Контроля внутреннего облучения

§ 76. Основными задачами, решаемыми при индивидуальном дозиметрическом контроле внутреннего облучения персонала группы А, являются:

• проведение систематических измерений указанных в § 53 физических величин в соответствии с необходимым перечнем радионуклидов, подлежащих контролю в рамках ИДК;

• определение поступления радионуклидов в организм по результатам систематических измерений;

• расчет индивидуальных доз внутреннего облучения;

• запись и хранение результатов измерений и определения дозы.

§ 77. Результатом систематических измерений является относящийся к конкретному работнику (индивидуальный) набор измеренных значений содержания радионуклида U (в теле человека или в отдельном органе, либо в биологических пробах) S_T,U(t_j) в моменты времени t_j. Величина S_T,U(t) связана со скоростью поступления радионуклида р_U,G(t) в организм таким образом, что для ее значений, относящихся к j -му периоду контроля (t_j-1, t_j) имеет место соотношение:

(10)

где t₀ - начало поступления радионуклида в организм работника; - измеренное содержание радионуклида в конце j -гo периода контроля; - функция, определяющая содержание радионуклида U в теле человека или в отдельном органе, либо в биологических пробах в момент времени t на единицу поступления при ингаляционном поступлении в момент времени t = 0 его соединения типа G в виде аэрозоля с дисперсностью d, выраженной, например, в единицах АМАД или АМТД.

§ 78. Интерпретация результатов измерений , сделанных в моменты времени t_j, (j = 1..., n) в течение календарного года, заключается в последовательном определении расчетным путем индивидуального поступления радионуклида U в организм работника за период контроля, П_U,G (t_j-1, t_j) и соответствующей ОЭД внутреннего облучения, обусловленной поступлением этого радионуклида за период контроля, Е_u(τ|t_j-1, t_j).

§ 79. Поступление соединения G радионуклида U в организм работника за период контроля, П_U,G(t_j-1, t_j) и соответствующая доза внутреннего облучения, E_U(t_j-1, t_j), определяется путем решения системы уравнений (10) для j = 1, … j относительно P_U,G(t):

(11)

Табл. 1. Перечень моделей биокинетики элементов в органах и тканях стандартного работника,

используемых для целей дозиметрии внутреннего облучения.

Элемент	Типы соединений 4	Публикации МКРЗ	Элемент	Типы соединений	Публикации МКРЗ
Тритий	Г	56[6], 67[9], 71[11]	Барий	Б	67[9], 71[11]
Бериллий	П, М	30, Часть 3[3]	Лантан	Б, П	30. Часть 3[3]
Углерод	Г	56[6], 67[9], 71[11]	Церий	П*, М	56[6], 67[9], 71[11]
Фтор	Б, П, М	30, Часть 2[2]	Празеодим	П, М	30, Часть 3[3]
Натрий	Б	30, Часть 2[2]	Неодим	П, М	30, Часть 3[3]
Магний	Б, П	30, Часть 3[3]	Прометий	П, М	30, Часть 3[3]
Алюминий	Б, П	30, Часть 3[3]	Самарий	П	30, Часть 3[3]
Кремний	Б, П, М	30, Часть 3[3]	Европий	П	30, Часть 3[3]
Фосфор	Б, П	30, Часть 1[1]	Гадолиний	Б, П	30, Часть 3[3]
Сера	Б, П*, Г	67[9], 71[1]	Тербий	П	30, Часть 3[3]
Хлор	Б, П	30, Часть 2[2]	Диспрозий	П	30, Часть 3[3]
Калий	Б	30, Часть 2[2]	Гольмий	П	30, Часть 3[3]
Кальций	П	71[1]	Эрбий	П	30, Часть 3[3]
Скандий	М	30, Часть 3[3]	Тулий	П	30, Часть 3[3]
Титан	Б, П, М	30, Часть 3[3]	Иттербий	П, М	30, Часть 3[3]
Ванадий	Б, П	30, Часть 3[3]	Лютеций	П, М	30, Часть 3[3]
Хром	Б, П, М	30, Часть 2[2]	Гафний	Б, П	30, Часть 3[3]
Марганец	Б, П	30, Часть 1[1]	Тантал	П, М	30, Часть 3[3]
Железо	Б, П*	69[10], 71[11]	Вольфрам	Б	30, Часть 3[3]
Кобальт	П*, М	67[10], 71[11]	Рений	Б, П	30, Часть 2[2]
Никель	Б, П*, Г	67[10], 71[11]	Осмий	Б, П, М	30, Часть 2[2]
Медь	Б, П, М	30, Часть 2[2]	Иридий	Б, П, М	30, Часть 2[2]
Цинк	М	67[9], 71[11]	Платина	Б	30, Часть 3[3]
Галлий	Б, П	30, Часть 2[2]	Золото	Б, П, М	30, Часть 2[2]
Германий	Б, П	30, Часть 2[2]	Ртуть	Б, П, Г	30, Часть 2[2]
Мышьяк	П	30, Часть 3[3]	Талий	Б	30, Часть 3[3]
Селен	Б*, П	69[10], 71[11]	Свинец	Б	67[10], 71[11]
Бром	Б, П	30, Часть 2[2]	Висмут	Б, П	30, Часть 2[2]
Рубидий	Б	30, Часть 2[2]	Полоний	Б, П*	67[10], 71[11]
Стронций	Б, М	67[9]. 71[11]	Астат	Б, П	30, Часть 3[3]
Иттрий	П, М	30, Часть 2[2]	Франций	Б	30, Часть 3[3]
Цирконий	Б, П*, М	56[6], 67[9], 71[11]	Радий	П	67[9], 71[11]
Ниобий	П, М	56[6], 67[9], 71[11]	Актиний	Б, П, М	30, Часть 3[3]
Молибден	Б, М	67[9], 71[11]	Торий	П, М*	69[10], 71[11]
Технеций	Б, П*	67[9], 71[11]	Протактиний	П, М	30. Часть 3[3]
Рутений	П*, М, Г	56[6], 67[9], 71[11]	Уран	Б, П*, М	69[10], 71[11]
Родий	Б, П, М	30, Часть 2[2]	Нептуний	П	67[9], 71[11]
Палладий	Б, П, М	30, Часть 3131	Плутоний	П*, М	67[9], 71[11]
Серебро	Б, П*, М	67[9], 71[11]	Америций	П	67[9], 71[11]
Кадмий	Б, П, М	30, Часть 2[2]	Кюрий	П	71[11]
Индий	Б, П	30, Часть 2[2]	Берклий	П	30, Часть 4[4]
Олово	Б, П	30, Часть 3[3]	Калифорний	П	30, Часть 4[4]
Сурьма	Б, П*	67[9], 71[11]	Эйнштейний	П	30, Часть 4[4]
Теллур	Б, П*, Г	67[9], 71[11]	Фермий	П	30, Часть 4[4]
Йод	Б*, Г	56[6], 67[9], 71[11]	Менделевий	П	30, Часть 4[4]
Цезий	Б*	56[6] 67[9]. 71[11]
* Рекомендуемый МКРЗ [11] тип соединения при ингаляции радиоактивных аэрозолей в случае отсутствия информации о б их химическом составе.

^{______________}

⁴ Классификация соединений при ингаляции приведена в Приложении 3 к НРБ-99.

(12)

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

(13)

§ 81. Если при поступлении нескольких радионуклидов U, методами ИДК невозможно определить значения для всех радионуклидов, то при расчете суммарной ОЭД следует использовать корреляционные соотношения для учета всех радионуклидов, постпающих в организм работника в количествах, отвечающих требованиям § 70.

§ 82. Поступление соединения G радионуклида U в организм работника за год равно сумме соответствующих поступлений за периоды контроля, относящиеся к данному календарному году. Годовая ОЭД равна сумме соответствующих ОЭД за периоды контроля, относящиеся к данному календарному году.

§ 83. Дозовые коэффициенты в § 72, а также функции в (10) из § 77 для соединения радионуклида U типа G в рамках элементарной и стандартной моделей определяют для стандартных условий поступления радионуклидов в органы дыхания, используя дозиметрическую модель органов дыхания [8], желудочно-кишечного тракта [1] и модели биокинетики элементов в органах и тканях стандартного работника, разработанные МКРЗ для целей дозиметрии внутреннего облучения согласно перечню Табл. 1. При использовании специальной модели в случае поступления в организм аэрозолей со свойствами, отличными от стандартных, согласно п. 3.1.6 Норм значения дозовых коэффициентов и функции устанавливаются в специальных методических указаниях с учетом реальной дисперсности и растворимости частиц аэрозоля (см. Приложения 4 и 5).

Требования к метрологическому обеспечению дозиметрического контроля

§ 84. Система ДК внутреннего облучения персонала включает в себя средства измерений (СИ) характеристик радиационной обстановки и индивидуальных характеристик облучения работника и следующие нормативные и методические документы:

1) Регламент дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала (Регламент ДК), включающий:

- регламент группового дозиметрического контроля (регламент ГДК),

- регламент индивидуального дозиметрического контроля (регламент ИДК);

2) Методику (методики) выполнения измерений (МВИ) с применением конкретных СИ и аттестованных смесей для контроля качества измерений;

3) Методику (методики) выполнения расчетов (МВР) - методику интерпретации результатов этих измерений в величинах поступления и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения (ОЭД); методика интерпретации результатов измерений может входить либо в состав Регламента ДК (в виде неотъемлемой его части), либо быть оформлена по ГОСТ в виде отдельного, утвержденного независимого документа, - МВР.

§ 85. Регламент ДК разрабатывается специалистами в области дозиметрии внутреннего облучения по заданию лицензиата (предприятия), при участии работников службы радиационной безопасности предприятия, и утверждается ДБЧС Минатома России и Федеральным управлением «Медбиоэкстрем».

§ 86. Экспертиза, утверждение и введение в действие методических документов производится в соответствии с требованиями Подкомиссии по специальному нормированию Комиссии по государственному санитарно - эпидемиологическому нормированию при Минздраве России.

§ 87. Методики выполнения измерений (МВИ) должны удовлетворять требованиям ГОСТ Р 8.563-96 и МИ 2453-2000. Методики выполнения расчетов (МВР) утверждаются Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» и согласуются с ЦМИИ ГП «ВНИИФТРИ» Госстандарта РФ.

§ 88. Службы предприятий и организаций, осуществляющие дозиметрический контроль внутреннего облучения персонала, должны быть аккредитованы в Госстандарте (ЦМИИ ГП «ВНИИФТРИ») при наличии системы ДК внутреннего облучения (§ 84) и с учетом условия § 5.

§ 89. Для контроля доз облучения персонала должны применяться средства измерений (СИ) утвержденного типа (прошедшие испытания и внесенные в Государственный реестр СИ) и периодически поверяемые в установленном порядке.

§ 90. Определение доз облучения персонала проводится на основании результатов измерений физических величин (§ 53), характеризующих воздействие ИИИ на работника. Результат определения значения дозы (искомой величины), полученной в течение периода контроля, характеризуется диапазоном значений (D^мин;D^макс), в котором с вероятностью 0,95 находится ее истинное значение.

Результат определения дозы должен содержать:

• значение искомой величины D, основанное на измерении или расчете по результатам измерения;

• оценку абсолютной (в единицах величины D) неопределенности U* значения искомой величины, рассчитываемой как

U* = Dмакс - D.

(14)

§ 91. Конкретные алгоритмы определения значения дозы и неопределенности должны регламентироваться методикой определения индивидуальной дозы и входящими в ее состав МВИ и МВР.

При оценке неопределенности значения искомой величины, определяемой по результатам дозиметрического контроля, следует учитывать:

• неопределенность определения соответствующей величины согласно МВИ;

• неопределенность распространения результатов измерений или расчетов на реальный объект контроля (неопределенность за счет организации радиационного контроля, обусловленная его представительностью в частности, погрешность усреднения Q_U,G, расчета П_U,G и т.д.).

При оценке неопределенности значения искомой величины, определяемой по результатам дозиметрического контроля, не следует учитывать неопределенности принятых в обоснование Норм и используемых в радиационном контроле дозиметрических моделей и их параметров, характеризующих стандартного работника.

§ 92. При планировании программы контроля доз внутреннего облучения, при разработке средств измерения и методик определения доз следует руководствоваться соображениями о безусловно приемлемой неопределенности оценки значений дозиметрических величин. Требования к допустимым уровням неопределенности при определении индивидуальной дозы внутреннего облучения и представлению результата с учетом этой неопределенности приведены в МУ 2.6.1.16-2000:

(15)

где α - фактор неопределенности определения доз, U^* - неопределенность определения индивидуальной дозы Е(τ). Значение параметра α установлено в МУ 2.6.1.16-2000 равным 2,5 для значений индивидуальных доз, близких к пределу дозы. Настоящими МУ значение параметра а устанавливается равным 3,0 для значений индивидуальных доз, близких к УВК и равным 2,0 для определения значений индивидуальных доз близких к величине потенциально опасного облучения.

§ 93. Требования к метрологическому обеспечению дозиметрии внутреннего облучения содержатся в положениях ряда стандартов по этому направлению - ГОСТ Р 8.565, ГОСТ 4.59, ГОСТ 27451, ГОСТ 8.033. В этих нормативных документах изложены требования к:

• достоверному контролю безопасности персонала и состоянию окружающей среды;

• использованию допущенных к применению единиц величин (ГОСТ 15484);

• использованию СИ, допущенных к применению в установленном порядке Госстандартом России и Госатомнадзором России;

• поверке и калибровке средств измерений;

• применению аттестованных методик выполнения измерений и расчетов;

• применению стандартных образцов состава и свойств веществ и материалов, стандартных справочных данных о физических константах и свойствах веществ и материалов.

Требования к методикам выполнения измерений

§ 94. В настоящих МУ устанавливаются следующие общие требования к метрологическому обеспечению методик выполнения измерения (МВИ) активности радионуклидов во всем теле, отдельных органах человека и биопробах:

1) Диапазон измерения определяется конкретной МВИ и применяемым в ней СИ.

2) Для определения доверительных границ погрешности результата измерений доверительную вероятность Р принимают равной 0,95 (ГОСТ 8.207).

3) Погрешность должна быть не более 50 % при Р = 0,95 для различных радионуклидов и условий измерения на уровне минимального измеряемого значения⁵.

_________

⁵ Исходя из достигнутых уровней измерения по аттестованным МВИ следует, что при измерениях содержания радионуклеидов с α - излучением во всем теле человека (или в выделениях), возможно допустить погрешность до фактора 2 на уровне минимального измеряемого значения.

4) При метрологической аттестации (МА) методик выполнения измерений в соответствии с требованиями ГОСТ Р 8.563 и МУК 4.4.009-94 должны определяться следующие основные характеристики:

• диапазон измерений;

• чувствительность (эффективность) измерения;

• погрешность измерения⁶;

• случайная составляющая погрешности;

• систематическая составляющая погрешности;

• воспроизводимость.

Кроме этого должны указываться контролируемые метрологические характеристики, изменение значений которых влияет на основные, приведенные выше, а именно:

• нестабильность работы средства измерения;

• погрешность чувствительности (эффективности) измерения;

• значение современного фона в месте измерения;

• погрешность измерения фона;

• показания контрольного источника (при необходимости).

Могут определяться и другие (дополнительные) метрологические характеристики МВИ.

_________

⁶ Согласно ГОСТ 4.59, ГОСТ 27451 и ГОСТ 8.033 суммарная погрешность рабочих средств измерения ионизирующего излучения должна составлять при Р = 0.95:

• от 35 % до 50 % - при измерении активности по P-излучению;

• 50 % - при измерении активности по α-излучению.

§ 95. Изложение МВИ и приготовляемых для их выполнения и контроля качества измерений аттестованных смесей должно отвечать требованиям основополагающих документов Госстандарта России - ГОСТ Р 8.563; МИ 2377; МИ 2334; МИ 2336; МИ 1967. МИ 2453 и Минздрава России - Р 1.1.003-96.

§ 96. Для обеспечения достоверности измерений должны осуществляться внутрилабораторный контроль и межлабораторные сравнительные испытания. Внутрилабораторный контроль погрешности результата измерения МВИ выполняется в соответствии с МИ 2335. Способ контроля указывается в МВИ и в ней предусматривается:

• проведение оперативного контроля воспроизводимости и погрешности (точности) в установленные сроки;

• проведение статистического контроля воспроизводимости и правильности - один раз в год (по рекомендациям МИ 2335 и по данным журналов систематических измерений).

Регистрацию результатов внутреннего контроля следует вести в специальных лабораторных журналах. Допускается регистрация результатов внутреннего контроля в лабораторных журналах текущих измерений проб с выделением полученных результатов и их оценки.

§ 97. Оперативный контроль воспроизводимости результатов измерений проводят систематически в выбранный и зафиксированный в журнале промежуток времени. Оперативный контроль воспроизводимости результатов измерения проводят по размаху 2-х результатов анализа содержания в рабочей пробе. Результат контроля признают удовлетворительным, если выполняется следующее условие:

|X1-X2|<Z0,95(n)·σst

(16)

где x₁ - первичный результат измерения (может быть получен при ранее проведенных анализах); x₂ - повторный результат измерения в одной и той же пробе; σ_st - характеристика случайной составляющей погрешности МВИ (указывается в Свидетельстве о метрологической аттестации МВИ); Z_0,95 (n) - коэффициент, зависящий от выбранной доверительной вероятности (Р) и числа (n) контрольных измерений (для Р = 0,95 и 2-х измерений равен 2,77).

При превышении норматива проводят повторное контрольное измерение. Если при повторном измерении норматив контроля будет превышен, измерения прекращают до выяснения и устранения причин, вызвавших нарушение нормального хода анализа.

§ 98. Оперативный контроль погрешности результатов измерений проводят при смене партии реактивов, средства измерения. Точность контрольного измерения, а также точность результатов анализа рабочих проб, признают удовлетворительными, если

|X-C|<K

(17)

где X - результат контрольного измерения; С - аттестованное значение использованной (введенной) активности; К - норматив оперативного контроля точности, формируемый композицией систематической и случайной составляющими (суммарной) погрешности. Норматив К равен характеристике абсолютной (суммарной) погрешности МВИ для доверительной вероятности 0,95.

§ 99. Для определения систематических составляющих погрешности средств измерений (а также результатов анализов по МВИ) может проводиться их сличение с эталонными или образцовыми СИ (или ранее аттестованными МВИ). Сличения могут применяться и в тех случаях, для которых еще не созданы эталоны или образцовые СИ, обеспечивающие их поверку с требуемой точностью. Требования к организации и проведению сличения изложены в МИ 1832.

Требования к методикам выполнения расчетов

§ 100. Методика выполнения расчетов (МВР) предназначена для интерпретации результатов индивидуальных систематических измерений физических величин, характеризующих облучение работника, с целью определения значения и оценки абсолютной неопределенности величины ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения работника, обусловленной поступлением радионуклидов за календарный год.

§ 101. В МВР для определения значения искомой величины ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения работника, следует учитывать:

• случайный характер поступления радионуклида в органы дыхания и неопределенность момента поступления радионуклида за период контроля;

• представительность используемого метода измерения (пробоотбора);

• погрешность измерений индивидуальной характеристики облучения работника согласно МВИ;

• величины активности радионуклида в теле человека или в его отдельных органах, либо в биопробах, обусловленные поступлением радионуклида в организм работника в прошлом.

§ 102. МВР должна содержать описание алгоритма расчета поступления и ОЭД, а также оценку неопределенности их расчета с учетом факторов, перечисленных в § 100 и с использованием:

• дозовых коэффициентов перехода от поступления к ОЭД согласно § 83;

• функций удержания радионуклида в теле человека или функций выведения радионуклида из тела человека с мочой или калом согласно § 83;

• функций поступления радионуклида за период контроля.

§ 103. Согласно требованиям § 46 и § 83 настоящих МУ все расчеты индивидуальных доз выполняются для математической модели стандартного работника, включающей модели МКРЗ, использованные при разработке Норм, и предназначенной для обеспечения стандартизованной основы для определения индивидуальной дозы профессионального внутреннего облучения. При этом согласно § 9.3 МУ 2.6.1.16-2000 при оценке неопределенности значения индивидуальной дозы внутреннего облучения не следует учитывать неопределенности принятых в обоснование Норм и используемых в радиационном контроле дозиметрических моделей и их параметров, характеризующих стандартного работника.

§ 104. В МВР должны быть указаны

• используемые дозовые коэффициенты перехода от поступления к ОЭД;

• используемые функции удержания радионуклида в теле человека или функций выведения радионуклида из тела человека с мочей или калом;

• используемые функции поступления радионуклида за период контроля;

• принятый алгоритм учета предыстории поступлений в период времени, предшествовавший введению в действие настоящих МУ и Регламента ДК.

§ 105. Для определения поступления и ОЭД рекомендуется использование вероятностных методов оценки неопределенности расчета дозы, например, метода статистических испытаний (Монте-Карло).

§ 106. За значение величины индивидуального поступления за год и ОЭД следует принимать среднее значение оценок величины годового поступления и ОЭД.

§ 107. За оценку абсолютной неопределенности расчета индивидуального поступления радионуклида за год и ОЭД следует принимать разность значения 95 % квантиля и среднего для распределения величины годового поступления и ОЭД.