Контролируемые контингенты персонала и периодичность контроля

§ 124. Количество лиц, подлежащих ИДК внутреннего облучения, определяется в соответствии с результатами ГДК в рамках возможностей (по затратам времени и финансов) проведения измерений с использованием прямого и косвенного метода дозиметрии.

§ 125. Периодичность ИДК внутреннего облучения должна обеспечивать приемлемую неопределенность определения поступления радионуклида и ОЭД согласно требованиям § 91, одновременно позволяя избегать излишних расходов на недостаточно информативные обследования.

§ 126. Периодичность контроля определяется многими факторами, главными из которых являются:

1) ритм (характер) поступления: хроническое равномерное или неравномерное поступление, отдельные (в том числе и большие) случайные поступления на фоне малого квазиравномерного и т. п.;

2) функция удержания радионуклида в организме и критических органах с соответствующими эффективными периодами полувыведения;

3) значения контрольных уровней по основным защитным критериям (поступление, доза);

4) нижний предел чувствительности используемых средств измерений и метода контроля по контролируемому параметру (минимальная измеряемая активность, соответствующее ей минимальное определяемое поступление и доза).

§ 127. По установленному с учетом указанных факторов коэффициенту неопределенности определения индивидуальной дозы для каждого контролируемого радионуклида устанавливается определенная периодичность контроля. При обосновании периодичности необходимо принимать во внимание также и затраты на проведение контроля.

§ 128. Если поступает смесь радионуклидов, то периодичность контроля определяется в пределах минимального эффективного периода полувыведения из числа основных дозообразующих радионуклидов - компонентов смеси.

8.2. Запись и хранение результатов измерений и определения дозы

§ 129. Для каждого профессионального работника должна быть предусмотрена система записи результатов ДК или иной оценки дозы в карточке индивидуального учета или на магнитных носителях в целях создания базы данных ДК организации. Требования к системам записи результатов ДК устанавливаются в отдельных МУ.

§ 130. Поскольку при контроле внутреннего облучения значение ОЭД получается на основе инструментальных измерений, необходимо обязательно иметь базу данных этих первичных измерений, которая может быть также использована при пересчете значений дозы в случае изменений или уточнений параметров используемых при ДК моделей.

§131. Поскольку все расчеты поступления и дозы внутреннего облучения выполняются с использованием автоматизированных программ, желательно иметь программно реализованную автоматизированную систему учета первичных результатов измерений, в которой должны быть отражены следующие параметры:

• входные данные о контролируемом работнике (Ф.И.О., табельный №, год рождения, место работы и т. п.);

• краткая информация о характере выполняемой работы;

• дата отбора пробы и ее объем;

• дата и результат измерения за вычетом фоновой составляющей;

• использованная МВИ (метод анализа и измерения);

• другие дополнительные сведения в соответствии с используемым методом контроля (прямой или косвенный).

§ 132. В системах учета (базах данных) результатов ДК в соответствии с требованиями раздела 5 МУ 2.6.1.16-2000 отражаются сведения о величинах годовой эффективной дозы, годовой эффективной дозы, усредненной за 5 последовательных лет, а также дозы, полученной за весь период работы, с указанием МВР, т. е. способов их получения. Отдельно регистрируются дозы, получаемые при нормальной эксплуатации источников излучения, при планируемом повышенном облучении, и обусловленные возникновением радиационных аварий.

§ 133. Сроки хранения индивидуальных записей об облучении работника устанавливаются в соответствии с требованиями п. 3.13.6 ОСПОРБ-99.

Библиография

1. ICRP(30-1). Limits for Intakes of Radionuclides by Workers, ICRP Publication № 30, Part 1 Аnn. ICRP 2 (3/4) 1979. Pergamon Press, Oxford. (Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением. Публикация 30 МКРЗ. Часть 1. М.: Энергоатомиздат, 1982).

2. ICRP(30-2). Limits for Intakes of Radionuclides by Workers, ICRP Publication № 30, Part 2, Ann. ICRP 4 (3/4) 1980, Pergamon Press, Oxford. (Пределы поступления радионуклидов для работающих с радиоактивными веществами в открытом виде. Публикация 30 МКРЗ. Часть 2. М.: Энергоатомиздат, 1983).

3. ICRP(30-3). Limits for Intakes of Radionuclides by Workers. ICRP Publication 30. Part 3 (including addendum to Parts 1 and 2). Ann. ICRP 6(2/3) 1981, Pergamon Press, Oxford. (Пределы поступления радионуклидов для работающих с радиоактивными веществами в открытом виде. Публикация 30 МКРЗ. Часть 3. М.: Энергоатомиздат, 1984).

4. ICRP(30-4). Limits for Intakes of Radionuclides by Workers: An Addendum, ICRP Publication № 30, Part 4, Ann. ICRP 19(4) 1988, Pergamon Press, Oxford.

5. ICRP(54). Individual Monitoring for Intakes of Radionuclides by Workers: Design and Interpretations. ICRP Publication 54. Annals of ICRP 19(1-3). 1988. Pergamon Press, Oxford.

6. ICRP(56). Age-dependent Dose to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 1. ICRP Publication 56. Ann. ICRP 20(2), 1989. Pergamon Press. Oxford.

7. ICRP(60). 1990 Recommendations of International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication № 60. Annals ICRP 21 (1-3) 1991. (Рекомендации международной комиссии no радиологической защите 1990 года. Публикация 60 МКРЗ. Часть 1 и Часть 2. М.: Энергоатомиздат, 1994).

8. ICRP(66). Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection. ICRP Publication 66. Ann. ICRP 24(1-3), 1994. Elsevier Science Ltd., Oxford.

9. ICRP(67). Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 2. Ingestion Dose Coefficients. ICRP Publication 67. Ann. ICRP 24(1-3), 1994. Elsevier Science Ltd., Oxford.

10. ICRP(69). Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 3. Ingestion Dose Coefficients. ICRP Publication 69. Ann. ICRP 25(1), 1995. Elsevier Science Ltd., Oxford.

11. ICRP(71). Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 4, Inhalation Dose Coefficients. ICRP Publication 71. Ann. ICRP 25(3-4), 1995. Elsevier Science Ltd., Oxford.

12. ICRP(72). Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides, Part 5, Compilation of Ingestion and Inhalation Dose Coefficients, ICRP Publication № 72, Ann. ICRP 26(1), 1996. Elsevier Science, Oxford.

13. ICRP(75). General Principles for the Radiation Protection of Workers ICRP. Publication 75 Ann. ICRP 27(1), 1997 (Общие принципы радиационной защиты персонала. Публикация 75 МКРЗ. Пер. с англ. М.В. Жуковского. Екат.: Уралэсцентр, 1999.94 с.)

14. ICRP(78). Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers. Replacement of ICRP Publication 54. ICRP Publication 78 Ann. ICRP 28(1). 1998.

15. IAEA. Direct Methods for Measuring Radionuclides in the Human Body. Safety Series. № 114. IAEA. Vienna. 1995.

16. IAEA. International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources. Safety Series, № 115. Vienna, IAEA, 1996.

17. IAEA. Assessment of Occupational Exposure Due to Intakes of Radionuclides, Safety Standards Series № RS-G-1.2. Vienna: IAEA, 1999.

Приложение 1. Концепция эффективной дозы

В Нормах для оценки вклада в суммарный ущерб воздействия на человеческий организм источников внутреннего облучения введено понятие ожидаемой полувековой эффективной (эквивалентной) дозы,

После поступления в организм радиоактивного вещества оно в течение некоторого времени формирует с изменяющейся мощностью эквивалентную дозу в тканях тела. Временной интеграл мощности эквивалентной дозы называется ожидаемой эквивалентной дозой Н_Т(τ):

(A.1)

где t₀ - момент поступления, а - мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т; τ - время интегрирования (в годах) вслед за поступлением, которое составляет 50 лет для профессионалов.

Ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения, Е(τ), определена как сумма произведений ожидаемой эквивалентной дозы в органах, на соответствующие взвешивающие коэффициенты для данных органов или тканей:

(A.2)

где W_T - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т; Н_T(τ) - ожидаемая эквивалентная доза в органе или ткани Т за время т, прошедшее после поступления радиоактивного вещества в организм.

Нормы в значительной степени посвящены обоснованию того важнейшего положения, согласно которому только величину полувековой дозы можно использовать в качестве меры пожизненного ущерба здоровью человека и его потомков, нанесенного воздействием источников внутреннего излучения. Согласно концепции эффективной дозы сам факт поступления радиоактивного вещества в организм уже следует рассматривать как событие, за которым неотвратимо следует нанесение человеку определенного пожизненного ущерба. Величина этого ущерба в Нормах напрямую связывается с величиной ожидаемой (полувековой) эффективной дозы.

Мерой суммарного пожизненного ущерба от комбинированного воздействия источников внутреннего и внешнего излучения является сумма ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения и эффективной дозы внешнего облучения.

Годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.

Суммарная годовая эффективная доза внутреннего облучения при поступлении в организм нескольких радионуклидов равна сумме годовых эффективных доз внутреннего облучения от поступления в организм отдельных радионуклидов. Если по результатам измерений выявлено поступление нескольких радионуклидов, то оценка доз производится по ним отдельно, после чего определяется суммарная годовая эффективная доза внутреннего облучения.

В Нормах устанавливают две категории облучаемых лиц:

• Персонал - работники предприятий, где ведутся работы с техногенными источниками ионизирующего излучения. Делится на две группы:

группа А - профессиональные работники, в обязанности которых входит работа в полях ионизирующих излучений, в том числе с техногенными источниками;

группа Б - работники, в профессиональные обязанности которых не входит работа в полях ионизирующих излучений (в том числе работа с техногенными источниками), но которые могут по условиям расположения рабочих мест подвергаться облучению выше фонового.

• Население, включая лица из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Под профессиональным облучением в Нормах понимается воздействие ионизирующего излучения на работников в процессе их работы с техногенными источниками излучения за исключением воздействий источников излучения, исключенных из-под контроля Норм.

Требования Норм не распространяются на источники ионизирующего излучения, создающие годовую эффективную дозу менее 10 мкЗв при любых условиях их использования, а также на космическое излучение на поверхности Земли и облучение, создаваемое содержащимся в организме человека ⁴⁰К, на которые практически невозможно влиять.

Согласно Норм профессиональное облучение любого работника должно контролироваться так, чтобы не превышались нижеследующие пределы годовой дозы:

• годовая эффективная доза, равная 20 мЗв/год, усредненная за пять последовательных лет;

• годовая эффективная доза в 50 мЗв за любой один год;

• годовая эквивалентная доза на хрусталик глаза в 150 мЗв/год;

• годовая эквивалентная доза на конечности (кисти рук и стопы ног) или на кожу в 500 мЗв/год.

Пределы годовой дозы установлены на уровнях, которые признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов; вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне. Источник облучения находится при этом под необходимым контролем и в безопасном состоянии.

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А.

Определенные пределы дозы приложимы к сумме соответствующих доз от внешнего облучения за год и к соответствующим ожидаемым дозам от поступления радионуклидов за то же время. В целях соответствия пределам дозы, следует учитывать сумму индивидуальных эффективных или эквивалентных доз от внешнего облучения за год и ожидаемой эффективной дозы от поступлений радиоактивных веществ за тот же период.

Основным производным уровнем для контроля внутреннего облучения согласно концепции ограничения эффективной дозы является величина предела годового поступления - ПГП. Это такое поступление радионуклида в течение года в организм «стандартного работника», которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной дозы, равной 20 мЗв в год.

Приложение 2. Некоторые особенности применения прямого и