководствуются ранее действующими Едиными требованиями к системе приборов индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения* и Методическим руководством «Дозиметрический и радиометрический контроль», тт.1, 2, М., Атомиздат, 1980 г., разработанных на основе НРБ-76/87.

* Документ в информационных продуктах не содержится. За информацией о документе Вы можете обратиться в Службу поддержки пользователей. — Примечание изготовителя базы данных.

Целью данных указаний является формулирование общих требований к индивидуальному и групповому дозиметрическому контролю (ИДК и ГДК, соответственно) внешнего облучения персонала на основе Норм радиационной безопасности (НРБ-99), концепций и подходов, принятых в Рекомендациях МКРЗ 1990 года и в Международных Основных Нормах Безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений (МАГАТЭ, 1996). Данные методические указания детализируют общие требования и принципы организации, планирования и проведения дозиметрического контроля, изложенные в Методических указаниях «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования» (МУ 2.6.1.016-2000).

Для обеспечения единства и систематизации методических подходов к дозиметрическому контролю при внедрении в практику указанных документов устанавливаются:

— общие требования и принципы организации, планирования и осуществления ДК внешнего облучения с унификацией основных положений системы контроля доз;

— общие требования к техническим средствам ДК внешнего облучения;

— общие требования к метрологическому обеспечению;

— методики выполнения измерений, требования к ним, а также к средствам измерений и способам интерпретации результатов;

— принципы планирования программы ДК внешнего облучения;

— регламент дозиметрического контроля;

— основные требования к записи и хранению результатов дозиметрического контроля.

Предлагаемая система ДК внешнего облучения базируется на использовании отечественного опыта, а также на рекомендациях МКРЗ и руководствах МАГАТЭ по общим принципам радиационного контроля и оценке доз от внешнего облучения профессиональных работников.

Внешнее облучение от техногенных и природных источников контролируется в соответствии с требованиями НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

1. Область применения

§ 1. Методические указания «Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования» (далее — Методические указания или МУ) являются документом, развивающим основные положения Норм радиационной безопасности НРБ-99 (далее — Нормы) и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99 (далее — Правила) в форме общих требований к методам и приборам контроля доз внешнего облучения персонала и организации соответствующего контроля при использовании атомной энергии в условиях внешнего облучения при работе с техногенными источниками ионизирующих излучений в контролируемых условиях обращения с ними и в условиях радиационной аварии.

§ 2. Методические указания предназначены для использования при разработке методов, средств и регламентов дозиметрического контроля, а также для руководства при разработке, производстве и применении приборов дозиметрического контроля:

— на предприятиях (радиационных объектах), находящихся в ведении Министерства Российской Федерации по атомной энергии;

— на предприятиях (радиационных объектах), подотчетных Министерству Российской Федерации по атомной энергии независимо от их формы собственности;

— в организациях Федерального управления медико-биологических и экстремальных проблем при Минздраве России, осуществляющих государственный надзор и регулирование в области обеспечения радиационной безопасности при использовании атомной энергии.

§ 3. Методические указания распространяются на методы определения индивидуальных эффективных и эквивалентных доз внешнего облучения персонала и организацию соответствующего контроля в организациях Минатома России, к которым относятся:

— предприятия (радиационные объекты), находящиеся в ведении Министерства Российской Федерации по атомной энергии;

— предприятия (радиационные объекты), подотчетные Министерству Российской Федерации по атомной энергии независимо от их формы собственности.

§ 4. В целях обеспечения единства методических подходов к дозиметрическому контролю внешнего облучения при введении в практику Норм и Правил и реализации Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан (ЕС-КИД), а также Методических указаний МУ 2.6.1.016-2000 «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования» настоящие Методические указания устанавливают:

— номенклатуру дозиметрических величин для контроля внешнего облучения персонала при обращении с источниками ионизирующего излучения в контролируемых условиях и при радиационной аварии;

— общие требования к инструментальным методам определения дозиметрических величин для контроля внешнего облучения;

— общие требования и принципы организации, планирования и проведения дозиметрического контроля внешнего облучения со стандартизацией основных положений Регламента дозиметрического контроля внешнего облучения персонала.

2. Нормативные ссылки

§ 5. В настоящих Методических указаниях использованы положения следующих основных руководящих документов:

— СП 2.6.1.758-99. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы. М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999, 116 с.

* На территории Российской Федерации действует РМГ 78-2005. — Примечание изготовителя базы данных.

— МИ 2453-98 ГСИ. Методики радиационного контроля. Общие требования.

— МИ 2377-96 ГСИ. Разработка и аттестация методик выполнений измерений.

— МУ 1.1.017-99 Основные требования к структуре, изложению и оформлению нормативных документов при выполнении НИР «Разработка нормативных и методических документов и адаптация существующей системы обеспечения радиационной безопасности Минатома России к новым принципам нормирования радиационных факторов».

— МУ ИДК-2000. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения персонала АЭС. Концерн Росэнергоатом, 2000. Согласованы Заместителем Главного государственного санитарного врача РФ по специальным вопросам О.И.Шамовым 13.03.2000. Исх. 32-013/85.

— Общие требования к проектированию информационных систем ИДК предприятий Минатома России. Минатом, 1998.

3. Термины, определения и сокращения

§ 6. В настоящих Методических указаниях используются термины и определения, а также сокращения, приведенные в разделах 3.1 и 3.2. Объяснения отдельных величин и терминов, используемых в системе дозиметрического контроля персонала, приведены в МУ 2.6.1.016-2000.

3.1. Термины и определения

§ 7. Авария радиационная — потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

§ 8. Величина нормируемая — величина, являющаяся мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков.

§ 9. Величина операционная — величина, однозначно определяемая через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенная в стандартных условиях облучения к величине, нормируемой в целях ограничения облучения, и предназначенная для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле.

§ 10. Вещество тканеэквивалентное — вещество, имеющее массовый химический состав, эквивалентный составу мягкой биологической ткани: 76,2% — кислород, 11,1% — углерод, 10,1% — водород и 2,6% — азот.

§11. Геометрия облучения — виды наиболее вероятных полей излучения, падающих на тело человека: изотропное (2 или 4 ) поле излучения и параллельный учет излучения, падающий на тело спереди (передне-задняя (ПЗ) геометрия).

§ 12. Детектор* — чувствительный элемент, предназначенный для преобразования энергии ионизирующего излучения в другой вид энергии, удобный для индикации, последующей регистрации и/или измерения.

§ 13. Доза индивидуальная эффективная (эквивалентная в органе или ткани) — эффективная доза (эквивалентная доза в органе или ткани), которая была бы получена стандартным работником, если бы он находился в тех же производственных условиях и выполнял те же работы с источником, что и данный индивид. Значение индивидуальной дозы приписывается индивиду по результатам дозиметрического контроля.

§ 14. Доза поглощенная ( ) — значение энергии ионизирующего излучения, переданной веществу:

, (1)

где — средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a — масса вещества в этом объеме. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название — грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

§ 15. Доза в органе или ткани ( ) — средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

, (2)

где — масса органа или ткани, a — поглощенная доза в элементе массы .

§ 16. Доза эквивалентная в органе или ткани (эквивалентная доза) ( ) — поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида падающего на тело излучения, :

, (3)

где — средняя поглощенная доза в органе или ткани , a — взвешивающий коэффициент для падающего на тело излучения *. При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения

. (4)

Источник