MBP 2.6.1.50-01  

     

МЕТОДИКА ВЫПОЛНЕНИЯ РАСЧЕТОВ

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ
И ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ
ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИЗМЕРЕНИЙ НА СИЧ СОДЕРЖАНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ
В ТЕЛЕ ЧЕЛОВЕКА ДЛЯ ПЕРСОНАЛА АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

     

Дата введения - с момента утверждения

СОГЛАСОВАНА с Директором Центра метрологии ионизирующих излучений ГП "ВНИИФТРИ" В.П.Ярыной 09 февраля 2001 г.

УТВЕРЖДЕНА Вице-президентом - Техническим директором концерна "Росэнергоатом" Б.В.Антоновым 05 января 2002 г.

УТВЕРЖДЕНА Заместителем Главного государственного санитарного врача по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением "Медбиоэкстрем" О.И.Шамовым 27 декабря 2001 г.

Предисловие

1. Методика выполнения расчетов МВР 2.6.1.50-01 "Определение поступления радионуклидов и индивидуальной эффективной дозы облучения по результатам измерений на СИЧ содержания радионуклидов в теле человека для персонала атомных станций" разработана авторским коллективом специалистов.

Руководители работы:

к.ф.-м.н. В.А.Кутьков (РНЦ "Курчатовский институт"), к.т.н., доцент В.В.Ткаченко (ИАТЭ).

Исполнители:

к.ф.-м.н. В.А.Кутьков (РНЦ "Курчатовский институт"), к.т.н., доцент В.В.Ткаченко (ИАТЭ), к.ф.-м.н., доцент В.П.Романцов (ИАТЭ),  Д.А.Бубало (ИАТЭ), Е.Ф.Фещенко (ИАТЭ).

2. УТВЕРЖДЕНА И ВВЕДЕНА В ДЕЙСТВИЕ Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем (Федеральное управление "Медбиоэкстрем") при Минздраве России 27 декабря 2001 г.

5.* В настоящей Методике выполнения расчетов реализованы нормы законов РФ:

_________________

* Нумерация соответствует оригиналу. - Примечание изготовителя базы данных.

"О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" ФЗ N 52 от 30.03.1999 г.;

"О радиационной безопасности населения" ФЗ N 3 от 09.01.1996 г.;

"Об использовании атомной энергии" ФЗ N 170 от 21.11.1995 г.;

"О стандартизации" N 5154-1 от 10.06.1993 г.;

"Об обеспечении единства измерений" N 4871-1 от 27.04.1993 г.

6. ВВЕДЕНА впервые.

Введение

В Нормах (НРБ-99) и Правилах (ОСПОРБ-99) четко разграничены требования к обеспечению радиационной безопасности персонала в контролируемых условиях обращения с источниками излучения, в том числе и в случае радиационной аварии, когда контроль над источником временно утерян. Принципы обеспечения радиационной безопасности, декларированные в Нормах и Правилах, требуют, чтобы техногенный источник ионизирующего излучения был создан и использовался таким образом, чтобы были установлены и в контролируемых условиях обращения с источниками соблюдались:

пределы безопасной эксплуатации (т.е. установленные в проекте значения параметров технологического процесса и характеристик состояния систем и оборудования, отклонение от которых может привести к аварии);

условия безопасной эксплуатации источника (т.е. установленные в проекте минимальные требования к количеству, состоянию работоспособности, характеристикам и техническому обслуживанию систем и оборудования, важных для безопасности, и при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации).

Контроль доз облучения персонала, являясь важной частью общего контроля за соблюдением Норм и Правил, служит общей цели обеспечения радиационной безопасности - защиты настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. При достижении общих целей радиационной безопасности возникают две важные задачи, решение которых невозможно без достоверных данных о дозах облучения персонала, т.е. без организации и проведения контроля доз облучения. Первая задача - разумное ограничение доз текущего облучения в условиях нормальной эксплуатации источника излучения (цель - профилактика профессиональных заболеваний путем обеспечения контролируемых условий эксплуатации источника излучения), а также жесткое ограничение доз при планируемом повышенном облучении. Вторая - сведение к минимуму вероятности выхода источника излучения из-под контроля (цель - профилактика профессиональных заболеваний путем предотвращения опасных для здоровья и жизни человека доз потенциального облучения, которое может возникнуть в результате выхода источника из-под контроля).

В контролируемых условиях обращения с источником излучения результатом контроля профессионального облучения является консервативная оценка в терминах индивидуальной дозы нормируемых величин облучения персонала, регламентированных в Нормах и Правилах. Индивидуальная доза облучения принимается равной дозе облучения "стандартного работника", который находился бы в тех же производственных условиях и выполнял бы те же работы с источником, что и данный индивид. Значение индивидуальной дозы приписывается данному индивиду по результатам контроля операционных величин внешнего и внутреннего облучения.

При определении индивидуальной дозы работника, как и в целом в Нормах, игнорируется ее возможное отличие от истинной дозы облучения индивида (эту истинную дозу можно было бы назвать персональной дозой), обусловленное различием между свойствами "стандартного работника" и соответствующими персональными свойствами индивида.

Непосредственно измеряемой величиной, которая характеризует вклад в эффективную дозу внутреннего облучения конкретного работника от данного радионуклида, является содержание радионуклида в организме человека - как во всем теле, так и в отдельном органе. Исходя из представительности измерений для радиоактивных веществ (соединений радионуклидов) типов М и П, удобно производить избирательные измерения содержания в легких для щелочных металлов (тип Б) - во всем теле, а для йодов (тип Б) - в щитовидной железе. В соответствии с принятой моделью биокинетики рассчитаны функции выведения (t) из легких, из всего тела и из щитовидной железы как функции времени после разового ингаляционного поступления.

1. Область применения

§ 1. Настоящая Методика выполнения расчетов (МВР) предназначена для определения годовой индивидуальной ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения по результатам систематических измерений содержания гамма-излучающих радионуклидов в отдельных органах тела человека для персонала атомных станций Министерства Российской Федерации по атомной энергии при условии равномерного поступления радионуклидов (нормальная эксплуатация).

§ 2. Настоящая Методика выполнения расчетов устанавливает правила интерпретации систематических измерений содержания -излучающих радионуклидов во всем теле или в отдельных органах тела человека в рамках стандартной модели определения индивидуальных доз с целью определения в контролируемых условиях эксплуатации источников излучения значения индивидуальной ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения персонала в соответствии с требованиями Норм, Правил и Методических указаний [1-4] к дозиметрическому контролю обеспечения радиационной безопасности на атомных станциях Министерства Российской Федерации по атомной энергии.

§ 3. Требования настоящей Методики выполнения расчетов распространяются на определение доз внутреннего облучения при ингаляционном поступлении аэрозолей, содержащих Cr, Mn, Fе, Со, Со, Zn, Zr, Nb, Ru, Ag, Sb, l, Cs, Cs, Се, Се, в условиях профессионального облучения персонала атомных станций Министерства Российской Федерации по атомной энергии.

2. Нормативные ссылки

§ 4. В Методике выполнения расчетов учтены требования, указания и рекомендации, изложенные в следующих нормативных и методических документах:

ГОСТ 8.207-76. ГСИ. Прямые измерения с многократными наблюдениями. Методы обработки результатов наблюдений. Основные положения.

ГОСТ 8.417-81*. ГСИ. Единицы физических величин.

______________

* На территории Российской Федерации действует ГОСТ 8.417-2002. - Примечание изготовителя базы данных.

ГОСТ 15484-81*. Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения.

______________

* На территории Российской Федерации действуют РМГ 78-2005. - Примечание изготовителя базы данных.

РД 50-454-84. Методические указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81 "ГСИ. Единицы измерения величин" в области ионизирующих излучений.

СП-2.6.1.758-99. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Гигиенические нормативы. М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999.

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

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

МИ 2453-2000 ГСИ. Методики радиационного контроля. Общие требования.

Р 1.1.003-96. Общие требования к построению, изложению и оформлению нормативных и методических документов системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования. Руководство. Минздрав России, 1998.

РД 50-449-84. Оценка достоверности данных о физических константах и свойствах веществ и материалов. Основные положения. Методические указания.

МУ 2.6.1.16-2000. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. Методические указания. ДБЧС МАЭ РФ. Федеральное управление "Медбиоэкстрем" Минздрава РФ. АНРИ N 3 (22) 2000, с.43-75.

МУ 2.6.1.26-2000. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания. ДБЧС МАЭ РФ, Федеральное управление "Медбиоэкстрем" Минздрава России. 2000.

3. Термины, определения и условные обозначения

§ 5. В настоящем Руководстве используются термины и определения, принятые в Нормах и Правилах, а также приведенные в МУ 2.6.1.16-2000 [3] и МУ 2.6.1.26-2000 [4] и ГОСТах. Термины, которые приведены в МУ 2.6.1.16-2000 отмечены (*), а термины, которые приведены впервые в МУ 2.6.1.26-2000 отмечены (**).

3.1. Термины и определения

§ 6. Доза индивидуальная эффективная (эквивалентная в органе или ткани) - эффективная доза (эквивалентная доза в органе или ткани), которая была бы получена стандартным работником, если бы он находился в тех же производственных условиях и выполнял те же работы с источником, что и данный индивид. Значение индивидуальной дозы приписывается индивиду по результатам дозиметрического контроля.*

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

.                                                        (1)

Единица ожидаемой эффективной дозы - зиверт (Зв).*

§ 8. Облучение внутреннее - облучение органов и тканей человека в результате поступления радионуклидов в организм человека.*

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

§ 10. Поступление радионуклида (ингаляционное)* - активность радионуклида, проникшего в организм человека через органы дыхания вместе с воздухом.**

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

антропометрические характеристики тела, отдельных органов и тканей человека;

характеристики физиологических показателей человека;

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

§ 12. Спектрометр (счетчик) излучения человека (СИЧ) - спектрометрическая или радиометрическая установка, предназначенная для идентификации и определения активности -излучающих радионуклидов, находящихся в отдельном органе или во всем теле человека.*

§ 13. Тип химического соединения при ингаляции - характеристика дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля в классификации по скорости перехода радионуклида из легких в кровь, установленной в дозиметрической модели органов дыхания МКРЗ:

тип "М" (медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут;

тип "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут;

тип "Б" (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут.*