— Все документы — Нормативные документы по надзору в области строительства — Нормативные документы по санитарно-эпидемиологическому надзору — МВР 2.6.1.60-2002 РАСЧЕТ ОЖИДАЕМЫХ ЭФФЕКТИВНЫХ ДОЗ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В БИОПРОБАХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОМПЬЮТЕРНОЙ ПРОГРАМ

МВР 2.6.1.60-2002 РАСЧЕТ ОЖИДАЕМЫХ ЭФФЕКТИВНЫХ ДОЗ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В БИОПРОБАХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОМПЬЮТЕРНОЙ ПРОГРАМ

МВР 2.6.1.60-2002 РАСЧЕТ ОЖИДАЕМЫХ ЭФФЕКТИВНЫХ ДОЗ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В БИОПРОБАХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОМПЬЮТЕРНОЙ ПРОГРАМ

МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ФЕДЕРАЛЬНОЕ УПРАВЛЕНИЕ МЕДИКО-БИОЛОГИЧЕСКИХ И ЭКСТРЕМАЛЬНЫХ ПРОБЛЕМ

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

РАСЧЕТ ОЖИДАЕМЫХ ЭФФЕКТИВНЫХ ДОЗ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В БИОПРОБАХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОМПЬЮТЕРНОЙ ПРОГРАММЫ ММК-01

Методика выполнения расчетов

МВР 2.6.1.60-2002

 

Содержание

1. Назначение и область применения

2. Нормативные ссылки

3. Термины, определения и условные обозначения

3.1 Термины и определения.

3.2. Условные обозначения и определения.

4. Общие положения

5. Алгоритм расчета поступления и ОЭД и оценка их погрешности

6. Оформление результата расчета индивидуальной дозы

7. Библиографические данные

8. ПРИЛОЖЕНИЯ

8.1 Приложение 1.

Работа с программой ММК-01

8.2. Приложение 2

8.3. Приложение 3

Пример расчета индивидуального поступления радионуклида и ОЭД

8.4. Приложение 4. (Обязательное) Список исполнителей


Предисловие

1. Методика выполнения расчетов МВР 2.6.1.60-2002 «Расчет ожидаемых эффективных доз внутреннего облучения персонала по результатам измерений активности радионуклидов в биопробах с использованием компьютерной программы ММК-01» разработаны авторским коллективом специалистов.

Исполнители: к.т.н. Молоканов А.А. (ГНЦ - ИБФ),

к.м.н. Антипин Е.Б. (ФУ «Медбиоэкстрем»),

д.т. н. Бадьин В.И (БФАИИЧ ГЦ ГСЭН),

к.ф - м.н. Крючков В.П. (ГНЦ- ИБФ),

зав. лаб. Цовьянов А.Г. (ГНЦ - ИБФ),

к.т.н. Ермилов А.П (ЦМИИ ГП ВНИИФТРИ),

к.т.н. Антропов СЮ (ЦМИИ ГП ВНИИФТРИ).

2. Утверждены и введены в действие Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем (Федеральное Управление «Медбиоэкстрем») при Минздраве России 4 ноября 2002 г.

3. В настоящих методических указаниях реализованы требования законов Российской Федерации:

«О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» ФЗ-52 от 30.03.1999 г.;

«О радиационной безопасности населения» ФЗ-3 от 09.01.1996 г.;

«Об использовании атомной энергии» ФЗ-170 от 21.11.1995 г.;

«Об обеспечении единства измерений» 487-1 от 27.04.1993 г.;

«Об информации, информатизации и защите информации» ФЗ-24 от 20.02.1995 г.;

«Об обеспечении единства измерений» № 4871-1 от 27.04.1993 г.;

«О стандартизации» № 5154-1 от 10.06.1993 г.

4. Введены впервые.

Согласованы с Директором Центра метрологии ионизирующих излучений ГП «ВНИИФТРИ» В.П. Ярыной 18 мая 2001 г.

Утверждены Заместителем Главного государственного санитарного врача по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» О.И. Шамовым 04 ноября 2002 г.

1. Назначение и область применения

1.1. Методика выполнения расчетов (далее МВР) совместно с компьютерной программой ММК-01 (далее ММК-01) предназначена для обеспечения требований Норм радиационной безопасности (НРБ-99, п.7) и последующих Методических указаний (МУ 2.6.1.16-2000 и МУ 2.6.1.26-2000) к контролю уровней облучения персонала от источников внутреннего облучения.

1.2. Данная МВР совместно с ММК-01 обеспечивает определение индивидуальных ожидаемых эффективных доз (ОЭД) внутреннего облучения персонала на основе измерений, проведенных в рамках индивидуального дозиметрического контроля (ИДК).

1.3. Областью применения данной МВР является расчет индивидуальных ОЭД, обусловленных ингаляционным поступлением в организм радионуклидов в стандартных условиях облучения, в котором в качестве исходных данных используются результаты индивидуальных измерений активности радионуклидов (3Н, 59Fe, 57Co, 58Co, 60Co, 85Sr, 89Sr, 90Sr, 106Ru, 125I, 129I, 131I, 134CS, 137CS, 226Ra, 228Ra, 228Th, 232Th, 234U,235U,238U,237Np,238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Am, 242Cm, 244Cm, 252Cf) в биопробах (моча, кал) человека.

1.4. ММК-01 на основе результатов измерений активностей из рабочей базы данных программно-аппаратурного комплекса «Прогресс» или из собственной базы данных проводит расчеты индивидуальных ожидаемых эффективных доз облучения работников за любой календарный год и выдает информацию по уровню внутреннего облучения работника в виде протокола и графических иллюстраций

2. Нормативные ссылки

2.1. В настоящих Методических указаниях использованы основные положения следующих руководящих документов:

• СП-2.6.1.758-99. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Гигиенические нормативы. М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999.

• МУ 2.6.1.16-2000. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования.

• МУ 2.6.1.26-2000 Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования.

3. Термины, определения и условные обозначения

3.1 Термины и определения.

Аэрозоль - дисперсная система с газообразной средой и с твердой, жидкой или смешанной дисперсной фазой.

Аэрозоль радиоактивный - аэрозоль, в дисперсную фазу которого входят радионуклиды.

Аэродинамический диаметр частицы аэрозоля - это диаметр частицы с плотностью, равной 1 г/см3, имеющей ту же конечную скорость оседания в воздухе при нормальных условиях, что и данная частица.

Активностный медианный аэродинамический диаметр (AMAD) - такое значение аэродинамического диаметра частиц дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля, при котором 50 % активности указанного аэрозоля приходится на частицы, имеющие диаметр меньше, чем AMAD, а 50 % - на частицы, имеющие аэродинамический диаметр больше, чем AMAD.

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.

Доза эффективная ожидаемая при внутреннем облучении (Е(τ)) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий внутреннего облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений ожидаемой эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

           (5)

Значение τ принимают для персонала равным 50 лет. Единица ожидаемой эффективной дозы - зиверт (Зв).

Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).

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.

Облучение внутреннее - облучение органов и тканей человека в результате поступления радионуклидов в организм человека.

Период контроля - промежуток времени между последовательными индивидуальными измерениями характеристик облучения каждого работника при проведении ИДК.

Поступление радионуклида ингаляционное - активность радионуклида, которая проникает в организм через органы дыхания.

Работник стандартный - воображаемый человек, обладающий биологическими и физическими свойствами, присущими среднестатистическому здоровому взрослому человеку. Свойства стандартного работника включают:

• 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.

Стандартная модель - модель определения индивидуальных доз, используемая в рамках индивидуального дозиметрического контроля и включающая:

• определение индивидуальных доз облучения по результатам индивидуальных систематических измерений характеристик облучения работника;

• распространение на объект контроля стандартных условий облучения.

Специальная модель - модель определения индивидуальных доз, используемая в рамках индивидуального дозиметрического контроля при определенных условиях (Е(τ) > УД) и включающая:

• определение индивидуальных доз облучения по результатам индивидуальных систематических измерений характеристик облучения работника;

• учет реальных условий облучения при интерпретации результатов индивидуальных систематических измерений характеристик облучения работника.

Тип химического соединения при ингаляции - категория дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля в классификации по скорости перехода радионуклида из легких в кровь, установленной в дозиметрической модели органов дыхания МКРЗ:

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

Уровень введения индивидуального дозиметрического контроля (УВК) - такое значение годовой эффективной (ожидаемой) дозы, при действительном или предполагаемом превышении которого определение соответствующих доз следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения работника.

Уровень действия (УД) - такое значение дозы, при действительном или предполагаемом превышении которого следует провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте, а при расчете дозы следует применять специальную модель определения индивидуальных доз.

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.

Условия облучения стандартные - определенные в Нормах для целей нормирования техногенного облучения условия воздействия техногенных источников на человека, которые характеризуются следующими параметрами:

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

• классификацией дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля по скорости перехода радионуклида из легких в кровь согласно п. 8.3 Норм. Распределение химических соединений элементов по типам при ингаляции приведено в приложении П-3 к Нормам;

• логарифмически нормальным распределением активности по размерам частиц дисперсной фазы аэрозоля с активностным медианным аэродинамическим диаметром (АМАД), равным 1 мкм и стандартным геометрическим отклонением, равным 2,5.

Функция выведения радионуклида - функция, описывающая активность в суточном количестве мочи или кала человека, в зависимости от времени, прошедшем после однократного единичного поступления радионуклида в организм.

3.2. Условные обозначения и определения.

ti - дата i-го измерения активности радионуклида; (ti-1 - ti) - i-й период контроля;

Аi - активность радионуклида в суточном количестве мочи или кала человека, измеренная в момент времени ti;

ΔАi - абсолютная погрешность измерения активности радионуклида в суточном количестве мочи или кала человека;

Ei - ожидаемая эффективная доза (ОЭД) на момент времени ti;

Пi- суммарное ингаляционное поступление радионуклида на момент времени ti;

Ij(t) - случайная функция поступления радионуклида за j-ый период контроля (скорость ингаляционного поступления радионуклида в момент времени t, Бк/с);

R(t) - функция выведения радионуклида из организма человека для рассматриваемых условий облучения;

εR- дозовый коэффициент перехода от поступления радионуклида к ОЭД для рассматриваемых условий облучения;

f- параметр, характеризующий вариабельность коэффициента (функции) выведения радионуклида с мочой или калом, которая наблюдается у реального человека;

АМАД - активностный медианный аэродинамический диаметр;

ИДК - индивидуальный дозиметрический контроль; МВИ - методика выполнения измерений; ОЭД - ожидаемая эффективная доза.

4. Общие положения


Возврат к списку
(Нет голосов)

Комментарии (0)


Чтобы оставить комментарий вам необходимо авторизоваться
Самые популярные документы
Новости
Все новости