УТВЕРЖДАЮ Руководитель Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главный государственный санитарный врач Российской Федерации Г.Г.ОНИЩЕНКО 19 апреля 2012 г.
Радиация или ионизирующее излучение
Это вид излучения, который для человека не заметен, но постоянно присутствует в окружающей его среде в виде радиационного фона, в воздухе, строительных материалах, продуктах и т.д. или в виде излучения непосредственно от самих источников ионизирующего излучения (радиоактивные изотопы).
В настоящее время для контроля за радиационной обстановкой и воздействия радиации на биологическую среду выпускаются, как бытовые дозиметры, профессиональные дозиметры так и специальное дозиметрическое оборудование для фиксации малых доз радиации.
Гамма- или рентгеновское излучение образует в среде определенное количество ионов. Так как поглощенная энергия расходуется на ионизацию среды, то для измерения ее необходимо подсчитать число пар ионов, образующихся под действием излучения. Однако измерить число пар ионов непосредственно в глубине тканей живого организма сложно. В связи с этим для количественной характеристики рентгеновского и гамма-излучения, действующего на объект, определяют сначала экспозиционную дозу в воздухе, а затем расчетным путем определяют поглощенную дозу для тканей и органов организма.
Экспозиционную дозу определяют по ионизирующему действию излучения в определенной массе воздуха и только при значениях энергии рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне от десятков килоэлектронвольт до трех мегаэлектронвольт.
Экспозиционная доза
Это количественная характеристика рентгеновского и гамма-излучения, основанная на их ионизирующем действии и выраженная суммарным электрическим зарядом ионов одного знака, образованных в элементарном объеме воздуха в условиях электронного равновесия.
Экспозиционная доза рассчитывается только для рентгеновского и гамма-излучения, ибо только кванты этих излучений достаточно долгопробежные и могут создавать равномерное наружное облучение.
Альфа- и бета-излучения короткопробежные, большая их часть поглощается одеждой и кожей, и не представляют большой опасности для внутренних органов.
За единицу экспозиционной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят один кулон электрического заряда в одном килограмме облучаемого воздуха.
Кл/кг, это такая экспозиционная доза рентгеновских и гамма-лучей, под действием которой в 1 кг сухого воздуха образуется число пар ионов, суммарный заряд каждого знака которых равен одному кулону. Это число составляет 6,24х1018 пар ионов.
На практике до сих пор применяют внесистемную единицу экспозиционной дозы – рентген.
Рентген (Р), единица экспозиционной дозы, при которой в 1 см3 воздуха (0,001293г) при нормальных условиях (00 С и 1013 ГПА) образуется 2,082 х 109 пар ионов. Обычно используют производные рентгена – дробные доли: миллирентген – мР (тысячные доли рентгена), микрорентген – мкР (миллионные доли рентгена (мкР = 10-6 Р, мР = 10-3 Р).
При определении действия радиации на какую-либо среду (особенно при облучении живого организма) необходимо учитывать не только общую дозу, но и время, за которое она получена. Поэтому вводится понятие мощность дозы.
Мощность экспозиционной дозы (уровень радиации)
Это доза, отнесенная к единице времени: Р/ч, мР/ч, мкР/ч.
В Международной системе единиц мощность экспозиционной дозы выражается в Кл/кг х с или А/кг (ампер на кг).
Взаимосвязь между единицами экспозиционной дозы следующая:
Эквивалентная доза
Поглощенная доза облучения, которая учитывает особенности действия любого вида ионизирующего излучения на биологическую ткань (или орган) человека.
Использовать само понятие эквивалентной дозы можно только для целей радиационной безопасности человека и в отношении низких доз облучения.
При более высоких дозах следует применять понятие поглощенной дозы.
Эффективная доза
Величина ионизирующего излучения, используемая, как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом возникновения в них отдаленных неблагоприятных эффектов излучения.
Единицы измерения эквивалентной и эффективной дозы:
Взаимосвязь между единицами эквивалентной и эффективной дозы следующая:
При радиационном контроле (оценке радиационной опасности обстановки), как правило используются понятия эффективной и эквивалентной дозы.
В оценке воздействия радиации на биологические объекты, как правило используется понятие поглощенной дозы.
Порядок выполнения работ по МЭД
Радиационный контроль земельного участка осуществляется с целью: – фиксации факта обнаружения радиационной аномалии и определения её границ в соответствии с установленным контрольным уровнем МЭД на поверхности аномального участка в мкЗв/ч. Контрольный уровень определяют на основании результатов измерений МЭД естественного радиационного фона поисковым средством измерения непосредственно на месте выполнения работ. Данная работа оформляется протоколом испытаний и при подготовке к проведению радиационного обследования выполняют следующие операции:
Выводы по выполненным измерениям
Результаты радиоэкологических исследований используют для решения вопросов безопасного использования территорий под застройку. Измерение МЭД входит в обязательный перечень исследований в связи с принятием Федерального закона № 135-ФЗ о приаэродромных территориях (ПАТ), на участках в зависимости от близости к взлетно-посадочной полосе, если планируется расположить жилые и общественные здания, требуется проведение санитарно-эпидемиологической экспертизы размещения объектов в границах приаэродромной территории (7 зоне), в том числе необходимо проведение контроля мощности экспозиционной дозы (МЭД). Составление графического материала по выполненным измерениям. Уралгеоэкология за период свой многолетней деятельности выполнено множество измерений на объектах промышленного и гражданского назначения на территории РФ. На территории Екатеринбурга, например имеется выявленная радиационная аномалия в самом центре города – памятник Татищеву и де Геннину, рядом с которым радиационный фон повышен – до 1 мкЗв/ч.
Цены на радиационное обследование земельных участков
Расчет стоимости работ в рамках инженерно-экологических изысканий, выполняется по СБЦ 1999г. (Сборник базовых цен на инженерно-геологические и инженерно-экологические изыскания) с учетом индекса изменения сметной стоимости, расчет скидки (понижающего коэффициента к сметной стоимости) производится индивидуально. Для ориентира стоимости работ по измерению МЭД в таблице представлены единичные расценки на выполнение работ в Екатеринбурге. Для оперативного расчета измерений по России, просим обратиться в компанию и оставить заявку. Для вас будет подготовлено коммерческое предложение.
Аттестат аккредитации
Аккредитованна с 2014г. в установленном порядке в Росаккредитации. Уникальный номер записи об аккредитации в реестре аккредитованных лиц РОСС RU.0001.21КК21. По результатам работы выдается официальный протокол измерений.
Посмотреть аттестат крупнее
Будем рады сотрудничеству!
Специалисты компании подготовят вам предложение, а при необходимости оперативно сделают сметный расчет.
Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД)
Радиационное обследование территорий проводят с целью получения данных о радиационной обстановке. Результаты обследования используются для оценки степени соблюдения радиационно-гигиенических нормативов, установленных для участков городских территорий. Именно поэтому нормативными документами по радиационному контролю населения (НРБ-99/2009, ОСПОРБ-99/2010) определены единые требования к организации и проведению радиоэкологической и гигиенической оценки по показателям радиационной безопасности земельных участков, отведенных под строительство жилых, общественных и производственных зданий, и сооружений.
РЕКОМЕНДУЕМАЯ ФОРМА ВЕДОМОСТИ ПО ПЕРЕДАЧЕ ДОЗИМЕТРОВ В ЛАБОРАТОРИЮ, ОСУЩЕСТВЛЯЮЩУЮ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ
Лицо, ответственное за радиационный контроль: ____________________
Приложение 2 к МУ 2.6.1.3015-12
Измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД)
Радиационные свойства грунтов необходимо учитывать при проектировании территорий строительства. Специфика радиационной обстановки, сложившейся в городах Свердловской области, Екатеринбурга к настоящему времени, обусловлена тем, что в течение длительного времени во времена СССР происходило неконтролируемое обращение с радиоактивными отходами, образовавшимися в процессе научной, оборонной, медицинской и производственно-хозяйственной деятельности. В итоге это привело к значительным объемам радиоактивного загрязнения городских территорий. Опыт работ ЛРК Уралгеоэкология по радиационному обследованию в Екатеринбурге показывает, что на территории могут быть зафиксированы аномальные участки, природа возникновения которых связана со следующими факторами:
Обычно данные исследования выполняются в составе инженерно-экологических изысканий в целях оценки радиационной опасности грунтов территории строительства. При строительстве без проведения радиационного контроля, возникает опасность несвоевременного обнаружения радиационных аномалий и последующие проблемы с контролирующими органами.
Опыт работ работ Уралгеоэкология показывает, что данный вид работ в обязательном порядке следует доверять только аккредитованным лабораториям, имеющим в своем распоряжении поверенное оборудование и требующееся соблюдения методики проведения работ. Именно такой организацией является лаборатория радиационного контроля «Уралгеоэкология»
“На балансе имеется необходимая аппаратура, а также аттестованные кадры инженеров-радиометристов для проведения радиационных исследований. Данный вид испытаний аккредитован в нашей испытательной лаборатории (Росаакредитация). По результатам работ выдается официальный протокол испытаний, оформленный в соответствии с ГОСТ Р 58973-2020. В лаборатории используются современные дозиметры-радиометры “МКС/СРП-08А”, “МКС-03СА”, измерители-сигнализаторы поисковые Polimaster.
ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ
Величина нормируемая – величина, являющаяся мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков.
Величина операционная – величина, однозначно определяемая через физические характеристики поля излучения 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.
Геометрия облучения – виды наиболее вероятных полей излучения, падающих на тело человека: изотропное ( 2
) поле излучения и параллельный пучок излучения, падающий на тело спереди (передне-задняя (ПЗ) геометрия).
Детектор – чувствительный элемент, предназначенный для преобразования энергии ионизирующего излучения в другой вид энергии, удобный для индикации, последующей регистрации и/или измерения.
Дозиметр (краткая форма термина дозиметрический прибор) – прибор или установка для измерения дозы ионизирующего излучения или мощности дозы излучения, и/или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им объекту, находящемуся в поле действия излучения.
Дозиметр индивидуальный – прибор для измерения дозы и/или мощности дозы ионизирующего излучения и/или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им всему телу человека, определенному органу или ткани человеческого тела, находящимся в поле его действия. Габаритные размеры и масса индивидуального дозиметра позволяют, не затрудняя выполнения производственных операций, применять его для ношения человеком с целью получения дозиметрической информации.
Контроль дозиметрический (ДК) – контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников и/или мощности дозы на рабочих местах, обусловленных обращением с техногенными источниками ионизирующего излучения. Включает групповой и/или индивидуальный дозиметрический контроль.
Контроль дозиметрический групповой (ГДК) – контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки (мощности дозы) в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.
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.
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.
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,
– характеристики физиологических показателей,
– параметры биокинетики химических элементов в органах и тканях человека, рекомендованные МКРЗ и использованные при определении значений допустимых уровней облучения, установленных Нормами.
Условия облучения стандартные – в данных МУ характеризуются временем облучения в течение календарного года, равным 1700 ч для персонала группы А и 2000 ч – для персонала группы Б;
Амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза) (H*(d)) – эквивалент дозы, который был бы создан в шаровом фантоме МКРЕ на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленному и однородному. Амбиентный эквивалент дозы используется для характеристики поля излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома.
Индивидуальный эквивалент дозы – эквивалент дозы в мягкой биологической ткани, определяемый на глубине d (мм) под рассматриваемой точкой на теле.
Нормативная база по радиационному контролю
Согласно требованиями СП 47.13330.2016 (актуализированной редакции СНиП 11-02-96) гамма-съемку территории выполняют с целью поиска и выделения участков радиоактивного загрязнения с помощью поисковых гамма-радиометров, а также определения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в контрольных точках с применением дозиметров гамма-излучения. При этом территория исследований должна быть подвергнута, по возможности, сплошному радиометрическому прослушиванию. Главными особенностями участков с техногенным радиоактивным загрязнением являются: приуроченность к местам свалок (отвалов), территориальной близости к предприятиям, проводящим работы с радиоактивными веществами, кромкам дорог и т.п. Предельные нормативы по МЭД гамма-излучения (требующие взаимодействия с территориальным органом федерального органа исполнительной власти, осуществляющим государственный санитарно-эпидемиологический надзор на исследуемой территории) указаны в НРБ-99/2009, ОСПОРБ-99/2010:
Непосредственно сами измерения МЭД проводятся по МУ 2.6.1.2398-08. Радиационное обследование проводят на территории, состояние которой позволяет обеспечить свободное перемещение персонала ЛРК по всей площади обследуемого участка. Предлагаем ознакомиться с видеороликом работы по проведению определения МЭД земельных участков специалистами ЛРК “Уралгеоэкология”.
ПРОТОКОЛ
Доза, зарегистрированная “фоновым” дозиметром Н_ф, мЗв
Подпись ответственного лица, проводящего измерения.
Пояснения по заполнению протокола
Фамилия, имя и отчество работника, получившего дозиметр.
Характер выполняемой работы с точки зрения необходимого количества выдаваемых дозиметров и мест их размещения на теле (см. раздел VI МУ).
Номера выданных дозиметров.
Положение дозиметров на теле работника.
Оцененное по показаниям дозиметра за период контроля значение индивидуального эквивалента дозы. Здесь нужно указать процедуру оценки на основе показаний дозиметра, если он был откалиброван не в терминах индивидуального эквивалента дозы.
Оцененное по показаниям дозиметра за период контроля с помощью соотношений (6.3 – 6.6) МУ значение эффективной дозы, исходя из схемы размещения дозиметров на поверхности тела.
В графе “Примечание” делаются отметки о замеченных фактах нарушения правил ношения дозиметра, а также о механических или иных повреждениях дозиметра (детекторов) после окончания срока контроля.
Далее данные из графы (6) протокола вносятся в карточку учета индивидуальной дозы работника, рекомендуемая форма которой приведена в Приложении 3 МУ.
Приложение 3 к МУ 2.6.1.3015-12
________________________________ ______________________
(наименование организации, (дата заполнения)
подразделения, адрес, телефон)
Карточка учета индивидуальных доз персонала N ____
1. ________________________________ 2. _______________
фамилия, имя, отчество год рождения
3. _________
пол
4. ____________________________________
должность, домашний адрес, телефон
Стаж работы с ионизирующим излучением ________________________
Суммарная доза облучения на момент заполнения карты __________
Приложение 4 к МУ 2.6.1.3015-12
НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ
Федеральный закон от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ “О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения”.
Федеральный закон от 09.01.96 N 3-ФЗ “О радиационной безопасности населения”.
СанПиН 2.6.1.2523-09 “Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)”.
СП 2.6.1.2612-10 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010).
СанПиН 2.6.1.1192-03 “Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований”.
МУ 2.6.1.1892-04 “Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при проведении радионуклидной диагностики с помощью радиофармпрепаратов”.
МУ 2.6.1.1798-03 “Оценка, учет и контроль эффективных доз облучения пациентов при проведении радионуклидных диагностических исследований”.
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 2.6.1.25-2000 “Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования”.
МУ 2.6.1.1182-05 “Проведение радиационного контроля в рентгеновских кабинетах”.
МУ 2.6.1.2500-09 “Организация надзора за обеспечением радиационной безопасности и проведение радиационного контроля в подразделении радионуклидной диагностики”.
Приложение 5 к МУ 2.6.1.3015-12
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ МУ 2. 3015-12
Разработаны Федеральным бюджетным учреждением науки “Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева” (Барковский А.Н., Голиков В.Ю., Кайдановский Г.Н., Кальницкий С.А.).
Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 19 апреля 2012 г.
Введены в действие с момента утверждения.
Вводятся взамен МУ 2.6.1.2118-06 “Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских учреждений”.
В электронном документе нумерация пунктов соответствует официальному источнику.
Область применения
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.
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.
МУ распространяются на методы определения индивидуальных эффективных и эквивалентных доз внешнего облучения медицинского персонала и организацию соответствующего контроля в медицинских организациях Российской Федерации.
В целях обеспечения единства методических подходов к дозиметрическому контролю внешнего облучения и реализации Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан (далее – ЕСКИД) настоящие МУ устанавливают:
– номенклатуру дозиметрических величин для контроля внешнего облучения медицинского персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения;
– 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.
Цели контроля профессионального облучения
Контроль профессионального облучения является одной из основных частей системы обеспечения радиационной безопасности персонала. Целью контроля является достоверное определение доз облучения персонала для установления соответствия условий труда требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 и подтверждения того, что радиационная безопасность персонала обеспечена должным образом, а техногенный источник излучения находится под контролем.
Контроль профессионального облучения заключается в определении индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала и/или индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей. Под индивидуальной дозой здесь понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе или ткани в зависимости от контекста), 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.
III. Нормируемые величины профессионального облучения
Для обеспечения радиационной безопасности в организации, производственная деятельность которой включает работу с техногенными источниками ионизирующего излучения (далее – ИИИ), персонал организации делится на две группы. Согласно НРБ-99/2010, к персоналу группы А относятся лица, работающие с техногенными ИИИ. Лица, не работающие с техногенными ИИИ, но находящиеся по условиям работы в сфере воздействия этих источников, относятся к персоналу группы Б.
Для обеспечения защиты детей, которые могут родиться у работницы, в НРБ-99/2010 из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, в отношении профессионального облучения которых установлены дополнительные ограничения (п. 3.1.8 НРБ-99/2010).
Согласно п. п. 3.1.2, 3.1.4, 3.1.6 и 3.1.8 НРБ-99/2010, в случае облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения нормируются дозиметрические величины, представленные в Таблице 3.1. Значения пределов доз, как и значения допустимых уровней воздействия для персонала группы Б, равны 1/4 соответствующих значений для персонала группы А.
Таблица 3.1. Нормируемые величины облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения
Согласно п. п. 3.1.2 и 3.1.3 НРБ-99/2010 указанные в Таблице 3.1 нормируемые величины характеризуют воздействие техногенных источников на работника вследствие его производственной деятельности в контролируемых условиях обращения с источниками излучения и не включают в себя:
– дозы медицинского облучения;
– дозы аварийного облучения.
Контроль индивидуальных доз профессионального облучения проводится на соответствие их нормируемым величинам, указанным в Таблице 3.1.
Для контроля профессионального облучения применяют:
– для персонала группы А – индивидуальный дозиметрический контроль (далее – ИДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов измерений облучения тела или отдельных органов каждого работника с помощью индивидуальных дозиметров, носимых на поверхности тела в течение периода контроля;
– для персонала группы Б – как правило, групповой дозиметрический контроль (далее – ГДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников расчетным путем на основании результатов измерений мощностей доз излучения в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в рабочем помещении (на рабочем месте).
Для участников специальных рентгенологических исследований (хирург, анестезиолог и другие), которые не относятся к персоналу группы А и по условиям работы находятся в резко неоднородном поле излучения, в качестве метода определения индивидуальных доз необходимо применять ИДК.
Операционные величины дозиметрического контроля
НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 предписывают выражать дозы облучения персонала в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека (эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани). Эти величины не являются непосредственно измеримыми. В настоящих МУ для соблюдения указанных требований НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 используются операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения. Результаты измерений операционных величин принимаются в качестве разумно консервативной оценки соответствующих нормируемых величин.
Операционной величиной для контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях и на рабочих местах в целях ГДК является мощность амбиентного эквивалента дозы, H*(d). Рекомендуемая единица мощности амбиентного эквивалента дозы – мкЗв/ч. Значение параметра d (мм), определяющего требования к приборам дозиметрического контроля, зависит от того, какую нормируемую величину определяют при проведении дозиметрического контроля. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми при проведении ГДК, представлено в Таблице 5.1.
Таблица 5.1. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при проведении ГДК
Операционной величиной для ИДК внешнего излучения является индивидуальный эквивалент дозы, H_p(d). Рекомендуемая единица индивидуального эквивалента дозы – мЗв. Значение параметра d, мм, определяющего требования к индивидуальному дозиметру внешнего излучения, а также положение дозиметра на теле работника, определяются тем, для определения какой нормируемой величины используется ее эквивалент. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в ИДК, представлено в Таблице 5.2.
Таблица 5.2. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при индивидуальном дозиметрическом контроле
Измерение (определение) операционных величин регламентируется в отдельных методиках выполнения измерений (далее – МВИ).
Определение индивидуальных доз внешнего профессионального облучения медицинского персонала
Определение индивидуальных годовых эффективных доз является задачей интерпретации результатов измерений, выполняемых при проведении ГДК или ИДК в течение периода контроля.
Для целей контроля профессионального облучения период контроля определяется как промежуток времени:
– между последовательными измерениями характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) при проведении ГДК; либо
– между последовательными измерениями индивидуальных доз облучения работника при проведении ИДК.
Рекомендуется следующая периодичность контроля:
– измерение мощностей доз на рабочих местах проводить 1 раз в год;
– индивидуальный дозиметрический контроль персонала – ежеквартально;
– индивидуальный дозиметрический контроль женщин в возрасте до 45 лет – ежеквартально, а в случае выявления беременности и принятия женщиной решения о сохранении беременности, женщина переводится на работу, не связанную с ИИИ, контроль прерывается, а дозиметры направляются на измерение.
Индивидуальная годовая эффективная доза Е облучения работника, а также индивидуальная годовая эквивалентная доза облучения органа или ткани работника Н_т равны суммам соответствующих индивидуальных доз, приписанных работнику по результатам дозиметрического контроля за периоды контроля, проводившегося в течение календарного года.
ГДК внешнего облучения заключается в определении значений годовой эффективной дозы внешнего облучения путем измерений операционных величин с помощью дозиметров внешнего излучения. В заранее установленном перечне рабочих мест персонала (Приложение 11 СанПиН 2.6.1.1192-03) контролируется такая операционная величина, как мощность амбиентного эквивалента дозы Н*.
Измерения мощности амбиентного эквивалента дозы Н*(10) (далее Н*) на рабочих местах персонала группы Б должны проводиться при стандартных значениях анодного напряжения (см. таблицу 6.1 СанПиН 2.6.1.1192-03), значении силы анодного тока не менее 2 мА и наличии дополнительных фильтров – 2 мм Al и 2 мм Cu для рентгенодиагностических и рентгенотерапевтических аппаратов, соответственно. Эти измерения проводятся на уровне 1 м от пола (Приложение 11 СанПиН 2.6.1. 1192-03).
По результатам измерений стандартизованное значение мощности эффективной дозы Е(ст) оценивают согласно выражению:
где: Н* – результат измерения мощности амбиентного эквивалента дозы при включенном рентгеновском аппарате на высоте 1 м,
; Н_ф – результат измерения мощности амбиентного эквивалента дозы при выключенном рентгеновском аппарате на высоте 1 м,
Для оценки значения эффективной дозы при выполнении реального рентгенологического исследования Е(РЛИ) необходимо перейти от стандартного режима с параметрами U(СТ) и I(СТ) к режиму проведения реального рентгенологического исследования с параметрами U(РЛИ) и
Параметры реальных режимов рентгенологических исследований (значение напряжения на трубке, значение произведения анодного тока и времени проведения рентгенологического исследования, мА·с) определяют независимым путем (автоматический контроль параметров работы рентгеновского аппарата, фиксирование и запись параметров работы рентгеновского аппарата). С учетом этого, конечный результат расчета эффективной дозы внешнего облучения персонала группы Б за период контроля по данным радиационного контроля на рабочих местах определяется путем умножения значения эффективной дозы при выполнении реального рентгенологического исследования данного типа Е(РЛИ) на количество рентгенологических исследований этого типа и суммированием полученных значений по всем типам рентгенологических исследований за период контроля.
Если определение реальных параметров рентгенологических исследований за период контроля невозможно, то для оценки значения годовой эффективной дозы облучения персонала группы Б допускается использование значений стандартизированной рабочей нагрузки W рентгеновской аппаратуры (см. табл. 6.1 СанПиН 2.6.1.1192-03). В этом случае для расчета значения годовой эффективной дозы Е(ГОД) используется соотношение:
(фоновое значение); W – значение стандартизированной рабочей нагрузки рентгеновского аппарата
; I(СТ) – значение анодного тока, мА, при котором проводились измерения Н*; 0,83 – нормировочный коэффициент, численно равный отношению времени работы персонала группы Б в течение года (2000 ч/год) ко времени работы персонала группы Б в течение недели (2400 мин./неделю).
ИДК внешнего облучения заключается в определении значений эффективной и/или эквивалентной дозы путем измерений операционных величин с помощью индивидуальных дозиметров. За значения эквивалентных доз внешнего облучения органов и тканей (Н_т) следует принимать значения операционных величин индивидуального дозиметрического контроля, соответствующих требованиям, указанным в Таблице 5.2. При проведении ИДК внешнего облучения лиц, работающих в полях, создаваемых импульсными ИИИ, предпочтение следует отдавать методу термолюминесцентной дозиметрии.
В организациях, где проводится ИДК персонала, необходимо также проводить измерения доз, создаваемых природным фоном. Фоновые дозиметры во время экспонирования рабочих дозиметров необходимо хранить на территории учреждения в помещении, удаленном от любых источников излучения. Результаты измерений доз от природного фона должны быть записаны в Протокол измерений индивидуальных доз (Приложение 2 МУ). Вычитание значений доз от природного фона из показаний экспонированных индивидуальных дозиметров не производится. При малых значениях индивидуальных доз вычитание природного фона приводит к ошибкам в сотни процентов, а при дозах свыше 1 мЗв фоновые дозы оказываются меньше, чем погрешность измерений индивидуальной дозы и не оказывают влияния на конечный результат.
Для медицинского персонала, не находящегося в непосредственной близости к источнику излучения или пучку рентгеновского излучения (комната управления, фотолаборатория, смежные помещения), облучение тела достаточно равномерно и одного индивидуального дозиметра, расположенного на поверхности тела (например, в нагрудном кармане халата), достаточно, чтобы по его показаниям с помощью соответствующего коэффициента перехода оценить значение эффективной дозы. Медицинский персонал, работающий в процедурном помещении, а также медперсонал, проводящий специальные рентгенологические исследования под контролем рентгеновского излучения, по роду своей деятельности должен находиться рядом с пациентом, то есть в непосредственной близости к источнику излучения или пучку рентгеновского излучения. Облучение этой категории персонала резко неравномерно. Согласно данным фантомных и натурных измерений на передней поверхности тела у этих работников имеет место более чем 10-кратный перепад дозы, а градиент дозы в теле значительно больше. Характер распределения поверхностной и глубинной дозы также зависит от дополнительного экранирования тела защитным фартуком. В этом случае для корректной оценки нормируемых величин необходимо использовать два индивидуальных дозиметра на поверхности тела работника.
Для медицинского персонала рентгеновских кабинетов можно выделить следующие варианты условий труда, характеризующиеся значением высокого напряжения на рентгеновской трубке, геометрией облучения, наличием средств защиты от излучения и положением на теле индивидуального дозиметра(ов), для которых ниже даны соотношения, необходимые для оценки соответствующих нормируемых величин.
Персонал рентгеновских кабинетов, который по условиям труда находится вне процедурного помещения; работает с напряжением на рентгеновской трубке от 40 до 120 кВ без защитного фартука. При этих условиях облучения и расположении одного дозиметра на груди для оценки эффективной дозы рекомендуется использовать соотношение:
Эквивалентные дозы облучения хрусталиков глаз и кожи не контролируются. В качестве значения эквивалентной дозы на поверхности нижней части области живота женщины в возрасте до 45 лет принимается значение, соответствующее значению эффективной дозы. При этом дозиметр должен располагаться на талии.
Персонал рентгеновских кабинетов, который по условиям труда находится в процедурном помещении; работает с напряжением на рентгеновской трубке от 40 до 120 кВ в защитном фартуке. При этих условиях облучения и использовании двух индивидуальных дозиметров, расположенных над защитным фартуком на воротнике халата или на шапочке, и на груди под защитным фартуком, рекомендуется использовать следующую формулу для оценки эффективной дозы:
где: Н_рг(10) – доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на груди под защитным фартуком, а Н_рш(10) – доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным над фартуком на воротнике халата или на шапочке.
Показания дополнительного дозиметра, расположенного над фартуком на воротнике халата или на шапочке, и отвечающего требованиям определения Н_р(3), приведенным в Таблице 5.2, можно использовать в качестве оценки эквивалентной дозы облучения хрусталиков глаз. В качестве значения эквивалентной дозы на поверхности нижней части области живота женщины в возрасте до 45 лет необходимо принимать значение, соответствующее показанию дозиметра, расположенного под фартуком на уровне талии.
Медицинский персонал, проводящий исследования молочной железы (маммография), работает на рентгеновских аппаратах с напряжением на трубке 21 – 35 кВ. В этом случае большая часть спектра рассеянного рентгеновского излучения находится в области энергии 10 – 20 кэВ, где лимитирующим с точки зрения обеспечения радиационной безопасности является облучение хрусталика глаза. В этом случае индивидуальный дозиметр, отвечающий требованиям определения Н_р(3), должен располагаться над фартуком на воротнике халата или на шапочке. В качестве оценки эквивалентной дозы на хрусталик глаза необходимо принимать значение, соответствующее показанию дозиметра.
Медицинский персонал, занятый проведением терапевтических процедур с использованием рентгеновских и гамма-аппаратов, а также ускорителей заряженных частиц, находится за пределами биологической защиты источника. При этом облучение тела равномерно и для этой категории персонала достаточно одного индивидуального дозиметра, расположенного на поверхности тела. В качестве значения эффективной дозы необходимо принимать значение, соответствующее показанию дозиметра.
Медицинский персонал при проведении диагностического исследования или терапевтической процедуры с использованием радиофармпрепаратов или закрытых радионуклидных источников выполняет целый ряд последовательных операций, характеризующихся, во-первых, неоднородным облучением тела гамма-излучением в широком спектре энергий, и, во-вторых, большой вариабельностью мощностей доз на рабочих местах и продолжительностью исследований. Все это затрудняет проведение ГДК персонала и оценку индивидуальных доз на основе измерения мощностей доз на рабочих местах. Поэтому для этой категории медицинского персонала необходимо проведение ИДК. Для медицинского персонала с такими условиями облучения необходимо ношение двух индивидуальных дозиметров. Дозиметры располагаются на груди и на спине. Эффективная доза оценивается с помощью выражения:
где: Н_рг(10) – доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на груди, а Н_рз(10) – доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на спине.
Эквивалентные дозы облучения хрусталиков глаз и кожи не контролируются. В качестве значения эквивалентной дозы на поверхности нижней части области живота женщины в возрасте до 45 лет принимается значение, соответствующее значению эффективной дозы. При этом дозиметры спереди и сзади должны располагаться на уровне талии.
В тех случаях, когда ожидается, что максимальная доза на кожу рук может, по крайней мере, в десять раз превышать дозу на поверхность тела, следует носить один или несколько дозиметров, расположенных на пальцах рук. Контроль производится дозиметрами, отвечающими требованиям определения Н_р(0,07) (см. Таблицу 5.2). Показания дозиметра используются в качестве оценки эквивалентной дозы в коже.
VII. Организация контроля облучения медицинского персонала
Ответственным за радиационный контроль в медицинской организации является лицо, назначаемое приказом по организации. Радиационный контроль осуществляется в соответствии с утвержденной руководителем организации программой, устанавливающей правила проведения дозиметрического контроля персонала.
В программе должны быть отражены вопросы, важные с точки зрения обеспечения качества дозиметрического контроля, в том числе:
– определение контролируемых групп персонала, для членов которых необходимо проведение ГДК или ИДК;
– порядок проведения ГДК с указанием рабочих мест, где необходимо проводить измерения мощностей доз;
– порядок проведения ИДК с указанием количества и мест ношения на теле работника индивидуальных дозиметров;
– вопросы контроля правильности ношения индивидуальных дозиметров и применения средств индивидуальной защиты;
– перечень действий при превышении контрольных уровней.
По сложившейся практике дозиметрического контроля в медицинских организациях измерения с оформлением результатов обычно осуществляются сторонними организациями (испытательными лабораторными центрами, лабораториями радиационного контроля и др.), аккредитованными в установленном порядке.
Лицо, ответственное за радиационный контроль в медицинской организации, по окончании периода контроля передает в организацию, осуществляющую радиационный контроль, дозиметры и ведомость, содержащую сведения о ФИО сотрудников, характере работы, периоде контроля, номерах и местах ношения дозиметров. Рекомендуемая форма ведомости приведена в Приложении 1.
Организация, проводившая радиационный контроль, оформляет результаты измерений (определения) доз за контролируемый период в виде протокола, утвержденного руководителем организации. Протокол составляется в двух экземплярах, один из которых передается в медицинскую организацию, где работал персонал, а второй остается в архиве организации, проводившей контроль. Рекомендуемая форма протокола приведена в Приложении 2 МУ.
Администрация организации устанавливает контрольные уровни (далее – КУ). КУ не является допустимым значением контролируемой величины. Он используется для определения необходимых действий, когда значение контролируемой величины превышает или по прогнозу может превысить КУ. Действия, которые предпринимаются в этом случае, могут состоять в простой регистрации информации, проведении исследований в целях выяснения причины наблюдаемых изменений в радиационной обстановке или вмешательстве в процесс эксплуатации источника, с целью уменьшения индивидуальной эффективной дозы облучения персонала.
VIII. Сохранение информации об облучении персонала
В соответствии с п. 3.13.7 ОСПОРБ-99/2010 в медицинской организации, использующей ИИИ, на каждого сотрудника, отнесенного к персоналу группы А, оформляется индивидуальная карточка учета доз (приведена в Приложении 3).
В индивидуальной карточке учета доз в установленном порядке должны быть отражены индивидуальные данные об облучении, в том числе:
– идентификационная информация об индивидууме и его профессиональной деятельности;
– индивидуальные дозы облучения, полученные в течение периода контроля и календарного года;
– информация относительно облучения работника:
– за период трудовой деятельности и за все предшествующие годы трудовой деятельности;
– за период прикомандирования к другим организациям;
– в результате радиационных аварий и планированного повышенного облучения.
Индивидуальные записи об облучении работника периодически обновляются в соответствии с длительностью контролируемого периода и хранятся в виде твердой копии в архиве, а также в электронной форме – в электронной базе данных ИДК организации. Срок хранения индивидуальных карточек учета доз в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99/2010 устанавливается равным 50 годам.
Каждая медицинская организация по завершении отчетного года составляет статистический отчет по форме N 1-ДОЗ с использованием информации, содержащейся в индивидуальных карточках учета доз, заполненных в течение года.
В соответствии со статьей 11 Федерального закона от 20.02.1995 N 24-ФЗ “Об информации, информатизации и защите информации” индивидуальные записи об облучении работника относятся к категории конфиденциальной информации.
Технические требования к средствам измерения для дозиметрического контроля
Инструментально определяемыми величинами при дозиметрическом контроле являются операционные величины, приведенные в Таблице 5.1 и Таблице 5.2.
Для контроля доз облучения персонала должны применяться предназначенные для этих целей средства измерений, имеющие действующие свидетельства о поверке.
Нижняя граница энергетического диапазона регистрации фотонного излучения должна быть не более 15 кэВ.
Верхняя граница энергетического диапазона регистрации фотонного излучения при измерениях доз должна соответствовать максимальной энергии фотонного излучения, генерируемого источником.
Минимальные диапазоны измерений (определения) доз при дозиметрическом контроле приведены в Таблице 9.1.
При выборе типа дозиметра и методики выполнения измерений следует руководствоваться требованиями к допустимым относительным неопределенностям определения величин, приведенным в Таблице 9.2.
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.
Минимально необходимый диапазон измерения величин за период контроля при текущем ИДК внешнего облучения
Таблица 9.2. Допустимые относительные неопределенности определения индивидуального эквивалента дозы при ИДК внешнего облучения фотонами
Приложение 1 к МУ 2.6.1.3015-12