2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Дозиметрия

Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения

Методические указания МУ 2.6.5.052-2017

Издание официальное

Москва

2018

1.    Разработаны:

Федеральным медицинским биофизическим центром им. А.И. Бурназяна ФМБА России (Цовьянов А.Г. - руководитель разработки, к.т.н. Кочетков О.А., д.т.н. Клочков В.Н.);

НПП «Доза» (к.т.н. Нурлыбасв К., Синников Л.Л.);

ФГУП «ВНИИФТРИ» (к.т.н. Масляев П.Ф.);

ФГБУ ГНЦ ИФВЭ (к.т.н. Алексеев А.Г.);

ММО ОИЯИ (к.т.н. Мокров Ю.В.).

2.    Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 11.10.2017 №05/2017).

3.    Утверждены заместителем руководителя Федерального медико-биологического агентства. Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям Романовым В.В. 11.10.2017 г.

4.    Дата введения в действие - с момента утверждения.

5.    Вводятся взамен МУ 2.6.1.45-01. Дозиметрия. Определение индивидуальных эффективных доз нейтронного излучения, утвержденных заместителем Главного государственного санитарного врача по специальным вопросам Шамовым О.И. и директором Департамента по безопасности и чрезвычайным ситуациям Агаповым А.М. 31.10.01.

работника в этих условиях; для импульсных и изменяющихся во времени нолей излучения учитывается корреляция времени пребывания работника в этих условиях и характера измерения уровня излучения во времени;

- ИДК по результатам ДКРМ, состоящего в определений энергетического распределения плотности потока нейтронов при контроле непрерывных полей излучения, а также времени пребывания работника в этих условиях.

6.1.2.    ИДК нейтронов имеет своей целью оценку значений полученной персоналом дозы облучения нейтронным излучением.

6.1.3.    ДКРМ имеет целью получение информации о радиационной обстановке на рабочих местах персонала и прогноз и оценку дозы облучения персонала нейтронным излучением на контролируемых рабочих местах.

6.1.4.    Для целей контроля профессионального облучения период контроля определяется как промежуток времени: между последовательными считываниями индивидуальных учетных дозиметров для ИДК или для ДКРМ (при использовании интегральных дозиметров); либо между последовательными измерениями характеристик радиационной обстановки на рабочих местах при проведении ДКРМ.

6.2. Критерии введения ИДК нейтронного излучения

6.2.1.    Для контроля облучения персонала группы А, включая прикомандированных лиц и персонал привлеченных организаций, в планируемых условиях облучения установлены уровни введения ИДК (Уде) для контроля внешнего облучения нейтронами с помощью индивидуальных дозиметров, размещаемых на теле работника.

6.2.2.    Если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения работника на всех его рабочих местах не превышает или по прогнозу нс может превысить Уде, то индивидуальный дозиметрический контроль может осуществляться путем проведения ДКРМ, по результатам которого проводится определение индивидуальной дозы облучения каждого работника. Значения индивидуальной дозы облучения каждого работника, рассчитанные по результатам ДКРМ, регистрируются и хранятся в установленном порядке.

6.2.3.    Уде для контроля эффективной дозы внешнего фотонного излучения не установлены. Для всего персонала группы А является обязательным ношение индивидуальных дозиметров фотонного излучения в течение всего времени нахождения в зоне контролируемого доступа.

Критерии введения ИДК приведены в Таблице 6.1.

Таблица 6.1 - Критерии введения ИДК с помощью индивидуальных дозиметров для контроля внешнего облучения

Контролируемая величина Удк*мЗв Годовая эффективная доза внешнего облучения любым излучением, кроме фотонного 1

6.2.4.    Дозу профессионального облучения персонала группы Б определяют путем проведения ДКРМ.

6.2.5.    Организация ИДК персонала, работающего с источниками импульсного ионизирующего излучения, устанавливается отдельными методическими документами.

6.3. Определение индивидуальной дозы облучения персонала нейтронами с помощью ИДК

6.3.1. ИДК внешнего облучения персонала нейтронами в условиях контролируемого облучения осуществляется в двух видах:

-    текущий ИДК, целью которого является измерение индивидуального эквивалента дозы //р(/О) для учета дозы облучения персонала;

-    оперативный ИДК, служащий целям контроля дозы облучения.

6.3.2.    ИДК облучения нейтронами заключается в измерении индивидуального эквивалента дозы Пр(Ю). Нейтронное излучение сопровождается фотонным излучением. Индивидуальные дозиметры нейтронов применяются в дополнение к индивидуальным дозиметрам фотонною излучения. Используемые системы ИДК должны обеспечивать раздельную регистрацию компонентов излучения.

6.3.3.    Для текущего ИДК применяются индивидуальные пассивные дозиметры учетного накопительного типа, например, термолюминесцентные дозиметры. Одной из основных характеристик дозиметров учетного типа, допускающих их применение для текущего ИДК, является невозможность внешних влияющих факторов разрушить хранящуюся в них информацию о дозе без применения специальных методов воздействия на детектор (например, нагрева или травления и т. д.).

6.3.4.    Для оперативного контроля (непосредственно во время выполнения работ в радиационно-опасных условиях) дополнительно к пассивным дозиметрам может применяться электронный прямопоказывающий дозиметр (далее ЭПД) нейтронного излучения с сигнальными функциями. Также там, где значения мощности эквивалента дозы нейтронного излучения на рабочем месте могут существенно различаться со временем, для целей оперативного контроля дозы следует применять ЭПД. Такие дозиметры могут давать оперативную информацию при быстром изменении параметров поля нейтронного излучения и обеспечивают подачу звуковых и световых сигналов при превышении установленных уровней дозы или мощности дозы нейтронного излучения.

6.3.5.    Оперативный ИДК осуществляется в течение ограниченного периода времени. как правило, не превышающего 1 смену или 1 сутки. Оперативный ИДК служит для контроля дозы облучения персонала, а также для получения информации о мощности дозы нейтронного излучения в целях проверки адекватности дозиметрического контроля рабочих мест. Для оперативного ИДК применяются ЭПД нейтронного излучения или дозиметры на основе ионизационных камер непосредственного считывания. Дозиметры нейтронного излучения на основе ионизационных камер пригодны к применению для дозиметрии импульсного излучения и в присутствии сильных электромагнитных полей. Однако ЭПД нейтронного излучения могут давать ошибочные показания в ситуациях, когда в полях встречается импульсное излучение с высокой мощностью дозы излучения или при наличии электромагнитных полей в окружающей среде.

6.3.6.    В связи с вышеуказанным, ЭПД нейтронного излучения следует использовать только для оперативного контроля, относящегося к одной смене (суткам), с целью контроля дозы облучения, и применение ЭПД для текущего ИДК облучения нейтронами не рекомендуется.

6.3.7.    Для оценки дозы облучения работника нейтронами достаточно измерить величину Нр( 10). Дозиметры фотонного и нейтронного излучения И_Р(10) фиксируются на груди персонала принятым на данном предприятии способом (карманы в спецодеждах, завязки др.).

6.3.8.    Частоту смены дозиметров следует устанавливать в зависимости от вида выполняемой работы, ожидаемого облучения, связанного с работой, и диапазона измерения дозиметров. График обмена дозиметров разрабатывается исходя из практики радиационного контроля на предприятии и утверждается ответственным за радиационный контроль лицом предприятия.

6.3.9.    За значение эффективной дозы внешнего облучения персонала нейтронами в стандартных условиях облучения следует принимать значение соответствующей операционной величины ИДК с коэффициентом: Евнеш. = к х Н_Р( 10).

Коэффициент к устанавливается на каждом предприятии соответствующими методическими документами на основании дополнительных исследований условий облучения нейтронами на рабочих местах. В стандартных условиях облучения, когда неравномерность облучения меньше 2 и спектр нейтронов достаточно близок к спектру, в котором проводилась калибровка дозиметров, к = 1.

6.3.10. Организация индивидуального дозиметрического контроля персонала, работающего в нестандартных условиях облучения, устанавливается отдельными методическими документами.

6.4. Определение индивидуальной дозы облучения персонала нейтронами посредством ДКРМ

6.4.1.    ДКРМ заключается в измерении значений мощности амбиентного эквивалента дозы нейтронов Н*(Ю) на рабочих местах при воздействии непрерывного излучения или измерении амбиентной дозы на рабочих местах интегральными дозиметрами (например, теми же дозиметрами ИДК, установленными на фантомах).

6.4.2.    Оценка значений прогнозируемой годовой эффективной дозы нейтронов при воздействии непрерывного нейтронного излучения производится умножением значений мощности амбиентного эквивалента дозы Н*(10) в единицах мкЗв/ч на рабочее время в часах в течение года. При наличии у персонала нескольких рабочих мест с разными значениями мощности дозы нейтронов за значение эффективной дозы внешнего облучения нейтронами следует принимать сумму произведений значений мощности дозы на длительность пребывания персоналом на рабочем месте с данным значением мощности дозы.

6.4.3.    При оценке значений прогнозируемой эффективной дозы нейтронов при воздействии импульсного нейтронного излучения посредством контроля рабочих мест проводятся измерения амбиентного эквивалента дозы. Затем производится расчет отношения измеренного значения эквивалента дозы к значению параметра работы источника при выработке данного значения дозы. Для оценки эффективной дозы нейтронов персонала, пребывающего на контролируемом рабочем месте в полях импульсных излучений в течение года, нужно рассчитанное отношение умножить на значение параметра работы источника за год в соответствии с методикой выполнения измерений. Дозиметрия импульсного нейтронного излучения более подробно рассматривается в Приложении 5.

6.4.5. ДКРМ может состоять в определении энергетического распределения плотности потока нейтронов на рабочем месте. В этом случае оценку значений прогнозируемой эффективной дозы нейтронов при воздействии непрерывного нейтронного излучения можно провести в соответствии с МУ 2.6.5.028-2016.

7. Требования к регистрации и хранению результатов индивидуального дозиметрического контроля

7.1.    Результаты ИДК должны быть зарегистрированы в форме, принятой на предприятии, в одной из следующих форм:

-    индивидуальные дозиметрические карты в бумажном варианте;

-    базы данных ИДК на персональных компьютерах;

-    и др.

7.2.    Объем сохраняемой информации определяется следующими задачами:

-    статистической отчетностью перед органами государственного контроля;

-    определением годовой эффективной дозы внешнего облучения персонала;

-    отслеживанием динамики изменения всех контролируемых радиационных параметров, характеризующих состояние радиационной обстановки;

-    и др.

7.3.    Срок хранения результатов индивидуального контроля дозы облучения персонала должен составлять 50 лет.

7.4.    В случае, если значение измеряемой величины меньше нижней границы диапазона измерения измерительного средства ИДК, результат контроля регистрируется равным 50% нижней границы диапазона измерения, как указано в Руководстве по безопасности МАГАТЭ RS-G-1.8. Нижняя граница диапазона измерения средства ИДК не равна нулю и значение измеренной дозы находится в диапазоне от нуля до значения нижней границы диапазона измерения. Если предположить равномерное распределение значения дозы, то наиболее вероятное значение дозы равно 50% нижней границы диапазона измерения.

8. Классификация приборов контроля нейтронного излучения

8.1.    Для контроля нейтронного излучения используются дозиметрические и радиометрические приборы. Дозиметрические приборы предназначены для измерения операционных дозиметрических величин: амбиентного и индивидуального эквивалентов доз. Радиометрические приборы измеряют физические величины: активность или число ионизирующих частиц. Физические величины, измеряемые радиометрическими приборами, лишь косвенно связаны с дозой облучения.

8.2.    Приборы контроля нейтронного излучения подразделяются по контролируемому радиационному параметру на приборы, измеряющие:

-    амбиентный эквивалент дозы;

-    мощность амбиентного эквивалента дозы;

-    индивидуальный эквивалент дозы;

-    мощность индивидуального эквивалента дозы;

-    флюенс нейтронов;

-    плотность потока нейтронов;

-    энергетическое распределение нейтронов (спектрометры).

8.3.    Приборы контроля нейтронного излучения подразделяются по техническим характеристикам, таким как: диапазон измерения, диапазон энергии регистрируемых нейтронов, масса-габаритные характеристики.

8.4.    Нейтронное излучение сопровождается фотонным излучением, поэтому индивидуальные дозиметры нейтронов применяются вместе с индивидуальными дозиметрами фотонного излучения. Данные системы ИДК должны обеспечивать раздельную регистрацию компонентов излучения.

8.5.    Приборы контроля нейтронного излучения подразделяются на классы:

-    средства измерения;

-    индикаторы.

8.6.    Приборы контроля нейтронного излучения подразделяются по временному характеру контроля:

-    непрерывный контроль;

-    эпизодический (инспекционный) контроль;

-    периодический текущий контроль.

8.7.    К приборам непрерывного контроля относится контроль в составе автоматизированных систем радиационного контроля (АСРК). Непрерывный контроль предполагает сбор информации количественного характера, который не требует длительных наблюдений, но показывает тенденцию развития радиационной обстановки. К эпизодическому (инспекционному) контролю относится, например, дозиметрический контроль рабочих мест с целью оценки условий труда. Текущий контроль индивидуальной дозы осуществляется, например, при ИДК внешнего облучения, при этом оперативный ИДК с применением электронных дозиметров относится к эпизодическому (инспекционному) контролю.

8.8.    Приборы контроля нейтронного излучения подразделяются по исполнению, связанному с местом размещения и способом применения при эксплуатации:

-    стационарные;

-    переносные;

-    носимые на теле средства для индивидуального контроля.

8.9.    Стационарный прибор постоянно установлен на месте пользования и примером такового может послужить дозиметр нейтронов в составе АСРК. Переносной дозиметр нейтронов применяется при ДКРМ. Средства для индивидуальной дозиметрии, носимые на теле, подразделяются на приборы текущего контроля на базе пассивных дозиметров и приборы оперативного контроля на основе электронных дозиметров.

8.10.    В зависимости от типа размещения предъявляются разные требования к механическим, электрическим, электромагнитным свойствам приборов в соответствии со стандартом МЭК 62706.

8.11.    Приборы контроля нейтронного излучения подразделяются по методам измерения. Нейтроны, как незаряженные частицы, при прохождении через вещество не вызывают ионизацию, поэтому для регистрации нейтронов используются ядерные реакции, при которых возникают заряженные частицы, вызывающие ионизацию. Методы дозиметрии нейтронов будут рассмотрены в Приложении 4.

8.12.    Приборы контроля нейтронного излучения подразделяют по характеру полей: приборы, контролирующие параметры непрерывных полей, и приборы, контролирующие параметры импульсных полей. Дозиметрия импульсных полей ионизирующего излучения имеет особенности, обсуждаемые в МУ 2.6.5.037-2016 и в Приложении 5 настоящих МУ.

8.13.    В помещениях, где ведутся работы с нейтронными источниками с выходом нейтронов более 10’ нейтр./с, с делящимися материалами в количествах, при которых возможно возникновение самоподдерживающейся цепной реакции деления, а также на идерных реакторах и критических сборках и при других работах I класса с открытыми источниками излучения, где радиационная обстановка при проведении работ может существенно изменяться, необходимо применять приборы радиационного контроля со звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами.

9. Неопределенность результатов дозиметрического контроля нейтронов

9.1.    Неопределенность измерения есть параметр, связанный с результатом измерения, который характеризует дисперсию значений, которые могли бы быть обоснованно приписаны измеряемой величине.

9.2.    Неопределенность нахождения значений эффективной дозы нейтронов по показаниям индивидуального дозиметра имеет несколько составляющих: предел основной и дополнительных погрешностей измерения индивидуального эквивалента дозы, погрешность определения поправочных коэффициентов, погрешность перехода от индивидуального эквивалента дозы к эффективной дозе, сопутствующее фотонное излучение и др.

9.3.    Величина Нр(10), измеренная с помощью индивидуального дозиметра, расположенного на груди, дает достаточно точное представление об эффективной дозе облучения нейтронами, по крайней мере, для «передне-задней*» геометрии облучения. Таким образом, один дозиметр, расположенный на торсе спереди, как правило, позволяет удовлетворительно оценить эффективную дозу. Однако если доза приближается к установленному пределу, следует вводить для других геометрий облучения соответствующий корректирующий коэффициент, основанный на информации об излучении и условиях облучения.

9.4. Из соображений, связанных с характеристиками отклика используемых в настоящее время индивидуальных нейтронных дозиметров, можно сделать вывод, что в случае с нейтронным излучением имеются трудности в удовлетворении критериев оценки эффективной дозы с помощью индивидуального эквивалента дозы. Однако вклад в общую дозу нейтронов из тех частей энергетического спектра, где имеются наибольшие трудности, обычно невелик. На практике для единичных измерений в реальных полях на рабочих местах достижимо значение стандартной неопределенности 50%. Использование поправочного коэффициента, определенного для поля на конкретном рабочем месте, должно позволить достичь значения суммарной неопределенности оценки годовой эффективной дозы в пределах коэффициента 1,5.

9.5. Если внешнее поле имеет как фотонную, так и нейтронную компоненты, общая неопределенность получается из неопределенностей для двух измерений. Если, как это обычно бывает, фотонная компонента преобладает, неопределенность для нейтронной компоненты может быть больше при том, что критерий по общей неопределенности для суммарной дозы будет удовлетворен. При оценке неопределенности также бывает необходимым включение в рассмотрение вкладов в эффективную дозу от поступления радиоактивности в организм человека. Для этих вкладов неопределенности могут быть существенно выше 50%.

9.6.    Использование знаний об энергетическом и угловом спектрах поля на рабочих местах позволяет снизить неопределенность оценки дозы с помощью применения поправочного коэффициента. Его можно определить путем проведения калибровок на рабочем месте или с помощью информации о характеристиках поля на рабочих местах и энергетических и угловых характеристиках дозиметра.

9.7.    Дозиметры нейтронов не могут дать с одинаковой неопределенностью информацию о дозе во всем возможном диапазоне энергии нейтронов от тепловых до сверхбыстрых вследствие хода их энергетической зависимости чувствительности. При необходимости возможно измерение спектров нейтронов на рабочих местах для получения более точной информации о дозе облучения персонала.

10. Калибровка дозиметров нейтронов

10.1.    Требования к калибровке дозиметров нейтронов

10.1.1. Требования к калибровке дозиметров нейтронов изложены в стандартах ИСО 8529, ИСО 12789 и в докладе 66 МКРЕ.

10.1.2.    В качестве эталонных полей нейтронов в стандарте ИСО 8529 рассматриваются четыре поля на основе трех радионуклидных источников:

-    калифорний-252 (^2S2C0;

-    калифорний-252 (^2S2Cf) в замедлителе из тяжелой воды;

-    изотоп америция-241 с бором (^24lAm-B(a,n)); изотоп америция 241 с бериллием (^24lAm-Be(a,n)).

10.1.3.    В России в качестве эталонного поля нейтронов применяется поле изотопа плутония с бериллием (^2MPu-Be(a,n)). Такая замена радионуклида²⁴¹ Am-Ве не влияет на характеристики поля нейтронного излучения, которые определяются реакцией (a,n) на ядрах бериллия, но соотношение дозы гамма- и нейтронного излучения будет другим. Зависимость оценки неопределенности определения дозы отдельных компонент в поле смешанного гамма-нейтронного излучения от соотношения дозы гамма- и нейтронного излучения рассматривается в Приложении 6.

10.1.4.    Данные по источникам, включая переходные коэффициенты между операционными величинами и флюенсом нейтронов, приведенные в вышеуказанных доку-

ментах, относятся к излучениям источников в т. н. «открытой» геометрии, для которой нужны помещения больших размеров.

В Приложении В стандарта ИСО 8529-2 приведены требования к длине помещения при 40% вкладе отраженного излучения для рекомендуемых ИСО источников. Например, для работы с альбедными дозиметрами с применением источника ^24,Ат-Ве требуется помещение с размерами 8,2x8,2x8,2 м. В связи с этим на практике применяются метрологические установки типа УКПН с коллиматорами, для которых все данные должны быть рассчитаны и/или измерены для установки с конкретными характеристиками и в конкретном помещении.

10.1.5.    Надежное измерение операционных величин нейтронов является трудной задачей, осложненной широким диапазоном энергий нейтронов и несовершенством большинства дозиметров нейтронов. Калибровка дозиметров нейтронов играет важную роль в дозиметрии нейтронов.

10.1.6.    Калибровка состоит в установлении соотношений между показаниями дозиметра и соответствующим условно истинным значением измеряемой величины для всего диапазона энергии и углов падения нейтронного излучения. Работоспособность дозиметра при воздействии всевозможных влияющих факторов устанавливается при типовых испытаниях в соответствии с требованиями стандартов МЭК и ИСО. Требования стандартов приведены в Приложении 3.

10.1.7.    Результатом калибровки является калибровочный коэффициент N, полученный в стандартных условиях калибровки:

N = Н/М,

где М - показание прибора, И - условно истинное значение измеряемой величины, например, эквивалента дозы.

Все дозиметры должны проходить периодическую поверку с межповерочным интервалом, устанавливаемым при испытаниях типа. В случае неудовлетворительного результата поверки дозиметры подлежат повторной калибровке.

10.1.8.    Стандартные условия калибровки также указываются в методике поверки прибора, утверждаемой при испытаниях с целью утверждения типа, эти условия включают эталонное излучение» определенный диапазон внешних условий и определенную ориентацию детектора прибора к излучению.

10.1.9.    В связи с тем, что отклик большинства дозиметров нейтронов зависит от энергии и угла падения излучения, показания дозиметров в стандартных условиях калибровки и в рабочих местах могут отличаться. В то же время в типичных рабочих местах, например, вблизи от транспортных контейнеров, содержащих отработанное топливо, или в помещениях производства радионуклидных источников нейтронов, или вблизи от ускорителей частиц высоких энергий и при полетах на высотах 10-15 км, поля нейтронов имеют типичные характеристики.

Стандарты ИСО 12789 посвящены вопросам методов моделирования и описания полей нейтронов с энергиями от тепловых до нескольких сот ГэВ на рабочих местах на основе радионуклидных источников, исследовательских реакторов и ускорителей.

10.1.10.    При проведении калибровки дозиметров нейтронов в нейтронных полях на рабочих местах можно получить поправочный коэффициент к для конкретного поля нейтронов:

Н = MN‘k.

10.2. Калибровка в стандартных условиях калибровки

10.2.1. При калибровке в стандартных условиях калибровки необходимо описать условия калибровки с указанием эталонного излучения, калибровочной установки и используемых переходных коэффициентов. В связи с отсутствием эталонного прибора-пе-

реносчика единицы мощности амбиентного эквивалента дозы первичной величиной для калибровки нейтронных измерителей является флюенс. Но в области радиационной безопасности и контроля радиационной обстановки дифференциальная энергетическая плотность потока нейтронов используется как вспомогательная величина для расчета величины амбиентного эквивалента дозы и индивидуального эквивалента дозы с использованием коэффициентов перехода от флюенса нейтронов определенного спектра к значению эквивалента дозы нейтронов того же спектра.

10.2.2.    Калибровочный коэффициент присущ конкретному прибору и не зависит от экспериментальной техники, используемой при калибровке. Поэтому при калибровке необходимо определить поправки на влияние рассеянного от стен помещения излучения и других посторонних эффектов так, чтобы калибровочный коэффициент был независим от этих эффектов. Процедуры определения поправок на влияющие факторы описаны в стандарте ИСО 8529-2.

10.2.3.    Так как нейтроны всех энергий относятся к сильнопроникающим излучениям, переносные дозиметры нейтронов калибруются в единицах амбиентного эквивалента дозы Н*( 10), а индивидуальные дозиметры в единицах индивидуального эквивалента дозы Нр(10). Индивидуальные дозиметры нейтронов носятся на груди, поэтому для их калибровки необходим фантом. В связи с практическими проблемами применения шара МКРЕ, как фантома для калибровки индивидуальных дозиметров, МКРЕ рекомендовал пластину 30x30x15 см из полиметилметакрилата (ПММА) в качестве физического фантома для калибровки индивидуальных дозиметров. Для расчетов переходных коэффициентов МКРЕ рекомендовал четырехэлементный тканеэквивалентный фантом аналогичных размеров и формы. Немного позже водный фантом ИСО размерами 30x30x15 см со стенками из ПММА (передняя стенка толщиной 2,5 мм, другие стенки толщиной 10 мм) был рекомендован как физический фантом. В любом случае, при использовании водного фантома ИСО или ПММА фантома, нет никакой необходимости в поправках на обратное рассеяние между физическим фантомом и тканеэквивалентным фантомом МКРЕ.

В Приложении 6 приведены сравнения результатов расчетов и экспериментов с применением данных фантомов.

10.2.4.    В стандарте ИСО 8529-1 обсуждаются эталонные излучения с использованием реакторов и ускорителей и рекомендуются четыре источника на основе радионуклидов: ^2S2Cf, ^2S2Cf в замедлителе из тяжелой воды, ²⁴¹Ат-В, ²⁴¹Ат-Ве. Дозиметрические параметры этих источников приведены в Приложении 7. В России в качестве источника эталонного поля применяется источник ^2J8Pu-Be(a,n), в дополнение к вышеуказанным источникам может также применяться источник ^24lAm-Li(a,n).

10.2.5.    Значения величин переходных коэффициентов от флюенса к эквивалентам дозы из доклада 74 МКРЗ и доклада 57 МКРЕ также приведены в Приложении 7. В случае с Ир(10) значения переходных коэффициентов приведены как функция от угла падения излучения на поверхность плоского тканеэквивалентного фантома МКРЕ. Значения переходных коэффициентов приведены для моноэнергетических нейтронов. На практике нельзя применять коэффициенты, приведенные в стандарте ИСО 8529-3 для спектра источников в условиях «открытой геометрии», без учета вклада рассеянных нейтронов.

10.2.6.    Необходимо заметить, что в рассмотрении величины Н_Р(10) необходимо учитывать зависимость от направления излучения. Поля излучения на рабочих местах изотропны, поэтому при калибровке также необходимо использовать излучения вращения, т. е. прибор необходимо вращать в эталонном поле.

10.2.7.    Для уверенности в том, что калибровочный коэффициент переносного дозиметра нейтронов не изменился между калибровками, необходим проверочный источник к дозиметру. Проверочный источник необходимо закреплять в фиксированном держателе, обеспечивающем одинаковую позицию относительно прибора. Также необходимо

проверять дозиметр перед отправкой на калибровку и после получения из калибровки. Такая проверка до и после удостоверяет то, что калибровочный коэффициент не изменился при перевозке.

10.3. Поправки для конкретных полей нейтронов

10.3.1.    Наиболее часто используемым методом спектрометрии нейтронов для калибровки является многошаровой метод спектрометрии и использование спектров для определения переходных коэффициентов флюенс-эквивалент дозы. Наличие реальных переходных коэффициентов дает возможность определения условно истинного значения мощности дозы нейтронов, которое сравнивается с показаниями дозиметров нейтронов для определения поправочного коэффициента для конкретного поля нейтронов.

10.3.2.    Многошаровой метод обеспечивает спектрометрию нейтронов от тепловых энергий до 20 МэВ. Присущее данному методу низкое разрешение не служит препятствием для его применения для определения переходных коэффициентов флюенс-эквивалент дозы, т. к. зависимость функции флюенс-эквивалент дозы от энергии не имеет тонкой структуры.

10.3.3.    Поправочный коэффициент для альбедных дозиметров

Как указано в докладе 66 МКРЕ, исследованиями показано, что нейтронный дозиметр с диаметром замедлителя 22,86 см (9 дюймов) имеет энергетическую зависимость идентичную энергетической зависимости амбиентного эквивалента дозы, дозиметр с диаметром замедлителя 7,62 см (3 дюйма) имеет энергетическую зависимость идентичную энергетической зависимости альбедного дозиметра. Поэтому, один раз определив результаты измерения двумя дозиметрами, для получения истинного значения эквивалента дозы необходимо показания альбедного дозиметра умножить на отношение результатов измерения. В то же время, как предупреждают авторы исследований, для конкретных дозиметров и конкретных полей данный метод нужно применять с осторожностью. Для практики применяется разработанный в ИФВЭ и ОИЯИ, описанный в Дополнении Б Приложения 2 данных МУ метод введения поправочных коэффициентов к показаниям альбедных дозиметров, основанный на совместных измерениях альбедны-ми дозиметрами и дозиметром ДКС-96Н.

10.4. Проверка стабильности поля нейтронов

10.4.1.    При использовании полученного значения поправочного коэффициента для конкретного поля нейтронов необходимо периодически убеждаться в неизменности поля нейтронов. Особенно это важно для исследовательских лабораторий, где нейтронные поля при разных экспериментах могут изменяться.

10.4.2.    Отношение показаний дозиметров с диаметрами замедлителей 22,86 см (9 дюймов) и 7,62 см (3 дюйма) можно определить как индекс жесткости спектра, при этом диаметры замедлителей могут быть иными с сохранением примерного соотношения диаметров. Неизменность значения вышеуказанного отношения означает стабильность спектральной характеристики поля нейтронов.

Библиография

1.    Государственная система обеспечения единства измерений. Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения. Рекомендации по межгосударственной стандартизации РМГ 78-2005. Межгосударственный совет по стандартизации, метрологии и сертификации, 2005.

2.    Руководство ИСО по выражению неопределенности измерения, ГП «ВНИИМ», С.-Петербург, 1999.

3.    IAEA. Neutron Monitoring for Radiological Protection. Technical Reports Series N» 252-IAEA, Vienna (1982).

4.    IAEA. Radiation Protection and the Safety of Radiation Sources: Safety Fundamentals. Safety Series N& 120. - IAEA, Vienna (1996).

5.    IAEA. International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources. Safety Series № 115. - IAEA, Vienna (1996).

6.    IAEA. Assessment of Occupational Exposures to External Radiation, Safety Guide .V® RS-G-1.3. - IAEA, Vienna (1999).

7.    IAEA. Environmental and Source Monitoring for Purposes of Radiation Protection, Safety Guide RS-G-1.8. - IAEA, Vienna (2005).

8.    IAEA. Radiaton Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards. General Safety Requirements, Safety Standards Series No. GSR Part 3 - IAEA, Vienna (2014).

9.    ICRP. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. - Pergamon Press, Oxford (1991).

10.    ICRP/ICRU. Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation. Report of the Joint Task Group. - ICRP Report 74 (1997), ICRU Report 57 (1997).

11.    ICRP. General Principles for the Radiation Protection of Workers. - ICRP Publication 75. - Pergamon Press, Oxford (1997).

12.    ICRP. Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures. - ICRP Publication 116, Pergamon Press, Oxford (2010).

13.    ICRP. Рекомендации 2007 года Международной комиссии по радиационной защите, Публикация 103 МКРЗ.

14.    ICRU. Determination of Dose Equivalents from External Radiation Sources. - ICRU Report 39, Bethesda, MD (1985).

15.    ICRU. Determination of Dose Equivalents from External Radiation Sources. - Part 2. -ICRU Report 43, Bethesda, MD (1988).

16.    ICRU. Determination of Dose Equivalents from External Radiation Sources. - Part 3. -ICRU Report 47, Bethesda, MD (1992).

17.    ICRU. Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry. - ICRU Report 51, Bethesda, MD (1993).

18.    ICRU. Determination of Operational Dose Equivalent Quantities for Neutrons. - ICRU Report 66, Bethesda, MD (2001).

19.    IEC 61322, 1994-11, Radiation protection instrumentation - Installed dose equivalent rate meters, warning assemblies and monitors for neutron radiation of energy from thermal to 15 mev.

20.    IEC 61005, 2003-02, Radiation protection instrumentation - Neutron ambient dose equivalent (rate) meters.

21.    IEC 61066 ed. 2,2006-06, Radiation protection instrumentation - Viermoluminescence dosimetry systems for personal and environmental monitoring.

Содержание

1.    Область применения...........................................................................................................7

2.    Нормативные ссылки.........................................................................................................7

3.    Термины и определения.....................................................................................................8

4.    Общие положения...............................................................................................................8

5.    Дозиметрические величины...........................................................................................10

5.1.    Физические величины...............................................................................................10

5.2.    Нормируемые величины..........................................................................................11

5.3.    Операционные величины.........................................................................................11

6.    Содержание контроля облучения нейтронами..........................................................12

6.1.    Виды ИДК облучения нейтронами........................................................................12

6.2.    Критерии введения ИДК нейтронного излучения............................................13

6.3.    Определение индивидуальной дозы облучения персонала нейтронами

с помощью ИДК................................................................................................................................13

6.4.    Определение индивидуальной дозы облучения персонала нейтронами

посредством ДКРМ..........................................................................................................................15

7.    Требования к регистрации и хранению результатов индивидуального

дозиметрического контроля..........................................................................................................15

8.    Классификация приборов контроля нейтронного излучения...............................16

9.    Неопределенность результатов дозиметрического контроля нейтронов..........17

10.    Калибровка дозиметров нейтронов............................................................................18

10.1.    Требования к калибровке дозиметров нейтронов...........................................18

10.2.    Калибровка в стандартных условиях калибровки...........................................19

10.3.    Поправки для конкретных полей нейтронов....................................................21

10.4.    Проверка стабильности поля нейтронов...........................................................21

Библ иографи я........................................................................ 22

Приложение 1 (справочное). Методика проведения индивидуального

дозиметрического контроля внешнего облучения персонала..............................................24

Приложение 2 (справочное). Методика определения эффективной дозы нейтронного излучения путем измерения индивидуального эквивалента дозы

термолюминесцентными дозиметрами......................................................................................38

Приложение 3 (справочное). Требования к метрологическому, методическому

и аппаратурному обеспечению дозиметрии нейтронов........................................................61

Приложение 4 (информационное). Основные методы дозиметрии нейтронов.... 74 Приложение 5 (информационное). Дозиметрия импульсного нейтронного

излучения электронными дозиметрами....................................................................................78

Приложение 6 (справочное). Основные факторы, влияющие на результаты

дозиметрии нейтронов...................................................................................................................81

Приложение 7 (справочное). Переходные коэффициенты для операционных величин нейтронного излучения...............................................................................................102

22.    IEC 60846-2, 2007-07, Radiation protection instrumentation - Ambient and/or directional dose equivalent (rate) meters and/or monitors for beta, X and gamma radiation

-    Part 2: High range beta and photon dose and dose rate portable instruments for emergency radiation protection purposes.

23.    IEC 60846-1, 2009-04, Radiation protection instrumentation - Ambient and/or directional dose equivalent (rate) meters and/or monitors for beta, X and gamma radiation -Part 1: Portable workplace and environmental meters and monitors.

24.    IEC 61526, ed 3, 2010-07, Radiation protection instrumentation - Measurement of personal dose equivalents Hp(10) and Hp(0,07) for X, gamma, neutron and beta radiations -Direct reading personal dose equivalent meters.

25.    IEC/TS 62743, 2012, Radiation protection instrumentation - Electronic counting dosemeters for pulsed fields of ionizing radiation.

26.    IEC 62387, ed. 1,2012-12-04, Radiation protection instrumentation - Passive integrating dosimetry systems for personal and environmental monitoring of photon and beta radiation.

27.    IEC TR 62461, 2006-12, Radiation protection instrumentation - Determination of uncertainty in measurement.

28.    IEC 62706, ed.l, 2012-12, Radiation protection instrumentation - Environmental, electromagnetic and mechanical performance requirements.

29.    ISO. General Requirements for the Competence of Calibration and Testing Laboratories.

-    ISO/IEC Guide 25 (1990).

30.    ISO. Guide to Expression of Uncertainty in Measurement. - ISBN-92-67-10188-9, ISO, Geneva (1993).

31.    ISO 8529-3, ed. 1, 1998-11, Reference neutron radiation - Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and determination of their response as a function of neutron energy and angle of incidence.

32.    ISO 8529-2, ed. 1, 2000-08, Reference neutron radiation - Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices relates to basic quantities characterizing the radiation field.

33.    ISO 8529-1, ed. 1, 2001-02, Reference neutron radiation - Part I: Characteristics and methods of production.

34.    ISO 21909, ed. 1,2005-06, Radiation protection. Passive personal neutron dosemeters -Performance and test requirements.

35.    ISO 12789-1, ed. 1, 2008-03, Reference radiation fields - Simulated workplace neutron fields -Part I: Characteristics and methods of production.

36.    ISO 12789-2, ed. 1, 2008-03, Reference radiation fields - Simulated workplace neutron fields - Part 2: Calibration fundamentals related to the basic quantities.

37.    ISO/TS 18090-1, ed. 1, 2015-08, Radiological protection - Characteristics of reference pulsed radiation - Part 1: Photon radiation.

38.    NAISMITH O.F. and SIEBERT B.R.L., A Database of Neutron Spectra, Instrument Response Functions, and Dosimetric Conversion Factors for Radiation Protection Applications, Radi-at. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1996).

Условные обозначения и сокращения

В настоящих Методических указаниях приняты следующие условные обозначения и сокращения:

-    дозиметрический контроль рабочих мест

-    индивидуальный дозиметрический контроль

-    источник ионизирующего излучения

-    Международное агентство по атомной энергии

-    Международная электротехническая комиссия

-    Международная организация по стандартизации

-    методика измерений

-    Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям

-    Международная комиссия по радиологической защите

-    Методические указания

-    полиметилметакрилат

-    термолюминесцентный детектор или дозиметр

УТВЕРЖДАЮ Заместитель руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главн^йхосударственный санитарный цргй'по Обслуживаемым организациям и /■обслуживасмьь^.территориям ФМБА Россий •*'    •    \

В.В. Романов _2017 г.

Дата введения - с момента утверждения

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Дозиметрия

Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения

Методические указания

МУ 2.6.5.052 - 2017

1. Область применения

1.1.    Настоящие Методические указания (далее - МУ) распространяются на методы, методики и порядок определения индивидуальной эффективной дозы профессионального облучения при работах с источниками нейтронного излучения.

1.2.    В настоящих МУ установлены требования к проведению индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения персонала, подвергающегося воздействию источников нейтронного излучения.

1.3.    Настоящие МУ предназначены для организаций Госкорпорации «Росатом», межрегиональных управлений и центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России, а также для организаций, разрабатывающих приборное и методическое обеспечение радиационного контроля, и других организаций, использующих источники нейтронного излучения.

2. Нормативные ссылки

Настоящие МУ разработаны на основании и с учетом следующих нормативных документов:

2.1.    СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).

2.2.    СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010).

2.3.    МИ 2453-2015 ГСИ. Методики радиационного контроля. Общие требования.

2.4.    МУ 2.6.5.028-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования.

2.5.    МУ 2.6.5.026-2016. Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования.

2.6. Р 1.1.050-2016. Руководство. Порядок разработки, изложения, оформления и представления нормативных и методических документов системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования в подкомиссию по специальному нормированию ФМБА России.

3.    Термины и определения

В настоящем документе использованы термины и определения, установленные Федеральными законами, НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/20Ю, МУ 2.6.5.028-2016, а также следующие термины и определения:

3.1.    Условия калибровки стандартные - условия, представляющие собой диапазон значений набора влияющих величин, в соответствии с которыми выполняется калибровка или определяется отклик.

3.2.    Условия облучения стандартные - определенные для целей нормирования техногенного облучения условия воздействия техногенных источников ионизирующего излучения на человека, которые характеризуются следующими параметрами:

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

4.    Общие положения

4.1.    Настоящие Методические указания (далее - МУ) предназначены для обеспечения единства и систематизации методических подходов к дозиметрическому контролю.

4.2.    Настоящие МУ развивают и конкретизируют общие требования к организации и проведению индивидуального дозиметрического контроля, установленные в НРБ-99/2009, МУ 2.6.5.028-2016 к ИДК нейтронного излучения.

4.3.    При разработке настоящих МУ использован накопленный опыт практического применения МУ 2.6.1.45-2001. «Дозиметрия. Определение индивидуальных эффективных доз нейтронного излучения», а также положения новых международных документов: Доклад 66 МКРЕ (2001 г.). Стандарт ИСО 21909 (2005 г.), Стандарт МЭК 61005 (2014 г.). Основные Нормы Безопасности МАГАТЭ (2014 г.).

4.4.    Целью ИДК является получение информации о дозе облучения персонала для ее последующего сопоставления с основными пределами дозы и контрольными уровнями для оценки радиационной безопасности персонала.

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

4.6.    Общие требования к организации и проведению дозиметрического контроля внешнего облучения персонала изложены в МУ 2.6.5.028-2016 и в МУ 2.6.5.026-2016.

4.7.    МУ устанавливают правила организации и способы выполнения контроля индивидуальной эффективной дозы профессионального облучения нейтронным излучением.

4.8.    В Приложении 1 изложен порядок разработки типовых МИ и МИ для конкретных предприятий.

В Приложении 2 представлена типовая методика определения эффективной дозы нейтронного излучения при измерении индивидуального эквивалента дозы термолюминесцентными дозиметрами.

В Приложении 3 представлены требования к метрологическому, методическому и аппаратурному обеспечению дозиметрии нейтронов.

В Приложении 4 описаны основные методы дозиметрии нейтронов.

В Приложении 5 изложены особенности дозиметрии импульсного нейтронного излучения электронными дозиметрами.

В Приложении 6 указаны основные факторы, влияющие на результаты дозиметрии нейтронов.

В Приложении 7 приведены переходные коэффициенты для операционных величин нейтронного излучения. В частности, в нем приведены переходные коэффициенты для амбиентного эквивалента дозы от флюенса нейтронов до энергии 200 МэВ.

4.9.    Нейтронная дозиметрия существенно отличается от фотонной дозиметрии. Методы дозиметрии нейтронного излучения очень сильно зависят от характеристик полей нейтронного излучения. В частности, это связано с широким диапазоном энергии нейтронов (больше девяти порядков величины). В таком диапазоне энергии существенно изменяются физические процессы взаимодействия нейтронов с веществом. Операционные величины (амбиентный или индивидуальный эквивалент дозы), измеряемые при радиационном контроле, основаны на эквивалентах дозы и включают в себя взвешивающие коэффициенты, которые существенно меняются с энергией нейтронов.

4.10.    С учетом указанной энергетической зависимости для нейтронных измерений чрезвычайно важным является отношение операционных величин к флюенсу нейтронов. Это отношение выражается переходными коэффициентами, которые значительно меняются с энергией нейтронов и требуют разных методов измерения для разных диапазонов энергии. Для применения этих коэффициентов необходимо знание энергетического спектра нейтронных полей на рабочих местах. В настоящих МУ обсуждена неопределенность, с которой могут быть определены операционные величины.

4.11.    Энергетический спектр нейтронного излучения может меняться со временем. Нейтронные поля на рабочих местах в большей степени изотропны, чем поля фотонного излучения, т. к. нейтроны гораздо больше, чем фотоны, склонны к рассеиванию окружающими предметами (стенами, оборудованием, воздухом). В то же время нейтронные поля всегда сопровождаются фотонами, поэтому необходимо учитывать чувствительность нейтронных дозиметров к фотонам.

4.12.    В данных МУ рассматривается многошаровой метод спектрометрии нейтронов как метод спектрометрии, получивший наибольшее применение для широкого диапазона энергии нейтронов. Также представлены различные методы дозиметрии для целей радиационного контроля.

4.13.    Выбор метода дозиметрии зависит от используемой операционной величины, характеристик нейтронного поля, внешних условий на рабочем месте, размеров, массы, стоимости дозиметров и др. Дозиметрические приборы могут быть активными с непосредственной индикацией уровня излучения и/или сигнализацией о нем или пассивными с возможностью долговременного измерения накопленной информации.

4.14.    В индивидуальной дозиметрии размеры и масса дозиметров существенно влияют на выбор применяемых методов и средств измерений. При контроле рабочих мест выбор зависит от того, необходим ли непрерывный стационарный контроль или эпизодический контроль переносным прибором. В данных МУ обсуждается неопределенность, с которой могут быть определены операционные величины, и которая влияет на технические характеристики прибора.

4.15.    В индивидуальной дозиметрии широко применяются следующие типы детекторов: ядерные эмульсии, термолюминесцентные, трековые, пузырьковые, полупроводниковые. В качестве средств измерений для контроля рабочих мест наиболее широко применяются дозиметры, основанные на замедлении нейтронов в различных средах. Как правило, это полиэтилен, с последующей регистрацией их детекторами тепловых нейтронов. Такие дозиметры используются в основном при энергиях нейтронов до 20 МэВ. Однако в последнее время находят применение составные замедлители с включением в состав замедлителей различных металлов, что позволяет расширить диапазон энергий регистрируемых нейтронов.

4.16.    Калибровка дозиметров нейтронов в МУ рассматривается как процедура для получения калибровочного коэффициента. В зависимости от желаемой неопределенности результатов измерений необходимо для калибровки использовать поля нейтронов, характеристики которых ближе к полям на рабочих местах, чем к эталонным полям. Для нейтронных измерений чрезвычайно важным является соотношение операционных величии с флюенсом нейтронов. В настоящих МУ показана возможность расчета поправочных коэффициентов для конкретного поля в зависимости от энергетических характеристик поля нейтронов и приведены переходные коэффициенты от флюенса к эквивалентам дозы из докладов 57 МКРЕ, 74 МКРЗ для моноэнсргстических нейтронов.

4.17.    Нейтроны всех энергий относятся к сильнопроникащим излучениям. Нормируемой величиной при облучении нейтронами является эффективная доза. Для ограничения стохастистических эффектов применяется предел годовой эффективной дозы 20 мЗв, усредненной за 5 лет. Для ограничения же детерминированных эффектов МКРЗ рекомендует годовые пределы эквивалентной дозы в коже (500 мЗв, усредненный на любую площадь 1 см²), в хрусталике глаза (150 мЗв) и в тканях рук и ног (500 мЗв). В стандартных условиях облучения предел эффективной дозы ограничивает эквивалентные дозы в указанных органах и тканях, но в исключительных случаях неоднородных полей нейтронного излучения возможны достижения пределов дозы в органах и тканях при непревышении предела эффективной дозы. Публикация 51 МКРЗ содержит таблицу переходных коэффициентов от флюенса к эквиваленту дозы Нр(0,07) в шаре МКРЕ.

5. Дозиметрические величины

Современная система дозиметрических величин включает в себя:

-    физические величины:

-    нормируемые величины;

-    операционные величины.

НРБ 99/2009 предписывают оценивать облучение персонала техногенными источниками ионизирующего излучения в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека и не поддающихся непосредственному измерению.

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

5.1.    Физические величины

5.1.1.    Основными физическими величинами являются поглощенная доза Д, флюенс частиц Ф и керма К.

5.1.2.    Доза - величина, используемая для оценки степени воздействия ионизирующего излучения на любые вещества, живые организмы и их ткани. В радиационной защите, радиобиологии и клинической радиологии поглощенная доза - базовая физическая величина - используется для всех видов ионизирующего излучения и любых геометрий облучения.

5.1.3.    Поглощенная доза - отношение средней энергии, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе вещества в этом объеме. Единица поглощенной дозы грэй (Гр), при этом 1 Гр = 1 Дж/кг.

5.1.4.    Флюенсом частиц в случае пучка частиц называют отношение числа частиц, пересекших перпендикулярную пучку элементарную площадку за данный промежуток

времени, к площади этой площадки. В случае диффузного поля частиц, флюенс в точке определяется как отношение числа частиц, проникших в элементарную сферу с центром в этой точке, к площади поперечного сечения этой сферы. Единицы измерения флюенса - м”² (СИ). 1 м"² - такой флюенс, при котором в объем сферы с площадью поперечного сечения 1 м² попадает одна частица.

5.1.5. Керма - сумма начальных кинетических энергий всех заряженных частиц, освобожденных незаряженным ионизирующим излучением (таким, как фотоны или нейтроны) в образце вещества, отнесенная к массе образца. Керма в общем случае отличается от поглощенной дозы. Единица кермы — джоуль на килограмм, или грей, Гр; 1 Гр = 1 Дж/кг.

5.2. Нормируемые величины

5.2.1.    При облучении биологического объекта одной и той же поглощенной дозой, но разными ионизирующими излучениями, получаются разные биологические эффекты. Для учета биологических эффективностей излучений каждому виду ионизирующих излучений присваиваются взвешивающие коэффициенты излучения. Эквивалентная доза рассчитывается путем умножения значения поглощенной дозы в органе или ткани на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения.

5.2.2.    Единицей измерения эквивалентной дозы в международной системе единиц (СИ) является Дж/кг, которая получила название зиверт (Зв). 1 Зв - такое количество энергии любого вида излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани, при котором наблюдается такой же биологический эффект, как и поглощенной дозе в 1 Гр фотонного излучения.

5.2.3.    При внешнем облучении персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения согласно НРБ-99/2009, нормируются дозиметрические величины, приведенные в Таблице 5.1.

Таблица 5.1 - Нормируемые величины облучения персонала группы А и пределы дозы облучения 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 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

5.3. Операционные величины

5.3.1.    Оценка дозы при воздействии внешних источников излучения выполняется на основе результатов ИДК с помощью индивидуальных дозиметров. В случаях, когда такой контроль невозможен или нецелесообразен, оценка дозы выполняется по результатам измерения амбиентного эквивалента дозы при дозиметрическом контроле рабочих мест (далее - ДКРМ). Оценка дозы также может быть выполнена путем расчета на основании характеристик полей излучения согласно МУ 2.6.5.028-2016.

5.3.2.    Нейтроны всех энергий относятся к сильнонроникающим излучениям, поэтому операционной величиной для ИДК внешнего облучения нейтронами является ин-

дивидуальный эквивалент дозы Нр(Ю). Единица индивидуального эквивалента дозы -зиверт (Зв).

5.3.3. Соответствие между нормируемой и операционной величинами, используемыми в ИДК, представлено в Таблице 5.2.

Таблица 5.2 - Соответствие между нормируемой и операционной величинами при ИДК облучения нейтронами

Нормируемая величина Операционная величина: индивидуальный эквивалент дозы Положение индивидуального дозиметра г/, мм Условное обозначение Эффективная доза внешнего облучения На нагрудном кармане спецодежды либо внутри него 10 НР(/0)

5.3.4. Операционной величиной для дозиметрического контроля рабочих мест при облучениях нейтронами является амбиентный эквивалент дозы Н*( 10). Единица эквивалента дозы - зиверт (Зв). Соответствие между нормируемыми и операционной величинами при дозиметрическом контроле рабочих мест представлено в Таблице 5.3.

Таблица 5.3 - Соответствие между нормируемыми и операционной величинами при ДКРМ при облучениях нейтронами

Нормируемая величина Операционная величина: амбиентный эквивалент дозы d, мм Условное обозначение Эффективная доза внешнего облучения 10 Нт(10) Эквивалентная доза внешнего облучения на поверхности 10 ну 10) нижней части области живота женщин

Мощность амбиентного эквивалента дозы является производной величиной от амбиентного эквивалента дозы облучения и используется как характеристика радиационной обстановки для непрерывных полей излучения. Допускается использовать данную величину для характеристики импульсного излучения мри условии, что временной интервал для усреднения больше, чем характерное время изменения уровня излучения. Единица мощности эквивалента дозы - зиверт в час (Зв/ч).

Особенности дозиметрического контроля рабочих мест электронными дозиметрами при облучениях импульсными полями нейтронного излучения рассматриваются в Приложении 5.

6. Содержание контроля облучения нейтронами

6.1.    Виды ИДК облучения нейтронами

6.1.1.    Для контроля индивидуальной дозы профессионального облучения персонала нейтронами применяются:

-    ИДК внешнего облучения с применением индивидуальных дозиметров, заключающийся в определении индивидуального эквивалента дозы облучения работника с помощью учетных (накопительных) дозиметров за определенный промежуток времени;

-    ИДК по результатам ДКРМ, включающий измерение мощности амбиентного эквивалента дозы или интегральной амбиентной дозы (за период контроля) нейтронного излучения при контроле непрерывных полей излучения, а также времени пребывания