Методические указания МУ 2.6.5.028-2016 "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования" (утв. Федеральным медико-биологическим агентством 18 мая 2016 г.)

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Методические указания МУ 2.6.5.028-2016
"Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования"
(утв. Федеральным медико-биологическим агентством 18 мая 2016 г.)

Дата введения - с даты утверждения

1. Общие положения

1.1. Настоящие методические указания (далее - МУ) развивают и конкретизируют общие требования к организации и проведению дозиметрического контроля облучения персонала, установленные в Нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009 и Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/2010.

1.2. В НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 четко разграничены требования к обеспечению радиационной безопасности персонала в условиях планируемого облучения при обращении с источниками ионизирующего излучения (далее - ИИИ) и в случае радиационной аварии, когда контроль над ИИИ временно утерян.

1.3. Настоящие МУ предназначены для использования руководителями и специалистами предприятий Госкорпорации "Росатом" при организации контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения при обращении с ИИИ, а также руководителями и специалистами Региональных (Межрегиональных) управлений и Центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России при проведении надзорных мероприятий.

МУ предназначены для использования при разработке и использовании методов, средств и регламентирующих документов по дозиметрическому контролю персонала для приборного, методического и метрологического обеспечения радиационного контроля в организациях Госкорпорации "Росатом".

1.4. Настоящие МУ устанавливают общие требования к процедурам определения индивидуальной эффективной и эквивалентной дозы внешнего и внутреннего облучения персонала предприятий и организаций Госкорпорации "Росатом", работающего с ИИИ в условиях планируемого облучения.

Настоящими МУ:

- регламентировано содержание контроля профессионального облучения;

- систематизирована номенклатура нормируемых величин профессионального облучения и установлена взаимосвязь нормируемых величин с измеряемыми величинами радиационного контроля внешнего и внутреннего облучения персонала;

- установлены операционные величины дозиметрического контроля;

- регламентированы общие требования к методологии определения индивидуальной дозы профессионального облучения;

- сформулированы общие требования к метрологическому обеспечению индивидуального дозиметрического контроля;

- сформулированы общие требования и принципы организации, планирования и проведения дозиметрического контроля со стандартизацией основных положений системы контроля индивидуальной дозы облучения персонала;

- регламентированы общие требования к сохранению информации об облучении персонала.

1.5. В настоящих МУ установлены общие требования к процедуре определения индивидуальной эффективной и эквивалентной дозы и общие принципы организации контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Требования к контролю дозы внешнего облучения персонала и требования к контролю дозы внутреннего облучения персонала конкретизированы в других документах.

Требования к методам определения дозы и организации соответствующего контроля при аварийном облучении определяются отдельными методическими документами.

1.6. В Приложении 1 систематизированы основные термины в области обеспечения радиационной безопасности, введенные как в российских нормативно-правовых и инструктивно-методических документах, так и в международных документах.

Объяснения величин и терминов, используемых в системе дозиметрического контроля персонала, приведены в Приложении 2. Используемые в настоящих МУ условные обозначения и сокращения приведены в Приложении 3.

2. Цель контроля профессионального облучения

2.1. Контроль профессионального облучения является одной из главных частей системы обеспечения радиационной безопасности персонала и заключается:

- в получении информации о радиационной обстановке в помещениях и на рабочих местах радиационного объекта;

- в получении информации о значении дозы облучения персонала.

2.2. Целью дозиметрического контроля является достоверное определение дозы облучения персонала для определения соответствия условий труда требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 и подтверждения того, что радиационная безопасность персонала обеспечена должным образом, а техногенные ИИИ находятся под контролем.

2.3. В условиях планируемого облучения при обращении с ИИИ результатом контроля профессионального облучения является консервативная оценка в терминах индивидуальной дозы нормируемых величин облучения персонала, регламентированных в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010. Индивидуальная доза облучения принимается равной дозе облучения "стандартного работника", который находился бы в тех же производственных условиях и выполнял бы те же работы с ИИИ, что и данный индивид. Значение индивидуальной дозы приписывается данному индивиду по результатам контроля операционных величин внешнего и внутреннего облучения.

2.4. При определении индивидуальной дозы работника игнорируется ее возможное отличие от истинной дозы облучения индивида (эту истинную дозу можно было бы назвать персональной дозой), обусловленное различием между характеристиками "стандартного работника" и следующими персональными характеристиками индивида:

- антропометрическими характеристиками тела, отдельных органов и тканей;

- характеристиками физиологических показателей;

- параметрами биокинетики химических элементов в органах и тканях.

Применение настоящих МУ при соблюдении преемственности общих требований к дозиметрическому контролю обеспечивает:

- использование в практике радиационного контроля современной системы дозиметрических величин;

- получение достоверной информации об индивидуальной дозе облучения персонала;

- получение достоверной информации о соблюдении требований НРБ-99/2009;

- контроль обеспечения радиационной безопасности персонала, отвечающего требованиям в этой области, выработанным международным сообществом.

3. Нормируемые величины профессионального облучения

3.1. Для обеспечения радиационной безопасности в организации, производственная деятельность которой заключается в обращении с техногенными ИИИ, персонал организации делится на две группы. Согласно НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010, к персоналу группы А относятся лица, работающие с техногенными ИИИ. Лица, работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных ИИИ, относятся к персоналу группы Б.

3.2. Для обеспечения защиты детей, которые могут родиться у работницы, в НРБ-99/2009 (п. 3.1.8) из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, для профессионального облучения которых установлены дополнительные ограничения.

3.3. Согласно пп. 3.1.2, 3.1.4, 3.1.6 и 3.1.8 НРБ-99/2009 в случае облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации ИИИ нормируются дозиметрические величины, представленные в таблице 1.

Значения пределов доз, равно как и значения допустимых уровней облучения персонала группы Б, равны 1/4 соответствующих значений для персонала группы А.

Таблица 1 - Значения пределов нормируемых величин облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации ИИИ

Нормируемая величина	Значение предела, мЗв
Годовая эффективная доза	50
Годовая эффективная доза, усредненная за любые последовательные 5 лет	20
Эффективная доза, накопленная за период трудовой деятельности (50 лет)	1000
Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза	150
Годовая эквивалентная доза облучения кожи	500
Годовая эквивалентная доза облучения кистей и стоп	500
Месячная эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин в возрасте до 45 лет	1

3.4. Значения годовой дозы облучения студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием ИИИ, не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

3.5. Согласно пп. 3.1.2 и 3.1.3 НРБ-99/2009 указанные в таблице 1 значения нормируемых величин характеризуют воздействие техногенных ИИИ (одного из компонентов техногенно измененного радиационного природного фона) на работника вследствие его производственной деятельности в условиях планируемого облучения при обращении с ИИИ и не включают в себя:

- дозу природного облучения, обусловленную природным радиационным фоном в месте расположения радиационного объекта;

- дозу медицинского облучения;

- дозу вследствие радиационных аварий.

4. Операционные величины дозиметрического контроля

4.1. НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 предписывают контролировать облучение персонала техногенными ИИИ в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека (эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани, ожидаемая эффективная доза) и не поддающихся непосредственному измерению.

В настоящих МУ для соблюдения указанных требований НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 установлены операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные к нормируемым величинам в условиях планируемого облучения и предназначенные для консервативной оценки нормируемых величин.

4.2. При измерении операционных величин, характеризующих эквивалентную дозу внешнего облучения отдельных органов или тканей, для которых согласно Таблице 1 установлены пределы доз, за значение операционной величины принимается среднее значение дозы в чувствительном объеме органа или ткани. Параметры соответствующих чувствительных объемов приведены в таблице 2. Химический состав облучаемой ткани следует принимать равным составу тканеэквивалентного вещества (Приложение 1).

Таблица 2 - Параметры чувствительных объемов для определения значений операционных величин, характеризующих эквивалентную дозу облучения отдельных органов или тканей

Контролируемая величина	Параметры чувствительной области облучаемого органа или ткани
Эквивалентная доза облучения хрусталика глаза	Тонкий слой, расположенный на глубине 300 под поверхностью органа
Эквивалентная доза облучения кожи	При облучении кожи всего тела за исключением кожи ладоней - плоский слой с площадью сечения 1 и толщиной 5 , расположенный под покровным слоем толщиной 5 При облучении кожи ладоней - плоский слой с площадью сечения 1 и толщиной 5 , расположенный под покровным слоем толщиной 40
Эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин	Тонкий слой, расположенный на глубине 1000 под поверхностью кожи в области лонного сочленения

4.3. Для целей индивидуального дозиметрического контроля (далее - ИДК) внешнего облучения применяются следующие операционные величины:

- при определении эффективной дозы - индивидуальный эквивалент дозы, ;

- при определении эквивалентной дозы в хрусталике глаза - индивидуальный эквивалент дозы, ;

- при определении эквивалентной дозы в коже, кистях и стопах - индивидуальный эквивалент дозы, .

Единицей индивидуального эквивалента дозы является зиверт (Зв, мЗв, мкЗв).

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в ИДК, представлено в таблице 3.

Таблица 3 - Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при проведении ИДК

Нормируемая величина	Операционная величина	Положение индивидуального дозиметра	d, мм	Условное обозначение
Эффективная доза внешнего облучения	Индивидуальный эквивалент дозы	На нагрудном кармане спецодежды либо внутри него	10
Эквивалентная доза внешнего облучения кожи	Индивидуальный эквивалент дозы	Непосредственно на поверхности наиболее облучаемого участка кожи	0,07
Эквивалентная доза внешнего облучения кистей и стоп	Индивидуальный эквивалент дозы	На поверхности кистей и стоп	0,07
Эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза	Индивидуальный эквивалент дозы	На лицевой части головы	3
Эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщины	Индивидуальный эквивалент дозы	На соответствующем месте поверх спецодежды	10

Примечание. d - глубина биологической ткани (Приложение 1, термин 372).

4.4. По согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, за значение эквивалентной дозы на поверхности нижней части области живота женщины можно принять показания индивидуального дозиметра, носимого на нагрудном кармане спецодежды либо внутри него.

4.5. Для целей дозиметрического контроля рабочего места (далее - ДКРМ) путем длительного контроля полей излучения применяются следующие операционные величины:

- при определении эффективной дозы внешнего облучения - амбиентный эквивалент дозы, Н*(10);

- при определении эквивалентной дозы в хрусталике глаза - направленный эквивалент дозы .

- при определении эквивалентной дозы в коже, кистях и стопах - направленный эквивалент дозы .

Единицей амбиентного и направленного эквивалента дозы является зиверт (Зв, мЗв, мкЗв).

4.6. При оперативном контроле полей излучения для целей ДКРМ применяются следующие производные величины от операционных величин (таблица 4):

Таблица 4 - Производные величины от операционных величин при ДКРМ

Нормируемая величина	Производная величина от операционной величины, используемая для расчета дозы и сопоставления с нормируемой величиной	Условное обозначение
Эффективная доза внешнего облучения	Мощность амбиентного эквивалента дозы
Эквивалентная доза внешнего облучения на поверхности нижней части области живота женщин	Мощность амбиентного эквивалента дозы
Эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза	Мощность направленного эквивалента дозы
Эквивалентная доза внешнего облучения кожи, кистей и стоп	Мощность направленного эквивалента дозы

Примечание. Смысл величины указан в Приложении 1 (термин 374).

Единицей мощности амбиентного и направленного эквивалента дозы является зиверт/час (Зв/ч, мЗв/ч, мкЗв/ч).

4.7. Для дозиметрического контроля внутреннего облучения операционные величины не установлены.

Система оценки дозы от поступления радионуклидов основана на расчете поступления радионуклида по данным прямых измерений активности радионуклидов, содержащихся в организме, с помощью СИЧ или внешних измерительных устройств или посредством косвенных измерений радиоактивности в моче, кале, а также в воздухе или других пробах окружающей среды.

Более подробно этот вопрос рассмотрен в соответствующих методических документах по контролю внутреннего облучения (МУ 2.6.1.065-2014).

4.8. Измерение (определение) операционных величин регламентируется в отдельных методиках радиационного контроля, включающих методики измерений (далее - МИ) и методики выполнения расчетов (далее - МВР).

5. Содержание контроля профессионального облучения

5.1. Контроль дозы профессионального облучения проводится для персонала групп А и Б. Контроль индивидуальной эффективной и эквивалентной дозы, соответствующей нормируемым величинам из таблицы 1, проводится независимо.

5.2. В соответствии с п. 3.13.2 ОСПОРБ-99/2010, индивидуальный дозиметрический контроль проводится с целью определения годовой дозы облучения персонала и является обязательным для персонала группы А, включая прикомандированных лиц и персонал привлеченных организаций.

ИДК облучения персонала группы А в зависимости от характера проводимых работ включает:

5.2.1. ИДК внешнего облучения с применением индивидуальных дозиметров, заключающийся в определении индивидуального эквивалента дозы облучения работника или отдельных органов и тканей (кожные покровы, хрусталик глаза, кисти и стопы) с помощью учетных (накопительных) дозиметров за определенный промежуток времени;

5.2.2. Контроль индивидуальной дозы внутреннего облучения с помощью спектрометра (счетчика) излучения человека (далее - СИЧ) или биофизических методов контроля биосубстратов для определения индивидуального поступления радионуклидов в организм каждого работника, при этом определение индивидуальной дозы внутреннего облучения работника проводится по специальным методикам на основании данных об индивидуальном содержании радионуклидов в организме каждого работника;

5.2.3. ИДК по результатам ДКРМ, включающий измерение мощности дозы внешнего облучения или плотности потока ионизирующих частиц, уровней загрязнения поверхностей рабочей зоны, объемной активности радиоактивных аэрозолей, газов и паров в воздухе рабочей зоны, а также времени пребывания работника в этих условиях.

5.4. Объем и характер дозиметрического контроля устанавливается по согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор в зависимости от радиационной обстановки и характера выполняемых персоналом работ.

По результатам ИДК должно быть определено значение годовой эффективной дозы работника и определены (при необходимости) значения годовой эквивалентной дозы облучения кожи, хрусталика глаза, кистей и стоп работника.

В случае установления неисправности, сбое показаний индивидуальных дозиметров внешнего облучения или их утери доза внешнего облучения работника за период контроля должна быть восстановлена с помощью ДКРМ.

5.5. При организации и проведении дозиметрического контроля внешнего облучения персонала вводятся следующие виды контроля:

- текущий контроль применяют в качестве основного контроля при длительном облучении при нормальных условиях эксплуатации ИИИ;

- оперативный контроль применяют в качестве дополнительного к текущему контролю при выполнении работ по дозиметрическому наряду (распоряжению), при изменении технологии, вводе в действие нового оборудования и при других возможных изменениях радиационной обстановки в нормальных условиях эксплуатации ИИИ, а также в качестве основного вида контроля при планируемом повышенном облучении.

5.6. Контроль внешнего облучения персонала группы А (включая прикомандированных лиц и персонал привлеченных организаций) осуществляется:

- во время выполнения работ в зоне контролируемого доступа путем ИДК с использованием учетных (например, термолюминесцентных) дозиметров для определения индивидуального эквивалента дозы ;

- во время выполнения радиационно-опасных работ по дозиметрическому наряду (распоряжению) в зоне контролируемого доступа путем ИДК с использованием учетных (например, термолюминесцентных) дозиметров для определения индивидуального эквивалента дозы и ИДК с использованием оперативных (например, прямопоказывающих электронных) дозиметров для определения индивидуального эквивалента дозы , снабженных дополнительными функциями сигнализации при превышении установленного уровня дозы или мощности дозы;

- для женщин в возрасте до 45 лет из персонала группы А при пребывании в зоне контролируемого доступа является обязательным ношение дополнительного дозиметра индивидуального эквивалента дозы на поверхности нижней части живота (за исключением случаев, указанных в п. 4.4).

ГАРАНТ:

Здесь и далее по тексту нумерация приводится в соответствии с источником

5.6. Для контроля облучения персонала группы А, включая прикомандированных лиц и персонал привлеченных организаций, в нормальных условиях эксплуатации ИИИ устанавливаются уровни введения ИДК с использованием индивидуальных дозиметров, размещаемых согласно таблице 3 (для контроля внешнего облучения), и уровни введения ИДК с использованием СИЧ и методов контроля биосубстратов (для контроля внутреннего облучения).

ИДК, проводимый с помощью индивидуальных дозиметров, методов СИЧ и биофизического контроля биосубстратов, используется для определения дозы облучения персонала группы А в условиях нормальной эксплуатации ИИИ, если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочем месте превышает или по прогнозу может превысить .

для контроля эффективной дозы внешнего фотонного облучения не устанавливается. Для всего персонала группы А является обязательным ношение индивидуальных дозиметров фотонного облучения в течение всего времени нахождения в зоне контролируемого доступа.

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, ИДК может осуществляться путем проведения ДКРМ, по результатам которого проводится определение индивидуальной дозы облучения каждого работника. Значения индивидуальной дозы облучения каждого работника, рассчитанные по результатам дозиметрического контроля рабочих мест, регистрируются и хранятся в установленном порядке.

Критерии введения ИДК приведены в таблице 5.

Таблица 5 - Критерии введения ИДК с помощью индивидуальных дозиметров (для контроля внешнего облучения), методов СИЧ и контроля биосубстратов (для контроля внутреннего облучения)

Контролируемая величина	, мЗв
Годовая эффективная доза внешнего облучения любым излучением, кроме фотонного	1
Годовая эффективная доза внутреннего облучения	1-5*
Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза, кожи, кистей и стоп	20
Значение устанавливают в диапазоне 1-5 мЗв, исходя из специфики предприятия и достигнутого уровня радиационной безопасности.

5.7. Дозу профессионального облучения персонала группы Б определяют путем проведения ДКРМ. В случае целесообразности также допускается постановка отдельных работников группы Б на индивидуальный дозиметрический контроль.

5.8. Организация ИДК персонала при облучении за счет отдельных радионуклидов, определяемых методами биофизического контроля (например, плутоний, уран, тритий и др.), устанавливается отдельными методическими документами.

6. Определение индивидуальной дозы профессионального облучения

6.1. Общие требования к процедуре определения индивидуальной дозы профессионального облучения

6.1.1. Определение индивидуальной дозы по результатам систематических измерений является задачей интерпретации результатов контроля дозы облучения работника, полученной в течение периода контроля и обусловленной воздействием источников внутреннего и внешнего облучения.

Для целей контроля профессионального облучения период контроля определяется как:

- промежуток времени между последовательными измерениями значений производных величин от операционных величин в рабочем помещении (на рабочих местах) при проведении ДКРМ;

- промежуток времени накопления дозы учетным индивидуальным дозиметром при измерении значений операционных величин при проведении ИДК;

- промежуток времени между последовательными измерениями при определении дозы внутреннего облучения.

6.1.2. Индивидуальная эффективная доза облучения работника, полученная за период контроля, равна сумме индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения, полученной за период контроля, и ожидаемой индивидуальной эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.

Значения эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения, характеризующие облучение работника в условиях нормальной эксплуатации ИИИ в течение периода контроля, определяются:

- посредством ДКРМ согласно требованиям раздела 6.2 настоящих МУ; либо

- посредством ИДК согласно требованиям раздела 6.3 настоящих МУ.

Выбор метода контроля регламентирован требованиями раздела 4 настоящих МУ.

6.1.3. Индивидуальная годовая эффективная доза Е внешнего облучения работника характеризуется значением годового индивидуального эквивалента дозы , который равен сумме значений индивидуальных эквивалентов дозы , приписанных работнику за периоды дозиметрического контроля в течение года.

Индивидуальная годовая эквивалентная доза внешнего облучения кожи, кистей и стоп работника характеризуется значением годового индивидуального эквивалента дозы , который равен сумме значений индивидуальных эквивалентов дозы , приписанных работнику за периоды дозиметрического контроля в течение года.

Индивидуальная годовая эквивалентная доза внешнего облучения хрусталика глаза работника характеризуется значением годового индивидуального эквивалента дозы , который равен сумме значений индивидуальных эквивалентов дозы , приписанных работнику за периоды дозиметрического контроля в течение года.

Ожидаемая эффективная годовая доза внутреннего облучения определяется в соответствии с МУ 2.6.1.065-2014.

6.1.4. Значение усредненной за любые последовательные 5 лет индивидуальной годовой эффективной дозы рассчитывают по следующей формуле:

, (1)

где: А - календарный год относительно которого определяется эффективная доза;

- индивидуальная годовая эффективная доза, отнесенная к календарному году А и усредненная за последовательные 5 лет.

6.1.5. Значение индивидуальной эффективной дозы, накопленной за период трудовой деятельности (50 лет), рассчитывают по следующей формуле:

, (2)

где: - индивидуальная годовая эффективная доза, полученная за i-й год;

- отнесенная к календарному году А накопленная за период трудовой деятельности индивидуальная эффективная доза.

6.1.6. Значения индивидуальной эквивалентной дозы облучения отдельных органов и тканей, контроль которых необходимо осуществлять согласно требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010, определяют путем применения индивидуальных дозиметров или путем проведения ДКРМ. Выбор метода контроля регламентирован требованиями раздела 4 настоящих МУ.

6.1.7. Если характер выполняемых на рабочем месте операций либо использование средств индивидуальной защиты исключают неравномерное (локальное) облучение органа или ткани, когда отношение значений численных значений эквивалентной дозы облучения органа или ткани к эффективной дозе внешнего облучения не превосходит 3/2, то за значение эквивалентной дозы облучения соответствующего органа или ткани допускается принять значение индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения.

6.2. Определение индивидуальной дозы посредством дозиметрического контроля рабочих мест

6.2.1. ДКРМ заключается в измерениях значений операционных величин для контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях (на рабочих местах) и/или энергетического распределения плотности потока , частиц R-го вида (нейтроны, фотоны, электроны) на рабочем месте. При наличии необходимых данных и программных средств плотность потока частиц может быть получена путем расчетов с использованием соответствующих программ (кодов).

6.2.2. При наличии данных контроля мощности амбиентного эквивалента дозы на рабочих местах за значение эффективной дозы внешнего облучения , мЗв, следует принимать:

, (3)

где - длительность выполнения k-ой операции работником в течение контролируемого периода в часах при мощности амбиентного эквивалента дозы , мкЗв/ч.

0,001 - коэффициент, учитывающий соотношение 1 мкЗв = 0,001 мЗв.

6.2.3. При наличии данных об энергетическом распределении плотности потока фотонов и нейтронов на рабочем месте, получаемых путем измерений или расчетов, за значение эффективной дозы внешнего облучения , мЗв, для соответствующего вида частиц следует принимать:

, (4)

где: - длительность выполнения K-ой операции работником в течение контролируемого периода в часах при средней плотности потока частиц R-го типа с энергией , . Единица плотности потока - ;

- эффективная доза внешнего облучения на единичный флюенс частиц R-го типа с энергией при облучении параллельным пучком в передне-задней геометрии (ПЗ-геометрии), ;

- среднегодовая допустимая плотность потока частиц R-го типа с энергией при облучении в ПЗ-геометрии, .

- коэффициент, учитывающий соотношения: 1 час = 3600 с, 1 Зв = 1000 мЗв.

0,012 - коэффициент, устанавливающий расчетное значение предела дозы за час: 20 мЗв/год за 1700 часов (20/1700 = 0,01176)

Для фотонов с энергиями 0,01-10,0 МэВ и нейтронов с энергиями от тепловой и до 20 МэВ значения и приведены в табл. 8.5 и 8.8 НРБ-99/2009 соответственно. Для фотонов и нейтронов с энергиями вне указанного диапазона, а также для иных излучений значения определяются отдельными методическими документами. Если для вычисления взвешивающих коэффициентов излучения для нейтронов требуется непрерывная функция, то следует использовать следующее приближение, где - энергия нейтронов, МэВ:

. (5)

Для типов и энергий излучений, не включенных в соответствующую таблицу НРБ-99/2009, значение величины следует принимать равным среднему значению коэффициента качества излучения на глубине 10 мм в шаровом фантоме МКРЕ.

6.2.4. За значение ожидаемой эффективной дозы , мЗв, при ингаляционном поступлении радионуклида в виде аэрозоля или газа в течение контролируемого периода, отнесенного при ингаляции к определенному типу, следует принимать:

, (6)

где: - длительность выполнения K-ой операции работником в течение контролируемого периода в часах при средней объемной активности соединения типа G радионуклида U непосредственно в зоне дыхания при выполнении этой операции, ;

- ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения на единичное поступление соединения радионуклида U, которое при ингаляции следует отнести к типу G, Зв/Бк;

- допустимая объемная активность соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к типу G, .

- коэффициент, учитывающий скорость дыхания стандартного работника, ; (2400 / 1700 ч = 1,4) и соотношение мЗв

0,012 - коэффициент, устанавливающий расчетное значение предела дозы за час: 20 мЗв/год за 1700 часов (20 / 1700 = 0,01176)

Значения и для стандартных условий внутреннего облучения приведены в Приложении П-1 к НРБ-99/2009.

Определение проводится на основании измерения объемной активности радионуклидов непосредственно в зоне дыхания.

В случае, когда измерения объемной активности радионуклидов проводятся в рабочем помещении, при определении следует учитывать возможную пространственную и временную неоднородность аэрозольного поля согласно отдельным методическим документам.

В случае, когда для защиты органов дыхания применяются индивидуальные средства защиты, следует учитывать их реальные защитные свойства согласно отдельным методическим документам.

6.2.5. Распределение соединений элементов по типам при ингаляции аэрозолей приведено в Приложении П-3 НРБ-99/2009. Если неизвестна химическая форма соединения, в котором радионуклид находится в твердой фазе аэрозоля, для расчета по формуле (6) следует использовать максимальное значение дозового коэффициента для данного радионуклида из Приложения П-1 к НРБ-99/2009.

6.2.6. При ингаляционном поступлении радона и торона за значение ожидаемой эффективной дозы , мЗв, следует принимать:

, (7)

где: - длительность выполнения k-ой операции работником в течение контролируемого периода в часах при средней объемной активности радона или торона при выполнении этой операции, .

0,012 - коэффициент, устанавливающий расчетное значение предела дозы за час: 20 мЗв/год за 1700 часов (20 / 1700 = 0,01176)

Определение и проводится на основании измерения объемной активности радионуклидов непосредственно в зоне дыхания.

В случае, когда измерения объемной активности радионуклидов проводятся в рабочем помещении, при определении и следует учитывать возможную пространственную и временную неоднородность аэрозольного поля согласно отдельным методическим документам.

В случае, когда для защиты органов дыхания применяются индивидуальные средства защиты, следует учитывать их реальные защитные свойства согласно отдельным методическим документам.

6.2.7. За значение эквивалентной дозы в хрусталике глаза, в коже, кистях и стопах и эквивалентной дозы на поверхности низа живота женщины , мЗв, полученных в течение соответствующего контролируемого периода, следует принимать:

, (8)

где - длительность выполнения K-ой операции работником в течение соответствующего контролируемого периода в часах при мощности соответствующего амбиентного эквивалента дозы, мкЗв/ч, согласно 5.2;

0,001 - коэффициент, учитывающий соотношение: 1 мкЗв = 0,001 мЗв.

6.2.8. За значение эквивалентной дозы в хрусталике глаза и в коже , мЗв, при наличии данных об энергетическом распределении плотности потока фотонов и электронов, получаемых путем измерений или расчетов, следует принимать:

, (9)

где: - длительность выполнения K-ой операции работником в течение контролируемого периода в часах при средней плотности потока частиц R-го типа с энергией , ;

- эквивалентная доза в органе или ткани Т на единичный флюенс частиц R-го типа с энергией ER в передне-задней геометрии (ПЗ-геометрии), ;

- допустимая плотность потока частиц R-го типа с энергией при облучении в ПЗ-геометрии органа или ткани Т (табл. 8.2, 8.3, 8.6 и 8.7 НРБ-99/2009 для электронов, фотонов и нейтронов, соответственно), ;

; .

- коэффициент, учитывающий соотношения: 1 час = 3600 с, 1 Зв = 1000 мЗв.

Для электронов, фотонов и нейтронов значения и приведены в табл. 8.2, 8.3, 8.6 и 8.7 НРБ-99/2009. Для электронов, фотонов и нейтронов с энергиями вне диапазона табличных значений, а также для иных излучений значения определяются отдельными методическими документами. Если для вычисления взвешивающих коэффициентов излучения для нейтронов требуется непрерывная функция, то следует использовать приближение (5). Для типов и энергий излучений, не включенных в соответствующую таблицу НРБ-99/2009, значение величины следует принимать равным среднему значению коэффициента качества K излучения на глубине 10 мм в шаровом фантоме МКРЕ.

6.3. Определение индивидуальной дозы посредством индивидуального дозиметрического контроля

6.3.1. ИДК внешнего облучения заключается в определении значений эффективной и эквивалентной дозы внешнего облучения на основании результатов измерений операционных величин с помощью индивидуальных дозиметров внешнего облучения.

6.3.2. ИДК внутреннего облучения заключается в определении значения ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения на основании результатов индивидуального контроля поступления радионуклида в организм человека через органы дыхания. Индивидуальное поступление радионуклида определяется путем расчета по данным:

- систематических измерений содержания радионуклидов в теле человека или в его отдельных органах с помощью СИЧ (гамма-излучающие радионуклиды) с использованием функции выведения радионуклида из всего тела или его отдельных органов;

- систематических измерений выведения радионуклидов из тела человека с помощью биофизических методов (альфа-, бета-излучающие радионуклиды) с использованием функции удержания радионуклида в теле человека;

- систематических измерений (за время выполнения работ) объема вдыхаемого воздуха и объемной активности РН в рабочей зоне дыхания работника с помощью стационарных (переносных) приборов контроля радиоактивных аэрозолей и с учетом применяемых средств индивидуальной защиты.

6.3.3. За значение эффективной дозы внешнего облучения следует принимать:

, (10)

где F - коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения.

При равномерном облучении человека любым ионизирующим излучением за исключением нейтронов с энергиями от 1 эВ до 30 кэВ и фотонов с энергиями менее 20 кэВ, значение коэффициента F в соотношении (10) следует принимать равным 1*.

В случае, когда вклад нейтронов или фотонов указанных энергий в эффективную дозу превышает 50%, а также в случае неравномерного облучения тела человека, когда отношение максимальной плотности потока излучения, падающего на торс, к средней превышает 2,0, значение коэффициента F в соотношении (10) устанавливается в специальных моделях дозиметрического контроля согласно отдельным методическим документам.

6.3.4. За значение ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения , мЗв, следует принимать:

, (11)

где: - ингаляционное поступление в течение периода контроля соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к типу G, Бк;

- ожидаемая эффективная доза (дозовый коэффициент) на единичное поступление соединения радионуклида U, которое при ингаляции следует отнести к типу G, Зв/Бк.

1000 - коэффициент, учитывающий соотношение 1 Зв = 1000 мЗв.

Значения дозовых коэффициентов для стандартного аэрозоля приведены в Приложении П-1 к НРБ-99/2009. Согласно п. 3.1.6 НРБ-99/2009 в случае поступления в организм аэрозолей со свойствами, отличными от стандартных, определение дозовых коэффициентов проводится согласно отдельным методическим документам.

6.3.5. За значение эквивалентной дозы внешнего облучения органов и тканей следует принимать значения соответствующих операционных величин ИДК, условия определения которых соответствуют требованиям:

(12)

7. Требования к метрологическому, аппаратурному и методическому обеспечению дозиметрического контроля

7.1. Нормативные документы Государственной системы обеспечения единства измерений (ГСИ) определяют следующие общие требования к метрологическому обеспечению контроля дозы облучения персонала:

- для контроля дозы облучения персонала должны применяться средства измерений (СИ) утвержденного типа (прошедшие испытания и внесенные в Государственный реестр СИ) и периодически поверяемые в установленном порядке;

- методики измерений (МИ) и методики выполнения расчетов (МВР), предназначенные для радиационного (дозиметрического) контроля, входят в состав методики радиационного контроля (далее - МРК); МРК должны удовлетворять требованиям ГОСТ 8.638-2013 и МИ 2453-2000, быть аттестованы и зарегистрированы в Федеральном информационном фонде по обеспечению единства измерений в установленном порядке;

- службы радиационного объекта, осуществляющие радиационный контроль, должны быть аккредитованы в установленном порядке.

Технические требования к средствам измерения операционных величин, перечень стандартов, устанавливающих эти требования и необходимые комментарии, представлены в Приложении 4.

7.2. Определение дозы внешнего облучения персонала проводят на основании результатов измерения операционной величины. За оценку нормируемой величины следует принимать результат измерения или расчета по результату измерения соответствующей операционной величины.

Определение дозы внутреннего облучения персонала осуществляется в соответствии с методиками измерения физических величин, являющихся характеристиками источников внутреннего облучения человека, и методиками выполнения расчетов, интерпретирующих результаты указанных измерений в нормируемых величинах.

Итоговое значение дозы, определенное по результатам измерения операционной величины или в результате расчета по результату измерения соответствующей операционной величины, является консервативной оценкой нормируемой величины (эффективная или эквивалентная доза).

7.3. Результат определения значения дозы должен содержать:

- значение искомой величины Q, основанное на измерении или расчете по результатам измерения;

- оценку неопределенности значения искомой величины U для доверительной вероятности Р = 0,95.

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

- неопределенности измерений, обусловленные погрешностями средств измерений;

- статистическую неопределенность измерений;

- неопределенность распространения результатов измерений или расчетов на реальный объект контроля (неопределенность, обусловленная представительностью контроля и условиями его выполнения).

При оценке неопределенности значения искомой величины не следует учитывать неопределенности принятых в обоснование НРБ-99/2009 и используемых в радиационном контроле дозиметрических моделей и их параметров, характеризующих стандартного работника.

7.5. Конкретные алгоритмы определения значения дозы и оценки неопределенности должны регламентироваться методикой радиационного контроля и входящими в ее состав методиками выполнения расчетов.

7.6. При суммировании значений (например, для определения дозы, полученной в течение нескольких периодов контроля) следует руководствоваться стандартными правилами суммирования:

,

,

где k - индекс для обозначения частного результата.

7.7. В документы по учету индивидуальной дозы облучения работника следует вносить измеренное или рассчитанное значение дозы Q.

Оценка неопределенности U наряду со значением Q и информацией об условиях измерений отражается в протоколах измерений.

7.8. Оценка неопределенности U используется для принятия решений о необходимости дополнительных процедур по уточнению индивидуальной дозы работника и мероприятий по ограничению его облучения. Порядок принятия решений представлен в МУ 2.6.5.026-2016 "Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования" и в МУ 2.6.1.065-2014 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования".

8. Организация контроля облучения персонала группы А

8.1. Общая организация дозиметрического контроля

8.1.1. Дозиметрический контроль персонала должен осуществляться на всех предприятиях, где имеются источники излучения, попадающие под требования НРБ-99/2009. Совокупность процедур и их последовательность при проведении дозиметрического контроля определяются порядком (программой, планом, регламентом) дозиметрического контроля, согласованным с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

8.1.2. Порядок установления контрольных уровней (далее - КУ) определяется ОСПОРБ-99/2010. Значения КУ устанавливаются таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных дозовых пределов. Целями установления КУ являются гарантированное непревышение основных дозовых пределов, планомерное уменьшение облучения персонала и населения, предотвращение радиоактивного загрязнения окружающей среды.

При установлении КУ учитывается:

- достигнутый уровень радиационной безопасности и защиты персонала и населения;

- облучение всеми подлежащими контролю ИИИ;

- возможная погрешность методов контроля.

8.1.3. Порядок (программа, план, регламент) дозиметрического контроля включает:

- определение групп персонала, для которых вводится ИДК внешнего облучения с использованием дозиметров, размещаемых согласно таблице 3, или методов контроля внутреннего облучения, включая измерения на СИЧ и биофизический контроль биосубстратов, и групп персонала, для которых проводится ИДК по результатам ДКРМ;

- последовательность проведения ИДК с использованием дозиметров или методов контроля внутреннего облучения;

- последовательность проведения ДКРМ;

- перечень действий при превышении установленных на радиационном объекте контрольных уровней.

8.2. Проведение контроля внешнего облучения

8.2.1. Принятие решения о введении ИДК внешнего облучения с применением индивидуальных дозиметров регламентировано требованиями раздела 4 и основывается на результатах прогнозного определения дозы облучения по элементарной модели определения доз, опирающейся на данные дозиметрического контроля.

8.2.2. ИДК внешнего облучения с применением индивидуальных дозиметров вводится также на время освоения новых технологических операций и операций, для которых отсутствуют систематические данные контроля радиационной обстановки, с целью сопоставления доз облучения персонала, получаемых путем проведения ИДК с применением дозиметров, размещаемых на теле работника, и ДКРМ.

8.2.3. ИДК внешнего облучения проводится согласно МУ 2.6.5.028-2016, МУ 2.6.5.037-2016 и отдельным МУ по определению индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения.

8.3. Проведение контроля внутреннего облучения

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

- систематическое измерение содержания радионуклидов во всем теле в отдельных органах или в выделениях;

- определение поступления радионуклидов в организм;

- расчет ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения.

8.3.2. Согласно требованиям раздела 4 индивидуальный контроль внутреннего облучения персонала группы А с применением методов СИЧ или биофизических методов вводится для работников, для которых по данным систематического контроля радиационной обстановки на рабочих местах ингаляционное поступление радиоактивных аэрозолей в течение года может привести к облучению с ожидаемой эффективной дозой, превышающей .

8.3.3. Индивидуальный контроль внутреннего облучения с применением методов СИЧ или биофизических методов вводится также на период освоения новых технологических операций с целью сопоставления доз облучения персонала, получаемых путем проведения ДКРМ и методов дозиметрии внутреннего облучения (СИЧ, биофизические методы).

8.3.4. Обязательным этапом индивидуального контроля внутреннего облучения является определение ингаляционного поступления, , соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к типу G. Единица поступления - Бк.

Индивидуальное поступление радионуклида определяется путем расчета по данным:

- систематических измерений содержания радионуклидов в теле человека или в его отдельных органах с помощью СИЧ (гамма-излучающие радионуклиды) с использованием функции выведения радионуклида из всего тела или его отдельных органов;

- систематических измерений выведения радионуклидов из тела человека с помощью биофизических методов (альфа-, бета-излучающие радионуклиды) с использованием функции удержания радионуклида в теле человека;

- систематических измерений за время выполнения работ объема вдыхаемого воздуха и объемной активности радионуклида в нем непосредственно в зоне дыхания работника с помощью индивидуального пробоотборника радиоактивных аэрозолей и с учетом применяемых средств индивидуальной защиты.

8.3.5. Общие требования к планированию, организации и проведению дозиметрического контроля внутреннего облучения изложены в МУ 2.6.1.065-2014 "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования" и в МУ по контролю дозы облучения при ингаляции отдельных радионуклидов.

8.4. Исключение фоновой составляющей

8.4.1. НРБ-99/2009 (п. 3.1.3) устанавливают, что основные пределы дозы облучения не включают в себя дозу от природного и медицинского облучения, а также дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Индивидуальный дозиметрический контроль медицинского облучения и дозиметрический контроль облучения вследствие радиационных аварий проводится согласно отдельным МУ.

8.4.2. Из результатов индивидуального дозиметрического контроля персонала следует вычесть составляющую, обусловленную природным фоном, если это не осуществляется автоматически приборами или не обеспечено методиками измерений.

Доза за счет природного фона должна вычитаться из результатов измерений амбиентного эквивалента дозы облучения фотонами, а также из результатов измерения направленного эквивалента дозы облучения хрусталика глаза, кожных покровов, кистей и стоп.

Порядок учета фона представлен в Приложении 5.

8.4.3. Необходимость включения в дозу профессионального облучения доз, обусловленных радоном и тороном, и порядок их учета устанавливаются отдельными документами, согласованными с ФМБА России.

8.4.4. Необходимость учета фоновой составляющей при определении дозы внутреннего облучения и порядок учета устанавливаются отдельными документами.

9. Сохранение информации об облучении персонала

9.1. Сохранение информации об облучении персонала групп А и Б включает создание и хранение индивидуальных записей об облучении каждого работника.

9.2. Результаты дозиметрического контроля оформляют в форме индивидуальных записей об облучении работника в течение контролируемого периода.

9.3. В записи об облучении работника в установленном порядке должны быть отражены индивидуальные данные об облучении, в том числе:

- идентификационная информация об индивидууме и его профессиональной деятельности;

- индивидуальная доза облучения (эффективная и эквивалентная) согласно разделу 3, полученная в течение периода контроля и календарного года (в соответствующем случае - в течение месячного периода);

- информация относительно облучения работника:

- за период трудовой деятельности в данной организации, предшествовавший введению НРБ-99 и ОСПОРБ-99;

- за период трудовой деятельности, предшествовавший поступлению на работу в данную организацию;

- за период прикомандирования к другим организациям;

- в результате радиационных аварий и планированного повышенного облучения.

9.4. Индивидуальные записи об облучении работника периодически обновляются в течение контролируемого периода (в электронном архиве) и по его окончании хранятся на бумажных и электронных носителях.

9.5. Сроки хранения индивидуальных записей об облучении работника устанавливаются в соответствии с требованиями раздела 3.13 ОСПОРБ-99/2010.

9.6. В соответствии со статьей 11 Федерального Закона "Об информации, информатизации и защите информации" N 24-ФЗ от 20.02.1995 г. индивидуальные записи об облучении работника относятся к категории конфиденциальной информации.

______________________________

* Для конкретных условий облучения при наличии доказательной базы по согласованию с федеральным органом исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, может быть принято значение коэффициента F, отличное от 1.

Заместитель руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главный государственный санитарный врач ФМБА России

В.В. Романов