Государственное санитарно-эпидемиологическое нормирование Российской Федерации

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Контроль эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в коже и

хрусталике глаза

Методические указания МУ 2.6.5.037- 2016

Издание официальное

Москва

2016

1.    Разработаны Федеральным медицинским биофизическим центром

им. А.И. Бурназяна ФМБА России (к.т.н. Кочетков О.А., к.т.н. Абрамов Ю.В., д.т.н. Клочков В.Н.), НПГТ «Доза» (к.т.н. Нурлыбаев К. -руководитель разработки, к.ф.-м.н. Мартынюк Ю.Н.,    к.ф.-м.н.

Каракаш А.И.).

2.    Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России

(протокол от 27 мая 2016 г. № 06/2016).

3.    Утверждены заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России В.В. Романовым 27 мая 2016 г.

4.    Дата введения в действие - с момента утверждения.

5.    С введением в действие настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.56-2002 «Контроль эквивалентной дозы облучения фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза».

детектором, если он располагается на наиболее облучаемом пальце со стороны источника. В стандартных условиях облучения допускается размещение дозиметра на запястьях кистей рук.

Если применяются средства индивидуальной защиты (СИЗ) от внешнего облучения бета- или мягким фотонным излучением, то дозиметры Н_р(3) и Н_р(0,07) следует располагать с внутренней (по отношению к телу человека) стороны СИЗ.

4.7. За значение эквивалентной дозы внешнего облучения кожи и хрусталика следует принимать значения соответствующих операционных величин ИДК:

Н,ожа= Н_р(0,07);

Истоны II КИСТИ Ир (0,07),

Нхрусталик И_р (3).

5. Определение лозы фотонного и бета-излучения к коже н хрусталике глаза посредством дозиметрическою контроля рабочих мест

5.1.    Оценка значений прогнозируемой эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза при воздействии непрерывных полей ионизирующего излучения посредством контроля рабочих мест проводится измерением мощностей направленных эквивалентов дозы H'(0,07,£i), Н’(3,0). В соответствии с рекомендациями МКРЗ в практике радиационной защиты направление нс устанавливается, потому что интерес представляют Н'(3), Н'(0,07) - максимальные значения Н'(3,£2), Н'(0,07,£}). Максимальные значения Н'(3,£2). Н'(0,07,П) регистрируются вращениями детектора дозиметра направленной дозы во время проведения измерения и регистрацией максимальных показаний дозиметра.

5.2.    Оценка значений прогнозируемых годовых эквивалентных доз в коже и хрусталике глаза при воздействии непрерывных ионизирующих излучений получается умножением значений мощностей направленных эквивалентов дозы Н'(3), Н'(0,07) в единицах мкЗв/ч на рабочее время в часах в течение года.

5.3.    При оценке значений прогнозируемых эквивалентных доз фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза при воздействии импульсных ионизирующих излучений посредством контроля рабочих мест проводятся измерения направленных эквивалентов дозы Н'(3), Н'(0,07). Измеренные значения эквивалентов дозы необходимо нормировать к значению параметра работы источника при выработке этих доз. Для оценки эквивалентной дозы персонала, пребывающего на контролируемом рабочем месте в полях импульсных излучений за год, нужно отнормированпые значения эквивалентов дозы умножить па значение параметра работы источника за год в соответствии с методикой выполнения измерений. Проблемы дозиметрии импульсных полей излучения рассмотрены в Приложении 2 данных МУ.

5.4. При воздействии непрерывных ионизирующих излучений оценку значений прогнозируемой годовой эквивалентной дозы в коже и хрусталике глаза при наличии данных об энергетическом распределении плотности потока фотонов и электронов можно провести в соответствии с МУ 2.6.5.028-2016 «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования».

6. Требовании к метрологическому, методическому и аппаратурному обеспечению дозиметрии облучения кожи и хрусталика

6.1.    Дозиметрические измерения относятся к сфере государственного регулирования. Нормативные документы Государственной системы обеспечения единства измерений определяют следующие общие требования к обеспечению контроля дозы облучения персонала:

-    для контроля дозы облучения персонала должны применяться средства измерений утвержденного типа, прошедшие испытания и внесенные в федеральный информационный фонд по обеспечению единства измерений, проходящие периодическую поверку в установленном порядке;

-    методики радиационного контроля должны удовлетворять требованиям ГОСТ 8.638-2013 и МИ 2453-2015 и быть аттестованными в установленном порядке;

-    службы организаций, осуществляющие радиационный контроль, должны быть аккредитованы на техническую компетентность в установленном порядке.

Технические и метрологические требования к средствам измерения операционных величин представлены в Приложении 1.

6.2.    Диапазон измеряемых доз оперативного ИДК представлен в таблице 6 из стандарта МЭК 61526. Приборы оперативного ИДК предназначены для измерения операционных величин - индивидуальных эквивалентов дозы, а мощности дозы рассматриваются как влияющие величины. Верхняя граница диапазона измерения эквивалентов дозы покрывает аварийные значения, а нижние границы рассчитаны на то, чтобы при сменной работе длительностью в одни сутки в течение года набралась доза, меньшая или равная значению дозового предела. Диапазоны энергии излучения взяты в соответствии с определениями измеряемых величин, они также имеют варианты расширения с сохранением возможностей испытаний.

Таблица 6 - Диапазон измеряемых доз при оперативном ИДК (извлечение из стандарта МЭК 61526)

Казстрня Обозначение Минимальный требуемый диапазон измерения Вариянзы расширений для влияющей величины энергии для лнаназона дозы лля влияющей величины МОЩНОСТИ ЛОЗЫ Яр(0.07) рентгеновское, гамма- излучение S (кожа) от 20 кэВ до 150 кэВа) от 1 мЗв до 10 Звб) от 5 мкЗв/ч до 1 Зв/ч п) 1: нижний предел 15 кэВ п : нижний предел 10 кэВ g: НИЖНИЙ предел 100 мкЗв а (аварийный): верхний предел 10 Зв ч"1 ЯР(0.07) бета- излучение в от 200 кэВ до 800 кэВ (£ ср) а) от 1 мЗв до 10 Зв 6) 1: нижний предел 60 юВ (£ср.) g: НИЖНИЙ предел 100 мкЗв А(аварийный): верхний предел 10 Зв ч-'

J> Минимальный диапазон энергии С) Минимальный действительным диапазон измерений *' Минимальный диапазон влияющей величины мощности дозы

6.3. Диапазон измеряемых доз текущего ИДК представлен в таблице 7 из стандарта МЭК 62387. Приборы текущею ИДК предназначены для измерения операционных величин - индивидуальных эквивалентов дозы. Верхняя граница диапазона измерения эквивалентов дозы расширена до аварийных значений, а нижние фанпцы рассчитаны на то, чтобы при ежемесячном считывании дозы в течение года набралась доза, существенно меньшая (в десятки раз) значения дозового предела. Диапазоны энергии излучений взяты в соответствии с определениями измеряемых величин, они также имеют варианты расширения с сохранением возможностей испытаний в этих диапазонах.

Таблица 7. Диапазон измеряемых лоз при текущем ИДК (извлечение из стандарта МЭК 62387)

Основная категория Снчво л Минимально требуемый диапазон использования* Дополнительные расширения для лиана юна энергии для нижней границы диапазона измерения для верхней 1 ранимы диапазона измерения Нр(0.07) фотоны S (кожа) 30 кэВ - 250 кэВ 1 мЗв - 10 Зв6 1 (low): нижняя 20 кэВ п: нижняя 15 юВ g: нижняя гр-ца 0,1 мЗв а (аварийный): верхняя гр-ца 10 Зв Нр(0.07) бета В (бета) 200 кэВ - 800 кэВ (Нср У 1 мЗв - 10 Зв° 1 (low): нижняя 60 коВ (1£ср)а g: нижняя гр-ца 0,1 мЗв а (аварийный): верхняя гр-ца 10 Зв

6.4.    ИДК внешнего облучения заключается в определении эквивалентной дозы на основании результатов индивидуальных систематических измерений операционных величин с помощью индивидуальных дозиметров внешнего облучения.

6.5.    Нормы безопасности МАГАТЭ «Радиационная защита при профессиональном облучении» DS453 устанавливают, что при величинах доз. близких к пределам годовой дозы, годовые дозы для отдельного лица- Н_р(10), Н_р(3) и Н_р(0,07), показанные несколькими основными дозиметрами, регулярно выдаваемыми в течение года и носимыми на поверхности тела, нс будут отличаться более чем на (-33 %) или (+50 %) (при доверительном уровне в 95 %) от эквивалентов дозы, которые были бы получены с помощью идеального дозиметра при его ношении на том же месте в те же периоды времени.

6.6.    Дозиметрический контроль рабочих мест с целью прогнозирования эквивалентной дозы внешнего облучения кожи и хрусталика глаза проводится с помощью переносных приборов с неопределенностями результатов измерения переносных приборов.

Приложение 1. Требования к дозиметрам для контроля облучения кожи и хрусталика

Технические и метрологические требования к средствам контроля ядерной и радиационной безопасности разработаны в стандартах подкомитета 45В «Приборы радиационной защиты» Технического комитета 45 «Ядсрнос приборостроение» Международной электротехнической комиссии (МЭК).

Технические и метрологические требования к дозиметрам (мощности) амбиентного и направленных эквивалентов дозы Н*(10), Н'(3,£2), H'(0,07,Q), индивидуальных эквивалентов дозы Н_р(10), Н_р(3), Н_р(0,07) изложены в стандартах МЭК:

1.    МЭК 60846-1, 2009-04. Приборы радиационной защиты - Измерители (мощности) амбиентного н/или направленного эквивалента дозы бета-, рентгеновского и гамма-излучения;

2.    МЭК 61526, ред. 3,    2010-07,    Приборы радиационной защиты - Измерение

эквивалентов индивидуальной дозы И_р(10) и П_р(0,07) для рентгеновского, гамма-, нейтронного и бета-излучения - Индивидуальные дозиметры с непосредственной индикацией показаний эквивалента дозы;

3.    МЭК 61066,    2006-06,    ред.    2,    Приборы    радиационной    защиты

Термолюминссцснтныс дозиметрические системы для индивидуальной дозиметрии и дозиметрии окружающей среды;

4.    МЭК 62387, ред. 1, 2012-04, Приборы радиационной защиты - Пассивные интегрирующие дозиметрические системы от фотонного и бета-излучения для индивидуальной дозиметрии и дозиметрии окружающей среды.

II. 1.1. Общие положения стандартов

Для дозиметрического контроля рабочих мест применяются дозиметры (мощности) амбиентного и/или направленного эквивалента лозы бета-, рентгеновского, гамма- н нейтронного излучения.

Для ИДК применяются пассивные дозиметрические системы бета-, рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений с термолюминесцентными дозиметрами (текущий и аварийный контроль), дозиметры фотонного излучения непосредственного считывания на основе ионизационных камер, так называемые дозиметры-карандаши (оперативный контроль) и электронные прямопоказмвающис индивидуальные дозиметры бета-, рентгеновского, гамма- и нейтронного излучения (оперативный и аварийный контроль).

Требования международных стандартов к средствам контроля ядерной и радиационной безопасности основываются наследующих общих положениях: действительный диапазон измерения - это диапазон значений измеряемой величины, в котором рабочие характеристики измерителя удовлетворяют требованиям соответствующего стандарта;

неопределенности результатов измерения имеют следующие источники:

-    собственная погрешность измерителей;

-    неопределенности, обусловленные зависимостями чувствительности прибора от энергии и угла падения излучения на детектор измерителя;

-дополнительные неопределенности, обусловленные отличиями внешних условий измерения от установленных нормальных: температуры окружающей среды, давления, внешнего электромагнитного ноля и др.;

собственная погрешность средств измерений определяется в стандартных условиях калибровки и обусловлена:

-    нелинейностью чувствительности;

- статистическими флуктуациями;

время отклика приборов время показания от 90 % ло 110 % нового значения мощности дозы при резком изменении мощности дозы;

отклик - отношение индицируемой дозимсгром величины к условно истинной величине;

относительная погрешность показаний - отношение пофсшпости индикации измеряемой величины к условно истинной величине, выражаемое в процентах; относительная собственная погрешность - относительная погрешность показаний дозиметра от образцового излучения в стандартных условиях.

В стандартах МЭК приведены требования к нелинейности чувствительности, к статистическим флуктуациям показаний и к времени отклика дозиметров. Требование к времени отклика является требованием как к чувствительности детекторов прибора, так и к алгоритму обработки сигналов в дозиметрах.

Требование к линейности чувствительности ограничивает верхнюю границу, а требования к статистическим флуктуациям и к времени отклика офаничивают нижнюю границу диапазона измерений дозиметра.

Общие термины и определения стандартов МЭК

коэффициент вариации (для оценки статистической флуктуации) - отношение оценки стандартного отклонения s к среднему арифметическому значению F. совокупности п измерений. Коэффициент вариации определяется по формуле;

эталонные излучения:

фотонное излучение для Н*(10): излучение источника ^,37Cs (или ^Со); фотонное излучение для Н' (0,07): поле N-80* (или ²⁴¹ Ат) (ИСО 4037); бета-излучение для H'(d,0): излучение нуклида ^Sr/^Y (ИСО 6980-1; ИСО 6980-3); нейтронное излучение: ²⁴¹ Am/Ве, ^2S2Cf, ²’²Cf\D:0), или D(d,n)³He, T(d,n)⁴He, Т(р,п) и ⁷Li(p,n) нейтронные генераторы

*Примечание. Поле N-80 - поле рентгеновского излучения со средней энергией 83 кэВ, создаваемое при напряжении на трубке 100 кВ и дополнительной фильтрации от 5 мм меди.

П.1.2. МЭК 60846-1, 2009-04, Приборы радиационной защиты - Измерители и/или мониторы (мощности) амбиентного и/или направленного эквивалента дозы бета-, рентгеновского и гамма-излучения - Часть 1: Портативные приборы для контроля рабочих мест и окружающей среды

Общие характеристики измерителей (мощности) амбиентного и направленного эквивалента дозы

Диапазон мощности эквивалента дозы Для выполнения рекомендаций МКРЕ требуется определить мощность эквивалента дозы по широкому диапазону значений. В некоторых случаях требуется измерить такую высокую мощность эквивалента дозы, как 10 Зв/ч. В других предельных случаях можно получить такие низкие мощности эквивалента дозы, как 0,1 мкЗв/ч. В большинстве случаев интересующие мощности эквивалента дозы находятся в пределах диапазона приблизительно от 1 мкЗв/ч до 10 мЗв/ч.

Минимальный действительный диапазон из.иерений мощности эквивалента дозы должен охватывать, как минимум, три порядка величины и включать в себя 10 мкЗв/ч для измеряемой величины Н*(10) и 0,1 мЗв/ч для измеряемой величины Н'(0,07). Изменение чувствительности, обусловленное энергией и углом падения излучения: требования для дозы (мощности) IV (0.07): Относительная чувствительность.

обусловленная энергией от 10 юВ до 250 юВ и углом падения фотонного излучения от 0° до 45°. должна находиться в интервале от 0,71 до 1,67. Для углов падения излучения до ± 90° изготовитель должен указывать относительную чувствительность для всех энергий излучения;

требования для дозы (мощности) Н*(10):    Относительная    чувствительность,

обусловленная энергией от 20 кэВ до 150 кэВ или от 80 кэВ до 1.5 МэВ и утлом падения фотонного излучения от 0° до 45°, должна находиться в интервале от 0,71 до 1,67. Для углов падения излучения до ± 90° изготовитель должен указывать относительную чувствительность для всех энергий излучения.

Изменение относительной чувствительности к (мощности) дозе, обусловленное нелинейностью в стандартных условиях испытаний, нс должно превышать диапазон от минус 15 % до плюс 22 % по всему действительному диапазону измерений для выбранного эталонного рентгеновского, гамма-излучения или бета-излучения. Коэффициент вариации по (мощности) дозы Н должен быть в пределах; для Н=Н₀: 15 %; для Н₀<Н<11Н_Р: (16-И/Н₀) %; для Н>11Н₀: 5 %, где Н_с - нижняя граница диапазона измерения (мощности) дозы.

Время отклика: При воздействии на дозиметр мощности эквивалента дозы ступенчатого или медленного приращения или понижения менее чем через 10 с после воздействия конечной мощности эквивалента дозы показание измерителя должно достичь: Gi+0,9(Gf-Gi), где Gi - начальное показание и Gf - конечное показание. Период времени 10 с применяется для значений Gf, составляющих более 1 мкЗв/ч, но менее чем 10 мЗв/ч. Для Gf больше этого значения время должно составлять 2 с или менее. Кроме того, через 60 с показание должно достигать (l±0,l)Gf для всех значений Gf.

Отклик к импульсным полям ионизирующего излучения:    Испытания на

чувствительность дозиметра (мощности) эквивалента дозы к полям импульсного излучения не являются обязательными.

В стандарте предъявляются требования к электрическим, механическим характеристикам дозиметров, характеристикам окружающей среды, перечню документации.

Категории дозиметров, приведенные в таблице, могут быть использованы для классификации дозиметров (мощности) для целей официального утверждения.

Основная категория	Символ	Минимально требуемый диапазон МСНиЛМОНаННН	Дополнительные расширения
			для диапазона энергии	дли диапазона ) 1 лов	для диапазона МОШНОС1 и доты	ДЛЯ диапазона ДОЗЫ
Н*(10) гамма	G	энергия: Х0 тВ- 1.5 МэВ угол: -45°- ’45” мощное™, дозы: 3 порядка величины, включая 10 мкЗв ч доза (если это предусмотрено): 3 порядка величины, включая 0.1 чЗв	m (mid): нижняя гр-ца 60 юВ 1 (low): ннжняя гр-ца 20 кэВ h (high): вкл. 6 МэВ	w (wide): -90" - *90"	а (аварийный): верхняя гр-ца ЮЗв ч	а (аварийный): верхняя гр-ца 2 Зв Г: нижняя гр-ца 10 чкЗи
Н*<10) рент.	X	энергия: 20 кэВ - 150 кэВ угол: -45" - -45° мощность доты: 3 порядка величины, включая 10 мкЗв ч лом (если это	1 (low): нижняя гр-ца 10 кэВ h (high): вкл 300 юВ	w (wide): -90“- -90й	а (аварийный): верхняя гр-ца 10 Зв ч	а (аварийный): верхняя гр-ца 2 Зв С: нижняя гр-ца 10 мкЗв

		предусмотрено): 3 порядка величины, включая 0.1 мЗв
1140.07) рент., гамма	S (кожа)	энергия: 20 шВ - 150 кэВ мощность доты: 3 порядка величины, включая 10 мкЗв ч лоза (если это предусмотрено): 3 порядка величины, включая 0,1 мЗв	h (high): вкл. 300 кэВ u: (ultra): вкл. 1.3 МэВ		а (аварийный): верхняя гр-ца 10 Зв ч	а (аварийный): верхняя гр-ца 2 Зв Г: нижняя ip-ца 10 мкЗв
1140.07) бета	В	средняя энергия (Еср): 200 кэВ - 800 кэВ мощность .юзы: 3 порядка величины, включая 0,1 мЗи/ч лота (если это предусмотрено): 3 порядка величины, включая 0,1 мЗв	1 (low): нижняя гр-ца 60 кэВ (Fcp)		а (аварийный): верхняя гр-ца 10 Зн ч	а (аварийный): верхняя ф-ца 2 Зв f: нижняя ф-ца 10 мкЗв
Например, гамма дозиметр для атомной станции для измерений в аварийных условиях может быть классифицирован как Glia....

П.1.3. МЭК 61526, pet). 3, 20/0-07, Приборы радиационной защиты - Измерение эквивалентов индивидуальной дозы Н_р(10) и И_р(0,07) для Х-, гамма-, нейтронного и бета-излучения - Индивидуальные дозиметры с непосредственной индикацией показаний зквивагичипа дозы

Механические характеристики: размеры дозиметров не должны превышать 15x3x8см, объем 300 см³, а их масса (гамма-нейтронные) нс должна превышать 200 г. Действительный диапазон измерений дозиметров должен охватывать, как минимум, диапазон от 100 мкЗв до 1 Зв для величины измерения /У_р( 10) и от 1 мЗв до 10 Зв для величины измерения #_р(0,07), а измеряемые мощности дозы должны находиться в диапазоне от 1 мкЗв ч”¹ до I Зв ч'¹.

Испытания: расширенная (А-2) относительная неопределенность условно истинного значения эквивалента дозы или мощности лозы должна быть менее 10 % .

Минимальные диапазоны измерения: для Н_р(0,07) гамма-, рентгеновского и бета-излучения: для дозы:    от I мЗв до 10 Зв и

для мощности дозы:    от 5 мкЗв/ч до 1 Зв/ч

для Н_р(10) гамма-излучения: для дозы:

для мощности дозы: для Н_р(10) нейтронного излучения:

для дозы:    от 100 мкЗв до 1 Зв и

для мощности дозы:    от 5 мкЗв/ч до 1 Зв/ч

Изменение относительной чувствительности, обусловленное нелинейностью, должно лежать в диапазоне от минус 17 % до +25% но всему действительному диапазону измерений для выбранного эталонного рентгеновского, гамма-излучения или бета-излучения в стандартных условиях испытаний

Коэффициент вариации по эквивалентам дозы Н_г(0,07), Нр(10) должен быть в пределах:

для Но<Н<11Н₀: (16-Н/Н₀)%; дляН>11Н₀: 5 %, где Н₀-нижняя граница диапазона измерения доз.

Изменения относительной чувствительности измерения Н_р(10), Н_р(0,07) и их мощностей, обусловленные энергией и углом падения фотонного, нейтронного и бета-излучения, должны находиться в интервале от 0,71 до 1,67 для разных энергии и углов падения излучения от 0° до 60°.

Время отклика показания эквивалента дозы и аварийной сигнализации: При резком повышении мощности эквивалента дозы индикатор дозиметра должен показывать значение конечной мощности эквивалента лозы с погрешностью менее чем (минус 17 -плюс 25) % в течение 10 с после ее воздействия на дозиметр. В случае ступенчатого повышения аварийная сигнализация, при установке на значение, составляющее половину от верхнего значения мощности эквивалента дозы, должна срабатывать в течение 2 с. В качестве альтернативы, любая задержка срабатывания нс должна приводить к получению дозы свыше ЮмкЗв для мощности Н_р(10) рентгеновского и гамма-излучения, свыше 100 мкЗв для мощности П_р(0.07) рентгеновского, гамма- и бета- излучения и свыше 500 мкЗв для мощности Н_р( 10) нейтронного излучения.

В стандарте приведены требования к электрическим, электромагнитным, механически.« характеристикам и характеристикам окружающей среды, перечню документации к приборам. Приложения стандарта посвящены статистическим флуктуациям, процедуре определения изменения относительной чувствительности, обусловленной энергией излучения и углом падения излучения. В Приложениях также приведены категории индивидуальных дозиметров, рекомендующие их характеристики в зависимости от целей их использования.

Категории индивидуальных дозиметров, приведенные в таблице, могут быть использованы для классификации индивидуальных дозиметров в целях утверждения типа.

Категория Обозна челне Минимальный диапазон Варианты расширений для влияющей величины энергии для днаиазона лозы для влияющей величины мощности лозы //Р(10) гамма-излучение С от 80 кэВ до 1.5 МэВ ” от 100 мкЗвло 10 Зв® от 0.5 мкЗв/ч до 1 ЗвАт ” пт (ср.): нижний предел 60 юВ 1 (1итзк.): нижний предел 20 к эВ Ь (вмс.): вкл. 6 МэВ Г: нижний предел 10 мкЗв а (аварийный): верхний предел 10 Зв ч 1 //Г(Ю) рентгеновское излучение X от 20 юВ до 150 юВ •» от 100 мкЗв до 10 Зв от 0,5 мкЗв/ч до 1 ЗвАт*' 1 ( низк ): нижний предел 10 юВ Ь ( выс ): вкл. 300 юВ Г: нижний предел10 мкЗв а (аварийный): верхний предел 10 Зв ч 1 //Р(Ю) нейтронное излучение N от 0.025 эВ ло 5 МэВ J’ от 100 мкЗв до 1 Зв ” от 5 мкЗвАт до 1 Зв'ч *' Г: нижний предел10 мкЗв а (аварийный): верхний предел ЮЗвч 1 //р(0.07) рентгеновское. гамма- излучение S (кожа) от 20 кэВло 150 кэВ 10 от 1 мЗв до 10 Зв г'' от 5 мкЗв/ч до 1 Зв/ч ” 1 : нижний предел 15 кэВ п : нижний предел 10 кэВ g: нижний предел 100 мкЗв а (аварийный): верхний предел 10 Зв ч 1 //„(0,07) бета- излучение К от 200 юВ до 800 кэВ (К ф) ** от 1 мЗв до 10 Зв 1: нижний предел 60 кэВ (£ср.) g: нижний предел 100 мкЗв а ( аварийный ): верхний предел ЮЗвч 1

<1) Минимальный диапазон анергии Минимальный действительный диапазон измерений Минимальный диапазон использования (мощность дозы)

П.1.4. МЭК 61066,    2006-06,    ред. 2, Приборы радиационной защиты -

Термолюминесцентные дозиметрические системы для индивидуального мониторинги и для мониторинга окружающей среды

Эталонная доза для Н_р(10) и Н*(10): от 1 мЗв до 10 мЗв: для Н_р(0,07): от 3 мЗв до 30 мЗв.

Эталонное фотонное излучение для Н_р(10) и Н*( 10): ^,47Cs; для Н_р(0,07): N-80* Эталонное бета излучение для Н_р(0,07): ^'Sr ^'Y

* Примечание. Поле N-80 - поле рентгеновского излучения со средней энергией 83 кэИ. создаваемое при напряжении на трубке 100 кВ и дополнительной фильтрации от 5 ми меди. Радиационный фон в стандартных условиях: 11*( 10) нс более 0.25 мкЗв/ч; Неопределенность условно истинного значения:    Относительная    расширенная

неопределенность условно истинного значения эквивалента дозы должна быть меньше 7%.

Учет естественного фона при испытаниях: Для измерений малых доз фотонного и бета-излучения необходимо принимать во внимание естественный фон. Для этого взять значимое количество дозиметров (минимум 10) как фоновые, которые рассматриваются также как испытываемые дозиметры, но не облучаются. Среднее значение показаний этих дозиметров должно вычитаться из показаний испытываемых.

Нелинейность чувствительности: Изменение относительной чувствительности из-за нелинейности должно быть в пределах:

от -9 % до +11 % для дозы П_Р(10), П_р(0.07). П*(10) в диапазоне 0.1 мЗв < //< 1 Зв;

+5 % для дозы Н*( 10) в диапазоне 0,5 мЗв < Н < 20 мЗв.

Статистические флуктуации:    коэффициент вариации должен удовлетворять

требованиям

Нр(Ю):

для Н < 0,1 мЗв: 15 %; для 0,1 мЗв < Н < 1,1 мЗв: (16-H/0J мЗв)%; для Н > 1,1 мЗв: 5

%.

Нр(0,07):

.для Н < 1 мЗв: 15 %; для 1 мЗв< Н < 11 мЗв: (I6-H/1 мЗв)%; для Н > 11 мЗв: 5 %. Н*(10):

для Н < 0,5 мЗв: 5 %; для 0,5 мЗв < Н < 20 мЗв: 3%; для Н > 20 мЗв: 5 %.

Параметры дозиметрической системы

В зависимости от измеряемого эквивалента дозы диапазоны измерения должны иметь минимальные пределы:

Н_Р(10),Н*(10)    0.1    мЗв    <    Н    <    1    Зв

Н_р(0,07)*    I    мЗв    <    Н    <    10 Зв

*Примечание 8 РФ значение нижней границы диапазона измерения дозы 4^0,07) равно 2.0мЗв

Изменение чувствительности, обусловленное энергией и углом падения излучения Относительная чувствительность измерения Н_р(10) обусловленная энергией и углом падения фотонного излучения, должна находиться в интервале от минус 29 % до +67 % для энергии 80 кэВ - 1,25 МэВ и для углов от 0° до ±60° от эталонного направления; Относительная чувствительность измерения Н_р(0,07), обусловленная энергией и углом падения фотонного и бета-излучения, должна находиться в интервале от минус 29 % до +67 % для фотонного излучения е энергией от 30 кэВ до 250 кэВ и для бета-излучения со средней энергией от 0,24 МэВ до 0,8 МэВ для углов от 0° до ±60° от эталонного направления.

Относительная чувствительность измерения Н*(10), обусловленная энергией и углом падения фотонного излучения для энергии 80 кэВ - 1,25 МэВ. должна находиться в интервале:

СОДЕРЖАНИЕ

1.    Общие положения...........................................................................................4

2.    Цели контроля эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в

коже и хрусталике глаза.....................................................................................5

3.    Дозиметрические величины...........................................................................5

4.    Определение эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в

коже и хрусталике глаза с помощью ИДК.......................................................9

5.    Определение дозы фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике

глаза посредством дозиметрического контроля рабочих мест....................11

6.    Требования к метрологическому, методическому и аппаратурному

обеспечению дозиметрии облучения кожи и хрусталика.............................12

Приложение 1. Требования к дозиметрам для контроля облучения

кожи и хрусталика.............................................................................................15

Приложение 2. Особенности дозиметрии импульсного излучения............22

Приложение 3. Проведение текущего и оперативного ИДК........................26

Приложение 4. Список литературы................................................................28

Приложение 5. Список исполнителей.............................................................30

от минус 29 % до плюс 67 % для углов от 0° до ±75° и от ±180° до ±75° от эталонного направления и

от минус 33 % до плюс 100 %: для углов от 75° до ± 105° от эталонного направления.

В стандарте приведены требования к экологическим, электромагнитным и механическим характеристикам дозиметров

II. 1.5. МЭК 62387, ред. 1, 2012-04 Приборы радиационной защиты - Пассивные интегрирующие дозиметрические системы для мониторинга окружающей среды и индивидуального мониторинга - Часть 1:    Общие    характеристики и

эксплуатационные требования

Требования стандарта идентичны требованиям стандарта МЭК 61066. Здесь приведено Приложение Г) стандарта с категориями пассивных дозиметров.

Категории пассивных дозиметров, приведенные в таблице, могут быть использованы для классификации пассивных дозиметров в целях утверждения типа.

Основная категория ( имво л Минимально требуемый диапазон нснользонанин Дополнительные расширения для диапазона энергии для нижней границы диапазона измерения для верхней границы диапазона измерения Нр(10) фотоны G (гамма) 80 кэВ - 1.25 МэВ* 0.1 мЗв - 1 Зв6 m (mid): нижняя бОкэВ 1 (low): нижняя 20 кэВ h (high): вкл. 7 МэВ f: нижняя гр-ца 0,01 мЗв а (аварийный): верхняя ф-ца 10 Зв Н*(Ю) фотоны Е (окр. среда) КО кэВ - 1.25 МэВ* 0.1 мЗв - 1 Зв* m (mid): нижняя 60 кэВ 1 (low): нижняя 20 кэВ h (high): вкл. 7 МэВ Г: нижняя гр-ца 0.01 мЗв а (аварийный): верхняя ф-ца 10 Зв Нр(0.07)* фотоны S (кожа) 30 кэВ - 250 юВ 1 мЗв - 10 Зв6 1 (low): нижняя 20 кэВ п: нижняя 15 кэВ g: нижняя ф-ца0.1 мЗв а (аварийный): верхняя ф-ца 10 Зв Нр(0.07) бега В (бега) 200 кэВ - 800 кэВ (Ecp)J 1 мЗв - 10 Зв6 1 (low): нижняя 60 кэВ (Еср/ g: нижняя ф-цаО.1 мЗв а (аварийный): верхняя гр-ца 10 Зв

а * минимальный диапазон энергии б - минимальный действительный диапазон измерений Пример I: индивидуальный фотонный дозиметр для атомной станции может быть классифицирован как Gmh Пример 2: фотонный дозиметр для размещения вблизи атомной станции может быть классифицирован как Emhf Пример 3: индивидуальный дозиметр фотонного и бета-излучения для медицинского использования может быть классифицирован как Sng-BIg

УТВЕРЖДАЮ Заместитель руководителя Федерального медикобиологического агентства,

1ный государственный

1ый врач ФМБА России

( В.В. Романов

2016 г.

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Контроль эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза

Методические указания МУ 2.6.5.037- 2016

1. Общие положения

1.1.    Настоящие методические указания (далее - МУ) развивают основные положения МУ «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения». Общие требования», НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/20Ю применительно к контролю эквивалентных доз фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза.

1.2.    МУ устанавливают общие требования к индивидуальному дозиметрическому контролю (далее - ИДК) внешнего облучения кожного покрова и хрусталика глаза персонала.

1.3.    МУ распространяются на систему организации и осуществления ИДК внешнего облучения кожи и хрусталика глаза персонала при работах в полях фотонного и бета-излучения от техногенных источников ионизирующего излучения (далее - НИИ) в условиях планируемого облучения.

1.4.    МУ предназначены для использования в организациях Госкорпорации «Росатом» и на других заинтересованных предприятиях, осуществляющих контроль внешнего облучения кожного покрова и хрусталика глаза персонала в реальных условиях облучения, а также в организациях, разрабатывающих приборное и методическое обеспечение радиационного контроля.

1.5.    Методики радиационного контроля, разрабатываемые на основе данных МУ, должны утверждаться главным инженером организации радиационного объекта ГК «Росатом» и согласовываться с территориальным органом ФМБА России, осуществляющим федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор и регулирование в области обеспечения радиационной безопасности при использовании атомной энергии.

1.6.    В связи с расширением применения источников импульсного излучения в МУ отдельно рассматривается дозиметрия в импульсных полях излучений. Проблемы дозиметрии импульсных полей излучения, где при небольшом среднем значении мощности дозы значения мощности дозы в импульсах могут существенно превышать измерительные возможности электронных дозимсфов, обсуждаются в Приложении 2 к МУ.

2.    Цели контроля эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза

2.1.    В условиях планируемого облучения результатом контроля дозы профессионального облучения является консервативная оценка значений нормируемых величин облучения персонала, регламентированных в НРБ-99/2009.

2.2.    ИДК имеет своей целью оценку значений полученных персоналом эквивалентной дозы в коже и хрусталике глаза.

2.3.    В условиях планируемого облучения дозиметрический контроль рабочих мест имеет целью прогноз дозы в коже и хрусталике глаза персонала на контролируемых рабочих местах и получение информации о радиационной обстановке на рабочих местах персонала.

3.    Дозиметрические величины

3.1.    Современная система дозиметрических величин включают в себя:

-    физические величины,

-    нормируемые величины,

-    операционные величины.

3.2.    НРБ-99/2009    предписывают оценивать облучение персонала

техногенными источниками ионизирующего излучения в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека и не поддающихся непосредственному измерению.

В международных документах МКРЕ, МКРЗ и МАГАТЭ для соблюдения указанных требований введены операционные величины. Операционные величины однозначно определяются через физические величины и являются измеряемыми величинами. Значения операционных величин являются консервативными оценками нормируемых величин в стандартных условиях облучения. Дозиметрические приборы откалиброваны в значениях операционных величин.

3.3.    Основными физическими величинами являются поглощенная доза Д и флюенс частиц Ф.

3.4.    Нормируемой величиной, характеризующей облучение кожи персонала группы А в условиях планируемого облучения, является годовая эквивалентная доза облучения кожи, равная 500 мЗв/год.

Нормируемой величиной, характеризующей облучение хрусталика глаза персонала группы А в условиях планируемого облучения, является годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза, равная 150 мЗв/год.

3.5.    Согласно п.3.2.2 НРБ-99/2009, в случае облучения персонала группы А в условиях планируемого повышенного облучения нормируются дозиметрические величины, представленные в таблице 1. НРБ-99/2009 определены фаничные значения дозы планируемого повышенного облучения, превышение которых в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное.

Таблица 1 - Нормируемые величины планируемого повышенного облучения и фаничные значения дозы облучения

Нормируемая величина Граничное значение, мЗв Эквивалентная доза планируемого повышенного облучения хрусталика глаза 600 Эквивалентная доза планируемого повышенного облучения кожи 2000 Эквивалентная доза планируемого повышенного облучения кистей и стоп 2000

3.6. При контроле эквивалентной дозы внешнего облучения кожи и хрусталика глаза за значение нормируемой величины следует принимать среднее значение дозы в чувствительной области органа или ткани. Параметры соответствующих чувствительных областей приведены в таблице 2.

Таблица 2 — Параметры для оценки значений нормируемой эквивалентной дозы облучения кожи и хрусталика глаза

Контролируемая величина Параметры чувствительной области облучаемого органа или ткани Эквивалентная доза облучения хрусталика глаза Тонкий слой, расположенный на глубине 300 мг/см2 под поверхностью органа. Эквивалентная доза облучения кожи При облучении кожи всего тела за исключением кожи ладоней - плоский слой с площадью сечения 1 см' и толщиной 5 мг/см', расположенный под покровным слоем толщиной 5 мг/см". При облучении кожи ладоней - плоский слой с площадью сечения 1 см2 и толщиной 5 мг/см", расположенный под покровным слоем толщиной 40 мг/см"

3.7. В условиях планируемого облучения для организации контроля облучения персонала группы А устанавливаются уровни введения индивидуального дозиметрического контроля (Уцк) в виде оценки прогнозируемой годовой индивидуальной дозы на контролируемых рабочих местах.

Уровни введения ИДК внешнего облучения кожи и хрусталика глаза персонала группы А приведены в таблице 3.

Таблица 3 - Уровни Увк

Нормируемая величина Увк, мЗв Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза 20 Годовая эквивалентная доза облучения кожи, кистей и стоп 20

Для введения ИДК облучения кожи, кистей и стоп и хрусталика глаза необходимо оценить значения годовой дозы облучения кожи, кистей и стоп и хрусталика глаза и сравнить их значения со значениями Увк.

Если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения работника на всех его рабочих местах не превышает или по прогнозу не может превысить У_вк, то по согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, ИДК может осуществляться по результатам измерения амбиеитного и направленного эквивалентов дозы при дозиметрическом контроле рабочих мест в соответствии с разделом 5 данных МУ. Оценка дозы может быть выполнена путем расчета на основании измеренных характеристик полей

излучения и времени пребывания работника на рабочем месте (на рабочих местах).

3.8.    Оценка дозы облучения кожи и хрусталика глаза при воздействии внешних источников излучения выполняется на основе результатов ИДК с помощью индивидуальных дозиметров. В случаях, когда такой контроль невозможен или нецелесообразен, оценка дозы выполняется по результатам радиационного контроля рабочих мест в соответствии с разделом 5 данных МУ.

3.9.    Измеряемой величиной в дозиметрии внешнего облучения кожи и хрусталика глаза является поглощенная доза излучения. Мощность поглощенной дозы является производной величиной от поглощенной дозы излучения и вычисляется делением измеренного значения дозы на время измерения. Мощность поглощенной дозы используется как характеристика радиационной обстановки для непрерывных полей излучения.

3.10.    Операционной величиной для ИДК внешнего облучения является индивидуальный эквивалент дозы, Hp(d). Единица индивидуального эквивалента дозы - зиверт (Зв). Параметр d, мм, определяет требования к индивидуальному дозиметру внешнего облучения, а также положение дозиметра на теле работника.

В зависимости от того, для определения какой нормируемой величины используется индивидуальный эквивалент дозы Нр(с1) в соответствии с рекомендациями МКРЗ, МКРЕ и МАГАТЭ, устанавливается значение параметра d, ми. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в ИДК, представлено в таблице 4.

Таблица 4 - Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при ИДК

Нормируемая величина Операционная величина: индивидуальный эквивалент дозы Положение индивидуального дозиметра d ,.ю/ Условное обозначение Эквивалентная доза внешнего облучения кожи Непосредственно на поверхности наиболее облучаемого участка кожи 0,07 Нр(0,07) Эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза На лицевой части головы" 3 Нр(3)

Примечания

J' - глубина биологической ткани.

2 - допускается размещение дозиметра на передней поверхности головного убора, на верхней пуговице или воротнике спецодежды при стандартных условиях облучения.

3.11. Операционными величинами для дозиметрического контроля рабочих мест являются амбиентный и направленный эквиваленты дозы, H*(d) и H'(d,0), которые применяются соответственно для контроля сильно проникающих и слабо проникающих излучений. Единица эквивалентов дозы зиверт (Зв). Значение параметра d, мм, определяющего требования к приборам дозиметрического контроля, зависит от того, для оценки какой нормируемой величины используются эквиваленты дозы H*(d) и H'(d,0) в соответствии с рекомендациями МКРЗ, МКРЕ и МАГАТЭ. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при дозиметрическом контроле рабочих мест представлено в таблице 5.

Таблица 5 - Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при дозиметрическом контроле рабочих мест

Нормируемая величина Операционная величина: амбиентный и направленный эквиваленты дозы d, мм Условное обозначение Эквивалентная доза внешнего облучения кожи 0,07 Н'(0,07,0) Эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза 3 Н’(3,Л)

4. Определение эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в коже н хрусталике глаза с помощью ИДК

4.1.    ИДК облучения кожи и хрусталика глаза заключается в измерении индивидуальных эквивалентов дозы Н_р(3) и Н_р(0,07). Наибольший вклад в дозу Н_р(3) дают низкоэнсргстичное фотонное излучение (энергия фотонов меньше 15 кэВ) и бета-излучение (энергия частиц более 700 кэВ), а в дозу Н_р(0,07) - низкоэнсргстичное фотонное излучение (энергия фотонов меньше 15 кэВ) и бета-излучение (энергия частиц более 150 кэВ).

4.2.    При ИДК каждому работнику выдается дозиметр накопительного типа (например, термолюминесцентные дозиметры). Там, где значения мощности эквивалента дозы на рабочем месте могут существенно различаться (например, более чем в десять раз), для целей оперативного контроля дозы следует применять дополнительный электронный

прямопоказмвающий дозиметр (далее ЭПД) с сигнальными функциями. Такие дозиметры могут давать оперативную информацию при быстром изменении параметров поля излучения и обеспечивают подачу звуковых и световых сигналов при превышении установленных уровней дозы или мощности дозы. Однако ЭПД могут давать ошибочные показания в ситуациях, когда в полях встречается импульсное излучение с высокой мощностью дозы излучения или при наличии электромагнитных полей в окружающей среде.

4.3.    Для текущего контроля для учета дозы облучения персонала применяются дозиметры накопительного типа. ЭПД следует использовать только для оперативного контроля с целью контроля дозы облучения.

4.4.    Оперативный ИДК относится к одной смене (суткам). Для оперативного ИДК кроме ЭПД также возможно применение дозиметров с ионизационными камерами непосредственного считывания с периодом контроля одна смена (одни сутки).

4.5.    Выбор индивидуального дозиметра зависит не только от вида излучения, но и от информации, необходимой в дополнение к H_p(d). На практике могут использоваться следующие типы дозиметров:

-    дозиметры    бета-фотон ного    излучения,    дающие    информацию    об

индивидуальном эквиваленте дозы Н_р(0,07) и располагаемые на наиболее облучаемых участках кожи;

-    дозиметры    бста-фотонного    излучения,    дающие    информацию    об

индивидуальном эквиваленте дозы Н_р(3) и располагаемые поблизости от глаз.

Дозиметры фотонного и нейтронного излучения Н_р( 10) размещаются на груди персонала под защитной одеждой, если она предусмотрена набором проводимых работ.

4.6.    В тех случаях, когда ожидается, что максимальная доза на конечности может более чем в десять раз превышать дозу на поверхности всего тела, следует носить один или несколько дозиметров, расположенных на конечностях таким образом, чтобы они измеряли дозу в тех местах, где ожидается наибольшее облучение.

Частоту смены дозиметров следует устанавливать в зависимости от вида выполняемой работы, ожидаемого облучения, связанного с работой, характеристик дозиметров и дозовых пределов измерения дозиметров. Минимальная частота смены дозиметров - один раз в три месяца.

Дозиметр Н_р(3) измеряет дозу в хрусталике глаза. Показания дозиметра Н_р(10), носимого па груди сверху защитной одежды, в стандартных условиях облучения также могут быть использованы для оценки дозы в хрусталике глаза.

Дозиметр Н_р(0,07), носимый на пальцах рук. служит для определения дозы в коже пальцев рук. Для дозиметрии конечностей, особенно кистей рук, может быть достаточно дозиметра с одним термолюминесцентным