Физико-химические свойства и методы контроля качества товаров. Радиационный дозиметрический контроль при работе с источниками ионизирующих излучений Что такое дозиметрический контроль

Как уже говорилось, основой таких поражающих факторов, как проникающая радиация и радиоактивное заражение местности являются ионизирующие излучения различной природы ( - ,  - и - излучения и нейтроны), которые не обнаруживаются органами чувств людей, а их негативное проявление маскируется скрытым периодом действия.

Вследствие этих особенностей возникает необходимость в проведении определенных мероприятий для выявления и своевременной оценки их воздействия на людей с целью принятия необходимых мер защиты.

Одним из таких мероприятий, входящих в радиационную защиту населения, является радиационный и дозиметрический контроль (РиДК).

Радиационный и дозиметрический контроль предназначен для решения следующих задач:

Установление факта и степени радиоактивного заражения (загрязнения) любых элементов и объектов окружающей среды (местности, воздуха, воды, одежды, продовольствия, техники, зданий, сооружений и т.п.)

Выявления зон радиоактивного заражения (загрязнения) местности и видов ИИ.

Определение качества дезактивации зараженных объектов.

Определение доз облучения, получаемых людьми при нахождении в зонах радиоактивного заражения (загрязнения).

Первые три задачи входят в радиационный контроль (в военное время - в радиационную разведку). Четвертая задача является одной из задач контроля облучения (дозиметрического контроля ).

Радиационный контроль проводится приборными средствами: индикаторами, рентгенометрами и радиометрами.

Контроль облучения (дозиметрический контроль) подразделяется на индивидуальный и групповой , причем индивидуальный контроль облучения проводится приборными средствами, а групповой контроль может вестись как приборными средствами, так и расчетным методом .

Для индивидуального дозиметрического контроля применяются индивидуальные дозиметры, а для группового приборного контроля – дозиметрические сигнализаторы и дозиметры.

Индивидуальный контроль проводится для получения конкретных данных о дозах облучения каждого человека, работающего в зонах радиоактивного загрязнения.

Групповой контроль служит для получения данных о средних дозах облучения, получаемых персоналом и формированиями при работе в зонах радиоактивного заражения и населением при нахождении на загрязненных территориях.

Групповой контроль расчетным методом вводится для части населения, не охваченной контролем с помощью технических средств. Он заключается в определении дозы облучения по средним уровням радиации с учетом продолжительности облучения и защищенности людей.

Учет доз облучения при любом виде дозиметрического контроля ведется уполномоченными органами (чаще всего медицинскими) и обязательно отражается в соответствующих журналах и карточках учета.

1. Приборы радиационного и дозиметрического контроля.

   1. Методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

Принцип обнаружения ионизирующих излучений основан на их способности ионизировать вещество среды, т.е. изменять его физические и химические свойства, которые могут быть обнаружены и измерены. Такими свойствами являются: засвечивание фотоматериалов, изменение окраски некоторых химических растворов, люминесценция некоторых веществ, изменение электропроводности газов. Перечисленные изменения в веществах составляют основу методов обнаружения и измерения ИИ.

Фотографический метод основан на сравнении степени почернения фотоэмульсии под воздействием ИИ с эталоном. На этом принципе основаны индивидуальные фотодозиметры.

Химический метод заключается в том, что под действием ИИ в химическом растворе происходят реакции окисления или разложения и образовавшиеся вещества вступают в реакцию с индикаторным веществом, меняющим цвет раствора. По интенсивности окраски судят о поглощенной дозе. Этот метод используется в химических дозиметрах.

Сцинтилляционный метод основан на свойствах некоторых веществ под действием ИИ либо светиться (радиолюминисценция), либо накапливать энергию, которая под действием УФ- или ИК-излучения вызывает видимое свечение (радиофотолюминисценция и радиотермолюминисценция соответственно). Свойство радиолюминисценции используется в измерителях мощности дозы, а два других свойства – в индивидуальных дозиметрах.

Ионизационный метод использует свойство ионизированного газа под действием сил электрического поля проводить ионизационный ток, который позволяет судить об интенсивности ионизирующих излучений.

Приборы, работающие на основе ионизационного метода, имеют принципиально одинаковое устройство (см. Рис.1.). В простейшем случае этот прибор состоит из двух электродов, пространство между которыми заполнено газом. К электродам приложена разность потенциалов, создающая между ними электрическое поле. Положительные и отрицательные ионы, образовавшиеся под действием ИИ, движутся к электродам, что и вызывает протекание ионизационного тока в цепи.

Ионизационный ток пропорционален интенсивности излучения, но сложным образом: зависит от напряжения, приложенного к электродам. Эта зависимость называется вольт-амперной характеристикой прибора и показана на рис.2..

На характеристике выделяются три области. Первая область характеризуется тем, что с ростом напряжения растет ионизационный ток, т.к. все большее число ионов достигает электродов и не рекомбинирует. Это область рекомбинации.

В области II все образовавшиеся ионы достигают электродов. Поэтому при увеличении напряжения от V 1 до V 2 ток в цепи не изменяется. Это область насыщения, в ней работают ионизационные камеры , измеряющие поглощенные или экспозиционные дозы ИИ.

Увеличение напряжения на электродах выше V 2 приводит к возрастанию ионизационного тока. Это происходит потому, что в сильных электрических полях энергия ионов, приобретаемая ими на длине свободного пробега, становится столь большой, что они сами уже способны производить ионизацию при столкновении с нейтральными молекулами. В результате количество пар ионов, достигающих электродов, будет превышать то количество, которое образовалось под воздействием ИИ. Эта область напряжений называется областью ударной ионизации. Приборы, которые работают в этой области, называются газоразрядными счетчиками. Они используются для измерения мощности дозы ИИ малой интенсивности, т.к. обладают чувствительностью в 10 4 раз выше, чем в ионизационной камере.

МУ 2.6.1.065-2014

Методические указания

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

Дата введения 2015-01-01

УТВЕРЖДАЮ

Заместитель руководителя ФМБА России, Главный государственный санитарный врач по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям В.В.Романов 06 ноября 2014 г.

Предисловие

1. Разработаны:

Федеральным медико-биологическим агентством (к.т.н. Н.П.Поцяпун);

Федеральным государственным бюджетным учреждением "Государственный научный центр Российской Федерации - Федеральный медицинский биофизический центр имени A.И.Бурназяна" (ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им.А.И.Бурназяна ФМБА России) (к.т.н., с.н.с. О.А.Кочетков, к.т.н. Ю.В.Абрамов, к.б.н. Б.А.Кухта, к.т.н. А.А.Молоканов, д.т.н., с.н.с. Ю.С.Степанов); ФГУП "Южно-Уральский институт биофизики" ФМБА России (ФГУП ЮУрИБФ) (к.б.н. В.В.Востротин); Российским научным центром "Курчатовский институт" (к.ф.-м.н. В.А.Кутьков); ООО Научно-технический Центр "Амплитуда" (ООО "НТЦ Амплитуда") (к.т.н. С.Ю.Антропов).

3. Утверждены Заместителем руководителя ФМБА России, Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям B. В.Романовым.

5. Введены взамен МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования".

Предисловие к публикации

Предисловие к публикации

Новая редакция Методических указаний МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования" была утверждена в конце 2014 года под номером МУ 2.6.1.065-2014, но их общедоступная версия публикуется впервые совместно с новой редакцией Методических указаний МУ 2.6.1.16-2000 "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организаций контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования", которые утверждены в 2016 году под номером МУ 2.6.5.28-2016. Поскольку документ МУ 2.6.5.28-2016 является для рассматриваемого документа основополагающим, то в тексте МУ 2.6.1.065-2014 дана ссылка на новую редакцию документа МУ 2.6.5.28-2016 и приведены в соответствие с ним терминология и некоторые основные положения.

Введение

За время, прошедшее с момента выхода Методических указаний МУ 2.6.1.26-2000 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования" [МУ 2.6.1.26-2000 ], подходы к контролю профессионального внутреннего облучения, содержащиеся в действующих Нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009 , не изменились. Однако за это время вышли стандарты Международной организации по стандартизации (ISO): 2553:2006* , 27048:2011 и 28218:2010 , определяющие, соответственно, минимальные требования к планированию программ дозиметрического контроля (ДК) внутреннего облучения , процедурам интерпретации результатов измерений , а также устанавливающие критерии для обеспечения и контроля качества измерений, проводимых с использованием прямой (измерения in vivo ) и/или косвенной (измерения in vitro ) дозиметрии . В результате, обновление МУ 2.6.1.26-2000 , по прошествии срока его действия, потребовало не только новой редакции документа с учетом опыта его внедрения, но также и адаптации его положений к требованиям перечисленных выше стандартов ISO. Эти требования касаются практически всех пунктов МУ 2.6.1.26-2000 , детализируя их основные положения. Вместе с тем, они не меняют заложенную в них методологию контроля доз. Так, необходимость указания величины неопределенности оценки индивидуальной дозы работника и подходы к ее расчету появились в МУ 2.6.1.26-2000 раньше, чем в стандарте ISO 27048:2011. Таким образом, данные Методические указания (МУ) имеют те же цели и содержат в основе своей ту же методологию контроля доз персонала, что и МУ 2.6.1.26-2000 , но при этом все положения нового документа согласованы с требованиями международных стандартов ISO. В частности, в тексте МУ приведена таблица максимальных значений интервалов между измерениями для проведения текущей программы индивидуального дозиметрического контроля, изменены требования к допустимым уровням неопределенности при определении индивидуальной дозы внутреннего облучения, изменен термин "ГДК" на "ДКРМ" - дозиметрический контроль рабочих мест, изменен способ расчета максимального значения индивидуальных ОЭД работников при проведении ДКРМ, изменен термин "Регламент ДК" на "Порядок ДК", а также конкретизированы требования к содержанию Порядка ДК и к методикам выполнения расчета дозы. В Приложениях к настоящим МУ приведены критические значения (M ) измеряемых величин при проведении текущего дозиметрического контроля, соответствующие значению ОЭД, равному 0,1 мЗв, а также стандартная процедура расчета поступления и ОЭД работника при проведении индивидуального дозиметрического контроля, в основном повторяющая процедуру, представленную в стандарте ISO 27048:2011.
________________
измерение содержания радионуклидов в отдельных тканях и органах (или во всем теле) с использованием спектрометров излучения человека (СИЧ).

измерение содержания радионуклидов в экскретах (моча, кал), образцах крови, выдыхаемом воздухе, секционном материале и прочих пробах биологического материала.

* Доступ к международным и зарубежным документам, упомянутым здесь и далее по тексту, можно получить, перейдя по ссылке на сайт http://shop.cntd.ru . - Примечание изготовителя базы данных.


Целью данных Методических указаний является установление общих требований к системе дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала предприятий ГК "Росатом", отвечающих требованиям СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" и СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)" в контролируемых условиях эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения.

Устанавливаемая система ДК внутреннего облучения базируется на использовании накопленного отечественного опыта, отраженного в научных разработках и методических рекомендациях, а также на требованиях стандартов Международной организации по стандартизации (ISO), рекомендациях Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) и руководствах Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) по общим требованиям к обеспечению радиационной безопасности. Внедрение в практику настоящих МУ приведет к созданию системы контроля внутреннего облучения персонала, отвечающей требованиям, выработанным международным сообществом, и позволит получать достоверную информацию об индивидуальных дозах внутреннего облучения персонала, что обеспечит выполнение требований НРБ-99/2009 в части определения степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов.

Поскольку прямое определение индивидуальных доз внутреннего облучения невозможно, для целей ДК персонала эта задача решается в два этапа:

- проведение измерений содержания радионуклидов либо в воздухе рабочих помещений, либо во всем теле человека или отдельных его органах, либо в выделениях или других пробах биологического происхождения;

- интерпретация результатов указанных измерений, т.е. восстановление значений величин поступления радионуклидов за год и ОЭД внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм данных радионуклидов, с использованием соответствующих моделей и в рамках конкретных методик выполнения расчетов.

Область применения

1. Настоящие методические указания распространяются на систему организации и осуществления дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала при поступлении радиоактивных веществ в организм человека через органы дыхания (ингаляционное поступление):

- предприятий (радиационных объектов), находящихся в ведении Госкорпорации "Росатом";

- предприятий (радиационных объектов), подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их формы собственности.

Требования к методам определения доз внутреннего облучения (эффективных эквивалентных, поглощенных и т.д.) и к организации соответствующего контроля при иных путях поступления радионуклидов в организм, а также при аварийном облучении, определяются отдельными методическими документами.

Требования к системе контроля внутреннего облучения персонала при ингаляционном поступлении изотопов радона и их дочерних продуктов определяются в отдельных методических документах.

Поскольку, согласно п.8.5 НРБ-99/2009 , инертные газы (кроме изотопов радона и их дочерних продуктов) являются источниками внешнего облучения, ДК для них в данных МУ не рассматривается.

2. В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 устанавливаются общие требования к методам определения индивидуальных доз облучения, планированию, организации и проведению дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников при обращении с радиоактивными веществами в открытом виде в контролируемых условиях техногенного облучения (п.3 НРБ-99/2009):

- в нормальных условиях эксплуатации (п.3.1 НРБ-99/2009);

- при планируемом повышенном облучении (п.3.2 НРБ-99/2009).

3. Методические указания предназначены для использования специалистами в области дозиметрии внутреннего облучения при разработке Порядка ДК внутреннего облучения, соответствующих методик измерений и выполнения расчетов, а также программ дозиметрического контроля персонала предприятий и учреждений Госкорпорации "Росатом" (а также предприятий и учреждений, подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их формы собственности).

4. Требования настоящих методических указаний не распространяются на методы определения ОЭД внутреннего облучения персонала, связанных с производственной деятельностью за период, предшествовавший введению НРБ-99 .

5. Предприятие обязано привести деятельность по осуществлению дозиметрического контроля внутреннего облучения в соответствие с требованиями настоящих МУ в течение срока, согласованного для данного предприятия уполномоченным органом федерального государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Нормативные ссылки

6. В настоящих МУ учтены требования, указания и рекомендации, изложенные в следующих нормативных и методических документах:

СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009

СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)": Санитарные правила и нормативы

МУ 2.6.5.28-2016 Методические указания "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организаций контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования"

ГОСТ 8.033-95* Государственный первичный эталон и государственная поверочная схема средств измерений активности и удельной активности радионуклидов в жидкостях
________________
* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать ГОСТ 8.033-96 Государственная система обеспечения единства измерений (ГСИ). Государственная поверочная схема для средств измерений активности радионуклидов, потока и плотности потока альфа-, бета-частиц и фотонов радионуклидных источников. - Примечание изготовителя базы данных.

ГОСТ Р 8.417-2002* Межгосударственный стандарт. ГСИ. Единицы величин
________________
* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: ГОСТ 8.417-2002 . - Примечание изготовителя базы данных.


ГОСТ Р 8.565-96 Метрологическое обеспечение эксплуатации атомных станций. Основные положения

ГОСТ 8.638-2013 Государственная система обеспечения единства измерений. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения

ГОСТ Р 8.736-2011 ГСИ. Измерения прямые многократные. Методы обработки результатов измерений. Основные положения

МИ 2955-05 ГСИ. Типовая методика аттестации программного обеспечения средств измерений и порядок ее проведения

МИ 2891-04 . ГСИ. Общие требования к программному обеспечению средств измерений

МУК 4.4.19-08* "Относительные измерения. Радиометрия. Требования к методикам выполнения измерений активности образцов проб биологических объектов, объектов внешней среды и пищевых продуктов (с оценкой погрешности и неопределенности измерений)": Федеральное медико-биологическое агентство

________________

* Документ не приводится. За дополнительной информацией обратитесь по ссылке . - Примечание изготовителя базы данных.

Общие положения

7. В настоящих МУ в соответствии с требованиями НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 к обеспечению радиационной безопасности устанавливаются общие требования к системе ДК внутреннего облучения персонала предприятий и учреждений Госкорпорации "Росатом" (а также предприятий и учреждений, подотчетных Госкорпорации "Росатом", независимо от их формы собственности) в контролируемых условиях эксплуатации источников излучения:

8. Для обеспечения систематизации и единства методических подходов к дозиметрическому контролю в МУ устанавливаются:

- общие требования к планированию, организации и проведению ДК внутреннего облучения со стандартизацией основных положений системы контроля профессионального внутреннего облучения;

- требования (в общем виде) к способам и методам определения ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения как физической величины;

- требования к средствам измерений, методикам измерений, способам интерпретации результатов измерений - методикам выполнения расчетов и метрологическому обеспечению ДК.

9. Под индивидуальной дозой понимается доза (эффективная или 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 (согласно МУ 2.6.1.16-2000);

- ожидаемые результаты радиометрических/спектрометрических измерений содержания радионуклидов с использованием методов in vivo или in vitro для стандартного работника (расчетные) те же, что и для данного индивида в реальных условиях в результате соответствующих измерений (экспериментальные).

10. При определении индивидуальной эффективной дозы работника (в соответствии с определением эффективной дозы) игнорируется ее возможное отличие от "истинной" дозы облучения, обусловленное различием между значениями следующих наборов параметров, характеризующих "стандартного работника", с одной стороны, и данного обследуемого работника, с другой стороны:

- антропометрических характеристик тела, отдельных органов и тканей;

- характеристик физиолого-биохимических показателей;

- констант, описывающих биокинетику химических элементов в организме человека.

Индивиду приписывается значение индивидуальной дозы, полученное в результате проведения на предприятии дозиметрического контроля.

Дозиметрический контроль внутреннего облучения

11. Дозиметрический контроль внутреннего облучения является неотъемлемой частью системы радиационного контроля предприятия и направлен на обеспечение радиационной безопасности и защиту здоровья персонала предприятия от воздействия открытых радионуклидных источников.

12. Целью ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации техногенных ИИИ является определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней (п.7.1 НРБ-99/2009).
________________
А именно: принципа нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения и принципа оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (п.2.1 НРБ-99/2009).

13. В соответствии с поставленной целью, основными задачами ДК внутреннего облучения персонала являются:

- в нормальных условиях обращения с радиоактивными веществами в открытом виде:


- прогнозирование уровня хронического облучения персонала в рабочих помещениях (в рабочих зонах) по результатам регулярных измерений в них объемной активности радионуклидов с чувствительностью и периодичностью, достаточной для определения годового значения ОЭД на уровне, значимом с точки зрения ее регистрации и осуществления принципа оптимизации;
________________
Хроническое облучение обусловлено регулярным (ежесменным) поступлением радионуклидов в организм работника в результате постоянного загрязнения воздуха рабочих помещений, средний уровень которого определяют в процессе дозиметрического контроля рабочих мест (п.18).


- ограничение уровня облучения персонала путем уменьшения доли рабочего времени нахождения в помещениях с высоким потенциальным уровнем облучения; использования коллективных и индивидуальных средств защиты персонала; установления контрольных уровней облучения и проведения профилактических мероприятий; вывода работника из условий работы с повышенным уровнем облучения;

- определение фактического уровня облучения персонала по результатам регулярных (см. табл.1) измерений индивидуальных характеристик внутреннего облучения работников в течение календарного года с чувствительностью и периодичностью, достаточной для определения годового значения индивидуальной ОЭД на уровне, обеспечивающем определение степени соблюдения принципа нормирования;

- документирование уровня облучения персонала в соответствии с требованиями Федеральных Законов и нормативных документов;

- в условиях планируемого повышенного облучения (после предполагаемого повышенного поступления радионуклида в организм):

- многократное измерение индивидуальных характеристик внутреннего облучения работника до и после планируемого облучения (при необходимости - с использованием двух и более альтернативных методов ИДК);

- определение по результатам измерения значений индивидуальных ОЭД с точностью, необходимой для оценки потенциально опасного облучения;

- при превышении ОЭД уровня 100 мЗв - определение значений индивидуальных эквивалентных доз внутреннего облучения отдельных органов, в соответствии с требованиями соответствующих МУ, относящихся к методам определения доз внутреннего облучения в результате радиационной аварии.

Дозиметрические величины для контроля внутреннего облучения

14. Методология дозиметрического контроля персонала в контролируемых условиях эксплуатации ИИИ опирается на современную систему дозиметрических величин, которая включает:

- измеряемые физические величины, являющиеся радиационными характеристиками источников внутреннего облучения человека и позволяющие определить индивидуальную дозу работника;

- нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда; п.2.3 НРБ-99/2009) от воздействия излучения на человека.
________________
Значения которых устанавливаются регулирующими органами с целью ограничения облучения работника.

15. Физическими величинами, характеризующими источники внутреннего облучения работника и измеряемые при дозиметрическом контроле внутреннего облучения, являются:

- Q - определяемая в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны) величина объемной активности соединений радионуклида U, обладающих дисперсностью d (выраженной в единицах АМАД или АМТД), которые следует отнести к типу химического соединения при ингаляции G;

- S - удержание (активность) радионуклида U, определяемое в теле человека, органе (или ткани) Т , либо содержание его в биологических образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый воздух).

16. Нормируемыми величинами для дозиметрического контроля при внутреннем облучении персонала в контролируемых условиях обращения с радиоактивными веществами в открытом виде являются:

- Е() - ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения (ОЭД);

- П - поступление в организм работника через органы дыхания соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к обладающему дисперсностью d и типу химического соединения при ингаляции G .

Виды дозиметрического контроля

17. Для дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения используют:

- дозиметрический контроль рабочих мест (ДКРМ);

- индивидуальный дозиметрический контроль персонала (ИДК).

18. Дозиметрический контроль рабочих мест заключается в прогностической оценке уровня хронического облучения (ОЭД) персонала на рабочих местах по результатам систематических измерений объемной активности в воздухе рабочих помещений (рабочих зон), характеризующей источники внутреннего облучения, с учетом и регулированием времени пребывания персонала в этих помещениях (в рабочих зонах). Проведение ДКРМ является одним из элементов контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях (в рабочих зонах). Результаты ДКРМ используются:
________________
Рабочее место (для данного работника) - перечень рабочих помещений (рабочих зон) с указанием (доли) времени пребывания в них данного работника, определяемого исходя из его производственных обязанностей в течение календарного года.


- для прогностической оценки уровня хронического облучения персонала;

- для ограничения уровня облучения персонала путем регулирования времени его пребывания в рабочих помещениях (рабочих зонах), использования индивидуальных средств защиты и проведения профилактических мероприятий;

- для планирования индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала.

19. Значение уровня хронического облучения персонала (ОЭД за календарный год), полученное с помощью ДКРМ, может быть использовано в качестве значения индивидуальной ОЭД работника в нормальных условиях эксплуатации открытых радионуклидных источников излучения (п.3.1, НРБ-99/2009), если нет показаний для обязательного введения ИДК для данного работника.

20. Индивидуальный дозиметрический контроль заключается в определении значения ОЭД внутреннего облучения персонала по результатам систематических индивидуальных измерений физических величин, характеризующих источники внутреннего облучения работника, с помощью инструментальных методов.

21. Согласно 15, индивидуальные измерения физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, заключаются в определении активности радионуклидов:

- во всем теле человека либо в его отдельных органах и тканях (измерения in vivo);

- в выделениях человека или других пробах биологического происхождения (измерения in vitro).

22. Индивидуальный дозиметрический контроль используется:

- для определения доз облучения работника в условиях нормальной эксплуатации источника излучения, если работник относится к персоналу группы А и значение уровня хронического облучения работника (ОЭД за календарный год), полученное с помощью ДКРМ, превышает уровень введения ИДК, ;

- для определения доз облучения представительной группы персонала с целью подтверждения уровня облучения работника на рабочем месте, не требующем обязательного введения ИДК (см. п.26, подтверждающий контроль);

- для определения доз облучения всех лиц, работающих с источниками облучения в условиях планируемого повышенного облучения.

Содержание дозиметрического контроля внутреннего облучения

23. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения как на этапе ДКРМ, так и на этапе ИДК, заключается:

- в проведении систематических измерений физических величин, характеризующих источники внутреннего облучения работника, и

- в переходе от результатов измерений этих величин к индивидуальным значениям нормируемых величин.

24. Расчет прогнозируемой индивидуальной дозы при ДКРМ проводится согласно требованиям раздела 4.4 "Дозиметрический контроль рабочих мест". Прогностическую оценку индивидуальных доз проводят на основании результатов измерений объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон), Q

25. Расчет индивидуальной дозы при ИДК проводится согласно требованиям раздела "Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения". Определение индивидуальных доз проводят на основании результатов измерений активности радионуклида в теле человека, органе или ткани Т и/или в биологических образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый пар), S (см. раздел "Дозиметрические величины для контроля внутреннего облучения").

26. На каждом этапе (ДКРМ и ИДК) могут выполняться разные типы дозиметрического контроля: текущий, специальный, операционный и подтверждающий контроль:

- Текущий контроль осуществляется при постоянной работе персонала с радиоактивными веществами в открытом виде и имеет своей целью демонстрацию того, что условия эксплуатации источников излучения стабильно нормальные и уровни индивидуальных ожидаемых доз внутреннего облучения не превышают значений установленных показателей (контрольных величин).

- Специальный контроль персонала осуществляется для количественной оценки значимого облучения, последовавшего в результате предполагаемого или действительного события, выходящего за рамки нормального.

- Операционный контроль проводят для получения информации относительно отдельной производственной операции, совершаемой в ограниченный отрезок времени, или после проведения модификации оборудования или производственного процесса.

- Подтверждающий контроль проводят, используя ИДК, для определения доз облучения представительной группы персонала с целью подтверждения уровня облучения работников на рабочих местах, не требующих обязательного введения ИДК.

27. Для целей планирования и организации ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации источника излучения устанавливается ряд дозовых уровней:

- уровень введения индивидуального дозиметрического контроля () - такое значение ожидаемой эффективной дозы за год, при действительном или предполагаемом превышении которого определение доз внутреннего облучения следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения работника;
________________
Если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения работника на всех его рабочих местах не превышает или по прогнозу не может превысить , то по согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, индивидуальную дозу работника определяют по результатам ДКРМ (п.5.6, МУ 2.6.5.28-2016 "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования").


- уровень действия () - такое значение ожидаемой эффективной дозы за год, при действительном или предполагаемом превышении которого следует уточнить значение индивидуальной дозы с помощью процедуры специального контроля (см. п.26 и Приложение 3) и при необходимости провести мероприятия по ограничению уровня облучения персонала.

28. Значение устанавливается предприятием в диапазоне 1-5 мЗв и согласовывается с уполномоченным территориальным органом ФМБА России при разработке Порядка ДК внутреннего облучения персонала предприятия и должно быть приведено в этом документе.

29. Значение устанавливается предприятием в зависимости от характера выполняемых работ, но не выше предела дозы (ПД), и согласовывается с уполномоченным территориальным органом ФМБА России при разработке Порядка ДК внутреннего облучения и должно быть приведено в этом документе.

30. В нормальных условиях обращения с источником:

- нецелесообразно устанавливать значения ниже 1 мЗв;

- решение об установлении значения выше 1 мЗв, но ниже 5 мЗв принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом достигнутого уровня радиационной безопасности на предприятии;

- значения не следует устанавливать выше 5 мЗв.

Принятие решения о значении для организации дозиметрического контроля персонала предприятия должно учитывать следующие основные факторы:

- ожидаемый уровень облучения;

- наиболее вероятный интервал, в котором лежат оцененные значения доз внутреннего облучения;

- сложность методов измерения и интерпретации, составляющих программу дозиметрического контроля.

31. Для целей планирования и проведения ДК внутреннего облучения персонала предприятие организует в рамках операционного контроля проведение исследований условий облучения персонала в рабочих помещениях (в рабочих зонах) в части определения:

- диапазона значений или распределения среднесменной или операционной объемной активности аэрозолей в рабочих помещениях в течение года;

- радионуклидного состава аэрозолей (процентный или долевой вклад каждого техногенного радионуклида U в суммарную объемную активность аэрозоля);

- дисперсности, d, аэрозолей (радионуклида U , выраженной в единицах АМАД или АМТД);

- типа химического соединения при ингаляции G , к которому следует отнести аэрозоли радионуклида U .

При осуществлении измерений в рамках ДКРМ определяют суммарную объемную активность аэрозолей техногенных радионуклидов или объемную активность аэрозолей техногенного радионуклида U в воздухе рабочих помещений (рабочих зон) с периодичностью и порогом измерений, достаточными для определения значения годовой ОЭД в точке контроля на уровне . Критерием достаточности может служить следующее соотношение:

Где

- - расчетное значение верхней границы доверительного интервала годовой ОЭД, соответствующее результату измерения объемной активности аэрозолей, равному L , с погрешностью, равной , при доверительной вероятности, равной , где задает значение верхней (и нижней) границы доверительного интервала определения годовой ОЭД, мЗв в год;
________________

См. Приложение 4.

Без учета коэффициента защиты органов дыхания и других поправочных коэффициентов, то есть в предположении, что работник находится в точке контроля без средств защиты органов дыхания в течение всего рабочего времени.

Согласно стандарту ISO 27048:2011, п.7.1.6, для определения верхней границы годовой ОЭД принято значение . Это значение соответствует 95%-ной вероятности того, что истинное значение ОЭД не превысит верхнюю границу Е (и 90%-ной вероятности того, что доверительный интервал [Е , Е ] содержит истинное значение ОЭД).


- L - порог измерения объемной активности аэрозолей, Бк/м.
________________
Согласно стандарту ISO 11929-2010, порог измерения (порог принятия решения - decision threshold) - это фиксированное значение, L , измеряемой величины, количественно выражающей физический эффект, при превышении которого принимается решение, что измерение действительно отражает данный эффект. Порог измерения определяют таким образом, чтобы при превышении результата измерения значения L вероятность того, что истинное значение измеряемой величины равно нулю, было бы меньше или равно заданному значению (обычно задают равным 0,05).


Критерий (1) означает, что измеренное значение объемной активности (ОА) аэрозолей на уровне порога измерения (L ) является минимально значимой величиной, начиная с которой соответствующее значение годовой ОЭД может превысить уровень . Другими словами, если , то и уровень облучения достаточно низок с точки зрения его оптимизации (то есть нет необходимости ограничивать время пребывания персонала в помещении, применять СИЗ ОД и т.д.).

При осуществлении измерений в рамках ИДК определяют активность техногенного радионуклида U (или суммы техногенных радионуклидов) либо в теле человека, органе (или ткани) Т , либо в биологических образцах (выделениях - моча, кал, выдыхаемый воздух) с периодичностью и чувствительностью измерений, достаточными для определения значения индивидуальной годовой ОЭД работника на уровне действия ( ). Критерием достаточности может служить следующее соотношение:
________________

См. п.15.

Где

- - расчетное значение верхней границы доверительного интервала годовой ОЭД, соответствующее результату измерения активности техногенного радионуклида в теле человека или в биологических образцах, равному L , с погрешностью, равной , при доверительной вероятности, равной , где задает значение верхней (и нижней) границы доверительного интервала определения годовой ОЭД, мЗв в год;
________________

См. Приложение 4.


- L - порог измерения активности техногенного радионуклида в теле человека или в биологических образцах, Бк (Бк/орган, Бк/сутки).

Критерий (2) означает, что измеренное значение активности техногенного радионуклида (А ) в теле человека или в биологических образцах на уровне порога измерения (L ), является минимальной величиной, начиная с которой соответствующее значение годовой ОЭД может превысить уровень действия . Другими словами, если , то и условия работы являются приемлемыми с точки зрения нормирования, то есть индивидуальная ОЭД работника не превышает установленного предела (контрольного уровня) с заданной (например, 95%-ной) вероятностью.

Дозиметрический контроль рабочих мест

32. Основными задачами, решаемыми при дозиметрическом контроле рабочих мест персонала предприятия, являются:

- проведение регулярных измерений объемной активности аэрозолей техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений (рабочих зон) с заданной периодичностью и чувствительностью измерений;
________________

См. п.32


- прогностическая оценка уровня хронического облучения в рабочих помещениях (в рабочих зонах) и на рабочих местах по результатам измерений;

- ограничение уровня облучения персонала путем регулирования времени его пребывания в рабочих помещениях (рабочих зонах) в соответствии с производственной необходимостью, использования индивидуальных средств защиты и проведения профилактических мероприятий;

- планирования индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала;

- запись и хранение результатов ДКРМ.

33. При проведении ДКРМ в качестве оценки уровня хронического облучения работника следует принимать величину годовой ОЭД на его рабочем месте, определяемую по формуле:

Где

- - годовая ОЭД на рабочем месте;

- 1,4 - скорость дыхания стандартного работника, м/час;

- - ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения на единичное поступление соединения радионуклида U , которое при ингаляции следует отнести к обладающему дисперсностью d G (далее для краткости - дозовый коэффициент) при стандартных условиях внутреннего облучения согласно пп.8.2-8.4 НРБ-99/2009 , Зв/Бк; - период накопления ОЭД внутреннего облучения;
________________
В соответствии с подходами Норм радиационной безопасности НРБ-99/2009 , принимается, что равно 50 годам (тем не менее, в данном документе все соотношения приведены в общем виде).

- - длительность пребывания в k- м помещении (в k- й рабочей зоне) работника в течение календарного года в часах при средней годовой объемной активности соединения (обладающего дисперсностью d и типом химического соединения при ингаляции G ) радионуклида U в k -м помещении (в k -й рабочей зоне) в зоне дыхания работника, Бк/м.
________________
При использовании работником средств индивидуальной защиты органов дыхания в формулу (3) необходимо ввести среднее годовое значение коэффициента защиты органов дыхания, . При использовании для расчета значения средней годовой объемной активности (ОА) радионуклида в помещении (на k -м рабочем месте), измеренной в точке, отличной от зоны дыхания работника, и/или использовании интервала интегрирования (времени отбора пробы), отличного от интервала пребывания работника на данном рабочем месте, в формулу (3) необходимо ввести среднее годовое значение коэффициента перехода, , от измеренной величины к величине ОА, измеренной в зоне дыхания работника, .


Если тип соединения неизвестен, следует принимать максимальное значение , из приведенных в Приложении 1 к НРБ-99/2009 .

34. Ограничение уровня облучения персонала осуществляют путем регулирования времени, , его пребывания в k- м рабочем помещении (в k- й рабочей зоне) в соответствии с производственной необходимостью и с учетом вклада данного помещения в годовую ОЭД на рабочем месте, определяемого в соответствии с формулой (3).

35. Планирование индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала осуществляют в соответствии с административным и дозовым критерием (см. п.27, ссылка 8). В качестве дозового критерия используют следующий критерий введения ИДК:

Где E - максимальное значение ОЭД на рабочем месте, определенное с учетом неопределенности результата определения значений и параметров , , .
________________
Обозначение E следует понимать как максимальное значение определяемой величины E при использовании упрощенного способа расчета и как верхнюю границу оценки величины E , отражающую 95%-ную вероятность непревышения значения истинной величины E данной границы при использовании статистического способа расчета.

36. Для расчета максимального значения ОЭД на рабочем месте можно использовать статистический метод расчета неопределенности оценки дозы или упрощенную формулу, например:

Где

- - максимальное значение коэффициента ;

- , , - усредненные за год значения коэффициентов, характеризующих неопределенность значений:

- дозового коэффициента ();

- коэффициента защиты органов дыхания ();

- коэффициента перехода () от величины измеряемой объемной активности в помещении, обозначенном индексом k, к величине объемной активности в зоне дыхания работника с учетом погрешности измерения объемной активности, неоднородности ее распределения по помещению и разного времени усреднения (интегрирования) при отборе пробы воздуха и при нахождении работника на рабочем месте.

- - максимальное значение средней годовой объемной активности радионуклида с учетом неопределенности его определения.

Диапазон или плотность распределения вероятности возможных значений коэффициентов , , устанавливают экспериментально или экспертным путем (см. Приложение 5).

Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучения

37. Основными задачами, решаемыми при индивидуальном дозиметрическом контроле внутреннего облучения персонала, являются:

- проведение систематических измерений указанных в п.16 физических величин в соответствии с заданной периодичностью и чувствительностью измерений;
________________

См. п.32 и п.47.


- расчет индивидуальных доз внутреннего облучения работника по результатам этих систематических измерений;

- запись и хранение результатов измерений и расчета дозы с указанием всех исходных для определения дозы данных, достаточных для воспроизведения процедуры расчета.

38. Результатом систематических измерений является относящийся к конкретному работнику (индивидуальный) набор измеренных значений активности техногенного радионуклида U (смеси техногенных радионуклидов) в теле человека или в отдельном органе или ткани либо в биологических пробах, , в моменты времени t . Величина связана со скоростью поступления радионуклида в организм таким образом, что для ее значений, относящихся к j -му периоду контроля (t , t ) имеет место соотношение (в случае ):

Где

- t - начало поступления радионуклида в организм работника;

- - измеренная активность радионуклида в конце j -го периода контроля;

- - функция, определяющая удержание радионуклида U в теле человека или в отдельном органе или ткани либо содержание в биологических пробах (моче, кале, выдыхаемом воздухе) в момент времени t на единицу поступления при ингаляционном поступлении в момент времени t =0 его соединения, относящегося к типу химического соединения при ингаляции G в виде аэрозоля с дисперсностью d , выраженной в единицах АМАД или АМТД.

39. Интерпретация результатов измерений , сделанных в моменты времени t (j =1, ... , n) в течение календарного года, заключается в последовательном определении расчетным путем индивидуального поступления радионуклида U в организм работника за период контроля, , и соответствующей ОЭД внутреннего облучения, обусловленной этим поступлением, .

40. Поступление соединения G радионуклида U в организм работника за период контроля, , и соответствующая доза внутреннего облучения, , определяется путем решения уравнения (6) для i =1,...,j относительно и определения и по формулам:

41. Стандартная процедура расчета поступления и дозы , рекомендуемая в ISO 27048-2011 , приведена в Приложении 2.

42. При поступлении нескольких радионуклидов соответствующая суммарная ОЭД внутреннего облучения, , равна сумме ОЭД отдельных радионуклидов:

43. Если при поступлении нескольких радионуклидов U методами ИДК невозможно определить значения для всех радионуклидов, то при расчете суммарной ОЭД внутреннего облучения следует использовать значение вклада измеряемого радионуклида (смеси радионуклидов) в суммарную ОЭД, полученное в соответствии с определенным радионуклидным составом аэрозолей в рабочих помещениях (рабочих зонах) и временем пребывания работника в рабочих помещениях/зонах.
________________

См. п.32.

44. Поступление соединения G радионуклида U в организм работника за год равно сумме соответствующих поступлений за периоды контроля, относящиеся к данному календарному году. Если период контроля распространяется на два календарных года, то для обеспечения непрерывности учета облучения за такие периоды контроля учет поступления радионуклида за календарный год осуществляется в зависимости от организации ИДК - либо исходя из последнего измерения, проведенного в текущем календарном году, либо исходя из первого измерения, проведенного в следующем календарном году. В первом случае ОЭД оценивают за неполный календарный год, и ее значение увеличивают на величину, пропорциональную доле отрезка времени, оставшегося до конца календарного года; годовая ОЭД принимается равной полученному значению. Во втором случае каждому календарному году приписывается доля поступления за данный период контроля, пропорциональная его длительности в данном календарном году; годовая ОЭД принимается равной сумме ОЭД за соответствующие периоды контроля (или их частей), составляющих календарный год.

45. Дозовые коэффициенты , а также функции для соединения радионуклида U , имеющего дисперсность d и относящегося к типу химического соединения при ингаляции G , которые используются для оценок ОЭД внутреннего облучения в рамках области действия данного документа, были рассчитаны с использованием разработанных для целей дозиметрии внутреннего облучения и рекомендованных МКРЗ биокинетических и дозиметрических моделей органов дыхания , желудочно-кишечного тракта, костной ткани и биокинетики химических элементов в организме условного человека; при расчете дозовых коэффициентов использовались также значения коэффициентов качества ионизирующего излучения и взвешивающих коэффициентов для тканей и органов, рекомендованных в .
_______________
До выхода новых значений дозовых коэффициентов и принятия их в отечественной системе нормирования, рассчитанных на основе данных Публикации 103 МКРЗ, а также с использованием нового поколения биокинетических и дозиметрических моделей МКРЗ.

46. Рекомендуются (на основании расчетов удержания/выведения, исходя из не более чем трехкратного превышения значения реальной ОЭД внутреннего облучения над его оцененным значением за счет неопределенности момента поступления радионуклида в организм работника ) следующие указанные в таблице 1 максимальные интервалы между измерениями для проведения текущей программы индивидуального дозиметрического контроля.

Допустимы отклонения реальных значений интервалов между измерениями (в пределах 365 дней) от значений, рекомендуемых в таблицах 1-3, если при этих значениях выполняются условия критерия достаточности, приведенные в п.32.


Таблица 1 - Максимальные интервалы между измерениями (дни) при проведении текущей программы индивидуального дозиметрического контроля в зависимости от используемого метода измерения

Радионуклид	Тип химического соединения при ингаляции	Измерения in vitro	Измерения in vivo
		Объект измерения - моча	Объект измерения - все тело	Объект измерения - щитовидная железа
	Органический
	Диоксид

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ (греч, dosis доза, порция + metreo мерить, измерять) -- система мероприятий, обеспечивающая измерение, оценку и регистрацию дозы ионизирующего излучения (ИИ), получаемого человеком, а также уровней загрязнения радиоактивными веществами воздуха, воды, почвы, продуктов питания.

Цель Д. к.- обеспечение радиационной безопасности персонала и населения.

Библиография: Дозиметрические и радиометрические методики, под ред. Н. Г. Гусева и др., М., 1966; НадировЮ. С. и д р. Защита подразделений от оружия массового поражения, М., 1968, библиогр.; Нормы радиационной безопасности (НРБ-7 6), М., 1977; Основные требования к дозиметрическому контролю персонала (сер. изд. по безопасности № 14), Вена, МАГАТЭ, 1966; О ш e р о в С. А. и Заостровцeв И. Т. Учебное пособие по медицинской службе гражданской обороны, М., 1973; Руководство по дозиметрическому контролю окружающей среды при нормальных рабочих условиях (сер. изд. по безопасности № 16), Вена, МАГАТЭ, 1967; Тимофеев Б. Н. и H e с ы-т о в Ю. К. Прогнозирование радиоактивного заражения, М., 1969, библиогр.

А. Н. Марей; Р. Г. Имангулов (воен.).

Принцип защиты от внутреннего ионизирующего облучения

Источники ионизирующих излучений в закрытом виде – это источники излучения, устройство которых исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и сроков износа, на которые они рассчитаны. Примерами закрытых источников могут служить: радиоактивные бусы для внутриполостной радиотерапии, иглы из кобальта-60 для внутренней радиотерапии, аппараты для теле-γ-терапии, рентгенотерапии и рентгенодиагностики.

К факторам защиты при работе с радиоактивными источниками в закрытом виде относятся:

1) “Защита количеством” – снижение до минимально допустимой активности источника облучения, при которой из-за увеличения времени облучения начинает возрастать доза на здоровые ткани (например, в “Рокусе” или “Луче”);

2) “Защита временем” – доведение манипуляций с радиоактивными источниками до автоматизма, в результате чего заметно уменьшается время облучения и, соответственно, доза на работающего;

3) “Защита расстоянием” – самый эффективный принцип защиты, так как между дозой и расстоянием существует обратно квадратичная зависимость. При увеличении расстояния в 2 раза доза уменьшается в 4 раза, а при увеличении расстояния в 3 раза – в 9 раз. Для увеличения расстояния используют дистанционный инструментарий, различные манипуляторы, захваты, щипцы и др.;

4) “Защита экранами” – изменяя плотность среды, можно значительно снизить дозу облучения. Для защиты от квантовых видов излучений (γ- и рентгеновское), которые рассеиваются экранами, применяются, как правило, материалы, имеющие большую атомную массу (свинец, уран). Для защиты от корпускулярных (α- и β-частиц) видов излучения такие экраны использовать нельзя, так как они, поглощаясь в материалах экрана, выделяют тормозное квантовое излучение, жесткость которого тем выше, чем больше атомная масса экрана. Поэтому в данном случае используются экраны из материалов, имеющих малую атомную массу (органическое стекло, алюминий и др.). При этом для защиты от β-частиц целесообразно использовать двойной экран – органическое стекло со стороны излучателя (поглощение) и алюминий со стороны объекта защиты (рассеивание тормозного излучения).

При работе с нейтронными источниками используются многослойные экраны. Первым слоем на пути нейтронов должен быть замедлитель, т.е. водородсодержащий материал (вода, парафин, органическое стекло, воск и др.), вторым слоем должен быть поглотитель медленных нейтронов (гадолиний, кадмий, бор). Третьим слоем на пути уже не нейтронов, а возникшего γ-излучения должен быть слой из свинца.

Дозиметрический и радиометрический контроль. Методы применения.

Основным способом проверки достаточности мер радиационной защиты персонала является дозиметрический контроль. Используются следующие принципы измерения радиоактивности и доз излучения:

1. ионизационный – основан на ионизации воздуха или другого газа между электродами, имеющими разные потенциалы, между которыми под влиянием излучения возникает электрический ток. Этот принцип используется в ионизационных камерах Гейгера – Мюллера и дозиметрах конденсаторного типа;

2. сцинтилляционный – основан на возбуждении и ионизации атомов и молекул вещества при прохождении через него заряженных частиц, с последующим испусканием светового излучения, которое усиливают с помощью фотоэлектронного умножителя и регистрируют счетным устройством;

3. люминесцентный – радиофотолюминесцентный и радиотермолюминесцентный – основаны на накоплении поглощенной в люминофорах энергии, которая освобождается под воздействием ультрафиолетового излучения определенной длины волны или нагревом, в результате чего наблюдается оптический эффект, адекватный поглощенной энергии;

4. фотохимический – основан на воздействии ионизирующих излучений на фотоэмульсию фотографической пленки, измеряемому по оптической плотности почернения проявленной и фиксированной пленки.

Дозиметрический контроль включает: определение индивидуальных доз облучения, получаемых каждым работающим; систематический контроль за мощностью дозы облучения непосредственно на рабочих местах и в смежных помещениях; применение приборов, сигнализирующих о превышении допустимой дозы облучения.

В соответствии с этим приборы, используемые для дозиметрического контроля, делятся на три группы: дозиметры индивидуального контроля, стационарные или переносные приборы измерения мощности доз излучения на рабочем месте и стационарные установки для регистрации мощности излучения в определенных помещениях.

Последние, как правило, оснащены сигнальным устройством превышения мощности излучения.

Наибольшее значение имеет определение дозы за счет рентгеновского и γ-излучения, потоков нейтронов и β-частиц.

Эффективность регистрации различных видов излучений зависит от детектора прибора. Приборы, основанные на принципе ионизационной камеры, наиболее пригодны для измерения квантового излучения. Для измерения β-потоков применяют приборы с датчиками в виде газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков. Для регистрации нейтронов используют сцинтилляционные детекторы, помещенные в фильтры из бора или кадмия.

При проведении группового радиационного контроля необходимо учитывать следующие основные положения:

· используемая для целей группового контроля аппаратура должна строго соответствовать задачам и конкретным условиям того или иного радиационно-технологического процесса;

· режимы эксплуатации радиационной техники при проверке эффективности защиты рабочих мест и смежных помещений должны соответствовать реальным условиям их использования;

· необходимо проводить столько исследований, чтобы можно было получить достоверную информацию о радиационной обстановке на объекте.

Большинство выпускаемых в настоящее время дозиметрических и радиометрических приборов не являются универсальными и могут использоваться в сравнительно небольшом диапазоне энергии, поэтому при выборе аппаратуры для проведения санитарно-дозиметрического контроля необходимо учитывать:

· вид и энергию излучения,

· диапазон чувствительности прибора,

· погрешность измерений и другие параметры приборов в полном соответствии с их паспортными данными.

Важное значение при выборе аппаратуры придается зависимости показания приборов от энергии измеряемого излучения (т.е. «ходу с жесткостью» – диапазону энергии излучения, измеряемого данным прибором).

В некоторых случаях ошибка измерений, обусловленная «ходом с жесткостью», может достигать 400%. Наименьший «ход с жесткостью» имеют приборы, датчики которых изготовлены из воздухоэквивалентных материалов.

По своему назначению все приборы могут быть условно разделены на следующие группы:

1. Рентгенометры – приборы, измеряющие мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения.

2. Радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков β-частиц, нейтронов и др.).

3. Индивидуальные дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений.

Кроме того, вся аппаратура радиационного контроля подразделяется на приборы стационарного назначения и переносные приборы.

Стационарные радиометры позволяют осуществлять непрерывный контроль за мощностью экспозиционных доз, концентрациями радиоактивных веществ в воздухе, сточных водах. Эта группа аппаратуры чаще всего используется как составной элемент технологического процесса, способствующий повышению степени надежности системы радиационной безопасности. Как правило, эти приборы имеют широкий диапазон измерений. Переносные приборы применяются для контроля и оценки эффективности защитных устройств и условий радиационной безопасности на рабочих местах, в жилых помещениях и на местности.

В современных условиях широкое применение имеет спектрометрический комплекс «ПРОГРЕСС», который предназначен для измерения активности альфа-, бета- и гамма-излучающих нуклидов в счетных образцах спектрометрическим методом. Комплекс используется в лабораторных условиях как установка специального назначения и является средством для измерения активности радионуклидов в различных объектах окружающей среды.

Принцип действия данного комплекса заключается в получении аппаратурного спектра импульсов от детектора, регистрирующего излучение счетного образца, экспонируемого в фиксированных условиях измерения. Активность радионуклида в исследуемой пробе определяется путем обработки полученной спектрограммы на компьютере с помощью специального пакета программ «ПРОГРЕСС-3.0», позволяющего управлять работой каждого самостоятельного спектрометрического тракта, анализировать спектрограмму и идентифицировать радионуклиды, определять активность соответствующих нуклидов в пробе, рассчитать погрешность измерения активности и протоколировать результаты измерений.

В зависимости от вида и энергии излучения можно сделать правильный выбор радиометрической и дозиметрической аппаратуры. Если выбор аппаратуры для регистрации γ-излучения с энергией от 100 кэВ до 3 МэВ не вызывает особых трудностей, то при энергии излучения менее 100 кэВ можно ожидать большие погрешности измерений.

Следует отметить, что правильность показаний радиометрической и дозиметрической аппаратуры определяется многими факторами: интенсивностью излучения, угловой зависимостью, правильностью градуировки и условиями окружающей среды (температура воздуха, относительная влажность).

Индивидуальный дозиметрический контроль. Данные дозиметрического контроля внешних полей ионизирующих излучений, полученные путем измерения мощностей доз, потоков нейтронов или заряженных частиц стационарными или переносными приборами, как правило, оказываются недостаточными для характеристики доз облучения, полученных персоналом, так как поля ионизирующих излучений изменяются во времени и пространстве. Вот почему для оценки индивидуальных доз облучения персонала применяются индивидуальные дозиметры.

В настоящее время известны индивидуальные дозиметры, основанные на применении малых ионизационных камер или конденсаторных камер (метод ИДК), специальных сортов фотопленки (ИФК) и термолюминесцентных детекторов (ТЛД) и др.

Все эти дозиметры применяются преимущественно для регистрации рентгеновского и γ-излучений.

Некоторые (ИФК, ТЛД) используются и для дозиметрии других видов излучений (нейтронных и β-потоков, тяжелых заряженных частиц и др.)

Индивидуальный контроль с помощью конденсаторных камер (ИДК).Принцип действия конденсаторных камер основан на пропорциональном изменении потенциала под действием рентгеновского или γ-излучений.

Методика индивидуального фотоконтроля основана на сравнении оптической плотности почернения экспонированных (рабочих) пленок с контрольными, которые были облучены известной дозой. До недавнего времени использовались методы ИФК-2,3, ИФК-2,3М, ИФКУ.

Термолюминесцентные дозиметры. В настоящее время наибольшее распространение, в том числе и в Казахстане, получили методы термолюминесцентной дозиметрии на основе детекторов из фтористого лития, фтористого кальция и алюмофосфатных стекол. При проведении индивидуального контроля используются термолюминесцентные дозиметры типа ТЛД. При размещении этих дозиметров на поверхности тела работающего необходимо учитывать характер работ, возможность тотального или локального облучения. При тотальном облучении ТЛД должны располагаться на уровне груди и области таза. При локальных – грудь-голова, грудь-таз, грудь-нижние конечности и др.

Также в санитарной практике при оценке индивидуальных доз облучения персонала рентгенкабинета и пациента нашел в настоящее время применение метод измерения произведения поглощенной дозы на площадь рентгеновского излучения на выходе рентгеновского аппарата и метод определения расчетным путем эффективной дозы, полученной пациентом при рентгеновской диагностике и рентгенотерапии, с использованием соответствующих методик расчета, согласно (МУК № 5.05.011.03; № 5.05.012.03), утвержденных МЗ РК. Для проведения этого исследования измерение поглощенной дозы рентгеновского излучения проводится с помощью дозиметра рентгеновского излучения-клинического (ДРК-1)

Для получения достоверных результатов измерения внешнего облучения необходимо соблюдать следующие основные правила:

· выбор мест для отдельных замеров намечается на основании предварительного санитарного описания условий труда, в котором указывается характер работы, режим работ с ионизирующим излучением и др.

· для измерений следует использовать только стандартные приборы, отградуированные официальными учреждениями.

· для большей надежности измерения проводятся в каждой точке не менее 2 – 3 раз.

· в тех случаях, когда облучение персонала в период работы неравномерно, оценка полученных доз может быть проведена только на основании данных индивидуальной дозиметрии.

· необходимо учитывать суммарное облучение за счет всех видов облучения, воздействующих на работающих в обследуемом производстве.

· данные индивидуальной дозиметрии, полученные дозиметрической службой объекта, могут быть использованы только после проверки показаний индивидуальных дозиметров.

Оценка доз внутреннего облучения. При определении степени радиационной опасности наряду с данными, характеризующими уровни внешнего облучения, важна оценка доз внутреннего облучения, которая в отдельных случаях (при работе с радиоактивными веществами в открытом виде) может играть решающую роль в характере радиационного воздействия.

Для условий профессиональной деятельности на первом месте стоит ингаляционный путь поступления радионуклидов, а затем контактный. При оценке доз внутреннего облучения для отдельных лиц из населения ведущий пероральный и затем ингаляционный пути поступления.

Следует иметь в виду, что до настоящего времени не существует методов прямой дозиметрии, позволяющей сразу оценить уровни внутреннего облучения. В связи с этим определение доз внутреннего облучения производят на основе сведений по содержанию радиоактивных веществ в теле человека или по поступлению их в организм, применяя следующие методы:

· прямой – определение радиоактивных веществ во всем теле или отдельных критических органах путем измерения интенсивности излучения тела человека. Используется, например, при определении мощности дозы гамма-излучения от пациента при выходе его из радиологического отделения, где с терапевтической целью были введены радиофармацевтические препараты. Она не должна превышать 3 мкЗв/ч на расстоянии от него 1 метр. Для этой цели могут использовать сцинтилляционные спектрометры (с кристаллическими Nal (T1) или жидкостными детекторами).

· косвенный, основанный на определении содержания радиоактивных веществ во всем теле или в отдельном органе по данным радиометрии биосубстратов человека (слюна, пот, выдыхаемый воздух, кровь, фекалии, моча) или по результатам радиометрических исследований воздуха, пищевых, продуктов, воды и уровней загрязнения поверхностей.

Из всех видов выделений наиболее часто для радиометрических исследований берут мочу.

Радиометрия слюны и пота мало пригодна для подобных исследований, так как сведений о соотношении между активностью этих биосубстратов и содержанием радиоактивных веществ в организме пока недостаточно. Радиометрия выдыхаемого воздуха применяется только для оценки содержания в организме радия и тория (по выдыхаемому радону и торону).

Интерпретация результатов радиометрии по активности фекалий также является сложной, ибо радиоактивные вещества попадают в них несколькими путями: через рот, с пищеварительными соками и желчью. Некоторая часть радиоактивных изотопов поступает в желудочно-кишечный тракт при заглатывании мокроты, поступающей из легких. Связь между результатами активности фекалий и содержанием радиоактивных веществ в теле надежно устанавливается, если имеется только один путь поступления (пероральный или ингаляционный), а всасыванием радиоактивных изотопов из желудочно-кишечного тракта в этом случае пренебрегают.

При интерпретации результатов необходимо располагать информацией о функции удержания радиоактивных веществ во всем теле и критическом органе, о функции выделения, а также о той доле изотопа, которая перейдет из крови в критический орган.

Вся работа при проведении исследований с помощью косвенных методов радиометрии делится на три этапа:

· организационный;

· радиометрический или радиохимический анализ;

· интерпретация результатов исследования.

На первом этапе (организационный) основное внимание обращается на правильный выбор группы лиц, у которых возможно поступление радиоактивных веществ во время работы или аварийной ситуации, сбор суточного выделения биоматериала, подготовка проб к анализу.

На втором этапе готовят собранный биоматериал для радиохимического анализа, который проводится с целью определения радиоизотопного состава анализируемой пробы. Для этого осуществляют ее минерализацию путем озоления. При этом вначале производят выпаривание биоматериала, а затем в муфельной печи в фарфоровых тиглях его озоляют при температуре 400° - 450°С. Далее осуществляют проведение радиохимического исследования путем использования стандартных методик по определению 90Sr или 137Cs.

Если известен изотопный состав воздуха, пищевых продуктов или воды, поступивших в организм, то радиохимический анализ не проводится, а осуществляется обычное радиометрическое исследование суточных выделений. Т.е. проводят определение активности препаратов, предварительно сконцентрированных из анализируемой пробы, в виде сухого остатка, золы. Для оценки результатов радиометрии необходимо осуществить сбор выделений у контрольной группы лиц (не имеющих, например, контакт работы с радиоактивными веществами). По разности полученных результатов между обследуемой и контрольной группой судят об активности выделений (мочи).

Интерпретация данных радиохимического или радиометрического анализа зависит от путей и продолжительности поступления радионуклидов, распределения их в организме (равномерное, остеотропное, щитовидная железа и др.), от времени пребывания радиоизотопа в организме (период полураспада и биологический период выведения).

Работа с радиоактивными веществами в открытом виде (порошками, растворами) может привести к загрязнению ими рук и одежды работающих, приборов и лабораторного оборудования, рабочих поверхностей, пола и стен помещений, а также воздуха. С этих объектов радиоактивные вещества могут попадать внутрь организма, вследствие чего работающий персонал может подвергаться как внешнему, так и внутреннему облучению.

Для решения вопросов защиты лиц, имеющих дело с радионуклидами, производится определение уровней загрязненности поверхностей. Найденные величины сравнивают с допустимыми уровнями.

При установлении этих предельно допустимых уровней были приняты следующие положения.

· суммарная поглощенная доза, полученная организмом за счет внешнего и внутреннего облучения, не должна превышать установленной предельно допустимой дозы облучения.

· при попадании в организм α-активные вещества представляют большую опасность, чем β-активные вещества.

· предельно допустимые уровни загрязненности для рук и других частей тела должны быть меньше, чем для других поверхностей, так как вероятность попадания радиоактивных веществ внутрь организма в этом случае большая, чем в других случаях.

Определение уровней загрязненности радиоактивными веществами различных поверхностей может быть осуществлено с помощью радиометрических приборов стационарного и переносного типа, а также с помощью метода мазков. Сущность данного метода заключается в снятии радиоактивных веществ с загрязненной поверхности каким-либо материалом (марля, ватные тампоны и др.) с последующим определением уровня радиоактивности этого материала. Мазки можно брать сухими или влажными материалами. Смачивание водой или кислотой материала, которым берут мазок, повышает чувствительность метода, однако несколько затрудняет выполнение последующих операций. Во многих случаях, особенно когда имеется загрязнение гладких поверхностей (сталь, плитки и др.), а уровни загрязнения значительны, вполне приемлем сухой метод.

Эффективность снятия мазков зависит от ряда причин (характер поверхности, вид мазка, качество снятия и др.), методика снятия мазка слабо поддается стандартизации и поэтому метод не является высокоточным. Вместе с тем он очень прост в исполнении, может быть использован даже при отсутствии под рукой нужных приспособлений и дает необходимые сведения об уровне и характере загрязнения поверхностей.

В случае загрязнения радиоактивными веществами помещений или их отдельных участков (полов, стен) немедленно приступают к дезактивации. Если загрязнение вызвано сухим веществом, то последнее собирают слегка увлажненной тряпкой. Большое количество пролитых радиоактивных жидкостей засыпают опилками. После того как основное количество радиоактивного вещества будет удалено, остатки загрязнения устраняют обработкой поверхности специальными моющими средствами. Дезактивацию загрязненных поверхностей производят при помощи мягких щеток или тампонов, смоченных моющими средствами или смыванием.

При дезактивации поверхностей, представленных пористыми или легко смачиваемыми материалами (керамические плитки, цемент), не следует оставлять моющий раствор на обрабатываемой поверхности на длительное время во избежание впитывания материалом радиоактивного вещества вместе с моющими растворами. Если загрязненная поверхность представляет собой сплошное покрытие без швов и стыков (пластикат, линолеум и др.), то обработку можно проводить обильным смачиванием (поливанием, пульверизацией).

Обрабатываемую поверхность после дезактивации специальными моющими средствами обильно промывают водой и протирают сухой чистой тряпкой, после чего контролируется чистота поверхности соответствующим радиометрическим прибором. Использованные щетки, тампоны собирают в пластикатовые мешки или в другие емкости и удаляют как радиоактивные отходы. В качестве моющих средств для дезактивации помещений могут применяться различные составы. Средства индивидуальной защиты при их загрязнении радиоактивными веществами дезактивируют в специально оборудованных прачечных. При очистке кожных покровов от радиоактивных загрязнений следует помнить, что чем раньше к ней приступят, тем она будет эффективнее, так как длительная задержка радиоактивных загрязнений на коже приводит к их большей фиксации. В большинстве случаев для обработки рук достаточно хорошо отмыть их теплой водой с применением мыла и щетки. При высоких уровнях загрязнения, когда мыло не дает должного эффекта, применяют различные специальные составы, в частности адсорбенты, комплексообразователи и растворители. Однако различные физико-химические свойства многочисленных радиоактивных элементов не дают возможности рекомендовать универсальные средства. Поэтому специальные составы имеют весьма ограниченное применение. Так, при загрязнении рук радиоактивными торием и фосфором рекомендуют применять мыло с добавкой трилона Б, моющего порошка «Новость»; для очистки от загрязнения радием – каолиновое мыло и т. д.

Дозиметрический контроль – это система мероприятий, организуемых для контроля радиоактивного облучения населения и определения степени радиоактивного загрязнения техники, производственного оборудования, продовольствия, воды и т.д.

Дозиметрический контроль включает контроль облучения и контроль радиоактивного загрязнения.

Контроль облучения проводится с целью своевременного получения данных о поглощенных дозах населения при проведении спасательных работ. По данным контроля устанавливается факт внешнего воздействия ионизирующих излучений, оценивается работоспособность людей и определяются их радиационные поражения с целью определения необходимости лечения в медицинских учреждениях. Контроль облучения в свою очередь подразделяется на групповой и индивидуальный.

Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах облучения каждого человека (с помощью индивидуального дозиметра ИД-11), определения степени внутреннего радиоактивного загрязнения. Каждому выдается индивидуальный дозиметр.

Групповой контроль проводится с целью получения данных о средних дозах облучения групп населения, находящихся в одинаковых условиях и определения их категорий трудоспособности. 1-2 дозиметра выдаются на группу в 14-20 чел. В зависимости от полученной дозы и продолжительности облучения устанавливаются следующие категории трудоспособности: трудоспособность полная, трудоспособность сохранена, трудоспособность ограничена, трудоспособность существенно ограничена.

Учет полученных доз ведется в индивидуальной карточке учета доз облучения и в журнале контроля облучения (дозы записываются нарастающим итогом).

Контроль радиоактивного загрязнения проводится для определения степени радиоактивного загрязнения людей (кожных покровов и одежды), техники, транспорта, оборудования и других материальных средств. Этот контроль проводится, как правило, при выходе людей из загрязненных районов, при проведении полной специальной обработки.

Лекция № 5

Основные источники облучения человека

5.1. Понятие о радиационном фоне

Все живые существа, населяющие нашу планету, постоянно подвергаются воздействию ионизирующей радиации путем внешнего и внутреннего облучения от естественных (космическое излучение и природные радиоактивные вещества) и искусственных (отходы атомной промышленности, радиоактивные изотопы, используемые в биологии, медицине, сельском хозяйстве и др.) источников ионизирующих излучений. Т.е. развитие жизни на Земле происходило и происходит в присутствии радиационного фона.

Под радиационным фоном принято понимать ионизирующие излучения от природных (естественных) источников космического и земного происхождения, а также от искусственных радионуклидов, рассеянных в биосфере в результате деятельности человека. Радиационный фон обусловлен факторами окружающей среды и не включает облучение лиц, которые работают с источниками ионизирующего излучения, а также излучение, применяемое с диагностическими и лечебными целями.

Различают естественный радиационный фон, искусственный радиационный фон, технологически измененный (повышенный) радиационный фон. Все источники радиационного фона делятся на две основные группы: естественные и искусственные.

Естественный радиационный фон (ЕРФ) является основным компонентом радиационного фона. Источниками ЕРФ являются ионизирующие излучения, которые действуют на человека на поверхности Земли от внешних естественных источников неземного происхождения (космических излучений), внешних естественных источников земного происхождения (присутствующих в земной коре, воде, воздухе), а также от внутренних источников (т.е. радионуклидов естественного происхождения, которые содержатся в организме человека). Большинство естественных источников такое, что избежать облучения от них совсем невозможно. От естественных источников радиации мы получаем 78% облучения.

Человек подвергается облучению двумя способами:

Внешнее облучение – облучение от источников радиоактивного излучения, находящегося вне организма. Оно может производиться всеми видами излучения, но практическое значение имеют лишь гамма- и рентгеновское излучение, быстрые и медленные нейтроны, бета- излучение. Альфа- излучение ввиду ничтожной проникающей способности практического значения не имеют.

Внутреннее облучение – облучение организма, происходящее от источника радиоактивного облучения (радиоактивного вещества), находящегося внутри организма. Оно продолжается непрерывно до тех пор, пока находящееся в организме радиоактивное вещество не распадется или же не будет выведено из организма. Внутреннее облучение в значительной степени зависит от распределения радиоактивного вещества в организме, от характера излучения (L - , β - , γ - излучателя), энергии излучения, периода полураспада и периода полувыведения.

Естественный радиационный фон является неотъемлемым фактором внешней среды и играет значительную роль в жизнедеятельности человека. Естественные радиоактивные элементы вошли в состав Земли с самого ее образования. Эволюционное развитие показывает, что в условиях естественного радиационного фона обеспечиваются оптимальные условия для жизнедеятельности растений, животных и человека. Способность радиоактивного излучения вызывать мутации послужила, наверное, одной из главных причин эволюции биологических видов в сторону повышения их организации.

Естественный радиационный фон на поверхности Земли не является строго постоянной величиной. Его изменения связаны как с глобальными, так и с локальными аномалиями. Они обусловлены циклическими колебаниями космического фона и аналогичных процессов, которые приобрели характер глобальных катастроф.

Локальные аномалии наблюдаются в отдельных районах Индии, Бразилии, Ирана, Египта, а также на территории США, Франции, стран СНГ (в том числе на Украине). Они являются следствием геологических процессов, когда в результате интенсивной вулканической деятельности и горообразования тяжелые естественные радионуклиды, прежде всего уран и торий, а также продукты их распада переместились из недр на поверхность Земли. Поэтому одни из жителей Земли получают более значительные дозы, чем другие, в зависимости от того, где они живут. Там, где залегают радиоактивные породы, уровень радиации (радиационный фон) значительно выше средних величин, в других местах может быть соответственно ниже средних величин. В Белоруссии средняя эквивалентная доза облучения от естественных источников составляет 2,4 мЗв/год. В некоторых районах Бразилии эта доза достигает 10мЗв в год, а в штате Кералла (Индия) даже до 28 мЗв/год.

Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строительных материалов (асбест), использование природного газа для приготовления пищи, герметизация помещений – все это увеличивает облучение за счет естественных источников.