• Текст документа
  • Статус
Оглавление
Поиск в тексте
Действующий


МУ 2.6.1.11-01

МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

     
     
2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ НА УРАНОВЫХ
РУДНИКАХ И РАСЧЕТ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА


Дата введения - с момента утверждения


Предисловие


Методические указания МУ 2.6.1.11-01 "Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала" (далее - "Методические указания") разработаны творческим коллективом под эгидой Методического совета Департамента безопасности и чрезвычайных ситуаций министерства Российской Федерации по атомной энергии.

1. Сведения о разработчиках:

Руководитель работы: к.т.н., с.н.с. И.В.Павлов - ГУП "ВНИПИПТ".

Исполнители работы: к.т.н., с.н.с. И.В.Павлов, к.т.н. Е.Н.Камнев, Н.Н.Шумкова - ГУП "ВНИПИПТ"; д.т.н., профессор В.П.Ярына - ФГУП "ВНИИФТРИ"; к.т.н. А.П.Панфилов - Минатом РФ.

2. УТВЕРЖДЕНЫ И ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем (Федеральное Управление "Медбиоэкстрем") при Минздраве России 26 марта 2001 г. и Министерством Российской Федерации по атомной энергии 28 апреля 2001 г. СОГЛАСОВАНЫ Центром метрологии ионизирующих излучений ГП "ВНИИФТРИ" Госстандарта России (исх. N 434/21-1486 от 25.08.1999 г.).

3. Настоящие Методические указания разработаны в соответствии с требованиями следующих законов Российской Федерации:

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

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

"Об обеспечении единства измерений" 487-1 от 27.04.1993 г.

"О стандартизации" N 5154-14 от 10.06.1993 г.

4. ВВЕДЕНЫ ВПЕРВЫЕ.

Введение


"Методические указания" разработаны в связи с введением "Норм радиационной безопасности (НРБ-99)". Для практического обеспечения требований этого документа на уранодобывающих предприятиях необходимо существенно повысить эффективность системы радиационной защиты и, прежде всего, провести методическое и аппаратурное переоснащение лабораторий радиационного контроля. Контроль облучения подземного персонала урановых рудников является весьма сложной задачей. Это связано со значительной вариабельностью уровней радиационно-опасных факторов в горных выработках, динамичным характером горных работ, труднодоступностью рабочих мест для осуществления инспекционного контроля среды, неопределенностью маршрутов передвижения персонала по горным выработкам.

Учитывая эти обстоятельства, "Методические указания" ориентированы на оптимизацию системы радиационного контроля за счет:

- выбора минимально необходимого объема инспекционного контроля;

- использования носимых пробоотборников для определения индивидуальных экспозиций отдельных лиц;

- использования высокопроизводительной радиометрической аппаратуры;

- автоматизации сбора и обработки информации об уровнях РОФ и профмаршрутах персонала.

1. Область применения


Методические указания "Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала" распространяются на организацию радиационного контроля на урановых рудниках.

В указаниях устанавливаются требования к контролю и расчету доз внешнего и внутреннего облучения персонала.

Указания предназначены для использования на горнодобывающих предприятиях Минатома России, на предприятиях и в медико-санитарных частях Федерального Управления "Медбиоэкстрем" при Минздраве России при осуществлении контроля доз облучения персонала рудников, а также могут быть использованы в подразделениях и на предприятиях других ведомств.

2. Нормативные ссылки


В настоящих Методических указаниях использованы основные положения следующих руководящих документов:

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

- СП 2.6.1.799-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). Санитарные правила. М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 2000;

- МУ 2.6.1.26-2000. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения. Общие требования;

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

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

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

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

- ГОСТ 29074-91. Аппаратура контроля радиационной обстановки. Общие требования.

- МУ 1.1.018-99. Основные требования к структуре, изложению и оформлению нормативных документов при выполнении НИР "Разработка нормативных и методических документов и адаптация существующей системы обеспечения радиационной безопасности в организациях Минатома России к новым принципам нормирования радиационных факторов".

3. Термины, определения и условные обозначения


В настоящих Методических указаниях используются термины и определения, принятые в НРБ-99, ОСПОРБ-99 и в Методических указаниях "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения. Общие требования (МУ 2.6.1.-26-2000)", а также частично отсутствующие в них. Отдельные термины организационного характера, определения и принятые сокращения приведены ниже в разделах 3.1 и 3.2.

3.1. Термины и определения.

Контролируемая зона - горные выработки, помещения на поверхности и участки территории в пределах промплощадок уранодобывающего предприятия, где "суммарный приведенный уровень" РОФ превышает или может превысить 0,05 допустимого и где необходимо проведение систематического радиационного контроля.

Профмаршрут - совокупность основных рабочих мест и маршрутов передвижения работника, в пределах которых он получает не менее 90% профессиональной дозы облучения.

Суммарный приведенный уровень (СПУ) РОФ - сумма отношений фактических уровней основных РОФ к их расчетным среднегодовым значениям, которые при монофакторном воздействии соответствуют дозе облучения 20 мЗв/год.

Экспозиция работника - сумма произведений средних значений РОФ на отдельных участках профмаршрута на время пребывания работника на этих участках.

Эквивалентная равновесная объемная активность (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала) радона (торона) - характеристика радиационной опасности короткоживущих дочерних продуктов радона (ДПР) или торона (ДПТ). Значения МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала неравновесной смеси ДПР (ДПТ) равны по величине суммарной энергии альфа-частиц, выделяющейся при их полном распаде ("скрытой энергии"), аналогичному показателю для ДПР (ДПТ), находящихся в равновесии с радоном (тороном).

3.2. Условные обозначения.

АЦП - амплитудно-цифровой преобразователь

ГМЗ - гидрометаллургический завод

ДМД - допустимая мощность дозы гамма-излучения

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала - допустимая среднегодовая объемная активность радионуклида в зоне дыхания (на основных рабочих местах)

ДРН - долгоживущие альфа-активные радионуклиды рядов урана-238 и тория-232

КУ - контрольный уровень РОФ

ЛРК - лаборатория радиационного контроля

НРБ-99 - Нормы радиационной безопасности

ОА - объемная активность

ОАР - объемная активность радона

ОСПОРБ-99 - Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности

ПВФ - производственный вредный фактор

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала - предел годового поступления

ППД - полупроводниковый детектор

РОФ - радиационно опасный фактор

СЗЗ - санитарно-защитная зона

СИЗ - средства индивидуальной защиты

СОА - среднегодовая объемная активность

СПУ - суммарный приведенный уровень РОФ

СРБ - служба радиационной безопасности

ТЛД - термолюминесцентный детектор

УА - удельная активность

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала - эквивалентная равновесная объемная активность радона (торона)

4. Общие принципы организации радиационного контроля на урановых рудниках

4.1. Радиационный контроль имеет целью обеспечить непревышение установленных допустимых значений основных дозовых пределов и производных уровней РОФ, а также получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случаях повышенного радиационного воздействия на людей и загрязнения радионуклидами окружающей среды.

4.2. С целью оперативного контроля администрация предприятия по согласованию с органами Госсанэпиднадзора устанавливает для отдельных участков или рабочих мест значения контрольных уровней РОФ. Числовые значения этих уровней выбирают таким образом, чтобы были гарантированы непревышение основных дозовых пределов и реализация принципа оптимизации защиты.

При этом учитывается воздействие всех радиационных факторов, возможная погрешность измерений, достигнутый ранее уровень защищенности, возможность его снижения с учетом требований принципа оптимизации.

4.3. В условиях уранодобывающих предприятий основными задачами радиационного контроля являются:

- выявление участков с повышенным уровнем РОФ и установление границ контролируемых зон;

- систематический контроль уровней РОФ в пределах контролируемых зон, в том числе, на рабочих местах персонала;

- прогнозирование и расчет доз облучения работников;

- систематический контроль уровней радиоактивного загрязнения оборудования;

- определение фоновых значений РОФ в окружающей среде в районе расположения предприятия;

- оценка радиоактивного загрязнения окружающей среды;

- оценка радиационной обстановки на предприятии и разработка мероприятий по снижению облучения персонала и предупреждению радиоактивного загрязнения окружающей среды;

- анализ фактической эффективности мероприятий по обеспечению радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности.

4.4. Для определения границ контролируемой зоны и выбора пунктов систематического контроля производят предварительную оценку радиационной обстановки во всех подразделениях предприятия и в районе его размещения, в процессе которой:

- определяют уровни РОФ в горных выработках и в помещениях на поверхности;

- проводят рекогносцировочную гамма-съемку территории;

- определяют содержание радионуклидов в жидких и твердых отходах предприятия;

- определяют фоновые (характерные для района расположения предприятия) значения мощности дозы гамма-излучения и содержания радионуклидов в объектах окружающей среды.

4.5. Все подземные горные выработки, а также те участки и объекты на поверхности, где "суммарный приведенный уровень" (СПУ) РОФ превышает или может превысить 0,1 допустимого, включают в контролируемые зоны. В пределах контролируемых зон проводят детальную оценку радиационной обстановки с целью выявления источников и причин повышенных уровней РОФ, а также с целью установления средних значений РОФ на отдельных рабочих местах.

Результаты оценки радиационной обстановки являются основанием для составления программы систематического радиационного контроля.

4.6. Систематический контроль уровней РОФ включает в себя:

- плановые инспекционные измерения уровней РОФ в пределах профмаршрутов работников в горных выработках, в помещениях поверхностного комплекса и на территории промплощадок;

- оперативные измерения уровней РОФ на отдельных рабочих местах в связи с развитием горных работ, изменением технологии работ, вводом новых объектов, резким изменением значений РОФ и т.д.;

- специальные измерения исследовательского характера для оценки эффективности используемых мер защиты и их корректировки, а также для оценки загрязнения окружающей среды.

4.7. Конкретная программа систематического радиационного контроля на отдельных участках объекта зависит от диапазона фактических уровней РОФ на этих участках (в пределах профмаршрутов персонала, на основных рабочих местах, в помещениях).

4.7.1. Если СПУ РОФ<0,05 (меньше уровня регистрации), на участке систематический контроль не проводится (осуществляются лишь эпизодические измерения, например, 1 раз в квартал) и вклады в эффективную дозу, обусловленные работой на данном участке, не учитываются.

4.7.2. Если СПУ РОФМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала0,05 (выше уровня регистрации), на участке проводится систематический контроль, по результатам которого оценивают вклады в эффективную дозу облучения персонала.

4.7.3. Если СПУ РОФМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персоналаКУ (превышает уровень исследования, равный контрольному уровню (КУ), установленному администрацией для данного участка), на участке проводят оперативный контроль (дополнительные измерения) уровней РОФ с целью выявления причин превышения контрольного уровня, выбора корректирующих мероприятий и оценки их фактической эффективности.

4.7.4. Если СПУ РОФМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала0,25 (превышает уровень введения индивидуального контроля), персонал участка должен быть обеспечен носимыми индивидуальными дозиметрами и экспозиметрами, позволяющими определять дозы внешнего облучения и средние значения ОА радиоактивных аэрозолей в зоне дыхания.

4.7.5. Если СПУ РОФМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала1 (превышает уровень принятия решений), на участке вводят обязательное использование средств индивидуальной защиты органов дыхания, разрабатывают и осуществляют меры по снижению уровней РОФ или времени пребывания на участке отдельных лиц из персонала.

4.7.6. Если СПУ РОФМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала5 (превышает уровень ограничений), на участке вводят обязательный индивидуальный контроль ОА радиоактивных аэрозолей в зоне дыхания персонала, разрешают ведение на участке только работ по снижению уровней РОФ и запрещают пребывание на участке лиц, не участвующих в этих работах.

4.8. Дополнительными задачами планового инспекционного контроля являются проведение 1-2 раза в год радоновых съемок (с целью получения исходных данных для корректировки схемы проветривания рудника) и контроль радиоактивного загрязнения транспортных средств, направляемых за пределы предприятия, а также металлолома и оборудования, направляемого в ремонт.

4.9. При планировании общего объема инспекционного контроля более половины этого объема следует предусматривать непосредственно для получения средних значений уровней РОФ в контрольных пунктах (см. раздел 7). Маршруты и графики проведения плановых измерений должны составляться, исходя из условия обеспечения максимально возможной производительности операторов-радиометристов. Для контроля экспозиций наиболее облучаемой группы горняков (забойщиков, бурильщиков и др.) рекомендуется использовать индивидуальные носимые приборы. В этом случае объем планового инспекционного контроля может быть снижен до минимума, необходимого для оперативной оценки динамики радиационной обстановки. Это приведет к существенному уменьшению общей стоимости радиационного контроля, поскольку затраты на эксплуатацию индивидуальных приборов и снятие их показаний существенно меньше затрат на инспекционные измерения.

4.10. Служба радиационного контроля должна также проводить следующие измерения исследовательского характера:

- измерения ОА и ЭРОА радона для оценки эффективности противорадоновых мероприятий;

- выявление источников поступления радона в горные выработки;

- определение коэффициентов вариации уровней РОФ в отдельных пунктах;

- измерения уровней РОФ в воздушных выбросах, водных сбросах, отходах производства и в окружающей среде;

- эпизодические выборочные измерения уровней второстепенных РОФ, создающих небольшой вклад в общую эффективную дозу. К числу таких РОФ относятся: загрязнение кожных покровов и спецодежды персонала, поверхностей оборудования и помещений; ЭРОА торона и ОА ДРН ряда тория в производственной атмосфере; мощность дозы внешнего гамма-излучения и поток нейтронов при работе с радиоизотопными приборами, эталонными и другими источниками.

4.11. Конкретные методики выполнения измерений отдельных РОФ зависят от типа применяемых приборов (см. Приложение 2) и описаны в технической документации на эти приборы.

4.12. Контроль и учет индивидуальных доз облучения осуществляют для отдельных лиц из персонала группы А, работающих в условиях, при которых эффективная доза облучения от техногенных источников превышает (или может превысить) 5 мЗв/год. Индивидуальный контроль доз облучения персонала группы Б не проводится. Соблюдение установленного предела дозы для персонала группы Б (5 мЗв/год) обеспечивается путем соответствующего ограничения уровней РОФ в окружающей среде на всех рабочих местах.

4.12.1. Оценку индивидуальных доз облучения лиц, не обеспеченных носимыми индивидуальными дозиметрами и экспозиметрами, допускается проводить расчетным путем по данным инспекционного контроля уровней РОФ на рабочих местах с учетом профмаршрутов отдельных лиц. Для этого в общем случае должны быть выполнены следующие операции:

- определяют индивидуальные рабочие места каждого индивидуума и типичные маршруты его передвижения в течение рабочей смены;

- выбирают сеть пунктов контроля, характеризующих наиболее значимые участки профмаршрутов отдельных лиц, и рассчитывают относительные (по времени) вклады экспозиций в каждом пункте в общую экспозицию данного лица;

- рассчитывают средние уровни РОФ в этих пунктах за данный интервал времени;

- рассчитывают индивидуальные (взвешенные по времени) экспозиции отдельных лиц и соответствующие этим экспозициям эффективные дозы облучения;

- фиксируют результаты контроля в карточках индивидуальных доз облучения.

4.12.2. Оценка индивидуальных доз облучения персонала, обеспеченного носимыми дозиметрами гамма-излучения, а также пробоотборниками радона и радиоактивных аэрозолей заключается в выдаче и сборе детекторов, измерении зафиксированных ими экспозиций, расчете доз облучения и регистрации результатов в картотеке индивидуальных эффективных доз.

4.13. Оценка радиационной обстановки на предприятии включает в себя:

- систематизацию и анализ полученной информации;

- выявление лиц, дальнейшее облучение которых требует ограничения;

- прогнозирование радиационной обстановки на последующие периоды;

- анализ возможных путей снижения облучения персонала, радиоактивного загрязнения производственных объектов, оборудования и окружающей среды;

- порядок сбора, временного хранения загрязненного радионуклидами оборудования, материалов и обращения с радиоактивными отходами;

- анализ погрешностей и корректировку объема радиационного контроля.

5. Допустимые уровни радиационно-опасных факторов

5.1. Нормируемые величины индивидуальных эффективных доз облучения персонала от суммы РОФ приведены в табл.1.


Таблица 1. Нормируемые величины индивидуальных эффективных доз облучения персонала от суммы РОФ

Нормируемая величина индивидуальной эффективной дозы

Предел дозы, мЗв, для персонала

группы А

группы Б

Годовая

50

12,5

Годовая, усредненная за любые последовательные 5 лет

20

5

Накопленная за период трудовой деятельности (50 лет)

1000

250


Примечания:

1. Ограничение накопленной дозы вводится с 1 января 2000 г.

2. Для женщин в возрасте до 45 лет в НРБ-99 (п.3.1.8) вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв/месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. Последнее ограничение не распространяется на короткоживущие дочерние продукты радона (ДПР), поскольку практически весь вклад в эффективную дозу от ДПР связан с облучением верхних дыхательных путей. Если предел годового поступления ДПР не превышен, эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца не - выявленной беременности будет существенно ниже установленного НРБ-99 норматива - 1 мЗв.

3. В табл.1 приведены пределы доз при облучении техногенными источниками излучения. В условиях уранодобывающих предприятий имеют место и природные источники. Радионуклидный состав и тех, и других источников одинаков, поэтому различить их достаточно сложно. Если в подземных горных выработках все источники в соответствии с НРБ-99, безусловно, должны быть отнесены к техногенным (по определению), то для отдельных объектов на поверхности, где расположены рабочие места персонала группы Б, значимые дозы облучения вполне могут быть связаны с природным радиационным фоном (например, с гамма-излучением незагрязненных участков поверхности земли и строительных материалов, а также с фоновыми для данного региона значениями ЭРОА радона в помещениях). Вместе с тем, на практике почти не встречаются ситуации, когда дозы облучения отдельных лиц персонала группы Б могут превысить 5 мЗв/год только за счет суммирования доз от природных и техногенных источников. Вклад в облучение персонала группы Б таких техногенных источников, как внешнее гамма-излучение урановой руды и радиоактивность производственной пыли, обычно очень невелик (меньше 1 мЗв/год). Дозы, близкие к 5 мЗв/год, как правило, связаны, в основном, с присутствием радона в воздухе помещений, прежде всего, потому, что промплощадки, на которых расположены объекты уранодобывающего производства, находятся на заведомо радоноопасных территориях. Независимо от того, к какому виду источников будет отнесен поступающий в здания радон, индивидуальные дозы не должны превышать 5 мЗв/год. Учитывая, что в большинстве случаев раздельный учет доз в практическом плане ничего не дает и только неоправданно усложняет радиационный контроль, на урановых рудниках все источники производственного облучения персонала следует относить к техногенным.

5.2. Важнейшие характеристики основных радионуклидов ряда урана-радия представлены в табл.2. Радиационная опасность, связанная с этими радионуклидами, зависит от их физико-химических свойств, способа поступления в производственную атмосферу и, наконец, от механизма биологического воздействия на организм человека.


Таблица 2. Важнейшие радиометрические характеристики основных радионуклидов ряда урана-238.

Радионуклид

Период полураспада

Энергия излучения, МэВ (выход, %)

альфа

бета

гамма

Уран-238

4,5·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала лет

4,15 (23)

4,20 (77)

-

-

Торий-234

24,1 сут

-

0,103 (21)

0,193 (79)

0,063 (3,5)

0,093 (4,0)

Протактиний-234

1,18 мин

-

2,29 (98)

0,765 (0,3)

1,001 (0,6)

Уран-234

2,4·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала лет

4,72 (28)

4,77 (72)

-

0,053 (0,2)

Торий-230

7,7·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала лет

4,62 (24)

4,68 (76)

-

0,068 (0,6)

Радий-226

1600 лет

4,59 (5,7)

4,78 (94)

-

0,186 (4,0)

Радон-222

3,824 сут

5,49 (100)

-

-

Полоний-218

3,05 мин

6,00 (100)

-

-

Свинец-214

26,8 мин

-

0,65 (50)

0,71 (40)

0,98 (6)

0,295(19)

0,352 (36)

Висмут-214

19,7 мин

-

1,00 (23)

1,51 (40)

3,26 (19)

0,609 (47)

1,120 (17)

1,764 (17)

Полоний-214

164 мкс

7,69 (100)

-

-

Свинец-210

22,3 лет

-

0,01 (85)

0,06 (15)

0,047 (4,0)

Висмут-210

5,01 сут

-

1,16 (100)

-

Полоний-210

138 сут

5,30 (100)

-

-

Свинец-206

Стабилен

-

-

-



Основной вклад в эффективную дозу облучения персонала на уранодобывающих предприятиях создают три радиационно-опасных фактора: объемная активность короткоживущих дочерних продуктов радона в воздухе; удельная активность долгоживущих радионуклидов ряда урана-радия в производственной пыли; мощность дозы внешнего гамма-излучения.

5.3. Согласно НРБ-99 (п.3.1.7) установленному пределу дозы для персонала группы А (20 мЗв/год) соответствуют следующие значения предела годового поступления (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала) и допустимой объемной активности (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала) смеси дочерних продуктов радона (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персоналаRn) - МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персоналаPo (RaA); МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персоналаРb (RaB); МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персоналаBi (RaC):

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала: 0,10 МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала+0,52 МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала+0,38 МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала=3,0 МБк, (1)


МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала: 0,10 МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала+0,52 МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала+0,38 МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала=1200 Бк/мМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала, (2)


где МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала и МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала - годовые поступления и среднегодовые объемные активности соответствующих дочерних продуктов радона в зоне дыхания.

5.4. На практике измерения объемной активности отдельных ДПР и последующие расчеты по формулам (1) и (2) обычно не выполняют, а для характеристики соответствия радиационной обстановки установленным нормативам используют значения эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) радона. Значения ЭРОА неравновесной смеси ДПР равны по величине суммарной энергии альфа-частиц, выделяющейся при их полном распаде ("скрытой энергии"), аналогичному показателю для ДПР, находящихся в равновесии с радоном.

5.5. Значения МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала с воздухом и среднегодовой МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала в воздухе отдельных долгоживущих радионуклидов ряда урана-238, соответствующие эффективной дозе 20 мЗв/год, приведены в табл.3.


Таблица 3. Значения предела годового поступления (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала) с воздухом и допустимой объемной активности (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала) в воздухе отдельных радионуклидов ряда урана-238, соответствующие эффективной дозе 20 мЗв/год в производственных условиях при объеме вдыхаемого воздуха 2,4·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала мМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала/год.

Радионуклид

Период полураспада

Ингаляционный класс

Дозовый коэффициент, Зв/Бк

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала, Бк/год

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала, Бк/мМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

Уран-238

4,47·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала лет

Б

4,9·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

6,0·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала*

2,5

П

2,6·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

6,0·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала*


2,5

М

7,3·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

2,7·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

1,1

Торий-234

24,1 сут

П

6,3·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

7,9·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

330

М

7,3·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

6,8·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

280

Уран-234

2,44·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала лет

Б

5,5·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

3,6·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

15

П

3,1·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

6,5·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

2,7

М

8,5·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

2,4·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

1,0

Торий-230

7,70·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала лет

П

4,0·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

500

0,21

М

1,3·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

1500

0,62

Радий-226

1600 лет

П

3,2·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

6,3·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

2,6

Свинец-210

22,3 года

Б

8,9·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

2,2·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

9,2

Висмут-210

5,01 сут

Б

1,1·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

1,8·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

7500

П

8,4·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

2,4·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

100

Полоний-210

138 сут

Б

6,0·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

3,3·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

14

П

3,0·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

6,7·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

2,8

Примечания: * Соответствует годовому пределу поступления урана, равному 500 мг в год, величина которого определяется химической токсичностью соединений урана.


5.6. Учитывая сложность прямого измерения объемной активности отдельных долгоживущих радионуклидов в воздухе, на практике в качестве контрольного уровня обычно используют значение суммарной объемной активности альфа-излучающих радионуклидов в воздухе. Такое упрощение не может привести к существенным ошибкам в оценках дозы облучения, поскольку в большинстве случаев радионуклиды ряда урана в добываемых рудах находятся в состоянии радиоактивного равновесия, избирательная дезинтеграция радионуклидов при пылеобразовании отсутствует, а эманированием пыли можно пренебречь.

Из материалов табл.3 следует, что критичным ингаляционным классом для суммы долгоживущих радионуклидов равновесного ряда урана является "П". В этом случае доза облучения определяется, в основном, поступлением тория-230, а МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала долгоживущих радионуклидов по суммарной альфа-активности (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала), соответствующая дозе 20 мЗв/год, равна 0,8 Бк/мМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала. Расчет МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала выполнен по формуле

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персоналаМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала, (3)


где МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала - значения МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала урана-238, урана-234, тория-230, радия-226 и полония-210.

5.7. НРБ-99 допускают возможность оценки суммарной альфа-активности (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала, Бк/мМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала) расчетным путем по результатам измерений запыленности атмосферы (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала, мг/мМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала) и удельной активности урана-238 (МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала, Бк/кг) в пыли или пылеобразующем материале.

Поскольку в равновесном семействе урана присутствует 5 долгоживущих альфа-активных радионуклидов, то

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала5·10МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала·МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала·МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала. (4)


Примечание. Если содержание урана в пылеобразующем материале выражено в кг/т, то выражение (4) имеет вид:

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала0,063·МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала·МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала. (5)


Контрольным уровнем ОА равновесного урана в воздухе, соответствующим дозе 20 мЗв/год, является 0,16 Бк/мМУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала (1/5 от величины МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

Доступ к полной версии этого документа ограничен

Ознакомиться с документом вы можете, заказав бесплатную демонстрацию систем «Кодекс» и «Техэксперт».

Что вы получите:

После завершения процесса оплаты вы получите доступ к полному тексту документа, возможность сохранить его в формате .pdf, а также копию документа на свой e-mail. На мобильный телефон придет подтверждение оплаты.

При возникновении проблем свяжитесь с нами по адресу spp@kodeks.ru

МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

Название документа: МУ 2.6.1.11-01 Организация радиационного контроля на урановых рудниках и расчет доз облучения персонала

Номер документа: 2.6.1.11-01

Вид документа: МУ (Методические указания)

Принявший орган: Минздравмедпром России

Минатом России

Статус: Действующий

Опубликован: официальное издание

Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Том 4 / Министерство РФ по атомной энергии; Министерство здравоохранения РФ. - М.: ВНИИФТРИ, 2004 год

Дата принятия: 26 марта 2001

Дата начала действия: 26 марта 2001
Информация о данном документе содержится в профессиональных справочных системах «Кодекс» и «Техэксперт»
Узнать больше о системах