Государственное санитарно-эпидемиологическое нормирование Российской Федерации

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения.

Общие требования

Методические указания МУ 2.6.5.028 - 2016

Издание официальное

Москва

2016

МУ 2.6.5.028-2016

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

2.    Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 18 мая 2016 №05/2016).

3.    Утверждены заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России В.В. Романовым 18 мая 2016 г.

4. Дата введения в действие - с момента утверждения.

5. С введением настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.16-00. Методические указания. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования.

2

Нормируемая величина Производная величина от операционной величины, используемая для расчеты дозы и сопоставления с нормируемой величиной Условное обозначение Эффективная доза внешнего облучения Мощность амбиентного эквивалента дозы Я* (10) Эквивалентная доза внешнего облучения на поверхности нижней части области живота женщин Мощность амбиентного эквивалента дозы Я* (10) Эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза Мощность направленного эквивалента дозы Н' (3,0) Эквивалентная доза внешнего облучения кожи, кистей и стоп Мощность направленного эквивалента дозы Н' (0,07, О)

Примечание. Смысл величины Q указан в Приложении 1 (термин 374).

Единицей мощности амбиентного и направленного эквивалента дозы является зиверт/час (Зв/ч, мЗв/ч, мкЗв/ч).

4.7.    Для дозиметрического контроля внутреннего облучения операционные величины не установлены.

Система оценки дозы от поступления радионуклидов основана на расчете поступления радионуклида по данным прямых измерений активности радионуклидов, содержащихся в организме, с помощью СИЧ или внешних измерительных устройств или посредством косвенных измерений радиоактивности в моче, кале, а также в воздухе или других пробах окружающей среды.

Более подробно этот вопрос рассмотрен в соответствующих методических документах по контролю внутреннего облучения (МУ 2.6.1.065-2014).

4.8.    Измерение (определение) операционных величин регламентируется в отдельных методиках радиационного контроля, включающих методики измерений (далее - МИ) и методики выполнения расчетов (далее - МБР).

5. Содержание контроля профессионального облучения

5.1.    Контроль дозы профессионального облучения проводится для персонала групп А и Б. Контроль индивидуальной эффективной и эквивалентной дозы, соответствующей нормируемым величинам из таблицы 1, проводится независимо.

5.2.    В соответствии с п. 3.13.2 ОСПОРБ-99/20Ю, индивидуальный дозиметрический контроль проводится с целью определения годовой дозы

11

МУ 2.6.5.28-2016

облучения персонала и является обязательным для персонала группы А, включая прикомандированных лиц и персонал привлеченных организаций.

ИДК облучения персонала группы А в зависимости от характера проводимых работ включает:

5.2.1.    ИДК внешнего облучения с применением индивидуальных дозиметров, заключающийся в определении индивидуального эквивалента дозы облучения работника или отдельных органов и тканей (кожные покровы, хрусталик глаза, кисти и стопы) с помощью учетных (накопительных) дозиметров за определенный промежуток времени;

5.2.2.    Контроль индивидуальной дозы внутреннего облучения с помощью спектрометра (счетчика) излучения человека (далее - СИЧ) или биофизических методов контроля биосубстратов для определения индивидуального поступления радионуклидов в организм каждого работника, при этом определение индивидуальной дозы внутреннего облучения работника проводится по специальным методикам на основании данных об индивидуальном содержании радионуклидов в организме каждого работника;

5.2.3.    ИДК по результатам ДКРМ, включающий измерение мощности дозы внешнего облучения или плотности потока ионизирующих частиц, уровней загрязнения поверхностей рабочей зоны, объемной активности радиоактивных аэрозолей, газов и паров в воздухе рабочей зоны, а также времени пребывания работника в этих условиях.

5.4.    Объем и характер дозиметрического контроля устанавливается по согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор в зависимости от радиационной обстановки и характера выполняемых персоналом работ.

По результатам ИДК должно быть определено значение годовой эффективной дозы работника и определены (при необходимости) значения годовой эквивалентной дозы облучения кожи, хрусталика глаза, кистей и стоп работника.

В случае установления неисправности, сбое показаний индивидуальных дозиметров внешнего облучения или их утери доза внешнего облучения работника за период контроля должна быть восстановлена с помощью ДКРМ.

5.5.    При организации и проведении дозиметрического контроля внешнего облучения персонала вводятся следующие виды контроля:

- текущий контроль применяют в качестве основного контроля при длительном облучении при нормальных условиях эксплуатации ПИИ;

-    оперативный контроль применяют в качестве дополнительного к текущему контролю при выполнении работ по дозиметрическому наряду (распоряжению), при изменении технологии, вводе в действие нового оборудования и при других возможных изменениях радиационной

12

МУ 2.6.5.28-2016

обстановки в нормальных условиях эксплуатации ИИИ, а также в качестве основного вида контроля при планируемом повышенном облучении.

5.6.    Контроль внешнего облучения персонала группы А (включая прикомандированных лиц и персонал привлеченных организаций) осуществляется:

-    во время выполнения работ в зоне контролируемого доступа путем ИДК с использованием учетных (например, термолюминесцентных) дозиметров для определения индивидуального эквивалента дозы Нр(10);

-    во время выполнения радиационно-опасных работ по дозиметрическому наряду (распоряжению) в зоне контролируемого доступа путем ИДК с использованием учетных (например, термолюминесцентных) дозиметров для определения индивидуального эквивалента дозы Н_Р(10) и ИДК с использованием оперативных (например, прямопоказывающих электронных) дозиметров для определения индивидуального эквивалента дозы Н_Р(10), снабженных дополнительными функциями сигнализации при превышении установленного уровня дозы или мощности дозы;

-    для женщин в возрасте до 45 лет из персонала группы А при пребывании в зоне контролируемого доступа является обязательным ношение дополнительного дозиметра индивидуального эквивалента дозы Н_р(10) на поверхности нижней части живота (за исключением случаев, указанных в п. 4.4).

5.6.    Для контроля облучения персонала группы А, включая прикомандированных лиц и персонал привлеченных организаций, в нормальных условиях эксплуатации ИИИ устанавливаются уровни введения ИДК (У_Вк) с использованием индивидуальных дозиметров, размещаемых согласно таблице 3 (для контроля внешнего облучения), и уровни введения ИДК с использованием СИЧ и методов контроля биосубстратов (для контроля внутреннего облучения).

ИДК, проводимый с помощью индивидуальных дозиметров, методов СИЧ и биофизического контроля биосубстратов, используется для определения дозы облучения персонала группы А в условиях нормальной эксплуатации ИИИ, если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочем месте превышает или по прогнозу может превысить Уж.

Увк Для контроля эффективной дозы внешнего фотонного облучения не устанавливается. Для всего персонала группы А является обязательным ношение индивидуальных дозиметров фотонного облучения в течение всего времени нахождения в зоне контролируемого доступа.

Если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения работника на всех его рабочих местах не превышает или по прогнозу не может превысить Увк, то по согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный

МУ 2.6.5.28-2016

государственный санитарно-эпидемиологический надзор, ИДК может осуществляться путем проведения ДКРМ, по результатам которого проводится определение индивидуальной дозы облучения каждого работника. Значения индивидуальной дозы облучения каждого работника, рассчитанные по результатам дозиметрического контроля рабочих мест, регистрируются и хранятся в установленном порядке.

Критерии введения ИДК приведены в таблице 5.

Таблица 5 - Критерии введения ИДК с помощью индивидуальных дозиметров (для контроля внешнего облучения), методов СИЧ и контроля биосубстратов (для контроля внутреннего облучения)

Контролируемая величина Увл> мЗв Годовая эффективная доза внешнего облучения любым излучением, кроме фотонного 1 Годовая эффективная доза внутреннего облучения 1-5* Г одовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза, кожи, кистей и стоп 20 Значение Уш устанавливают в диапазоне 1-5 мЗв, исходя из специфики предприятия и достигнутого уровня радиационной безопасности.

5.7.    Дозу профессионального облучения персонала группы Б определяют путем проведения ДКРМ. В случае целесообразности также допускается постановка отдельных работников группы Б на индивидуальный дозиметрический контроль.

5.8.    Организация ИДК персонала при облучении за счет отдельных радионуклидов, определяемых методами биофизического контроля (например, плутоний, уран, тритий и др.), устанавливается отдельными методическими документами.

6. Определение индивидуальной дозы профессионального облучения

6.1.    Общие требования к процедуре определения индивидуальной дозы профессионального облучения

6.1.1.    Определение индивидуальной дозы по результатам систематических измерений является задачей интерпретации результатов контроля дозы облучения работника, полученной в течение периода контроля и обусловленной воздействием источников внутреннего и внешнего облучения.

Для целей контроля профессионального облучения период контроля определяется как:

14

МУ 2.6.5.28-2016

промежуток времени между последовательными измерениями значений производных величин от операционных величин в рабочем помещении (на рабочих местах) при проведении ДКРМ;

-    промежуток времени накопления дозы учетным индивидуальным дозиметром при измерении значений операционных величин при проведении ИДК;

-    промежуток времени между последовательными измерениями при определении дозы внутреннего облучения.

6.1.2.    Индивидуальная эффективная доза облучения работника, полученная за период контроля, равна сумме индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения, полученной за период контроля, и ожидаемой индивидуальной эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.

Значения эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения, характеризующие облучение работника в условиях нормальной эксплуатации ИИИ в течение периода контроля, определяются:

-    посредством ДКРМ согласно требованиям раздела 6.2 настоящих МУ; либо

-    посредством ИДК согласно требованиям раздела 6.3 настоящих МУ. Выбор метода контроля регламентирован требованиями раздела 4

настоящих МУ.

6.1.3.    Индивидуальная годовая эффективная доза Е внешнего облучения работника характеризуется значением годового индивидуального эквивалента дозы Н_р(10), который равен сумме значений индивидуальных эквивалентов дозы НрфЮ), приписанных работнику за периоды tj дозиметрического контроля в течение года.

Индивидуальная годовая эквивалентная доза внешнего облучения кожи, кистей и стоп работника характеризуется значением годового индивидуального эквивалента дозы Н_р(0,07), который равен сумме значений индивидуальных эквивалентов дозы Нрф0,07), приписанных работнику за периоды 6 дозиметрического контроля в течение года.

Индивидуальная годовая эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза работника характеризуется значением годового индивидуального эквивалента дозы Н_р(3), который равен сумме значений индивидуальных эквивалентов дозы Нр,(3), приписанных работнику за периоды 6 дозиметрического контроля в течение года.

Ожидаемая эффективная годовая доза внутреннего облучения определяется в соответствии с МУ 2.6.1.065-2014.

6.1.4.    Значение усредненной за любые последовательные 5 лет индивидуальной годовой эффективной дозы рассчитывают по следующей формуле:

15

(1)

где: А - календарный год относительно которого определяется эффективная доза;

Е_л — индивидуальная годовая эффективная доза, отнесенная к календарному году А и усредненная за последовательные 5 лет.

6.1.5. Значение индивидуальной эффективной дозы, накопленной за период трудовой деятельности (50 лет), рассчитывают по следующей формуле:

(2)

где: Е, - индивидуальная годовая эффективная доза, полученная за i-й год; Е(50)_а - отнесенная к календарному году А накопленная за период трудовой деятельности индивидуальная эффективная доза.

6.1.6. Значения индивидуальной эквивалентной дозы облучения отдельных органов и тканей, контроль которых необходимо осуществлять согласно требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/20Ю, определяют путем применения индивидуальных дозиметров или путем проведения ДКРМ. Выбор метода контроля регламентирован требованиями раздела 4 настоящих

МУ.

6.1.7. Если характер выполняемых на рабочем месте операций либо использование средств индивидуальных защиты исключают неравномерное (локальное) облучение органа или ткани, когда отношение значений численных значений эквивалентной дозы облучения органа или ткани к эффективной дозе внешнего облучения не превосходит 3/2, то за значение эквивалентной дозы облучения соответствующего органа или ткани допускается принять значение индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения.

6.2. Определение индивидуальной дозы посредством дозиметрического контроля рабочих мест

6.2.1. ДКРМ заключается в измерениях значений операционных величин для контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях (на рабочих местах) и/или энергетического распределения плотности потока (p(ER), частиц R-ro вида (нейтроны, фотоны, электроны) на рабочем месте. При наличии необходимых данных и программных средств плотность потока частиц может быть получена путем расчетов с использованием соответствующих программ (кодов).

16

МУ 2.6.5.28-2016

Для типов и энергий излучений, не включенных в соответствующую таблицу НРБ-99/2009, значение величины W_R следует принимать равным среднему значению коэффициента качества к излучения на глубине 10 мм в шаровом фантоме МКРЕ.

6.2.4. За значение ожидаемой эффективной дозы Е^^путр, мЗв, при ингаляционном поступлении радионуклида в виде аэрозоля или газа в течение контролируемого периода, отнесенного при ингаляции к определенному типу, следует принимать:

где: At_k - длительность выполнения А:-ой операции работником в течение контролируемого периода в часах при средней объемной активности (Сц₀)к соединения типа G радионуклида U непосредственно в зоне дыхания при выполнении этой операции, Bk/m^j;

^е(^тУи’в^Р ~ ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения на единичное поступление соединения радионуклида U, которое при ингаляции следует отнести к типу G, Зв/Бк;

ДОА_ис - допустимая объемная активность соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к типу G, Bk/m^j.

1,4-КЕ - коэффициент, учитывающий скорость дыхания стандартного работника, м³/час; (2400 м³/1700 ч = 1,4) и соотношение 1 Зв = 10³ мЗв

0,012 - коэффициент, устанавливающий расчетное значение предела дозы за час: 20 мЗв/год за 1700 часов (20/1700=0,01176)

Значения е( т)_иС; и ДО А их, Для стандартных условий внутреннего облучения приведены в Приложении П-1 к НРБ-99/2009.

Определение (C_UtG)_k проводится на основании измерения объемной активности радионуклидов непосредственно в зоне дыхания.

В случае, когда измерения объемной активности радионуклидов проводятся в рабочем помещении, при определении (C_u>G)_k следует учитывать возможную пространственную и временную неоднородность аэрозольного поля согласно отдельным методическим документам.

В случае, когда для защиты органов дыхания применяются индивидуальные средства защиты, следует учитывать их реальные защитные свойства согласно отдельным методическим документам.

6.2.5.    Распределение соединений элементов по типам при ингаляции аэрозолей приведено в Приложении П-3 НРБ-99/2009. Если неизвестна химическая форма соединения, в котором радионуклид находится в твердой фазе аэрозоля, для расчета по формуле (6) следует использовать максимальное значение дозового коэффициента для данного радионуклида из Приложения П-1 к НРБ-99/2009.

6.2.6.    При ингаляционном поступлении радона (²²²Rn) и торона (²²⁰Тп) за значение ожидаемой эффективной дозы Ef^Hymp, мЗв, следует принимать:

18

МУ 2.6.5.28-2016

h(F Y^Hetu

^п\^к)т - эквивалентная доза в органе или ткани Т на единичный флюенс частиц R-то типа с энергией Е_п в передне-задней геометрии (ПЗ-геометрии), Звхсм²;

ДПП(Е_Я)_Т - допустимая плотность потока частиц R-ro типа с энергией Е_к при облучении в ПЗ-геометрии органа или ткани Т (табл. 8.2, 8.3, 8.6 и 8.7 НРБ-99/2009 для электронов, фотонов и нейтронов, соответственно), част./(см²хс);

Мхрустллик^0,09; М_КОжа⁼0,29.

3,6-10⁶ - коэффициент, учитывающий соотношения: 1 час = 3600 с, 1 Зв = 1000 мЗв.

7 / тг* \енеш

Для электронов, фотонов и нейтронов значения ^п\^к)т и ДПП(Е_П)_Т приведены в табл. 8.2, 8.3, 8.6 и 8.7 НРБ-99/2009. Для электронов, фотонов и нейтронов с энергиями вне диапазона табличных значений, а также для иных h(F Y"^LW

излучении значения ^п\^к)т определяются отдельными методическими документами. Если для вычисления взвешивающих коэффициентов излучения для нейтронов требуется непрерывная функция, то следует использовать приближение (5). Для типов и энергий излучений, не включенных в соответствующую таблицу НРБ-99/2009, значение величины Wr следует принимать равным среднему значению коэффициента качества к излучения на глубине 10 мм в шаровом фантоме МКРЕ.

6.3. Определение индивидуальной дозы посредством индивидуального дозиметрического контроля

6.3.1.    ИДК внешнего облучения заключается в определении значений эффективной и эквивалентной дозы внешнего облучения на основании результатов измерений операционных величин с помощью индивидуальных дозиметров внешнего облучения.

6.3.2.    ИДК внутреннего облучения заключается в определении значения ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения на основании результатов индивидуального контроля поступления радионуклида в организм человека через органы дыхания. Индивидуальное поступление радионуклида определяется путем расчета по данным:

- систематических измерений содержания радионуклидов в теле человека или в его отдельных органах с помощью СИЧ (гамма-излучающие радионуклиды) с использованием функции выведения радионуклида из всего тела или его отдельных органов;

- систематических измерений выведения радионуклидов из тела человека с помощью биофизических методов (альфа-, бета-излучающие радионуклиды) с использованием функции удержания радионуклида в теле человека;

-    систематических измерений (за время выполнения работ) объема вдыхаемого воздуха и объемной активности PH в рабочей зоне дыхания работника с помощью стационарных (переносных) приборов

20

МУ 2.6.5.028-2016

Содержание

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

2.    Цель контроля профессионального облучения..............................................6

3.    Нормируемые величины профессионального облучения.............................7

4.    Операционные величины дозиметрического контроля................................8

5.    Содержание контроля профессионального облучения.................................11

6.    Определение индивидуальной дозы профессионального облучения..........14

6.1.    Общие требования к процедуре определения индивидуальной дозы

профессионального облучения.....................................................................14

6.2.    Определение индивидуальной дозы посредством дозиметрического

контроля рабочих мест..................................................................................16

6.3.    Определение индивидуальной дозы посредством индивидуального

дозиметрического контроля..........................................................................20

7.    Требования к метрологическому, аппаратурному и методическому

обеспечению дозиметрического контроля.....................................................22

8.    Организация контроля облучения персонала группы А...............................24

8.1.    Общая организация дозиметрического контроля....................................24

8.2.    Проведение контроля внешнего облучения.............................................24

8.3.    Проведение контроля внутреннего облучения........................................25

8.4.    Исключение фоновой составляющей.......................................................26

9.    Сохранение информации об облучении персонала.......................................26

Приложение 1 (информационное). Термины и определения...........................28

Приложение 2 (справочное). Величины, используемые в дозиметрическом

контроле.............................................................................................................89

Приложение 3 (информационное). Условные обозначения и сокращения .... 93 Приложение 4 (справочное). Технические требования к средствам

измерения операционных величин..................................................................95

Приложение 5 (справочное). Порядок учета фона...........................................103

Приложение 6 (информационное). Библиографические данные.....................105

Приложение 7 (информационное). Список исполнителей...............................108

3

МУ 2.6.5.28-2016

контроля радиоактивных аэрозолей и с учетом применяемых средств индивидуальной защиты.

6.3.3. За значение эффективной дозы внешнего облучения следует принимать:

Е^внсш=РхН_Р(Щ,

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

При равномерном облучении человека любым ионизирующим излучением за исключением нейтронов с энергиями от 1 эВ до 30 кэВ и фотонов с энергиями менее 20 кэВ, значение коэффициента F в соотношении (10) следует принимать равным 1'.

В случае, когда вклад нейтронов или фотонов указанных энергий в эффективную дозу превышает 50 %, а также в случае неравномерного облучения тела человека, когда отношение максимальной плотности потока излучения, падающего на торс, к средней превышает 2,0, значение коэффициента F в соотношении (10) устанавливается в специальных моделях дозиметрического контроля согласно отдельным методическим документам.

6.3.4. За значение ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения Е^в"^ут,\ мЗв, следует принимать:

где: Пц_С - ингаляционное поступление в течение периода контроля соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к типу G, Бк;

_е(_Тутт_Р

^и’°    - ожидаемая эффективная доза (дозовый коэффициент) на

единичное поступление соединения радионуклида U, которое при ингаляции следует отнести к типу G, Зв/Бк.

1000 - коэффициент, учитывающий соотношение 1 Зв = 1000 мЗв.

Значения дозовых коэффициентов для стандартного аэрозоля приведены в Приложении П-1 к НРБ-99/2009. Согласно п. 3.1.6 НРБ-99/2009 в случае поступления в организм аэрозолей со свойствами, отличными от стандартных, определение дозовых коэффициентов проводится согласно отдельным методическим документам.

Для конкретных условий облучения при наличии доказательной базы по согласованию с федеральным органом исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, может быть принято значение коэффициента F, отличное от 1.

21

МУ 2.6.5.28-2016

УТВЕРЖДАЮ

Заместитель руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главный государственный санитарный

в.В. Романов

2016 г.

Дата введения - с даты утверждения

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения.

Общие требования

Методические указания

МУ 2.6.5.028-2016

1. Общие положения

1.1.    Настоящие методические указания (далее - МУ) развивают и конкретизируют общие требования к организации и проведению дозиметрического контроля облучения персонала, установленные в Нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009 и Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/20Ю.

1.2.    В НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/20Ю четко разграничены требования к обеспечению радиационной безопасности персонала в условиях планируемого облучения при обращении с источниками ионизирующего излучения (далее - НИИ) и в случае радиационной аварии, когда контроль над НИИ временно утерян.

1.3.    Настоящие МУ предназначены для использования руководителями и специалистами предприятий Госкорпорации «Росатом» при организации контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения при обращении с НИИ, а также руководителями и специалистами

4

МУ 2.6.5.28-2016

Региональных (Межрегиональных) управлений и Центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России при проведении надзорных мероприятий.

МУ предназначены для использования при разработке и использовании методов, средств и регламентирующих документов по дозиметрическому контролю персонала для приборного, методического и метрологического обеспечения радиационного контроля в организациях Госкорпорации «Росатом».

1.4.    Настоящие МУ устанавливают общие требования к процедурам определения индивидуальной эффективной и эквивалентной дозы внешнего и внутреннего облучения персонала предприятий и организаций Госкорпорации «Росатом», работающего с НИИ в условиях планируемого облучения.

Настоящими МУ:

-    регламентировано содержание контроля профессионального облучения;

-    систематизирована номенклатура нормируемых величин профессионального облучения и установлена взаимосвязь нормируемых величин с измеряемыми величинами радиационного контроля внешнего и внутреннего облучения персонала;

-    установлены операционные величины дозиметрического контроля;

-    регламентированы общие требования к методологии определения индивидуальной дозы профессионального облучения;

-    сформулированы общие требования к метрологическому обеспечению индивидуального дозиметрического контроля;

-    сформулированы общие требования и принципы организации, планирования и проведения дозиметрического контроля со стандартизацией основных положений системы контроля индивидуальной дозы облучения персонала;

-    регламентированы общие требования к сохранению информации об облучении персонала.

1.5.    В настоящих МУ установлены общие требования к процедуре определения индивидуальной эффективной и эквивалентной дозы и общие принципы организации контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Требования к контролю дозы внешнего облучения персонала и требования к контролю дозы внутреннего облучения персонала конкретизированы в других документах.

Требования к методам определения дозы и организации соответствующего контроля при аварийном облучении определяются отдельными методическими документами.

1.6.    В Приложении 1 систематизированы основные термины в области обеспечения радиационной безопасности, введенные как в российских нормативно-правовых и инструктивно-методических документах, так и в международных документах.

Объяснения величин и терминов, используемых в системе дозиметрического контроля персонала, приведены в Приложении 2.

5

МУ 2.6.5.28-2016

Используемые в настоящих МУ условные обозначения и сокращения приведены в Приложении 3.

2. Цель контроля профессионального облучения

2.1.    Контроль профессионального облучения является одной из главных частей системы обеспечения радиационной безопасности персонала и заключается:

-    в получении информации о радиационной обстановке в помещениях и на рабочих местах радиационного объекта;

-    в получении информации о значении дозы облучения персонала.

2.2.    Целью дозиметрического контроля является достоверное определение дозы облучения персонала для определения соответствия условий труда требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/20Ю и подтверждения того, что радиационная безопасность персонала обеспечена должным образом, а техногенные ИИИ находятся под контролем.

2.3.    В условиях планируемого облучения при обращении с ИИИ результатом контроля профессионального облучения является консервативная оценка в терминах индивидуальной дозы нормируемых величин облучения персонала, регламентированных в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010. Индивидуальная доза облучения принимается равной дозе облучения «стандартного работника», который находился бы в тех же производственных условиях и выполнял бы те же работы с ИИИ, что и данный индивид. Значение индивидуальной дозы приписывается данному индивиду по результатам контроля операционных величин внешнего и внутреннего облучения.

2.4.    При определении индивидуальной дозы работника игнорируется ее возможное отличие от истинной дозы облучения индивида (эту истинную дозу можно было бы назвать персональной дозой), обусловленное различием между характеристиками «стандартного работника» и следующими персональными характеристиками индивида:

-    антропометрическими характеристиками тела, отдельных органов и тканей;

-    характеристиками физиологических показателей;

-    параметрами биокинетики химических элементов в органах и тканях. Применение настоящих МУ при соблюдении преемственности общих

требований к дозиметрическому контролю обеспечивает:

-    использование в практике радиационного контроля современной системы дозиметрических величин;

-    получение достоверной информации об индивидуальной дозе облучения персонала;

-    получение достоверной информации о соблюдении требований НРБ-99/2009;

6

МУ 2.6.5.28-2016

- контроль обеспечения радиационной безопасности персонала, отвечающего требованиям в этой    области, выработанным

международным сообществом.

3. Нормируемые величины профессионального облучения

3.1.    Для обеспечения радиационной безопасности в организации, производственная деятельность которой заключается в обращении с техногенными ИИИ, персонал организации делится на две группы. Согласно НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/20Ю, к персоналу группы А относятся лица, работающие с техногенными ИИИ. Лица, работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных ИИИ, относятся к персоналу группы Б.

3.2.    Для обеспечения защиты детей, которые могут родиться у работницы, в НРБ-99/2009 (и. 3.1.8) из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, для профессионального облучения которых установлены дополнительные ограничения.

3.3.    Согласно пи. 3.1.2, 3.1.4, 3.1.6 и 3.1.8 НРБ-99/2009 в случае облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации ИИИ нормируются дозиметрические величины, представленные в таблице 1.

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

Таблица 1 - Значения пределов нормируемых величин облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации ИИИ

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

МУ 2.6.5.28-2016

3.4.    Значения годовой дозы облучения студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием ИИИ, не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

3.5.    Согласно пп. 3.1.2 и 3.1.3 НРБ-99/2009 указанные в таблице 1 значения нормируемых величин характеризуют воздействие техногенных ИИИ (одного из компонентов техногенно измененного радиационного природного фона) на работника вследствие его производственной деятельности в условиях планируемого облучения при обращении с ИИИ и не включают в себя:

-    дозу природного облучения, обусловленную природным радиационном фоном в месте расположения радиационного объекта;

-    дозу медицинского облучения;

-    дозу вследствие радиационных аварий.

4. Операционные величины дозиметрического контроля

4.1.    НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 предписывают контролировать облучение персонала техногенными ИИИ в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека (эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани, ожидаемая эффективная доза) и не поддающихся непосредственному измерению.

В настоящих МУ для соблюдения указанных требований НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 установлены операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные к нормируемым величинам в условиях планируемого облучения и предназначенные для консервативной оценки нормируемых величин.

4.2.    При измерении операционных величин, характеризующих эквивалентную дозу внешнего облучения отдельных органов или тканей, для которых согласно Таблице 1 установлены пределы доз, за значение операционной величины принимается среднее значение дозы в чувствительном объеме органа или ткани. Параметры соответствующих чувствительных объемов приведены в таблице 2. Химический состав облучаемой ткани следует принимать равным составу тканеэквивалентного вещества (Приложение 1).

Таблица 2 - Параметры чувствительных объемов для определения значений операционных величин, характеризующих эквивалентную дозу 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 слоем 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

4.3. Для целей индивидуального дозиметрического контроля (далее -ИДК) внешнего облучения применяются следующие операционные величины:

•    при определении эффективной дозы - индивидуальный эквивалент дозы, Н_р(10);

• при определении эквивалентной дозы в хрусталике глаза -индивидуальный эквивалент дозы, Н_Р(3);

• при определении эквивалентной дозы в коже, кистях и стопах -индивидуальный эквивалент дозы, Н_Р(0,07).

Единицей индивидуального эквивалента дозы является зиверт (Зв, мЗв, мкЗв).

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в ИДК, представлено в таблице 3.

Таблица 3 - Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при проведении ИДК

Нормируемая величина Операционная величина Положение индивидуального дозиметра d, мм Условное обозначение

Эффективная доза внешнего облучения Индивидуальный эквивалент дозы Нр(10) На нагрудном кармане спецодежды либо внутри него 10 Яр(10) Эквивалентная доза внешнего облучения кожи Индивидуальный эквивалент дозы Нр(0,07) Непосредственно на поверхности наиболее облучаемого участка кожи 0,07 Яр(0,07) Эквивалентная доза внешнего облучения кистей и стоп Индивидуальный эквивалент дозы Нр(0,07) На поверхности кистей и стоп 0,07 Яр(0,07) Эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза Индивидуальный эквивалент дозы Нр(3) На лицевой части головы 3 Яр(3) Эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщины Индивидуальный эквивалент дозы Нр(10) На соответствующем месте поверх спецодежды 10 Яр(10)

Примечание, d —глубина биологической ткани (Приложение 1, термин 372).

4.4.    По согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, за значение эквивалентной дозы на поверхности нижней части области живота женщины можно принять показания индивидуального дозиметра, носимого на нагрудном кармане спецодежды либо внутри него.

4.5.    Для целей дозиметрического контроля рабочего места (далее -ДКРМ) путем длительного контроля полей излучения применяются следующие операционные величины:

-    при    определении    эффективной дозы    внешнего облучения    -

амбиентный эквивалент дозы, Я*(10);

-    при    определении    эквивалентной дозы    в хрусталике глаза    -

направленный эквивалент дозы Я'(3, Q).

-    при определении эквивалентной дозы в коже, кистях и стопах -направленный эквивалент дозы Я'(0,07, Q).

Единицей амбиентного и направленного эквивалента дозы является зиверт (Зв, мЗв, мкЗв).

4.6.    При оперативном контроле полей излучения для целей ДКРМ применяются следующие производные величины от операционных величин (таблица 4):

Таблица 4 - Производные величины от операционных величин при ДКРМ

10