МУ2.6.1.25-2000

МИНИСТЕРСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ УПРАВЛЕНИЕ МЕДИКО-БИОЛОГИЧЕСКИХ И ЭКСТРЕМАЛЬНЫХ ПРОБЛЕМ

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ВНЕШНЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБЛУЧЕНИЯ. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ.

Методические указания МУ 2.6.1.25 - 2000

Издание официальное

Содержание

Введение..............................................................................................................................60

1.    Область применения.......................................................................................................61

2.    Нормативные ссылки......................................................................................................62

3.    Термины, определения и сокращения...........................................................................63

3.1.    Термины и определения......................................................................................63

3.2.    Сокращения..........................................................................................................68

4.    Цели и задачи дозиметрического контроля внешнего облучения...............................69

5.    Содержание дозиметрического контроля внешнего облучения..................................70

5.1.    Дозиметрический контроль в контролируемых условиях обращения

с источником излучения..............................................................................................70

5.2.    Дозиметрический контроль в условиях аварийного облучения........................73

6.    Виды и особенности дозиметрического контроля........................................................75

7.    Организация дозиметрического контроля.....................................................................76

8.    Метрологические требования к методикам дозиметрического контроля...................78

9.    Технические требования к средствам измерения для дозиметрического контроля.. 79

9.1.    Физическая схема.................................................................................................79

9.2.    Диапазон измерений............................................................................................79

9.3.    Погрешности средств измерений........................................................................79

9.4.    Энергетическая зависимость чувствительности................................................81

9.5.    Угловая зависимость чувствительности.............................................................81

9.6.    Особенности отдельных дозиметров..................................................................81

9.7.    Конструктивное исполнение................................................................................82

10.    Общие нормативные требования к методикам выполнения измерений

и поверке средств измерения.............................................................................................83

11.    Принципы планирования программы дозиметрического контроля

внешнего облучения............................................................................................................85

11.1.    Обоснование принятия решения о введении контроля...................................85

11.2.    Выбор метода контроля.....................................................................................85

11.3.    Программы контроля нормальных условий работы в случае планируемого

повышенного облучения и аварий..........................................................................85

12.    Регламент дозиметрического контроля.......................................................................86

12.1.    Проведение дозиметрического контроля внешнего облучения......................86

12.2.    Содержание Регламента радиационного контроля.........................................86

12.3.    Подготовка и обоснование Регламента............................................................87

12.4.    Порядок организации и проведения контроля.................................................87

12.5.    Виды контроля и контрольные уровни..............................................................87

12.6.    Контролируемый контингент персонала...........................................................88

12.7.    Периодичность контроля...................................................................................88

12.8.    Метод определения дозы и интерпретация измеряемых величин.................88

12.9.    Определение индивидуальных доз внешнего облучения...............................89

12.10.    Определение доз внешнего облучения посредством группового

дозиметрического контроля........................................................................................90

12.11.    Эквивалентная доза в хрусталике глаза, в коже и на поверхности

низа живота женщины.................................................................................................91

12.12.    Определение доз посредством индивидуального дозиметрического

контроля......................................................................................................................91

МУ2.6.1.25-2000

§ 49. Уровень действия (У_д) - такое значение дозы, при действительном или предполагаемом превышении которого следует провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте.

§ 50. Уровень контрольный (КУ) - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т. д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения.

§ 51. Уровень исследования (У_и) - такое значение дозы, полученной в течение периода контроля, при превышении которого следует провести исследование причин повышения дозы и при необходимости провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте.

§ 52. Уровень регистрации (У_Р) - такое значение дозы облучения, полученной в течение периода контроля, значения выше которого заслуживают учета при определении дозы облучения работника.

§ 53. Уровень собственного фона прибора*- показания прибора для измерения ионизирующего излучения в нормальных условиях эксплуатации, обусловленные собственным фоном прибора при отсутствии внешних источников ионизирующего излучения природного происхождения и источника, излучение которого должно измеряться.

§ 54. Условия облучения стандартные - определенные в Нормах для целей нормирования техногенного облучения условия воздействия техногенных источников на человека, которые характеризуются следующими параметрами:

•    временем облучения в течение календарного года, равным 1700 ч для персонала группы А и 2000 ч- для персонала группы Б;

•    степенью однородности потока излучения, падающего на тело, при которой отношение максимальной плотности потока излучения к средней не превышает 2,0.

§ 55. Условия обращения с источником излучения контролируемые - условия обращения с ИИИ, при которых облучение персонала источником находится под контролем и управляемо. К контролируемым условиям относятся нормальные условия эксплуатации источников излучения и условия планируемого повышенного облучения.

§ 56. Фантом шаровой МКРЕ - шар диаметром 30 см из тканеэквивалентного материала плотностью 1 г/см³.

§ 57. Фильтр*- слой вещества, расположенный между источником ионизирующего излучения и детектором, предназначенный для поглощения и ослабления компонентов излучения или компенсации энергетической зависимости чувствительности детектора.

§ 58. Флюенс частиц (Ф) - отношение числа частиц dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы:

Единица флюенса - част.1см^г.

§ 59. Чувствительность дозиметрического прибора*- отношение изменения выходного сигнала дозиметрического прибора к вызывающему его изменению измеряемой величины при ее определенном значении.

§ 60. Эквивалент дозы (Н) - произведение поглощенной дозы в точке на средний коэффициент качества излучения, воздействующего на биологическую ткань в данной точке:

	(Ю)
о

где £ - средний коэффициент качества излучения; k(L) - зависимость коэффициента качества от Л ПЭ и L выражена в кэВ/мкм; D(L)dL - поглощенная доза в точке от излучения с ЛПЭ в интервале (L, L+dL).

Единица эквивалента дозы - зиверт (Зв).

<§>

§ 61. Эквивалент амбиентной дозы (амбиентная доза) (H*(d)) - эквивалент дозы, который был бы создан в шаровом фантоме МКРЕ на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения (см. Рис. 1), идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононап-равленном и однородном. Эквивалент амбиентной дозы используется для характеристики поля излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома.

§ 62. Эквивалент индивидуальной дозы (H_P(d)) - эквивалент дозы в мягкой биологической ткани, определяемый на глубине d (мм) под рассматриваемой точкой на теле (см. Рис. 2).

§ 63. Эффекты облучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.

§ 64. Эффекты облучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.

Примечение. Термины, помеченные знаком * впервые приводится в данном документе.

Реальное

/излучение

/

3.2. Сокращения

§ 65. Применительно к настоящим Методическим указаниям приняты следующие условные обозначения и сокращения:

-    D - поглощенная доза в точке

• D_t.r- поглощенная доза в органе или ткани Т излучения R

-    Е - эффективная доза

-    е - переданная веществу энергия излучения

-    E_r - энергия частиц (фотонов) вида R

-    Ф - плотность потока частиц

-    Ф - флюенс частиц

-    F - коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения.

-    Н - эквивалент дозы

-    H*(d) - эквивалент амбиентной дозы (амбиентная доза) внешнего облучения

-    Hp(d) - эквивалент индивидуальной дозы внешнего облучения

-    Н_т - эквивалентная доза внешнего облучения в органе или ткани Т

-    k(L)- коэффициент качества излучения

МУ2.6.1.25-2000

-    L - линейная передача энергии

-    R - индекс излучения

-Т-индекс органа или ткани-мишени

-    и—относительная неопределенность результатов измерения

-    U - абсолютная неопределенность результатов измерения

-    W* - взвешивающий коэффициент для излучения R

-    W_T- взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т

-    X - экспозиционная доза

-    б - относительная погрешность средства измерения (МВИ)

-    Д - абсолютная погрешность средств измерения (МВИ)

-    ГДК - групповой дозиметрический контроль облучения

-    ГЭД - годовая эффективная доза

-    ДК - дозиметрический контроль

-    ЕТ - единые требования

•    ИДК - индивидуальный дозиметрический контроль облучения

-    ИИИ - источник ионизирующего излучения

-    КУ-контрольный уровень

•    ЛПЭ - полная линейная передача энергии заряженной частицей воде -К-керма

-    МВТ - мягкая биологическая ткань

•    МКРЕ - Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям

-    МКРЗ - Международная комиссия по радиологической защите

-    МВИ - методика выполнения измерений

-    МУ - методические указания

-    ПД - предел дозы

-    ПЗ - передне-задняя (геометрия)

•    ППД - полупроводниковый детектор или дозиметр

-    РФЛД - радиофотолюминесцентный детектор или дозиметр

-    СИ - средство измерения

•    СРВ - служба радиационной безопасности организации

•    ТЛД - термолюминесцентный детектор или дозиметр

-    Увк- уровень введения индивидуального дозиметрического контроля

-    Уд - уровень действия

-    У_и- уровень исследования

-    У_Р - уровень регистрации

-    ФЭУ - фотоэлектронный умножитель.

4. Цели и задачи дозиметрического контроля внешнего облучения

§ 66. Дозиметрический контроль внешнего облучения является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной безопасности организации при использовании атомной энергии, направленной на охрану здоровья людей от воздействия ИИИ. Согласно международной практике, в Нормах и Правилах проводится четкое разграничение цепей и задач обеспечения радиационной безопасности персонала при осуществлении практической деятельности в контролируемых условиях и в случае выхода источника ионизирующего излучения из-под контроля, т. е. в случае радиационной аварии.

§ 67. Цель ДК внешнего облучения в контролируемых условиях эксплуатации ИИИ заключается в достоверном определении:

•    индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала;

•    индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей для оценки достаточности мер по контролю за ИИИ, обеспечивающих безопасное их использование в соответствии с требованиями Норм и Правил.

В соответствии с действующей системой ограничения облучения основной задачей ДК внешнего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации ИИИ является

МУ2,6.1.25-2000

определение значения индивидуальной годовой эффективной дозы (ГЭД) внешнего облучения, обусловленной обращением с техногенными ИИИ 8 течение календарного года. Результаты ДК, в том числе и контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях и на рабочих местах служат для демонстрации соответствия условий труда работника требованиям к ограничению облучения персонала в нормальных условиях эксплуатации ИИИ и в условиях планируемого повышенного облучения, содержащихся в разделе 3.1 Норм и § 5.2-5.3 МУ 2.6.1.016-2000.

§ 68. Цель ДК внешнего облучения в условиях радиационной аварии заключается в достоверном определении индивидуальных доз и иных характеристик внешнего облучения работника для оценки медицинских последствий его аварийного облучения.

§ 69. Согласно МУ 2.6.1.016-2000 под индивидуальной дозой понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе или ткани в зависимости от контекста), 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. При определении индивидуальной дозы работника игнорируется ее возможное отличие от истинной дозы облучения индивида, обусловленное различием между характеристиками «стандартного работника» и персональными характеристиками индивида.

Значение индивидуальной дозы приписывается индивиду по результатам дозиметрического контроля.

5. Содержание дозиметрического контроля внешнего облучения

§ 70. Методология контроля за состоянием радиационной безопасности опирается на современную систему дозиметрических величин, которая включает:

•    физические величины, являющиеся характеристиками источников и полей ионизирующего излучения и их взаимодействия с веществом;

•    нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;

•    операционные величины, являющиеся величинами, однозначно определяемыми через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные к соответствующим нормируемым величинам в стандартных условиях облучения и предназначенными для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле.

§ 71. При проведении дозиметрического контроля решаются следующие задачи:

•    измерение физических величин и операционных величин;

•    интерпретация результатов определения операционных величин в терминах индивидуальной дозы внешнего облучения.

5.1. Дозиметрический контроль в контролируемых условиях обращения с

источником излучения

§ 72. В соответствии с задачами обеспечения радиационной безопасности персонала главной функцией дозиметрического контроля в контролируемых условиях обращения с источниками ионизирующего излучения является определение значений эффективной дозы и эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей работника.

§ 73. Для обеспечения радиационной безопасности в организации, производственная деятельность которой заключается в обращении с техногенными ИИИ, персонал организации делится на две группы. Согласно Нормам и Правилам, к персоналу группы А относятся лица, работающие с техногенными источниками излучения. Лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия этих источников, относятся к персоналу группы Б.

§ 74. Для обеспечения защиты детей, которые могут родиться у работницы, в Нормах (п.3.1.6) из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, для профессионального облучения которых установлены дополнительные ограничения.

§ 75. Согласно пп.3.1.2,3.1.4,3.1.6 и 3.1.8 Норм в случае облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения нормируются дозиметричес-

МУ2.6.1.25-2000

кие величины, представленные в Табл.1.

Значения пределов доз, равно как и значения допустимых уровней облучения персона* ла группы Б, равны 1/4 соответствующих значений для персонала группы А.

§ 76. Значения годовых доз облучения студентов и учащихся старше 16 лет, проходя* щих профессиональное обучение с использованием ИИИ, не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Табл.1. Нормируемые величины облучения персонала группы А в нормальных условиях _эксплуатации    источников    излучения._

Нормируемая величина Значение предела, мЗв Годовая эффективная доза 50 Годовая эффективная доза, усредненная за любые последова* тельные 5 лет 20 Эффективная доза, накопленная за период трудовой деятельности (50 лет) 1000 Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза 150 Годовая эквивалентная доза облучения кожи 500 Годовая эквивалентная доза облучения кистей и стоп 500 Месячная эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин в возрасте до 45 лет 1

§ 77. Согласно п.3.2.2 Норм в случае облучения персонала группы А в условиях планируемого повышенного облучения нормируются дозиметрические величины, представленные в Табл.2. Пределы для доз планируемого повышенного облучения не устанавливаются, однако Нормами определены граничные значения доз повышенного облучения, превышение которых в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное.

§ 78. Дозы профессионального облучения при нормальной эксплуатации ИИИ и при планируемом повышенном облучении контролируются и регистрируются раздельно и независимо. Согласно пп.3.1.2 и 3.1.3 Норм указанные в Табл.1 и в Табл.2 нормируемые величины характеризуют воздействие техногенных источников (одного из компонентов техногенно измененного радиационного природного фона) на работника вследствие его производственной деятельности в контролируемых условиях обращения с источниками излучения и не включают в себя:

•    дозы, обусловленные воздействием природных источников излучения в месте расположения организации;

•    дозы медицинского облучения;

•    дозы вследствие радиационных аварий.

Табл.2. Нормируемые величины планируемого повышенного облучения.

Нормируемая величина Граничное значение, мЗв Эффективная доза повышенного облучения 200 Эквивалентная доза повышенного облучения хрусталика глаза 600 Эквивалентная доза повышенного облучения кожи 2000 Эквивалентная доза повышенного облучения кистей и стоп 2000

§ 79. При контроле эквивалентных доз внешнего облучения отдельных органов или тканей, для которых согласно Табл.1 установлены пределы доз, за значение нормируемой величины следует принимать среднее значение дозы а чувствительном объеме органа или ткани. Параметры соответствующих чувствительных объемов определены МУ2.6.1.016-2000 и приведены в Табл.З. Химический состав облучаемой ткани принимать равным составу тканеэквивалентного вещества.

<8>

МУ 2.6.1.25-2000

Табл.З. Параметры для определения значений нормируемых эквивалентных доз облучения отдельных органов или тканей.

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 см2 и толщиной 5 мг/см2, расположенный под покровным споем толщиной 5 мг/см2 При облучении кожи ладоней - плоский слой с площадью сечения 1 см2 и толщиной 5 мг/см2, расположенный под покровным слоем толщиной 40 мг/ см2 Эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин Тонкий слой, расположенный на глубине 1000 мг/см2 под поверхностью кожи в области лонного сочленения

§ 80. Нормы и Правила предписывают определять облучение персонала техногенными источниками ионизирующего излучения в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека (эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани, ожидаемая эффективная доза). В МУ 2.6.1.016-2000для соблюдения указанных требований Норм и Правил установлены операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные к нормируемым величинам в стандартных условиях облучения и предназначенные для определения индивидуальных доз внешнего облучения, которые при дозиметрическом контроле являются консервативными оценками этих величин.

§ 81. Согласно МУ 2.6.1.016-2000 операционной величиной для контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях и на рабочих местах в целях группового дозиметрического контроля персонала является мощность эквивалента амбиентной дозы, H*(d) • Рекомендуемая единица мощности эквивалента амбиентной дозы - мкЗв/ч. Значение ларамет-

Табл.4. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при групповом дозиметрическом контроле.

Нормируемая величина Операционная величина: Мощность эквивалента амбиентной дозы dt мм Условное обозначение Мощность эквивалентной дозы внешнего облучения кожи 0,07 Й*(0,07) Мощность эквивалентной дозы внешнего облучения хрусталика глаза 3 н’(3) Мощность эквивалентной дозы внешнего облучения на поверхности нижней части области живота женщин 10 н*(10) Мощность эффективной дозы внешнего облучения 10 Н*(10)

МУ 2.6.1.25-2000

pa d, мм, определяющего требования к приборам дозиметрического контроля зависит от того, для определения какой нормируемой величины используется ее эквивалент. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами представлено в Табл.4.

§ 82. Согласно МУ 2.6.1.016-2000 операционной величиной для индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения является эквивалент индивидуальной дозы, H_P(d). Рекомендуемая единица эквивалента индивидуальной дозы - мЗв. Значение параметра d, мм, определяющего требования к индивидуальному дозиметру внешнего облучения, а также положение дозиметра на теле работника, определяются тем, для определения какой нормируемой величины используется ее эквивалент. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в индивидуальном дозиметрическом контроле, представлено в Табл.5.

§ 83. Измерение операционных величин регламентируется в отдельных методиках выполнения измерений (МВИ). Технические требования к соответствующим средствам измерения сформулированы в разделе 8.

Табл.5. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при индивидуальном дозиметрическом контроле.

Нормируемая величина Операционная величина: Эквивалент индивидуальной дозы Положение индивидуального дозиметра d, мм 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) Эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщины На соответствующем месте поверх спецодежды 10 НР(10) Эффективная доза внешнего облучения На нагрудном кармане спецодежды либо внутри него 10 Нр(10)

5.2. Дозиметрический контроль в условиях аварийного облучения

§ 84. В соответствии с задачами обеспечения радиационной безопасности персонала главной функцией дозиметрического контроля в условиях радиационной аварии является определение значений эквивалентных и поглощенных доз облучения отдельных органов и тканей работника, а также в случае необходимости, исследование и детальное восстановление (реконструкция) условий аварийного облучения.

§ 85. В условиях аварийного облучения, когда дозы внешнего облучения превышают или могут превысить граничные уровни, нормируемые для планируемого повышенного облучения (Табл.2), для решения задач обеспечения радиационной безопасности необходимо определять поглощенные дозы облучения органов и тканей человека. Согласно разделу 6 Норм пределы для доз аварийного облучения не устанавливаются, однако Нормами определены (таблица 6.1 Норм) значения поглощенных доз кратковременного облучения (с длительностью не более 2 суток), при превышении которых возможны клинически определяемые детерминированные эффекты, которые могут привести к стойкой потере человеком трудоспособности (инвалидности) или к его гибели в течение короткого промежутка времени. Значения опасных уровней доз кратковременного аварийного облучения при внешнем облучении органов или тканей приведены в Табл.6.

§ 86. При определении поглощенных доз внешнего аварийного облучения отдельных органов или тканей за значение определяемой величины следует принимать среднее зна-

<$>

Табл.6. Опасные уровни доз кратковременного аварийного облучения.

Орган или ткань Поглощенная доза в органе или ткани за 2 суток, Гр Все тело 1 Хрусталик глаза 2 Кожа 3

чение дозы в чувствительном объеме органа или ткани. В случае радиационной аварии важнейшей задачей дозиметрического контроля является исследование и детальное восстановление (реконструкция) условий облучения и определение пространственного распределения поглощенных доз в теле облученного на основании измеряемых характеристик внешнего облучения.

§ 87. Операционные величины для определения поглощенных доз аварийного облучения не устанавливаются. В качестве характеристики внешнего облучения при радиационной аварии используются:

•    для характеристики облучения фотонами - индивидуальная поглощенная доза внешнего облучения органа или ткани, D_P(10), равная поглощенной дозе в мягкой биологической ткани, определяемой на глубине 10 мм под рассматриваемой точкой на теле. Схема определения Dp(10) аналогична приведенной на Рис.2;

•    для характеристики облучения нейтронами - индивидуальная керма на поверхности тела, К(0), равная керме в мягкой.биологической ткани, определяемой на поверхности тела в рассматриваемой точке;

•    для характеристики слабопроникающего излучения (электроны, позитроны или фотоны низких энергий) при облучении кожи и хрусталика глаза необходимо определение глубинного распределения дозы в облученной ткани согласно отдельным МУ.

Перечень характеристик внешнего аварийного облучения, определение которых необходимо при контроле аварийного облучения, приведен в Табл.7.

Табл. 7. Расположение индивидуальных дозиметров в условиях аварийного облучения

Характеристика внешнего аварийного облучения Расположение индивидуального дозиметра* d, мм Условное обозначение Индивидуальная поглощенная доза внешнего облучения всего тела фотонами На нагрудном кармане спецодежды либо внутри него 10 Dp(10) Индивидуальная керма на поверхности при внешнем облучении всего тела нейтронами На нагрудном кармане спецодежды либо внутри него 0 К(0)

Примечание. * В зависимости от ожидаемых условий облучения рекомендуется использовать несколько дозиметров, расположенных на различных участках спецодежды.

§ 88. Дозы аварийного облучения контролируются и регистрируются раздельно и независимо от доз облучения при нормальной эксплуатации ИИИ и при планируемом повышенном облучении.

§ 89. При определении дозы аварийного облучения сопоставляют результаты, полученные в результате:

•    проведения ИДК;

•    контроля радиационной обстановки стационарными средствами контроля;

•    моделирования аварийного облучения.

В случае нейтронного облучения сопоставляют активацию тепловыми нейтронами на-

МУ 2.6.1.25-2000

трия в теле пострадавшего и в фантоме и сведения об активации окружающих предметов и их дубликатов, помещенных при моделировании на их место расположения. От флюенса нейтронов и сведений об их энергетических спектрах переходят к определению поглощенной дозы. Конечные данные представляются в виде распределения поглощенной дозы по телу пострадавшего раздельно для фотонного излучения и нейтронов.

§ 90. Дозиметры для определения доз аварийного облучения используются в рабочих помещениях, на рабочих местах и персонально, коща вероятность радиационной аварии велика, в условиях радиационной аварии, при мероприятиях по устранению ее последствий, при кратковременном аварийном облучении и при возможном облучении со значениями доз более граничных для планируемого повышенного облучения, а также при реконструкции аварийных доз (см. разделы 6,11.2,11.3 и Приложение 2).

§91. Измерение характеристик внешнего аварийного облучения регламентируется в отдельных методиках выполнения измерений (МВИ). Технические требования к соответствующим средствам измерения сформулированы в разделе 9.

в. Виды и особенности дозиметрического контроля

§ 92. Выделяют три основных вида ДК внешнего облучения:

•    текущий контроль;

•    оперативный контроль;

•    аварийный контроль.

§ 93. Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника в нормальных условиях эксплуатации ИИЙ.

§ 94. Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника при выполнении запланированных работ по дозиметрическим нарядам, 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.

§ 95. Задача аварийного контроля заключается в определении больших доз облучения работника в случае выхода источника из-под контроля.

§ 96. Текущий контроль применяют при длительном (хроническом или дискретном) облучении в контролируемых условиях при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения.

§ 97. Оперативный контроль применяют:

•    в качестве дополнительного к текущему контролю при неопределенном характере облучения в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения;

•    в качестве основного вида контроля при планируемом повышенном облучении.

§ 98. Аварийный контроль применяют в тех случаях, когда вероятность выхода источника из-под контроля велика.

§ 99. При текущем и оперативном контроле в случае равномерного облучения, в зависимости от отношения Нр(0.07)/Н_Р(10), необходимо применять (см. Табл. 11):

•    дозиметр для контроля дозы Н_Р(10), располагаемый обычно на уровне груди (при Н_Р(0.07)/Нр(10)<25);

•дозиметр для контроля дозы Н_Р(0,07), усредненной по площади в 1 см² (при Н_Р(0,07)/ Нр(10) >25), располагаемый на открытом контролируемом участке кожи.

§ 100. В зависимости от условий работы могут быть использованы индивидуальные дозиметры:

•    фотонного излучения для контроля дозы Н_Р(10);

•    бета-фотонного излучения для контроля доз Н_Р(0,07) и Н_Р(10);

•    нейтронного излучения для контроля дозы Н_Р(10).

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в индивидуальном дозиметрическом контроле, представлено в Табл.5.

§ 101. При дозиметрическом контроле в смешанных полях гамма-нейтронного излуче-

ния должны применяться дозиметры, имеющие одинаковую чувствительность к нейтронам и фотонам, либо нейтронный дозиметр, малочувствительный к фотонному излучению, совместно с гамма-дозиметром, малочувствительным к нейтронам (в предположении, что регистрируются несуществующие чисто фотонное и чисто нейтронное излучения).

Могут быть использованы одновременно несколько дозиметров нейтронов, чувствительных к разным участкам энергетического спектра нейтронов.

7. Организация дозиметрического контроля

§ 102. Дозиметрический контроль вводится во всех организациях, где ведутся работы с источниками излучения. Дозиметрический контроль осуществляется ответственным по организации, назначаемым по приказу в соответствии с вводимым Регламентом (Программой) дозиметрического контроля. Регламент дозиметрического контроля персонала организации является основным распорядительным документом, устанавливающим правила проведения дозиметрического контроля персонала. Основные требования к содержанию Регламента дозиметрического контроля сформулированы в МУ 2.6.1.016-2000. Детальные требования к содержанию Регламента дозиметрического контроля в части проведения дозиметрического контроля внешнего облучения сформулированы в разделе 12 настоящих МУ. Службы организаций, осуществляющие дозиметрический контроль, должны быть аккредитованы в установленном порядке.

§ 103. Для контроля внешнего профессионального облучения применяют;

•    групповой дозиметрический контроль облучения (ГДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов последовательных измерений характеристик радиационной обстановки за определенный период контроля в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в этом помещении;

•    индивидуальный дозиметрический контроль облучения (ИДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов последовательных индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника за определенный период контроля.

§ 104. Согласно МУ 2.6.1.016-2000 в нормальных условиях эксплуатации источников излучения для организации контроля облучения персонала группы А в Регламенте ДК устанавливаются уровни введения индивидуального дозиметрического контроля (Увк). Критерии введения индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения персонала приведены в Табл.8.

Табл.8. Критерии введения индивидуального дозиметрического контроля

Контролируемая величина Уровень 1, мЗв Уровень 2, мЗв Годовая эффективная доза внешнего облучения фотонами 0.5 1 Годовая эффективная доза внешнего облучения любым излучением кроме фотонного 1 5 Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза 20 50 Годовая эквивалентная доза облучения кожи, кистей и стоп 20 50 Месячная эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин в возрасте до 45 лет 0.1 0.2

Для контроля различных видов облучения значения У$к устанавливаются независимо, при этом:

• нецелесообразно устанавливать значения Увк ниже уровня 1 из Табл.8;

<$>

МУ2.6.1.25-2000

12.13. Оценка неопределенности определения доз.................................................92

12.14.    Принятие решения о проведении контроля внешнего облучения................92

12.15.    Порядок проведения контроля облучения персонала группы Б...................92

12.16.    Запись и хранение результатов дозиметрического контроля.......................92

Приложения.........................................................................................................................93

Приложение 1. Оценивание результатов радиационного контроля.

Основные понятия.......................................................................................................93

Приложение 2. Методы дозиметрического контроля внешнего облучения............97

Приложение 3. Требования к суммарной погрешности измерения

индивидуальной дозы дозиметрами........................................................................100

Приложение 4. Соотношения между величинами, нормируемыми НРБ-99

и другими дозиметрическими величинами для фотонного излучения..................102

Приложение 5. Соотношения между величинами, нормируемыми НРБ-99

и другими величинами для электронного излучения..............................................104

Приложение 6. Угловая зависимость величин фотонного излучения,

нормируемых НРБ-99................................................................................................106

Приложение 7. Библиографические данные...........................................................109

Приложение 8. Список исполнителей......................................................................110

Список таблиц Табл. 1. Нормируемые величины облучения персонала группы А

в нормальных условиях эксплуатации источников излучения........................................71

Табл. 2. Нормируемые величины планируемого повышенного облучения....................71

Табл. 3. Параметры для определения значений нормируемых эквивалентных доз

облучения отдельных органов или тканей........................................................................72

Табл. 4. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами

при групповом дозиметрическом контроле.......................................................................72

Табл. 5. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами

при индивидуальном дозиметрическом контроле............................................................73

Табл. 6. Опасные уровни доз кратковременного аварийного облучения........................74

Табл. 7. Расположение индивидуальных дозиметров в условиях аварийного

облучения.............................................................................................................................74

Табл. 8. Критерии введения индивидуального дозиметрического контроля..................76

Табл. 9. Значения уровня регистрации, отнесенного к длительности периода

контроля, равной одному году (У_м)....................................................................................77

Табл. 10. Приемлемые значения фактора неопределенности определения доз..........79

Табл. 11. Соотношение между параметрами конструкции средств измерения и

соответствующими величинами, определяемыми при ИДК внешнего облучения.........80

Табл. 12. Диапазоны измерения величин определяемых при ИДК внешнего

облучения.............................................................................................................................80

Табл. 13. Допустимые относительные неопределенности определения

индивидуального эквивалента дозы при ИДК внешнего облучения...............................81

Табл. 14. Значения коэффициентов перехода от флюенса фотонов (<р_т) и флюенса

нейтронов (%) к дозиметрическим величинам..................................................................82

Табл. 15. Перечень ГОСТов на поверочные схемы..........................................................84

Табл. 16. Коэффициенты перехода между дозиметрическими величинами для

фотонов.............................................................................................................................103

Табл. 17. Коэффициенты перехода между дозиметрическими величинами для

МУ 2.6.1.25-2000

•    решение об установлении значения У_вк выше уровня 1, но ниже уровня 2 из Табл.8 принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки;

•    значения не следует устанавливать выше уровня 2 из Табл.8.

§ 105. Индивидуальный дозиметрический контроль следует использовать:

•    для определения доз облучения персонала группы А в условиях нормальной эксплуатации источника излучения, если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочем месте превышает или по прогнозу может превысить У_вк;

•    для определения доз облучения всех лиц, работающих с ИИИ в условиях планируемого повышенного облучения;

•    для определения доз аварийного облучения.

§ 106. Групповой дозиметрический контроль характеризуется значительной неопределенностью определения индивидуальных доз и может использоваться для определения доз облучения персонала только в условиях нормальной эксплуатации ИИИ:

•    для определения доз профессионального облучения персонала группы А, если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочих местах не превышает или по прогнозу не может превысить У_вх;

•    для определения доз профессионального облучения персонала группы Б.

§ 107. Для целей организации контроля доз профессионального облучения МУ 2.6.1.016-2000 установлены уровни регистрации (У_Р) значения индивидуальной дозы. У_Р-такое значение дозы облучения, полученной в течение периода контроля, значения выше которого заслуживают учета при определении дозы облучения работника. При этом:

Ур = У_Ро-^. (ID

где Уро - уровень регистрации, отнесенный к максимальной длительности периода контроля. равной 12 месяцам; ДТ-длительность периода контроля, мес. Значения Уро. установленные настоящими МУ. приведены в Табл. 9.

Табл. 9. Значения уровня регистрации, отнесенного к длительности периода контроля. равной одному году (У^

Нормируемая величина Значение Уро. мЗв Годовая эффективная доза 1 Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза 2 Годовая эквивалентная доза облучения кожи, кистей и стоп 5

Уровень регистрации месячной эквивалентной дозы на поверхности нижней части области живота женщин в возрасте до 45 лет устанавливается равным 0.1 мЗв.

§ 108. В случае, когда определенное посредством ГДК или ИДК значение эффективной дозы или эквивалентной дозы облучения органа или ткани работника, полученной в течение периода контроля профессионального облучения, не превышает значения У_Р. его индивидуальной дозе облучения за период контроля приписывается следующее значение:

•    равное нулю для расчета коллективной дозы, представляемой во внешние организации;

•    равное определенному по результату ГДК и ИДК в учетную карточку работника.

В случае, когда определенное посредством ГДК или ИДК значение эффективной дозы или эквивалентной дозы облучения органа или ткани работника, полученной в течение периода контроля профессионального облучения, превышает У_Р, его индивидуальной дозе облучения за период контроля приписывается значение, равное определенному по результатам ИДК или ГДК значению дозы облучения.

§ 109. Значение индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения, характеризующее облучение работника в условиях нормальной эксплуатации ИИИ в течение периода контроля, определяется:

•    посредством группового дозиметрического контроля согласно требованиям раздела

-<$>

электронов.........................................................................................................................105

Табл. 18. Относительные угловые зависимости нормируемых величин Н,и их средние значения в угле 2я Н,(<р) / Н,(0), отн.ед............................................................................107

Список рисунков

Рис. 1. Схема определения H*(d).......................................................................................68

Рис. 2. Схема определения H_p(d).......................................................................................68

Рис. 3. Принципиальная схема средства измерения, используемого для ИДК

внешнего облучения............................................................................................................80

Рис. 4. Допускаемая натуральная логарифмическая погрешность..............................101

Рис. 5. Соотношение между нормируемыми величинами при облучении тела человека

параллельным пучков фотонов с энергией Е_г................................................................104

Рис. 6. Соотношение между нормируемыми величинами при облучении тела человека

параллельным пучков электронов с энергией Е_#............................................................105

Рис. 7. Относительное угловое распределение эквивалентной дозы в хрусталике

глаза...................................................................................................................................107

Рис 8. Относительное угловое распределение эквивалентной дозы в коже..............108

Рис. 9. Относительное угловое распределение для эффективной дозы.....................108

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., Атомиадат, 1980 г., разработанных на основе НРБ-76/87.

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 МКР31990 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 спсобам 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.

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.

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ВНЕШНЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБЛУЧЕНИЯ.

ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ.

Методические указания МУ 2.6.1.25-2000 Дата введения - с момента утверждения

Издание официальное

© Министерство Российской Федерации по атомной энергии

© Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем при Министерстве здравоохранения Российской Федерации (Федеральное управление “Медбиоэкстрем”).

Настоящие методические указания по методам контроля не могут быть полностью или частично воспроизведены и тиражированы без разрешения Минатома России и Федерального управления “Медбиоэкстрем**.

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;

<s>

МУ 2.6.1.25-2000

•    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 граедан (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.

•    СП 2.6.1.799-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99): Санитарные правила. М.: Минздрав России, 2000.

•    ГОСТ 15484-81. Излучения ионизирующие и их измерение. Термины и определения.

•    РД50-454-84. Методические указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81. ГСИ. Единицы физических величин в области ионизирующих излучений.

•    ГОСТ Р 8.563-96. ГСИ. Методики выполнения измерений.

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

•    МИ 1967- 89 ГСИ. Выбор методов и средств измерений при разработке методик выполнения измерений. Общие положения.

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

•    ГОСТ 14337-78. Средства измерения ионизирующих излучений. Термины и определения.

•    ГОСТ 4.59-79 СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей.

•    ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия.

•    МИ 2174-91. “Аттестация алгоритмов и программ обработки данных при измерениях. Основные положения".

•    ГОСТ 8.508-84 ГСИ. Метрологические характеристики средств измерений и точностные характеристики средств автоматизации ГСП.

•    МУ 1.1.017-99 Основные требования к структуре, изложению и оформлению норма-

тивных 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 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. АНРИ № 3(22), 2000, с.43-75.

•    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. Гюметрия облучения - виды наиболее вероятных полей излучения, падающих на тело человека: изотропное (2л или 4л) 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 (D)-значение энергии ионизирующего излучения, переданной веществу:

(1)

где de -средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a dm - 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 (D_T) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

D_T=— fDdrn (2) m_T ^J

mr

где m_T - масса органа или ткани, a D - поглощенная доза в элементе массы dm.

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

H_TR=W_R-D_T._Rl (3)

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

Нт=2>я- W

R

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

§ 17. Доза экспозиционная фотонного излучения - отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных в воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха полностью остановились в воздухе к массе воздуха в указанном объеме. Применяемая ранее внесистемная единица измерения рентген (Р).

§ 18. Доза эффективная (Е) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

E = £w_T-H_Tl (5)

Т

где W_T - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т, а Н_т - эквивалентная доза в органе или ткани Т. Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

§ 19. Доза эффективная (эквивалентная) годовая (ГЭД) - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год. Единица годовой эффективной (эквивалентной) дозы - зиверт (Зв).

§ 20. Дозиметр* (краткая форма термина дозиметрический прибор) - прибор или установка для измерения ионизирующего излучения, предназначенные для получения измерительной информации о дозе, мощности дозы излучения и/или об энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им объекту, находящемуся в поле действия излучения. В зависимости от вида измеряемой дозиметрической величины к термину дозиметр добавляют наименование этой величины: дозы излучения, мощности дозы излучения, флюенса и т. д.

§ 21. Дозиметр аварийный*-прибор или установка для измерения ионизирующего излучения, предназначенные для получения измерительной информации о дозе, мощности дозы излучения и/или об энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им объекту, находящемуся в поле действия излучения, обусловленного радиационной аварией.

13начения WR, регламентированные Нормами и Правилами, относятся к излучению, падающему на тело. Для типов и энергий излучений, не включенных в соответствующую таблицу Норм, значение величины WR следует принимать равным среднему значению коэффициента качества £ излучения на глубине 10 мм в шаровом фантоме МКРЕ. Определение £ приведено в §29.

МУ 2.6.1.25-2000

§ 22. Дозиметр индивидуальный*- прибор для измерения дозы и/или мощности дозы ионизирующего излучения и/или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им всему телу человека, определенному органу или ткани человеческого тела, находящихся в поле его действия. Габаритные размеры и масса индивидуального дозиметра позволяют, не затрудняя выполнения производственных операций, применять его для ношения человеком с целью получения дозиметрической информации.

§ 23. Источник ионизирующего излучения (источник излучения) - радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

§ 24. Керма (К) - отношение суммы начальных кинетических энергий dE_k всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме:

кА

dm

Керма и поглощенная доза равны друг другу в той степени, с какой достигается равновесие заряженных частиц и с какой можно пренебречь тормозным излучением и ослаблением потока фотонов на пути пробега вторичных электронов. Единица кермы - грей (Гр).

§ 25. Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

§ 26. Контроль дозиметрический ЩК)*-контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников и мощности дозы на рабочих местах, обусловленных обращением с техногенными источниками ионизирующего излучения. Включает групповой и индивидуальный дозиметрический контроль.

§ 27. Контроль дозиметрический групповой (ГДК) - контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки (мощности дозы) в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.

§ 28. Контроль дозиметрический индивидуальный (ИДК) - контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника.

§ 29. Коэффициент качества излучения (k(L)) - величина, которая учитывает повреждения биологической ткани, возникающие вследствие микроскопического распределения поглощенной энергии в точке взаимодействия излучения с веществом. Коэффициент качества излучения является функцией полной линейной передачи энергии излучения в воде, L, и определен МКРЗ как:

где L выражена в кэВ/мкм.

§ 30. Мощность дозы-доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).

§ 31. Место рабочее - место постоянною или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно.

§ 32. Облучение- воздействие на человека ионизирующего излучения.

§ 33. Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.

§ 34. Облучение внешнее - облучение органов и тканей человека в результате воздей-

МУ2.6.1.25-2000

ствия излучения, падающего на тело.

§ 35. Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

§ 36. Облучение природное - облучение человека, обусловленное воздействием природных источников излучения.

§ 37. Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.

§ 38. Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

§ 39. Облучение техногенное - облучение персонала от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.

§ 40. Передача энергии излучения линейная полная, (ЛПЭ, L) - отношение средней энергии de. переданной веществу заряженной частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl, к длине этого пути:

где d? означает полную среднюю энергию, теряемую заряженной частицей во всех столкновениях с электронами. Единица ЛПЭ - кэВ/мкм. Если не определяется иное, через ЛПЭ (L) обозначают полную передачу энергии заряженной частицей воде.

§ 41. Период контроля - промежуток времени между последовательными измерениями характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) при проведении ГДК; либо между последовательными индивидуальными измерениями характеристик облучения каждого работника при проведении ИДК.

§ 42. Персонал- лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

§ 43. Предел дозы (ПД) - значение годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которое не должно превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

§ 44. Работник стандартный- воображаемый человек, обладающий биологическими и физическими свойствами, присущими среднестатистическому здоровому взрослому человеку. Свойства стандартного работника включают:

•    антропометрические характеристики тела, отдельных органов и тканей человека;

•    характеристики физиологических показателей человека;

•    параметры биокинетики химических элементов в органах и тканях человека; рекомендованные МКРЗ и использованные при определении значений допустимых уровней облучения, установленных Нормами.

§ 45. Радиационная безопасность населения-состояние защищенности настоящего и будущею поколения людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующею излучения.

§ 46. Регламент дозиметрического контроля* - последовательность действий, позволяющая решить поставленные задачи контроля профессионального облучения.

§ 47, Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какою-либо вредного эффекта в результате облучения.

§ 48. Уровень введения индивидуального дозиметрического контроля (Уек) - такое значение годовой эффективной дозы или эквивалентной дозы облучения органа, при действительном или предполагаемом превышении которого определение соответствующих доз следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения работника.