Товары в корзине: 0 шт Оформить заказ
Стр. 1 

42 страницы

448.00 ₽

Купить МУ 2.6.5.053-2017 — бумажный документ с голограммой и синими печатями. подробнее

Распространяем нормативную документацию с 1999 года. Пробиваем чеки, платим налоги, принимаем к оплате все законные формы платежей без дополнительных процентов. Наши клиенты защищены Законом. ООО "ЦНТИ Нормоконтроль"

Наши цены ниже, чем в других местах, потому что мы работаем напрямую с поставщиками документов.

Способы доставки

  • Срочная курьерская доставка (1-3 дня)
  • Курьерская доставка (7 дней)
  • Самовывоз из московского офиса
  • Почта РФ

Методические указания устанавливают общие требования и принципы организации и проведения аварийного радиационного контроля внешнего облучения персонала при проведении работ на ядерно-опасных участках Госкорпорации "Росатом", а также при проведении работ с делящимся материалом в количестве, создающем возможность возникновения СРЦ

 Скачать PDF

Оглавление

1. Область применения

2. Нормативные ссылки

3. Термины и определения

4. Содержание и технические средства аварийного радиационного контроля внешнего облучения

5. Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения

6. Объем информации, необходимой для описания радиационной обстановки при аварии

7. Требования к метрологическому, методическому и аппаратурному обеспечению аварийного радиационного контроля

8. Оценка поглощенной дозы по результатам измерений

Приложение А (рекомендуемое). Типовая методика предварительной оценки поглощенной дозы нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР по величине мощности дозы гамма-излучения от торса участника аварии

Приложение Б (рекомендуемое). Типовая методика предварительной оценки флюенса нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР по величине наведенной активности в крови участника аварии методом атомно-абсорбционного анализа

Приложение В (рекомендуемое). Типовая методика предварительной оценки дозы облучения нейтронами отдельных органов участника аварии при СЦР

Приложение Г (рекомендуемое). Типовая методика предварительной оценки дозы гамма-нейтронного излучения с помощью воксел-фантомной технологии

Приложение Д (рекомендуемое). Сопроводительная документация

Приложение Е (справочное). Технические и метродогические требования к средствам контроля радиационной обстановки в аварийных условиях

Приложение Ж (справочное). Библиография

Нормативные ссылки:
Стр. 1
стр. 1
Стр. 2
стр. 2
Стр. 3
стр. 3
Стр. 4
стр. 4
Стр. 5
стр. 5
Стр. 6
стр. 6
Стр. 7
стр. 7
Стр. 8
стр. 8
Стр. 9
стр. 9
Стр. 10
стр. 10
Стр. 11
стр. 11
Стр. 12
стр. 12
Стр. 13
стр. 13
Стр. 14
стр. 14
Стр. 15
стр. 15
Стр. 16
стр. 16
Стр. 17
стр. 17
Стр. 18
стр. 18
Стр. 19
стр. 19
Стр. 20
стр. 20
Стр. 21
стр. 21
Стр. 22
стр. 22
Стр. 23
стр. 23
Стр. 24
стр. 24
Стр. 25
стр. 25
Стр. 26
стр. 26
Стр. 27
стр. 27
Стр. 28
стр. 28
Стр. 29
стр. 29
Стр. 30
стр. 30

Государственное санитарно-эпидемиологическое нормирование Российской Федерации

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения персонала при проведении работ на ядерно-опасных участках предприятий госкорпорации «Росатом».

Общие требования

Методические указания МУ 2.6.5.053-2017

Издание официальное

Москва

2018

1.    Разработаны:

Федеральным медицинским биофизическим центром им. А.И. Бурназяна (к.т.н. Кочетков О.А. - руководитель разработки, д.т.н. Клочков В.Н., к.т.н. Абрамов Ю.В., д.б.н. Соловьев В.Ю.);

НИЦ «Курчатовский институт» (к.ф.-м.н. Кутьков В.А.);

ФГУП «РФЯЦ - ВНИИЭФ» (к.т.н. Тарасова Е.Ю.);

НПГ1 «Доза» (к.т.н. Нурлыбасв К.);

ФГУП «ВНИИФТРИ» (д.т.н., профессор Ярына В.П.)

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

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

4.    Дата введения в действие - с момента утверждения.

5.    Вводятся взамен МУ 2.6.1.34-04. Методические указания. «Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения персонала при проведении работ на ядерно-опасных участках предприятий Минатома России. Общие требования», утвержденных Руководителем Департамента безопасности, экологии и чрезвычайных ситуаций Минатома России Агаповым А.М. 22.04.2004, Главным Государственным санитарным врачом по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным Управлением «Мед-биоэкстрсм», Романовым В.В. 29.04.2004.

Приложение А (рекомендуемое).

Типовая методика предварительной оценки поглощенной дозы нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР но величине мощности дозы гамма-излучения от торса участника аварии

А.1. Оперативную оценку нейтронной составляющей дозы аварийного облучения наиболее просто провести с помощью измерения уровня гамма-излучения продуктов активации в теле человека, величина которого пропорциональна флюенсу нейтронов.

А.2. Основной вклад в поглощенную дозу внешнего облучения персонала при ядер-ной аварии вносит нейтронная составляющая излучения СЦР. Быстрые нейтроны замедляются в теле человека и захватываются в нем как в процессе замедления, так и по достижению теплового равновесия (Таблица А1).

Таблица А1 - Характеристики нуклидов, образующихся в теле человека в результате активации нейтронами

Изотоп, содержащийся в теле человека

Процентное отношение содержания, %

Реакции

взаимодействия

Период полураспада

l$N

0,37

'*N (п, у) “N

7,35 сек

ОД

■Ю (п, у) '’О

27 сек

2,Na

100

},Na (п, у) **Na

15 час

*Mg

11,01

*Mg (п, у) 27Mg

9,51 мин

“S

0,02

*S(n,y)”S

5,04 мин

“Cl

24,23

'7CI (n, y) “Cl

37,7 мин

93,26

*K (n, у) "K

13*10* лет

4,К

6,73

“К (n, у) «К

12,5 час

*Са

0,001

*Ca (n, y) 47Ca

4,5 дня

«Са

0,19

«Са (n, у) «Ca

8,75 мин

А.З В теле человека под воздействием нейтронного излучения образуется несколько десятков радиоактивных нуклидов, но это в основном либо чистые бета-излучатели; либо сечения реакций очень малы; либо периоды полураспада настолько малы, что невозможно успеть измерить их содержание; либо периоды полураспада слишком велики, а наведенная активность мала для достоверных измерений.

А.4. Из-за разницы в периодах полураспада и сечениях активации, гамма-излучение тела через несколько минут после аварии в основном обусловлено нуклидами 24Na, “Cl,42К (Таблица А2). Натрий, хлор и калий достаточно быстро распространяются через жидкости тела практически равномерно по всему организму.

Таблица А2 - Основные дочерние элементы, образующиеся по реакции (п,у) и их радиационные характеристики

Характеристики изотопов химических элементов

Значения характеристик радиоактивных химических элементов

Реакция взаимодействия

2,Na(n,y)MNa

*С1(п,у)*С1

4'К(п,у)«К

Содержание изотопа предшественника в естественной смеси изотопов, %

100

24,23

6,73

Количество изотопа предшественника в составе тела стандартного человека, г

105

95

140

Период полураспада

15,0 ч

0,63 ч

12,36 ч

Полная гамма-постоянная, аГр-м2-с'-Бк 1

119,7

44,6

8,902

Выход гамма-квантов, квант/распад

2

0,765

0,183

Энергия фотонов, МэВ

1,369; 2,754

1,642; 2,168

1,525

Мощность поглощенной дозы фотонного излучения от каждого элемента на нулевой момент времени после облучения, мкГр/час

19,0

6,8

1,9

Вклад каждого элемента в мощность поглощенной дозы фотонного излучения от тела относительно MNa

1,0

0,357

0,1

А.5. Различие в периодах полураспада для 24Na (15 ч) и <2К (12,34 ч) невелико, и в течение первых двух суток после облучения их распад можно рассматривать как распад одного элемента с погрешностью 5%. С учетом небольшого периода полураспада МС1 через 20 минут после облучения мощность дозы гамма-излучения от тела участника аварии определяется активностью 24Na с погрешностью, не превышающей +25%.

А.6. Как видно из Таблицы А2, энергия фотонов 24Na, “Cl, <2К, образовавшихся в тканях человека в результате СЦР, находится в пределах от 1,37 до 2,76 МэВ. Тело участника аварии можно считать толстым изотропным источником фотонов, которые выходят с поверхности тела, частично поглощаясь в нем. Вклад в мощность дозы на поверхности от центрального слоя толщиной 1 см, находящегося на глубине 12 см, не превышает 15% [12]. В указанном выше диапазоне энергий различие в поглощении фотонов телом составляет около 5%, и его можно не учитывать.

А.7. Оценка наведенной активности в теле человека может проводиться различными методами: измерением мощности дозы фотонного излучения переносными приборами радиационного контроля, измерением активности (удельной активности) во всем теле с использованием сцинтилляционного (с кристаллом Nal) или полупроводникового (с детектором из особо чистого германия) гамма-спектрометра.

А.8. Оперативная оценка дозы нейтронного облучения проводится непосредственно на ЯОУ (в «Укрытии» или ином месте сбора персонала вне ядерно-опасной зоны) сотрудниками службы радиационной безопасности предприятия через 15-20 минут после возникновения СЦР. Блок детектирования используемого средства измерения прикладывается вплотную к торсу участника аварии. При этом должно быть учтено или исключено влияние возможного загрязнения поверхности тела бета-активными веществами. Показания средства измерения по градуировочным зависимостям (графикам, таблицам или формулам) переводят в поглощенную дозу нейтронного облучения. Указанные калибровочные зависимости могут быть получены при проведении исследований (экспериментальных или расчетных) процессов активации тканеэквивалентного материала

антропоморфного фантома в полях нейтронного излучения, которые могут быть реализованы в условиях конкретного ЯОУ.

А.9. Поглощенную дозу нейтронного излучения в случае СЦР, возникающей в металлических и водных системах из высокообогащённого USU (90% и выше) без отражателей, можно определить, воспользовавшись калибровочными зависимостями, приведенными в справочном Приложении к [9].

Приложение Б (рекомендуемое).

Типовая методика предварительной оценки флюенса нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР по величине наведенной активности в крови участника аварии методом атомно-абсорбционного анализа

В настоящем приложении представлен метод предварительной оценки флюенса нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР по величине наведенной активности в крови участника аварии. Все операции по отбору и подготовке проб крови проводят специалисты медицинского учреждения ФМБА России, имеющие лицензию на данный вид деятельности.

Общие положения

Для получения точной оценки дозы по содержанию в крови продукта активации - изотопа 24Na, необходимо определить концентрацию стабильного 2,Na в крови с помощью пламенно-эмиссионного, атомно-абсорбционного или активационного анализа. В настоящее время более точным считается атомно-абсорбционный метод, по сравнению с пламенно-эмиссионным, кроме того, он менее восприимчив к помехам от других веществ. За нормальный уровень концентрации 2JNa в крови принимается 1,91 мг/мл.

Для атомно-абсорбционного анализа образец для измерения разбавляют в ланта-новом растворителе (0,1% вес/объем La) в отношении 1:50 с последующим разбавлением 1:50 в деионизированной воде. Аналогичным образом готовят стандарт (NaCl) и холостой образец, после чего производится сравнение в атомно-абсорбционном спектрометре.

При наличии подходящего источника тепловых нейтронов более удобным может быть активационный анализ. Активация пробы крови сравнивается напрямую с активацией стандартного раствора NaCl.

Методика

Б.1. Измерение содержания 24Na в пробе крови для дозиметрии в аварийных ситуациях с возникновением СЦР.

Б.1.1. Значение активности 24Na, образующегося в организме человека вследствие нейтронной активации, можно использовать для оценки дозы нейтронного излучения при аварийной ситуации с возникновением критичности.

Удельная активность 24Na во всем теле коррелирует с флюенсом нейтронов, падающих на тело. Активность 24Na во всем теле можно измерить, однако содержание стабильного натрия во всем теле измерить невозможно, при этом оно существенно различается у разных людей.

С другой стороны, в пробе крови можно измерить как радиоактивный, так и стабильный натрий. Поскольку кровь распределяется по всему телу, удельная активность в крови является весьма представительной для удельной активности во всем теле. Для гамма-спектрометрии 24Na в пробе крови не требуется никакой химической обработки или дорогих установок, в отличие от определения 24Na во всем теле.

Б. 1.2. Измерения выполняют в соответствии с представленной ниже пошаговой инструкцией.

Шаг 1

Взять у пациента пробы крови (от 10 до 20 см*).

Примечание: Внутривенные инъекции, делаемые пациентам в качестве начального лечения, могут разбавить концентрацию :*Na в крови или ускорить его выведение. И то и другое приведет к заниженной оценке удельной активности :*Na.

I1&L2

Перенести пробы крови из шприца в контейнер для измерения гамма-излучения и добавить гепарин для предотвращения свертывания крови. Несколько раз встряхнуть контейнер.

Примечание: При необходимости добавить растворитель для повторного растворения пробы крови. Его количество необходимо точно отмерить, поскольку растворители, как правило, содержат некоторое количество стабильного натрия, что вносит погрешность в измерение удельной активности.

Шаг 3

Проверить калибровку средств измерения, используя стандартные источники в той же геометрии счета, что и при измерении пробы.

Шаг 4

Установить контейнер с пробой крови в заданное положение измерительной системы и провести измерение.

Шаг 5

Вычислить долю 24Na, содержащегося в крови во время взятия пробы, используя следующее уравнение:

R(tf)*(l-a(t, ))-ехр(-Х xts),

где

г, - время после взятия пробы, с;

R(ts) - доля 24Na, удерживаемая в крови во время взятия пробы /,; a(ts) - доля 24Na, элиминированная из крови ко времени взятия пробы /, вследствие выведения натрия из организма (например, при выведении с мочой). Стандартное значение a(ts) составляет 0;

X - постоянная распада 24Na (1,28Е-05 с1).

Щапб

Вычислить активность 24Na во время облучения нейтронами при помощи следующего уравнения [13):

А __^___^i*f/

^ (е~-e“*i) R(ts)*cf

где

А0 - активность 24Na в пробе во время облучения нейтронами (Бк);

I/ - время, прошедшее между взятием пробы и началом подсчета;

12 - время, прошедшее между взятием пробы и концом подсчета;

X - постоянная распада 24Na (1,28-1 O'5 с1);

С*, - чистый счет 24Na между // и 12с поправкой на счет фона;

Су- эффективность счета детектора;

R(ts) - доля 24Na, удерживаемая в крови во время взятия пробы ts.

Шаг 7

Вычислить концентрацию 24Na в крови пациента а0 во время облучения нейтронами:

fy = 4>/v,

где

а0- концентрация 24Na в пробе крови во время облучения нейтронами [Бк/см3];

А0- активность 24Na в пробе во время облучения нейтронами, взятого из Шага 6 (Бк); v - объем пробы крови, взятой у пациента, см3.

Шаг 8

Занести полученную информацию в журнал измерений (электронную базу данных), в сопроводительную ведомость и в карточку эвакуации.

Б.2. Использование результатов измерения наведенной активности в крови работника для оценки флюенса нейтронного излучения.

Б.2.1. Нейтронная доза при аварийной ситуации с возникновением критичности в большой мере зависит от флюенса падающих нейтронов и энергетического спектра нейтронов, падающих на тело человека. Нейтронные спектры, в свою очередь, отличаются в зависимости от источника СЦР и окружающих материалов. Таким образом, требуется, как правило, оценка дозы применительно к конкретной аварийной ситуации.

Б.2.2. Оценку флюенса нейтронного излучения выполняют в соответствии с представленной ниже пошаговой инструкцией.

Шаг 1

Вычислить удельную активность 24Na в крови в момент облучения, используя следующую формулу:

а00 / Рыа»

где

а0- образовавшаяся удельная активность 24Na в крови пациента, Бк 24Ыа/г^; а0 - объемная активность 24Na в крови пациента в момент облучения нейтронами, Бк/см5; Рд'а - концентрация стабильного 23Na в крови, r^/см3; стандартное значение рЛо составляет 1,9-102 г^в/см3 (13).

Шаг 2

Оценить флюенс падающих нейтронов Ф по спектру нейтронов и удельной активности 24Na в крови пациента, образовавшейся во время облучения нейтронами, а0, используя уравнение (13):

ф. v-л*.**

А-or .N„-S-Z{«EJ) °'

где

а.0 - образовавшаяся удельная активность [Бк 24Na/rsJ;

V- объем тела человека (стандартное значение ^составляет 68280 см3)[13];

S - расчётная площадь тела человека (стандартное значение Sсоставляет 5690 см2) [14]; Ф - флюенс падающих нейтронов [см'2]; к - постоянная распада 24Na (1,28-10'5 с'1);

А - сечение поглощения 23Na для тепловых нейтронов (5,34-1025 см2) [15];

Z,A - макроскопическое общее сечение поглощения тела человека для тепловых нейтронов (0,02339 см1);

N„ - число Авогадро (6,03-Ю23 мол ');

Asa~ масса стабильного натрия на моль (23 г/мол);

^{ф(Е„)\ - вероятность захвата телом человека нейтронов с флюенсом на единицу энергии Ь(Е„).

Для нейтронов деления ^(деление) = 0,254 [13].

Для любых других нейтронных спектров вычисления можно выполнить, используя следующую формулу:

jUE.MEjdE. 2.-

]«E.)dE.

где

$(Е„) - флюенс нейтронов на единицу энергии [см'г/эВ|;

%(Е„) - вероятность захвата нейтронов с энергией Еп телом человека [ 14):

Энергия Еп, МэВ

Вероятность захвата нейтронов t,(En) (14]

1Е-09

0,181

1Е-06

0,305

1Е-05

0.348

1Е-04

0,345

1Е-03

0,320

0.01

0,299

0.100

0,302

0.300

0,309

0,440

0,258

0,501

0,305

0,794

0,300

1,00

0,249

1,26

0,273

2,00

0,253

2,51

0,242

3,50

0,206

4,50

0,197

6.31

0,156

10

0,147

Примечание: Полезные рекомендации для вычисления интегралов, содержащих нейтронные спектры (функции флюенса нейтронов на единицу энергии), можно найти в Серии технических до

кладов МАГАТЭ J* 318.

Занести полученную информацию в журнал измерений (электронную базу данных), в сопроводительную ведомость и в карточку эвакуации.

Приложение В (рекомендуемое).

Типовая методика предварительной оценки дозы облучения нейтронами отдельных органов участника аварии при СЦР

В.1. Приложение содержит описание метода предварительной оценки дозы облучения нейтронами отдельных органов участника аварии при СЦР работника (13) на основании данных о:

1.    флюенсе нейтронов в точке нахождения участника аварии при СЦР;

2.    положении участника аварии относительно источника возникновения СЦР.

В.2. Результатом применения данного метода является оценка поглощенной дозы

нейтронного облучения в следующих органах участника аварии:

1)    красный костный мозг (ККМ);

2)    легкие;

3)    тонкий кишечник (ТК);

4)    матка (только для женщин).

В.З. Оценку дозы облучения нейтронами отдельных органов выполняют в соответствии с представленной ниже пошаговой инструкцией.

Шаг 1

Вычислить поглощенную дозу df в органе Т на единицу флюенса нейтронов, используя следующее уравнение:

]dT(E,H(EJdEn dT =--.

О

где

dT- поглощенная доза в органе Тна единицу флюенса нейтронов с энергетическим спектром р(Е) (пГр-см2);

ф(Еп) - флюенс нейтронов на единицу энергии (см2/эВ);

dT(E„) - поглощенная доза в органе Т на единицу флюенса нейтронов с энергией Е„ [пГр-см2). Рекомендуемые значения величин dT(E„) из (16) приведены в Таблицах В1-В4 для различных положений участника аварии относительно источника СЦР.

В тех случаях, когда известен только флюснс нейтронов и отсутствует информация о флюенсе нейтронов на единицу энергии (спектре нейтронов), оценку дозы облучения отдельных органов следует делать для средней энергии нейтронов СЦР, значение которой принимается равной 2 МэВ. В этом случае:

dT= 0dT(Ecp),

где

Ф- флюенс нейтронов (см2),

Еср - средняя энергия нейтронов СЦР, значение которой принимается равной 2 МэВ.

Энергия, МэВ

Поглощенная доза на единицу флюенса нейтронов, пГрсм*

К КМ

Легкие

ТК

Матка

1.00Е-09

8.56Е-01

9.76Е-01

1.17Е+00

9.97Е-01

1.00К-08

9.91Е-01

1.13Е+00

1.39Е+00

1.16Е+00

2.50Е-08

1.12Е+00

1.29Е+00

1.58Е+00

1.33Е+00

1.00F.-07

1.48Е+00

1.74Е+00

2.14Е+00

1.78Е+00

2.00Е-07

1.67Е+00

1.98Е+00

2.44Е+00

2.04Е+00

5.00Н-07

1.91Е+00

2.29Е+00

2.84Е+00

2.39Е+00

1.00Н-06

2.06Е+00

2.47Е+00

3.07Е+00

2.62Е+00

2.00Н-06

2.17Е+00

2.61Е+00

3.25Е+00

2.80Е+00

5.00Н-06

2.28Е+00

2.75Е+00

3.42Е+00

2.99Е+00

1.00Е-05

2.33Е+00

2.83Е+00

3.53Е+00

3.06Е+00

2.00Н-05

2.34Е+00

2.85Е+00

3.55Е+00

3.08Е+00

5.00Е-05

2.37Е+00

2.85Е+00

3.60Е+00

3.13Е+00

1.00Е-04

2.37Е+00

2.86Е+00

3.62Е+00

3.18Е+00

2.00Е-04

2.36Е+00

2.84Е+00

3.60Е+00

3.20Е+00

5.00Е-04

2.35Е+00

2.85Е+00

3.62Е+00

3.I7E+00

1.00Е-03

2.34Е+00

2.82Е+00

3.59Е+00

3.19Е+00

2.00Е-03

2.32Е+00

2.78Е+00

3.56Е+00

3.21Е+00

5.00Е-03

2.32Е+00

2.78Е+00

3.55Е+00

3.22Е+00

1.00Е-02

2.35Е+00

2.79Е+00

3.58Е+00

3.21Е+00

2.00Е-02

2.39Е+00

2.82Е+00

3.61Е+00

3.24Е+00

3.00E-02

2.45Е+00

2.87Е+00

3.66Е+00

3.28Е+00

5.00F.-02

2.57Е+00

2.97Е+00

3.77Е+00

3.36Е+00

7.00Е-02

2.69Е+00

3.09Е+00

3.89Е+00

3.44Е+00

1.00Е-01

2.88Е+00

3.29Е+00

4.09Е+00

3.55Е+00

1.50Е-01

3.19Е+00

3.68Е+00

4.47Е+00

3.78Е+00

2.00Е-01

3.51Е+00

4.10Е+00

4.87Е+00

4.03Е+00

3.00Е-01

4.16Е+00

5.02Е+00

5.75Е+00

4.59Е+00

5.00Е-01

5.44Е+00

6.95Е+00

7.60Е+00

5.88Е+00

7.00Е-01

6.67Е+00

8.82Е+00

9.42Е+00

7.30Е+00

9.00Е-01

7.89Е+00

1.06Е+01

1.12Е+01

8.85Е+00

1.00Е+00

8.52Е+00

1.16Е+01

1.21Е+01

9.67Е+00

1.20Е+00

9.83Е+00

1.34Е+01

1.40Е+01

1.14Е+01

1.50Е+00

1.18Е+01

1.62Е+01

1.69Е+01

1.40Е+01

2.00Е+00

1.51Е+01

2.06Е+01

2.13Е+01

1.83Е+01

3.00Е+00

2.09Е+01

2.78Е+01

2.88Е+01

2.58Е+01

4.00Е+00

2.59Е+01

3.37Е+01

3.50Е+01

3.21 Е+01

5.00Е+00

3.01 Е+01

3.85Е+01

4.00Е+01

3.74 Е+01

6.00Е+00

3.38Е+01

4.25Е+01

4.43Е+01

4.19Е+01

7.00Е+00

3.70Е+01

4.59Е+01

4.79Е+01

4.57Е+01

8.00Е+00

3.99Е+01

4.90Е+01

5.12Е+01

4.91Е+01

9.00Е+00

4.26Е+01

5.19Е+01

5.41 Е+01

5.22Е+01

1.00Е+01

4.51Е+01

5.44Е+01

5.67Е+01

5.49Е+01

Энергия, МэВ

Поглощенная доза на единицу флюенса нейтронов, пГр-см:

ккм

Легкие

ТК

Матка

1.00Е-09

9.40Е-01

8.11Е-01

6.28Е-01

8.42Е-01

1.00Е-08

1.13Е+00

9.84Е-01

7.34Е-01

9.74Е-01

2.50Е-08

1.31Е+00

1.14Е+00

8.46Е-01

1.13F.+00

1.00Е-07

1.78Е+00

1.55Е+00

1.12Е+00

1.50Е+00

2.00К-07

2.04Е+00

1.77Е+00

1.28Е+00

1.73Е+00

5.00Н-07

2.39Е+00

2.09F.+00

1.50Е+00

2.01 Е+00

1.00Е-06

2.61Е+00

2.28 Е+00

1.64 Е+00

2.19Е+00

2.00Е-06

2.77Е+00

2.43Е+00

1.75Е+00

2.34 Е+ОО

5.00Н-06

2.93Е+00

2.56Е+00

1.86Е+00

2.50Е+00

1.00Е-05

3.00Е+00

2.64Е+00

1.91 Е+00

2.58 Е+00

2.00К-05

3.02Е+00

2.67Е+00

1.94 Е+00

2.60Е+00

5.00Н-05

3.05Е+00

2.73Е+00

1.97Е+00

2.62Е+00

1.00Е-04

3.06Е+00

2.74Е+00

1.99Е+00

2.68 Е+00

2.00Е-04

3.05Е+00

2.72Е+00

1.99 Е+00

2.73Е+00

5.00Е-04

3.04Е+00

2.73Е+00

2.01 Е+00

2.75Е+00

1.00Е-03

3.02 Е+00

2.72 Е+00

2.01 Е+00

2.74Е+00

2.00Е-03

3.01 Е+00

2.72Е+00

2.02Е+00

2.73Е+00

5.00Е-03

3.00E+00

2.71 Е+00

2.04 Е+00

2.76Е+00

1.00Е-02

3.01 Е+00

2.73Е+00

2.07Е+00

2.79 Е+00

2.00Е-02

3.05Е+00

2.75Е+00

2.11Е+00

2.84Е+00

3.00Е-02

3.10Е+00

2.79Е+00

2.15Е+00

2.88Е+00

5.00Е-02

3.20Е+00

2.87Е+00

2.21 Е+00

2.96Е+00

7.00Е-02

3.32Е+00

2.95Е+00

2.27Е+00

3.03 Е+00

1.00Е-01

3.50Е+00

3.08Е+00

2.36Е+00

3.14Е+00

1.50Е-01

3.84Е+00

З.ЗЗЕ+ОО

2.49Е+00

З.ЗЗЕ+ОО

2.00F.-01

4.19Е+00

3.61 Е+00

2.61 Е+00

3.52F.+00

3.00Е-01

4.94 Е+00

4.23 Е+00

2.87Е+00

3.90Е+00

5.00Е-01

6.52Е+00

5.62 Е+00

3.44Е+00

4.74Е+00

7.00Е-01

8.08 Е+00

7.07Е+00

4.10Е+00

5.71 Е+00

9.00Е-01

9.65Е+00

8.57Е+00

4.86Е+00

6.79Е+00

1.00Е+00

1.04Е+01

9.36Е+00

5.28F.+00

7.38Е+00

1.20Е+00

1.21 Е+01

1.10Е+01

6.22Е+00

8.64Е+00

1.50Е+00

1.46Е+01

1.35Е+01

7.79Е+00

1.07Е+01

2.00Е+00

1.85Е+01

1.75Е+01

1.06Е+01

1.41 Е+01

3.00Е+00

2.52Е+01

2.46Е+01

1.62Е+01

2.07Е+01

4.00Е+00

3.07Е+01

3.04 Е+01

2.14Е+01

2.66Е+01

5.00Е+00

3.52Е+01

3.53Е+01

2.61 Е+01

3.17Е+01

6.00Е+00

3.90 Е+01

3.94Е+01

3.03Е+01

3.62Е+01

7.00Е+00

4.23Е+01

4.30Е+01

3.40Е+01

4.02Е+01

8.00Е+00

4.52Е+01

4.61 Е+01

3.74Е+01

4.36Е+01

9.00Е+00

4.80Е+01

4.89Е+01

4.05 Е+01

4.68Е+01

1.00Е+01

5.04Е+01

5.14Е+01

4.32Е+01

4.96Е+01

Энергия, МэВ

Поглощенная доза на единицу флюенса нейтронов, пГр см2

ККМ

Легкие

тк

Матка

1.00Е-09

3.61Е-01

3.15Е-01

2.82 Е-01

2.02Е-01

1.00К-08

4.11 Е-01

3.52Е-01

3.16Е-01

2.08 Е-01

2.50К-08

4.65Е-01

3.95Е-01

3.58Е-01

2.40Е-01

1.00Е-07

6.01Е-01

5.02Е-01

4.66Е-01

2.91Е-01

2.00Е-07

6.85Е-01

5.71 Е-01

5.40Е-01

3.45Е-01

5.00Е-07

7.90Е-01

6.62Е-01

6.39Е-01

4.06Е-01

1.00Е-06

8.52 Е-01

7.21 Е-01

6.97 Е-01

4.37Е-01

2.00Е-06

8.97Е-01

7.63 Е-01

7.41 Е-01

4.51 Е-01

5.00Е-06

9.32Е-01

8.01 Е-01

7.85Е-01

4.85Е-01

1.00Е-05

9.47 Е-01

8.19Е-01

8.06Е-01

5.01 Е-01

2.00Е-05

9.53Е-01

8.31 Е-01

8.17Е-01

5.14Е-01

5.00Е-05

9.56Е-01

8.41 Е-01

8.24Е-01

5.04Е-01

1.00Е-04

9.53Е-01

8.42Е-01

8.27Е-01

5.07 Е-01

2.00Е-04

9.47Е-01

8.41 Е-01

8.25Е-01

5.17Е-01

5.00Е-04

9.39Е-01

8.41 Е-01

8.21 Е-01

5.19Е-01

1.00Е-03

9.30Е-01

8.39Е-01

8.20Е-01

5.19Е-01

2.00Е-03

9.23Е-01

8.34Е-01

8.21 Е-01

5.12Е-01

5.00Е-03

9.I8E-01

8.36Е-01

8.18Е-01

5.22Е-01

1.00Е-02

9.24Е-01

8.42Е-01

8.15Е-01

5.33Е-01

2.00Е-02

9.44 Е-01

8.40Е-01

8.29Е-01

5.59Е-01

3.00E-02

9.70Е-01

8.44Е-01

8.46Е 01

5.69Е-01

5.00Е-02

1.02Е+00

8.62Е-01

8.76Е-01

5.75Е-01

7.00Е-02

1.08Е+00

8.84 Е-01

9.01 Е-01

5.84Е-01

1.00Е-01

1.17Е+00

9.23Е-01

9.41Е-01

6.02Е-01

1.50Е-01

1.33Е+00

9.97Е-01

1.02Е+00

6.36Е-01

2.00Е-01

1.48Е+00

1.08Е+00

1.10Е+00

6.78Е-01

3.00Е-01

1.79Е+00

1.26Е+00

1.29Е+00

7.56Е-01

5.00Е-01

2.40Е+00

1.65Е+00

1.71Е+00

8.92Е-01

7.00Е-01

3.02Е+00

2.10Е+00

2.18Е+00

1.05Е+00

9.00Е 01

3.65Е 100

2.60Е*00

2.70Е+00

1.25Е # 00

1.00Е+00

3.98Е+00

2.87Е+00

2.99Е+00

1.37Е+00

I.20E+00

4.65Е+00

3.46Е+00

3.61Е+00

1.66Е+00

1.50Е+00

5.71Е+00

4.43Е+00

4.62Е+00

2.23Е+00

2.00Е+00

7.50Е+00

6.15Е+00

6.46Е+00

3.39Е+00

3.00Е+00

1.10Е+01

9.63Е+00

1.03Е+01

6.13Е+00

4.00Е+00

1.42Е+01

1.29Е+01

1.40Е+01

9.11Е+00

5.00Е+00

1.72Е+01

1.61Е+01

1.76Е+01

1.22Е+01

6.00Е+00

1.99Е+01

1.89Е+01

2.08Е+01

1.52Е+01

7.00Е+00

2.24Е+01

2.15Е+01

2.39Е+01

1.79Е+01

8.00Е+00

2.47Е+01

2.39Е+01

2.66Е+01

2.05 Е+01

9.00Е+00

2.68Е+01

2.60Е+01

2.92Е+01

2.28Е+01

1.00Е-Ю1

2.88Е+01

2.80Е+01

3.15Е+01

2.50Е+01

Содержание

1.    Область применения.......................................................................................................111

2.    Нормативные ссылки......................................................................................................112

3.    Термины и определения..................................................................................................112

4.    Содержание и технические средства аварийного радиационного

контроля внешнего облучения..................................................................................................112

5.    Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения.......114

6.    Объем информации, необходимой для описания радиационной

обстановки при аварии................................................................................................................115

7.    Требования к метрологическому, методическому и аппаратурному

обеспечению аварийного радиационного контроля............................................................115

Приложение А (рекомендуемое). Типовая методика предварительной оценки поглощенной дозы нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР по величине мощности дозы гамма-излучения

от торса участника аварии..........................................................................................................117

Приложение Б (рекомендуемое). Типовая методика предварительной оценки флюенса нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР по величине наведенной активности в крови участника


8.    Оценка поглощенной дозы по результатам измерений..........................................116

аварии методом атомно-абсорбционного анализа...............................................................119

Приложение В (рекомендуемое). Типовая методика предварительной оценки

дозы облучения нейтронами отдельных органов участника аварии при СЦР.............123

Приложение Г (рекомендуемое). Типовая методика предварительной оценки дозы гамма-нейтронного излучения с помощью воксел-фантомной

технологии......................................................................................................................................129

Приложение Д (рекомендуемое). Сопроводительная документация.....................130

Приложение Е (справочное). Технические и метрологические требования

к средствам контроля радиационной обстановки в аварийных условиях.....................132

Приложение Ж (справочное). Библиография...............................................................147

Энергия, МэВ

Поглощенная доза на единицу флюенса нейтронов, пГр см:

ККМ

Легкие

ТК

Матка

1.00Е-09

3.56Е-01

3.25Е-01

3.98Е-01

2.06Е-01

1.00К-08

4.07Е-01

3.59Е-01

4.59Е-01

2.21 Е-01

2.50Е-08

4.62Е-01

4.I0E-01

5.29Е-01

2.65Е-01

1.00Е-07

5.98Е-01

5.28Е-01

7.07Е-01

3.49Е-01

2.00Е-07

6.79Е-01

6.00Е-01

8.15Е-01

3.90Е-01

5.00Е-07

7.81Е-01

6.91 Е-01

9.63 Е-01

4.45Е-01

1.00Е-06

8.43Е-01

7.46Е-01

1.06Е+00

4.83Е-01

2.00Е-06

8.90Е-01

7.91 Е-01

1.14 Е+00

5.10Е-01

5.00Е-06

9.28Е-01

8.ЗОЕ-01

1.20Е+00

5.46Е-01

1.00Е-05

9.44Е-01

8.43Е-01

1.23 Е+00

5.52Е-01

2.00Е-05

9.49Е-01

8.55Е-01

1.25Е+00

5.59Е-01

5.00Е-05

9.47Е-01

8.62Е-01

1.26Е+00

5.65Е-01

1.00Е-04

9.43Е-01

8.67Е-01

1.27Е+00

5.70Е-01

2.00К-04

9.38Е-01

8.67Е-01

1.27Е+00

5.68Е-01

5.00Н-04

9.31 Е-01

8.67Е-01

1.27Е+00

5.71 Е-01

1.00Е-03

9.23Е-01

8.61 Е-01

1.26Е+00

5.82Е-01

2.00Е-03

9.17Е-01

8.56E-0I

1.26Е+00

5.8-1 Е-01

5.00Е-03

9.09 Е-01

8.51 Е-01

1.25Е+00

5.69Е-01

1.00Е-02

9.12Е-01

8.48Е-01

1.25Е+00

5.56Е-01

2.00Е-02

9.34Е-01

8.65Е-01

1.27Е+00

5.74 Е-01

3.00E-02

9.61 Е-01

8.82 Е-01

1.29 Е+00

5.87Е-01

5.00Е-02

1.01 Е+00

9.07Е-01

1.33Е+00

6.13Е-01

7.00Е-02

1.07Е+00

9.28Е-01

1.37Е+00

6.43Е-01

1.00Е-01

1.15Е+00

9.65Е-01

1.44Е+00

6.79Е-01

1.50Е-01

1.30Е+00

1.04Е+00

1.57Е+00

7.13Е-01

2.00Е-01

1.45Е+00

1.12Е+00

1.72Е+00

7.50Е-01

3.00Е-01

1.75Е+00

1.30Е+00

2.04Е+00

8.24Е-01

5.00Е-01

2.35Е+00

1.69Е+00

2.75Е+00

9.74Е 01

7.00Е-01

2.95Е+00

2.12Е+00

3.54Е+00

1.15Е+00

9.00Е-01

3.57Е+00

2.59Е+00

4.39Е+00

1.38Е+00

1.00Е+00

3.89Е+00

2.85Е+00

4.85Е+00

1.52Е+00

1.20Е+00

4.54Е+00

3.42Е+00

5.81 Е+00

1.84Е+00

1.50Е+00

5.57Е+00

4.38Е+00

7.35Е+00

2.4 5 Е+00

2.00Е+00

7.31 Е+00

6.10Е+00

9.98Е+00

3.68Е+00

3.00E+00

1.07Е+01

9.56Е+00

1.51 Е+01

6.66Е+00

4.00Е+00

1.39Е+01

1.29Е+01

1.97Е+01

9.90Е+00

5.00Е+00

1.69Е+01

1.60Е+01

2.39Е+01

1.32Е+01

6.00К+00

1.96Е+01

1.89Е+01

2.76Е+01

1.63Е+01

7.00Е+00

2.21Е+01

2.16Е+01

3.09Е+01

1.92Е+01

8.00Е+00

2.44Е+01

2.40Е+01

3.39Е+01

2.19Е+01

9.00Е+00

2.65Е+01

2.62Е+01

3.66 Е+01

2.43Е+01

1.00Е+01

2.84 Е+01

2.82Е+01

3.91 Е+01

2.66Е+01

Условные обозначения и сокращения

АСРК

АРК

ДКРМ

ИДК

ИИИ

МАГАТЭ

МКРЕ

МКРЗ

МУ

САС

СЦР

ЯОУ

ЯРБ

ЭПР

В настоящих Методических указаниях приняты следующие условные обозначения и сокращения:

-    автоматизированные системы радиационного контроля;

-    аварийный радиационный контроль;

-    дозиметрический контроль рабочих мест;

-    индивидуальный дозиметрический контроль;

-    источник ионизирующего излучения;

-    Международное агентство по атомной энергии;

-    Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям;

-    Международная комиссия по радиологической защите;

-    методические указания;

-    система аварийной сигнализации;

-    самоподдерживающаяся цепная реакция;

-    ядерно-опасный участок работы;

-    ядерная и радиационная безопасность;

-    электронный парамагнитный резонанс.

УТВЕРЖДАЮ Заместитель руководителя Федерального медико-биологического агентства. Главщдйд^сударственный санитарный вра<Гпо Обсаживаемым организациям и /обрлуживаемьш^ерриториям ФМБА !: РОССИЙ* V .'• \

В.В. Романов _2017 г.

Дата введения - с момента утверждения

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения персонала при проведении работ на ядерно-опасных участках предприятий госкорпорации «Росатом».

Общие требования

Методические указания

МУ 2.6.5.053-2017

1. Область применения

1.1.    Настоящие Методические указания (далее - МУ) устанавливают общие требования и принципы организации и проведения аварийного радиационного контроля (далее - АРК) внешнего облучения персонала при проведении работ на ядерно-опасных участках (далее - ЯОУ) Госкорпорации «Росатом», а также при проведении работ с делящимся материалом в количестве, создающем возможность возникновения СРЦ.

1.2.    Данные МУ разработаны в целях обеспечения единства методических подходов к АРК внешнего облучения, реализации Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан (ЕСКИД), а также положений, изложенных в Методических указаниях:

-    МУ 2.6.5.008-2016. Контроль радиационной обстановки. Общие требования;

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

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

-    МУ 2.6.5.037-2016. Контроль эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза;

-    МУ 2.6.5.040-2016. Определение дозы незапланированного или аварийного облучения персонала предприятий Госкорпорации «Росатом»;

-    МУ 2.6.5.052-2017. Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения.

1.3.    МУ предназначены для специалистов службы радиационной безопасности и службы ядерной безопасности организаций Госкорпорации «Росатом» и других заинтересованных организаций, межрегиональных управлений и центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России, организаций, разрабатывающих приборное и методическое обеспечение радиационного контроля.

1.4.    В организациях Госкорпорации «Росатом» требования настоящих МУ должны быть учтены в нормативно-методических документах организаций по действиям при возникновении радиационной аварии.

2.    Нормативные ссылки

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

2.1.    Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09. М.: Роспотребнадзор, 2009.

2.2.    Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ 99/2010. Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.2612-10. Утверждены Постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 26.04.2010 № 40. Зарегистрированы Министерством юстиции Российской Федерации 11.08.2010, per. № 18115. (в рсд. изменений № 1, утв. Постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 16.09.2013 №43).

2.3.    МУ 2.6.5.008-2016. Контроль радиационной обстановки. Общие требования;

2.4.    МУ 2.6.5.028-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования.

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

2.6.    МУ 2.6.1.065-14. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования.

2.7.    МУ 2.6.5.040-2016. Определение дозы незапланированного или аварийного облучения персонала предприятий Госкорпорации «Росатом.

2.8.    МУ 2.6.5.037-2016. Контроль эквивалентных доз фотонного и бета-излучения кожи и хрусталика глаза.

2.9.    ГОСТ Р 1.5-92. ГСС. Общие требования к построению, изложению, оформлению и содержанию стандартов.

2.10.    Руководство Р 1.1.050-16. Порядок разработки, изложения, оформления и представления нормативных и методических документов системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования в подкомиссию по специальному нормированию ФМБА России.

2.11.    ГОСТ 22.0.02-94. Безопасность в чрезвычайных ситуациях. Термины и определения основных понятий.

2.12.    МУ 2.6.5.052-2017. Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения.

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.

4.    Содержание и технические средства аварийного радиационного контроля внешнего облучения

4.1. Система аварийного радиационного контроля (далее - АРК) внешнего облучения является составной частью системы радиационного контроля. Система АРК должна

обеспечить получение информации о количественных и качественных показателях аварийного облучения различного характера, в том числе облучения в случае самопроизвольной цепной реакции (далее - СЦР). Система АРК является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной и ядерной безопасности персонала предприятия.

4.2.    Задачей АРК внешнего облучения является обнаружение факта радиационной аварии и достоверная оценка индивидуальной дозы внешнего облучения участников аварии для оценки медицинских последствий аварийного облучения.

Основной функцией АРК является получение информации, необходимой для определения поглощенной дозы DT в тканях Т

Важным элементом системы аварийного реагирования является система аварийной сигнализации о самоподдерживающсйся цепной реакции (САС СЦР), основной функцией которой в соответствии с требованиями ПБЯ-06-10-99 (1) является обнаружение СЦР на ЯОУ и выдача сигналов о необходимости эвакуации работников из ядер-но-опасной зоны.

4.3.    Система АРК внешнего облучения реализуется путем использования следующих видов технических средств:

-    индивидуальные дозиметры фотонного и нейтронного излучения, дающие информацию об индивидуальном эквиваленте дозы Н/10), которую можно использовать для оценки поглощенной дозы DT в тканях;

-    индивидуальные дозиметры для хрусталика глаза, дающие информацию об индивидуальном эквиваленте дозы Н^З) для бета-фотонного излучения. Поскольку такие дозиметры не являются широкодоступными, может возникнуть необходимость использования величины Нр(10)адя оценки дозы облучения хрусталика глаза в случаях аварийного облучения;

-    индивидуальные дозиметры, располагаемые на конечностях, дающие информацию об индивидуальном эквиваленте дозы на кожу бета-фотонного излучения;

-    автоматическая система радиационного контроля (далее - АСРК) или автоматизированные посты с дозиметрами, обеспечивающими измерение аварийных уровней мощности дозы гамма- и нейтронного излучения;

-    размещаемые на рабочих местах персонала на ЯОУ переносные приборы, обеспечивающие измерение аварийных уровней дозы и/или мощности дозы гамма-, бета- и нейтронного излучения.

4.4.    Требования к переносным приборам для измерения дозы (мощности дозы) гамма-, бета- и нейтронного излучения изложены в МУ 2.6.5.008-2016.

Обязательным требованием к стационарным и переносным дозиметрам, а также к индивидуальным электронным дозиметрам является наличие звуковой и световой сигнализации о превышении установленного порога мощности дозы и дозы фотонного и нейтронного излучения.

4.5.    При аварийной ситуации измеряют значения индивидуального эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения Нр(10). Значения амбиентного эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения И*(10) определяют по показаниям блоков детектирования автоматической системы радиационного контроля, ближайших к участнику аварии. Также, если возможно, измеряют индивидуальные эквиваленты дозы Нр(3).

При необходимости восстановления дозы аварийного облучения при СЦР по различным органам и тканям дополнительно к инструментальным методам применяют расчетные методы.

4.6.    Дозу аварийного облучения работника следует (если это возможно) фиксировать в документации (электронной базе) отдельно от дозы облучения, полученной при нормальной эксплуатации радиационного объекта.

4.7.    Индивидуальный дозиметр для текущего контроля должен быть способен обеспечить информацию об индивидуальном эквиваленте дозы HJ10) фотонного излуче-

ния с верхним пределом измерения не менее 10 Зв для того, чтобы он мог служить в качестве специального аварийного дозиметра.

4.8. При определении последствий аварийного облучения экспертами, привлекаемыми к расследованию аварии, могут быть использованы различные методы (гематологические, цитогенетические, генетические, физические), позволяющие восстановить условия аварийного облучения и оценить характеристики радиационного воздействия.

К физическим относятся методы, которые связаны с исследованием физических (а нс биологических) эффектов, вызванных облучением, даже в том случае, если они происходят в биологических тканях, таких как волосы, ногти, эмаль зубов или костная ткань. Как правило, время от взятия пробы до получения оценочных характеристик дозы составляет от 1 до 48 часов, в зависимости от требуемой точности.

5. Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения

5.1.    Принятие решения о введении АРК внешнего облучения на предприятии определяется характером проводимых работ с делящимся материалом и количеством делящегося материала на рабочем месте.

5.2.    На каждом ЯОУ должен быть составлен прогноз радиационных последствий аварии с учетом максимального энерговыделения при СЦР.

5.3.    На каждом ЯОУ должна быть реализована система АРК внешнего облучения, включающая технические средства согласно п.4.3 настоящих МУ.

5.4.    Персонал при проведении ядерно-опасных работ должен быть обеспечен индивидуальными дозиметрами гамма-нейтронного излучения. Целесообразно применение нескольких индивидуальных дозиметров гамма-нейтронного излучения, размещаемых на разных частях тела.

5.5.    Для оценки дозы внешнего облучения при радиационной аварии могут быть использованы:

-    значения индивидуального эквивалента дозы Нр(10) фотонного и нейтронного излучения по показаниям индивидуальных дозиметров;

-    значения амбиентного эквивалента дозы И*(10) фотонного и нейтронного излучения по показаниям дозиметров АСРК;

-    значения индивидуального эквивалента дозы Ир(3), Нр(0,07) фотонного и нейтронного излучения по показаниям индивидуальных дозиметров (при их наличии);

-    значения амбиентного эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения по показаниям размещаемых на рабочих местах персонала на ЯОУ переносных дозиметров для создания картограмм полей излучения;

-    результаты дозиметрического контроля рабочих мест (ДКРМ).

5.6.    Для предварительной оценки дозы аварийного облучения могут быть использованы следующие методы:

-    метод определения дозы с помощью индивидуальных и переносных дозиметров, показаний приборов АСРК;

-    метод предварительной оценки поглощенной дозы нейтронного излучения в точке нахождения участников аварии при СЦР по величине мощности дозы гамма излучения от торса участника аварии (Приложение А);

-    метод предварительной оценки флюенса нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР по величине наведенной активности в крови участника аварии (Приложение Б);

-    метод предварительной оценки дозы облучения нейтронами отдельных органов участников аварии при СЦР (Приложение В);

-    метод измерения наведенной активности сопутствующих предметов, изъятых у участников аварии;

-    метод ЭПР-спектрометрии зубов участников аварии в соответствии с ГОСТ Р 22.3.04-96 (2];

-    метод ЭПР-спектрометрии тканей одежды участников аварии в соответствии с МУ 2.6.1.003-03 [3];

-    оценка дозы гамма-нейтронного излучения с помощью воксел-фантомной технологии расчетов (Приложение Г);

-    моделирование аварийной ситуации (если это возможно).

5.7.    Моделирование аварийной ситуации проводят сотрудники службы радиационной безопасности с привлечением (при необходимости) сотрудников ФМБА России и научно-исследовательских организаций с использованием антропоморфного фантома человека.

5.8.    Результаты моделирования оформляются в виде отчета, утверждаемого в установленном в организации порядке.

6.    Объем информации, необходимой для описания радиационной обстановки при аварии

6.1.    Объем первичной дозиметрической информации, необходимой для описания радиационной обстановки и оценки дозы облучения участников аварии, определяется в соответствии с методическими указаниями МУ 2.6.5.040-2016.

6.2.    В случае возникновения СЦР в результате осуществления всех мероприятий АРК внешнего облучения участников аварии должна быть представлена следующая информация:

-    место аварии (помещение, здание, площадка);

-    классификация аварии (характеристика источника, характер воздействия (импульсное или статическое облучение), расположение источника, размеры помещения и т. п.);

-    количество участников аварии;

-    сведения о результатах оценки дозы аварийного облучения участников аварии;

-    показания индивидуальных дозиметров со схемой размещения их на теле;

-    показания стационарных и зонных дозиметров со схемой размещения их в помещении;

-    положение участников аварии во время аварии относительно источника излучения, время нахождения около источника, возможные перемещения и т. п. (по каждому участнику аварии);

-    количество участников аварии с дозой аварийного облучения 0,2-1 Зв и с дозой аварийного облучения выше 1 Зв;

-    характеристика радиационной обстановки в помещении.

6.3.    Полученная таким образом информация оформляется в установленном порядке и передается в виде заполненной Карточки эвакуации (Приложение Д), которая направляется вместе с участниками аварии в лечебное учреждение.

7.    Требования к метрологическому, методическому и аппаратурному обеспечению аварийного радиационного контроля

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

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

-    методики радиационного контроля должны удовлетворять требованиям ГОСТ 8.638-2013 [4), МИ 2453-2015 (5], ГОСТ Р 8.563-2009 [6), Метрологическим требованиям Госкорпорации «Росатом» (7] и быть аттестованными в установленном порядке;

-    служба радиационного контроля должна быть аккредитована на техническую компетентность в установленном порядке.

Технические и метрологические требования к средствам измерения операционных величин в аварийных условиях представлены в справочном Приложении Е.

8. Оценка поглощенной дозы по результатам измерений

8.1.    Для оценки поглощенной дозы гамма-нейтронного излучения в органах тела участников аварии используются результаты измерения индивидуального эквивалента дозы индивидуальными дозиметрами, результаты измерения амбиентного эквивалента дозы дозиметрами системы АРК, результаты измерения амбиентного эквивалента дозы переносными дозиметрами, размещаемыми на рабочих местах персонала на ЯОУ.

8.2.    Результаты измерений наведенной активности радионуклида MNa в теле участников аварии используются для оценки усредненной поглощенной дозы нейтронного облучения всего тела участника аварии [8].

8.3.    Результаты измерения мощности дозы гамма-излучения от тела участника аварии вследствие наведенной активности радионуклида ^Na в теле используются для оценки усредненного по всему телу флюенса нейтронов и усредненной поглощенной дозы нейтронного излучения всего тела участника аварии [9,10].

8.4.    Поглощенная доза, определенная по сигналу электронного парамагнитного резонанса (ЭПР) эмали зуба используется для оценки усредненной по тканям головы поглощенной дозы фотонов [2].

8.5.    Поглощенная доза, определенная по сигналу ЭПР тканей одежды, используется для оценки поглощенной дозы фотонов в месте прилегания образца ткани к телу участника аварии [3].

8.6.    Поглощенная доза, определенная по хромосомным аберрациям лимфоцитов крови, используется для оценки поглощенной дозы, усредненной по всему телу участника аварии [11].

8.7.    Информация о полученной дозе аварийного облучения фиксируется в карточке (электронной базе) учета индивидуальных доз облучения отдельно от информации о текущем облучении и хранится в течение 50 лет.