Проведение дозиметрического контроля

. Область применения

1.1. Настоящие методические указания (далее — МУ) являются документом, развивающим основные положения СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» (далее — НРБ-99/2009) и СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)» (далее — ОСПОРБ 99/2010) в форме требований к методам контроля внешнего облучения медицинского персонала.

1.2. Настоящие МУ предназначены для администрации медицинских организаций, органов Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, служб радиационной безопасности (радиационного контроля), организаций, аккредитованных в установленном порядке на право проведения радиационного контроля.

https://www.youtube.com/watch?v=ytcreatorsru

1.3. Методические указания распространяются на методы определения индивидуальных эффективных и эквивалентных доз внешнего облучения медицинского персонала и организацию соответствующего контроля в медицинских организациях Российской Федерации.

• номенклатуру дозиметрических величин для контроля внешнего облучения медицинского персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения;

Проведение дозиметрического контроля

• требования и принципы организации дозиметрического контроля внешнего облучения медицинского персонала;

• процедуру интерпретации результатов измерения, учет и представление их контролирующим и заинтересованным организациям;

• общие требования к методам определения дозиметрических величин и средствам измерения.

Источники неопределенности при оценке поступления и дозы

§ 8. Аэрозоль
— дисперсная система с газообразной средой и с твердой, жидкой или смешанной
дисперсной фазой.*

§ 9. Аэрозоль
радиоактивный — аэрозоль, в дисперсную фазу которого входят радионуклиды (ГОСТ
15484).

Проведение дозиметрического контроля

§ 10. Диаметр
активностный медианный аэродинамический (АМАД) — такое значение аэродинамического
диаметра частиц дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля, при котором  50 % активности указанного аэрозоля
приходится на частицы, имеющие диаметр меньше, чем АМАД, а 50 % — на частицы,
имеющие аэродинамический диаметр больше, чем АМАД (применяется при АМАД {amp}gt;0,5
мкм).*

§ 11. Диаметр
активностный медианный термодинамический (АМТД) — такое значение
термодинамического диаметра частиц дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля, при
котором 50 % активности данного аэрозоля приходится на частицы, имеющие диаметр
меньше, чем АМТД, и 50 % — на частицы, имеющие термодинамический диаметр
больше, чем АМТД (применяется для характеристики дисперсности взамен АМАД при
АМАД {amp}lt;0,5 мкм).*

https://www.youtube.com/watch?v=ytdevru

§ 12. Диаметр
частицы аэрозоля аэродинамический — диаметр частицы с плотностью, равной 1
г/см3, имеющей ту же скорость осаждения в воздухе при нормальных
условиях, что и у данной частицы.*

§ 13. Диаметр
частицы аэрозоля термодинамический — диаметр частицы с плотностью, равной 1
г/см3, имеющей тот же коэффициент диффузии в воздухе при нормальных
условиях, что и у данной частицы.**

§ 14. Величина
операционная — величина, однозначно определяемая через физические
характеристики поля излучения в точке или через физико-химические
характеристики аэрозоля в точке, максимально возможно приближенная в
стандартных условиях облучения к величине, нормируемой в целях ограничения
облучения, и предназначенная для консервативной оценки этой величины при
дозиметрическом контроле.*

§ 15. Доза
индивидуальная эффективная (эквивалентная в органе или ткани) — эффективная
доза (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. Значение
индивидуальной дозы приписывается индивиду по результатам дозиметрического
контроля.*

Единицей
эквивалентной дозы является зиверт (Зв).*

_________

1 Значения WR, регламентированные в Нормах и Правилах, относятся к излучению,
падающему на тело, а в случае внутренних источников — к излучению, испущенному
при ядерном превращении. Для типов и энергий излучений, не включенных в
соответствующую таблицу Норм, значение величины WR следует принимать равным
среднему значению коэффициента качества излучения на глубине 10 мм в шаровом
фантоме МКРЕ. Определение приведено в МУ
2.6.1.16-2000.

где  — эквивалентная доза
в органе или ткани Т, a  —
взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т. Единица эффективной
дозы — зиверт (Зв) (НРБ-99).

где  — момент поступления,
a  —
мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т. Значение τ следует принять
равным 50 годам для взрослых и (70 — t0) — для детей (лиц моложе 20 лет). Единица ожидаемой эквивалентной дозы
— зиверт (Зв).*

Единица
ожидаемой эффективной дозы — зиверт (Зв).*

§ 20. Источник
излучения техногенный — источник ионизирующего излучения, специально
созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой
деятельности (НРБ-99).

§ 21. Источник
радионуклидный открытый — источник излучения, при использовании которого
возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду (НРБ-99).

§ 22. Контроль
радиационный — получение информации о радиационной обстановке в
организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя
дозиметрический и радиометрический контроль) (НРБ-99).

§ 23. Контроль
дозиметрический групповой (ГДК) — контроль облучения персонала,
заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на
основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем
помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.*

§ 24. Контроль
дозиметрический индивидуальный (ИДК) — контроль облучения персонала,
заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании
результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных
органов каждого работника, либо индивидуального поступления радионуклидов в
организм каждого работника.*

https://www.youtube.com/watch?v=ytpolicyandsafetyru

§ 25. Место
рабочее — место постоянного или временного пребывания персонала для
выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего
излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно (НРБ-99).

Проведение дозиметрического контроля

§ 26. Облучение
внутреннее — облучение органов и тканей человека в результате поступления
радионуклидов в организм человека.*

§ 27. Облучение профессиональное — облучение персонала в процессе его
работы с техногенными источниками ионизирующего излучения (НРБ-99).

§ 28. Период
контроля — промежуток времени между последовательными измерениями
характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах)
при проведении ГДК; либо между последовательными индивидуальными измерениями
характеристик облучения каждого работника при проведении ИДК.*

§ 29. Поступление
радионуклида (ингаляционное)* — активность радионуклида, проникшего в
организм человека через органы дыхания вместе с воздухом.**


антропометрические характеристики тела, отдельных органов и тканей человека;


характеристики физиологических показателей человека;

• параметры
биокинетики химических элементов в органах и тканях человека, рекомендованные
МКРЗ и использованные при определении значений допустимых уровней облучения,
установленных в Нормах.*

§ 31. Спектрометр
(счетчик) излучения человека (СИЧ) — спектрометрическая или
радиометрическая установка, предназначенная для идентификации и определения
активности γ-излучающих радионуклидов, находящихся в отдельном органе или
во всем теле человека.*

Проведение дозиметрического контроля

• тип «М»
(медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных
к этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая в
кровь со скоростью 0,0001 сут-1;

• тип «П»
(соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легких
веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в
кровь со скоростью 0,005 сут-1;

• тип «Б»
(быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к
этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100
сут-1.*

§ 33. Уровень
контрольный — значение контролируемой величины дозы, мощности дозы,
радиоактивного загрязнения и т. д., устанавливаемое для оперативного
радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной
безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения,
радиоактивного загрязнения окружающей среды (НРБ-99).

§ 34. Уровень
введения индивидуального дозиметрического контроля (Увк)
— такое значение годовой эффективной дозы или эквивалентной дозы облучения
органа, при действительном или предполагаемом превышении которого определение
соответствующих доз следует проводить с помощью индивидуального
дозиметрического контроля облучения работника.*

§ 35. Уровень
действия (Уд) — такое значение дозы, при действительном
или предполагаемом превышении которого следует провести мероприятия по
улучшению радиационной обстановки на рабочем месте.*

§ 36. Уровень
исследования (Уи) — такое значение дозы, полученной в
течение периода контроля, при превышении которого следует провести исследование
причин повышения дозы и при необходимости провести мероприятия по улучшению
радиационной обстановки на рабочем месте.*

§ 37. Уровень
регистрации (Ур) — такое значение индивидуальной дозы
облучения работника, полученной в течение периода контроля, начиная с которой
ее учет обязателен при определении суммарной дозы облучения работника.**

• объемом
вдыхаемого воздуха, с которым радионуклид может поступить в органы дыхания
персонала группы А на протяжении календарного года: Vперс = 2,4·103 м3;

Интерпретация
результатов измерений активности в величинах поступления и эффективной дозы

Проведение дозиметрического контроля

• физические
величины, являющиеся характеристиками источников радиоактивных аэрозолей и
полей ионизирующего излучения и их взаимодействия с веществом;

• нормируемые
величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;

• QU,G — определяемая в воздухе рабочего помещения (рабочего места) величина
объемной активности соединений радионуклида U. которые при ингаляции следует отнести к
типу G;

• ST,U — активность радионуклида U, определяемая в органе Т либо в
биологических образцах (выделениях или образцах тканей).

• ПU,G- поступление в организм работника через
органы дыхания соединений радионуклида U, которые при ингаляции следует отнести к
типу G;

• Е(τ)
— ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения (ОЭД);


эквивалентная доза внутреннего облучения органа или ткани в результате
повышенного однократного поступления радионуклида в организм, реализованная к
определенному сроку3.

__________

Проведение дозиметрического контроля

3Определение реализованной к
определенному сроку дозы приведено в сноске 2.


систематических измерений ST,U — активности радионуклидов в теле человека
или в его отдельных органах с помощью СИЧ (γ-излучающие радионуклиды);


систематических измерений ST,U — активности радионуклидов в выделениях
(α-, β-излучающие радионуклиды).

https://www.youtube.com/watch?v=ytpressru

• определение
необходимого перечня радионуклидов, подлежащих контролю;

• хронометраж
времени пребывания на рабочем месте (в рабочем помещении);

• оценка
возможных значений индивидуальных ОЭД внутреннего облучения работников,
объединенных в однородные по профмаршруту группы (в соответствии с временем
пребывания на рабочих местах);

• определение
вклада каждого радионуклида (из необходимого перечня) в ОЭД внутреннего
облучения;

Проведение дозиметрического контроля

• определение
групп работников, для которых необходимо проведение ИДК

• запись и
хранение результатов ГДК.

где  — ожидаемая
эффективная доза внутреннего облучения на единичное поступление соединения
радионуклида U,
которое при ингаляции следует отнести к типу G (далее для краткости называется дозовый
коэффициент) при стандартных условиях внутреннего облучения, Зв/Бк;  — длительность
пребывания в k-ом
помещении (на k-ом
рабочем месте) работников в течение календарного года в часах при средней
годовой объемной активности  соединения типа G радионуклида U в k-ом помещении (на k-ом рабочем месте), Бк/м3. Если
тип соединения неизвестен, следует принимать максимальное из значений , приведенных
в Приложении П-1 к НРБ-99.

§ 73.
Значения величин  определяются по результатам хронометража
времени пребывания на рабочем месте (в рабочем помещении) в результате
аттестации рабочих мест предприятия.

{amp}gt;

(8)

где  — максимальное
значение индивидуальных ОЭД в группе, определенное с учетом разброса значений , по формуле (9).

где  и  — медиана и
геометрическое стандартное отклонение распределения величины  в течение
календарного года в помещении, обозначенном индексом k.

• 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.

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 tj, (j = 1…, n) в течение календарного года, заключается в
последовательном определении расчетным путем индивидуального поступления
радионуклида U в
организм работника за период контроля, ПU,G(tj-1, tj) и соответствующей ОЭД внутреннего облучения, обусловленной
поступлением этого радионуклида за период контроля, Еu(τ|tj-1, tj).

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.

______________

Проведение дозиметрического контроля

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

§ 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).

. Сокращения

Е — эффективная доза;

Проведение дозиметрического контроля

F — коэффициент перехода от операционных к нормируемым
величинам при контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения;

Нт —
эквивалентная доза внешнего облучения в органе или ткани Т;

ГДК — групповой
дозиметрический контроль облучения;

ДК — дозиметрический
контроль;

ИДК — индивидуальный
дозиметрический контроль;

КУ — контрольный уровень;

МВИ — методика выполнения
измерений;

МУ — методические указания;

ПЗ — передне-задняя
(геометрия);

Проведение дозиметрического контроля

ТЛД — термолюминесцентный
детектор или дозиметр.

Методики
измерений, рекомендуемые для использования при ИДК внутреннего облучения

https://www.youtube.com/watch?v=ytaboutru

9.1. Инструментально определяемыми величинами при дозиметрическом контроле являются операционные величины, приведенные в табл. 5.1 и 5.2.

9.2. Для контроля доз облучения персонала должны применяться предназначенные для этих целей средства измерений, имеющие действующие свидетельства о поверке.

9.3. Нижняя граница энергетического диапазона регистрации фотонного излучения должна быть не более 15 кэВ.

9.4. Верхняя граница энергетического диапазона регистрации фотонного излучения при измерениях доз должна соответствовать максимальной энергии фотонного излучения, генерируемого источником.

9.5. Минимальные диапазоны измерений (определения) доз при дозиметрическом контроле приведены в табл. 9.1.

Проведение дозиметрического контроля

9.6. При выборе типа дозиметра и методики выполнения измерений следует руководствоваться требованиями к допустимым относительным неопределенностям определения величин, приведенным в табл. 9.2.

9.7. В технической документации на средства измерения указывается основная погрешность, соответствующая стандартным условиям измерений, а также дополнительные погрешности, обусловленные отличием конкретных условий измерений от стандартных. К ним относятся: спектральные и угловые характеристики поля излучения, климатические условия, влияние неионизирующих излучений.

Таблица 9.1

Минимально необходимый диапазон измерения величин за период контроля при текущем ИДК внешнего облучения

Диапазон измерения, мЗв

НР(10)

0,05 — 500

НР(0,07)

2,0 — 5000

НР(3)

0,1 — 1500

(Измененная редакция. Изм. № 1)

Таблица 9.2

Допустимые относительные неопределенности определения индивидуального эквивалента дозы при ИДК внешнего облучения фотонами

Неопределенность, %

На уровне основных пределов дозы

50

-30

На уровне 1/5 основных пределов дозы

100

-50

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).

Проведение дозиметрического контроля

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

_________

5Исходя 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.

https://www.youtube.com/watch?v=https:accounts.google.comServiceLogin

• диапазон
измерений;

• чувствительность
(эффективность) измерения;

• погрешность
измерения6;

• случайная
составляющая погрешности;


систематическая составляющая погрешности;


воспроизводимость.


нестабильность работы средства измерения;

• погрешность
чувствительности (эффективности) измерения;

• значение
современного фона в месте измерения;

https://www.youtube.com/watch?v=ytcopyrightru

• погрешность
измерения фона;

• показания
контрольного источника (при необходимости).

Могут
определяться и другие (дополнительные) метрологические характеристики МВИ.

_________

• 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.

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

https://www.youtube.com/watch?v=upload

• 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.

*|X1-X2|{amp}lt;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; σst — характеристика случайной
составляющей погрешности МВИ (указывается в Свидетельстве о метрологической
аттестации МВИ); Z0,95(n) — коэффициент, зависящий от выбранной доверительной вероятности (Р)
и числа (n)
контрольных измерений (для Р = 0,95 и 2-х измерений равен 2,77).

Проведение дозиметрического контроля

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|{amp}lt;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.

§ 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.

• 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.

• 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.

Проведение дозиметрического контроля

§ 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.

Проведение дозиметрического контроля

§ 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.

https://www.youtube.com/watch?v=ytadvertiseru

§ 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.

Предлагаем ознакомиться:  Должен ли оплачиваться больничный после увольнения
Ссылка на основную публикацию
Adblock detector