Часть 4. Индивидуальный дозиметрический контроль
Часть 4
Индивидуальный дозиметрический контроль
Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) является составной частью радиационного контроля, осуществляемого при оценке условий выполнения аварийных и спасательных работ сотрудниками, непосредственно работающими в сфере действия ионизирующих излучений.
Основной целью проведения ИДК является получение информации о дозах облучения сотрудников за определенный период времени. Данный контроль позволяет своевременно выявить и установить наличие источника повышенного уровня облучения сотрудников и предупредить их переоблучение.
Ответственность за организацию и проведение ИДК сотрудников несет руководитель (командир, начальник) организации или учреждения (формирования, подразделения).
В зависимости от объема и характера проведения работ ИДК должен осуществляться специально выделенным для этой цели лицом (лицами), прошедшим специальную подготовку.
Индивидуальный дозиметрический контроль должен осуществляться силами организации или учреждения (формирования, подразделения), проводящего работы в условиях воздействия радиационного фактора.
Объем проведения ИДК, периодичность, выбор контингента, подлежащего ИДК утверждаются руководством организации или учреждения (формирования, подразделения) по согласованию со службой радиационной, химической и биологической защиты.
В зависимости от характера работ индивидуальный дозиметрический контроль облучения сотрудников включает в себя:
— индивидуальный контроль за дозой внешнего бета-излучения, нейтронов, рентгеновского и гамма-излучений;
— индивидуальный контроль за дозами внутреннего облучения.
Для оценки доз внешнего облучения выделяют три основных вида ИДК внешнего облучения:
Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения сотрудников в нормальных условиях эксплуатации ИИИ.
Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения сотрудника при выполнении работ, связанных с возможным повышенным внешним облучением. К таким работам относятся операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение не планируется, а также работы в условиях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий.
Задача аварийного контроля заключается в определении больших доз облучения сотрудника в случае чрезвычайной (внештатной) ситуации.
Лица, ответственные за организацию и проведение ИДК, должны знать:
— основные положения нормативных документов, регламентирующих дозовые нагрузки на сотрудников;
— методы контроля доз, с помощью которых наиболее целесообразно определять величины внешнего и внутреннего облучения сотрудников;
— принцип оценки уровня облучения сотрудников и его учета;
— методику технического обслуживания индивидуального дозиметра (комплекта).
При организации ИДК сотрудников, принимающих участие в ликвидации последствий ЧС с радиационным фактором ответственные лица обязаны проводить:
— регистрацию и учет доз облучения сотрудников;
— обобщение и анализ полученной информации;
— передачу данных в АСИДК. Процедура интерпретации результатов измерений дозиметрического контроля, учета, хранения и отображения их в АСИДК определяется Положением об АСИДК МЧС России.
При обнаружении превышения доз облучения ответственные за ИДК должны сообщить об этом руководству организации или учреждения (формирования, подразделения) с целью установления причин повышенного облучения.
Основным документом, регламентирующим уровни облучения сотрудников, являются «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99/2009.
При проведении ИДК могут быть использованы следующие методы контроля:
индивидуальный контроль с помощью индивидуальных дозиметров на основе ионизационных камер;
индивидуальный контроль с помощью дозиметров электронных прямопоказывающих;
индивидуальный контроль с помощью термолюминесцентных гамма-нейтронных дозиметров;
индивидуальный контроль с помощью радиолюминесцентных гамма-дозиметров.
Указанные методы классифицированы с учетом принципов измерения доз, видов регистрируемых излучений и областей использования ионизирующих излучений.
При проведении ИДК индивидуальные дозиметры должны закрепляться на наружной поверхности спецодежды, на уровне груди и (или) на нижней части живота. Вопрос о размещении дозиметров решается на основании измерений мощности амбиентной дозы на разных высотах для конкретного вида проводимых работ.
Общая характеристика основных типов индивидуальных дозиметров приведена в таблице 2.
Характеристика основных типов индивидуальных дозиметров
Тип средства дозиметрического контроля
Технические характеристики выпускаемых индивидуальных дозиметров
Источник
Способ проведения дозиметрического контроля
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
