МИНИСТЕРСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
КОНЦЕРН «РОСЭНЕРГОАТОМ»
МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ФЕДЕРАЛЬНОЕ УПРАВЛЕНИЕ МЕДИКО-БИОЛОГИЧЕСКИХ
И ЭКСТРЕМАЛЬНЫХ ПРОБЛЕМ

2.6.1. Ионизирующее излучение,
радиационная безопасность

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ И
ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ
ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИЗМЕРЕНИЙ НА СИЧ СОДЕРЖАНИЯ
РАДИОНУКЛИДОВ В ТЕЛЕ ЧЕЛОВЕКА ДЛЯ ПЕРСОНАЛА
АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Методика выполнения расчетов

МВР 2.6.1.50-01

Москва 2005

СОДЕРЖАНИЕ

Предисловие

1. Методика выполнения расчетов МВР 2.6.1.50-01 «Определение поступления радионуклидов и индивидуальной эффективной дозы облучения по результатам измерений на СИЧ содержания радионуклидов в теле человека для персонала атомных станций» разработана авторским коллективом специалистов.

Руководители работы:

к.ф.-м.н. В.А. Кутьков (РНЦ «Курчатовский институт»),

к.т.н., доцент В.В. Ткаченко (ИАТЭ).

Исполнители:

к.ф.-м.н. В.А. Кутьков (РНЦ «Курчатовский институт»),

к.т.н., доцент В.В. Ткаченко (ИАТЭ), к.ф.-м.н., доцент В.П. Романцов (ИАТЭ),

Д.А. Бубало (ИАТЭ), Е.Ф. Фещенко (ИАТЭ).

2. Утверждена и введена в действие Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем (Федеральное управление «Медбиоэкстрем») при Минздраве России 27 декабря 2001 г.

5. В настоящей Методике выполнения расчетов реализованы нормы законов РФ:

«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.;

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

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

6. Введены впервые.

Введение

В Нормах (НРБ-99) и Правилах (ОСПОРБ-99) четко разграничены требования к обеспечению радиационной безопасности персонала в контролируемых условиях обращения с источниками излучения, в том числе и в случае радиационной аварии, когда контроль над источником временно утерян. Принципы обеспечения радиационной безопасности, декларированные в Нормах и Правилах, требуют, чтобы техногенный источник ионизирующего излучения был создан и использовался таким образом, чтобы были установлены и в контролируемых условиях обращения с источниками соблюдались:

- пределы безопасной эксплуатации (т.е. установленные в проекте значения параметров технологического процесса и характеристик состояния систем и оборудования, отклонение от которых может привести к аварии);

- условия безопасной эксплуатации источника (т.е. установленные в проекте минимальные требования к количеству, состоянию работоспособности, характеристикам и техническому обслуживанию систем и оборудования, важных для безопасности, и при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации).

Контроль доз облучения персонала, являясь важной частью общего контроля за соблюдением Норм и Правил, служит общей цели обеспечения радиационной безопасности - защиты настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. При достижении общих целей радиационной безопасности возникают две важные задачи, решение которых невозможно без достоверных данных о дозах облучения персонала, т.е. без организации и проведения контроля доз облучения. Первая задача - разумное ограничение доз текущего облучения в условиях нормальной эксплуатации источника излучения (цель - профилактика профессиональных заболеваний путем обеспечения контролируемых условий эксплуатации источника излучения), а также жесткое ограничение доз при планируемом повышенном облучении. Вторая - сведение к минимуму вероятности выхода источника излучения из-под контроля (цель - профилактика профессиональных заболеваний путем предотвращения опасных для здоровья и жизни человека доз потенциального облучения, которое может возникнуть в результате выхода источника из-под контроля).

В контролируемых условиях обращения с источником излучения результатом контроля профессионального облучения является консервативная оценка в терминах индивидуальной дозы нормируемых величин облучения персонала, регламентированных в Нормах и Правилах. Индивидуальная доза облучения принимается равной дозе облучения «стандартного работника», который находился бы в тех же производственных условиях и выполнял бы те же работы с источником, что и данный индивид. Значение индивидуальной дозы приписывается данному индивиду по результатам контроля операционных величин внешнего и внутреннего облучения.

При определении индивидуальной дозы работника, как и в целом в Нормах, игнорируется ее возможное отличие от истинной дозы облучения индивида (эту истинную дозу можно было бы назвать персональной дозой), обусловленное различием между свойствами «стандартного работника» и соответствующими персональными свойствами индивида.

Непосредственно измеряемой величиной, которая характеризует вклад в эффективную дозу внутреннего облучения конкретного работника от данного радионуклида, является содержание радионуклида в организме человека - как во всем теле, так и в отдельном органе. Исходя из представительности измерений для радиоактивных веществ (соединений радионуклидов) типов М и П, удобно производить избирательные измерения содержания в легких для щелочных металлов (тип Б) - во всем теле, а для йодов (тип Б) - в щитовидной железе. В соответствии с принятой моделью биокинетики рассчитаны функции выведения φ_т(t) из легких, из всего тела и из щитовидной железы как функции времени после разового ингаляционного поступления.

Согласованы с Директором Центра метрологии ионизирующих излучений
ГП «ВНИИФТРИ» В.П. Ярыной 09 февраля 2001 г.

Утверждены Вице-президентом - Техническим директором
концерна «Росэнергоатом» Б.В. Антоновым 05 января 2002 г.

Заместителем Главного государственного санитарного врача по объектам
и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем»
О.И. Шамовым 27 декабря 2001 г.

2.1.6. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ И ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИЗМЕРЕНИЙ НА СИЧ СОДЕРЖАНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ТЕЛЕ ЧЕЛОВЕКА ДЛЯ ПЕРСОНАЛА АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Методика выполнения расчетов

МВР 2.6.1.50-01

Дата введения - с момента утверждения

1. Область применения

§ 1. Настоящая Методика выполнения расчетов (МВР) предназначена для определения годовой индивидуальной ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения по результатам систематических измерений содержания гамма-излучающих радионуклидов в отдельных органах тела человека для персонала атомных станций Министерства Российской Федерации по атомной энергии при условии равномерного поступления радионуклидов (нормальная эксплуатация).

§ 2. Настоящая Методика выполнения расчетов устанавливает правила интерпретации систематических измерений содержания γ-излучающих радионуклидов во всем теле или в отдельных органах тела человека в рамках стандартной модели определения индивидуальных доз с целью определения в контролируемых условиях эксплуатации источников излучения значения индивидуальной ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения персонала в соответствии с требованиями Норм, Правил и Методических указаний [1 - 4] к дозиметрическому контролю обеспечения радиационной безопасности на атомных станциях Министерства Российской Федерации по атомной энергии.

§ 3. Требования настоящей Методики выполнения расчетов распространяются на определение доз внутреннего облучения при ингаляционном поступлении аэрозолей, содержащих ⁵¹Cr, ⁵⁴Mn, ⁵⁹Fe, ⁵⁸Co,⁶⁰Co, ⁶⁵Zn, ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁰³Ru, ^110mAg, ¹²⁴Sb, ¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹⁴¹Ce, ¹⁴⁴Ce, в условиях профессионального облучения персонала атомных станций Министерства Российской Федерации по атомной энергии.

2. Нормативные ссылки

§ 4. В Методике выполнения расчетов учтены требования, указания и рекомендации, изложенные в следующих нормативных и методических документах:

- ГОСТ 8.207-76. ГСИ. Прямые измерения с многократными наблюдениями. Методы обработки результатов наблюдений. Основные положения.

- ГОСТ 8.417-81. ГСИ. Единицы физических величин.

- ГОСТ 15484-81. Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения.

- РД 50-454-84. Методические указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81 «ГСИ. Единицы измерения величин» в области ионизирующих излучений.

- 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.

- СП-2.6.1.799-2000. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). Санитарные правила. М.: Минздрав России, 2000.

- МИ 2174-91. Аттестация алгоритмов и программ обработки данных при измерениях. Основные положения.

- МИ 2453-2000 ГСИ. Методики радиационного контроля. Общие требования.

- Р 1.1.003-96. Общие требования к построению, изложению и оформлению нормативных и методических документов системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования. Руководство. Минздрав России, 1998.

- РД 50-449-84. Оценка достоверности данных о физических константах и свойствах веществ и материалов. Основные положения. Методические указания.

- 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. Методические указания. ДБЧС МАЭ РФ. Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава РФ. АНРИ № 3 (22) 2000, с. 43 - 75.

- МУ 2.6.1.26-2000. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания. ДБЧС МАЭ РФ, Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России, 2000.

3. Термины, определения и условные обозначения

§ 5. В настоящем Руководстве используются термины и определения, принятые в Нормах и Правилах, а также приведенные в МУ 2.6.1.16-2000 [3] и МУ 2.6.1.26-2000 [4] и ГОСТах. Термины, которые приведены в МУ 2.6.1.16-2000 отмечены (*), а термины, которые приведены впервые в МУ 2.6.1.26-2000 отмечены (**).

3.1. Термины и определения

§ 6. 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.*

§ 7. Доза эффективная ожидаемая при внутреннем облучении (ОЭД, Е(τ)) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий 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:

                                                      (1)

Единица ожидаемой эффективной дозы - зиверт (Зв).*

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

§ 9. 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.*

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

§ 11. 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.*

§ 12. 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.*

§ 13. Тип химического соединения при ингаляции - характеристика 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 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.*

3.2. Условные обозначения

§ 14. В настоящем Руководстве приняты следующие условные обозначения и сокращения:

C_i(t_j) - измеренное содержание i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j (в конце j-гo периода контроля);

∆C_T,i(t_j-1, t_j) - приращение содержания i-гo радионуклида в органе Т за j-й период контроля, Бк;

(t_j-1) - часть измеренного содержания i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j-1 (в конце j - 1)-го периода контроля), обусловленная поступлением этого радионуклида в организм в течение времени (0, t_i-1) и отнесенная по скорости выведения к n-ой фракции;

Е(τ) - ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения (ожидаемая эффективная доза), мЗв;

Е_j(т) - приращение эффективной дозы за j-й период контроля, мЗв;

(τ) - оценка верхней границы возможного приращения эффективной дозы за j-й период контроля, мЗв;

e_ig(τ) - ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения на единичное поступление соединения i-гo радионуклида, которое при ингаляции следует отнести к типу g (далее для краткости называется - дозовый коэффициент) при стандартных условиях внутреннего облучения, Зв/Бк;

g - индекс типа соединения радионуклида при ингаляционном поступлении;

i - индекс радионуклида;

j - индекс (номер) периода контроля;

t_j - дата измерения содержания радионуклидов в теле человека в конце j-гo периода контроля;

t_j-1 - дата измерения содержания радионуклидов в теле человека в конце (j - 1)-го периода контроля или, что то же самое, в начале j-гo периода контроля;

Т - индекс органа или ткани-мишени;

∆t_j - ∆t_j = (t_j - t_j-1) - длительность j-гo периода контроля, сут.;

λ - постоянная распада радионуклида, сут^-1;

ζ - дата предполагаемого поступления основной активности в организм работника с вдыхаемым воздухом (дата проведения радиационно-опасных работ);

φ_т,i(t) - функции выведения i-гo радионуклида из органа Т;

ψ - фактор неопределенности определения приращения ОЭД;

П_i,j - поступление i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк;

 - верхняя граница возможного поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк.

4. Общие положения

§ 15. В настоящей Методике выполнения расчетов интерпретация результатов измерений заключается в переходе от последовательности измерений содержания радионуклида в органе С_Т,i(t_j) к величине индивидуальной ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения (ОЭД). Переход осуществляется посредством восстановления значения величины поступлений радионуклидов через органы дыхания с использованием соответствующих моделей поведения радионуклидов в организме стандартного работника. В МБР использованы два алгоритма восстановления величины поступления.

Первый алгоритм предназначен для восстановления величины суммарного поступления радионуклида в течение периода контроля при неизвестных датах отдельных поступлений в условиях хронического поступления радионуклида в организм. Этот алгоритм следует использовать при текущем дозиметрическом контроле.

Второй алгоритм предназначен для восстановления величины поступления радионуклида в течение периода контроля при известной дате однократного поступления. Этот алгоритм следует использовать при оперативном или специальном дозиметрическом контроле.

§ 16. Исходными данными для расчета годовой индивидуальной ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения являются результаты систематических последовательных измерений содержания радионуклидов в органах тела человека:

- t_j-1, t_j - даты последовательных измерений содержания радионуклидов в теле человека, t_j-1 < t_j;

- С_Т,i(t_j) - измеренное с погрешностью не более 30 % (Р = 0,95) в конце j-гo периода контроля содержание i-гo радионуклида в органе Т, Бк;

- ∆t_j = t_j - t_j-1 - длительность периода контроля (t_j-1, t_j), сут;

- ζ - дата предполагаемого поступления основной активности в организм работника с вдыхаемым воздухом (дата проведения радиационно-опасных работ).

5. Порядок проведения расчетов для интерпретации данных текущего индивидуального контроля

§ 17. Текущий контроль внутреннего облучения заключается в проведении систематических инструментальных измерений содержания радионуклидов в теле или отдельных органах человека с целью определения ОЭД, обусловленных поступлением радионуклидов в организм в неизвестные моменты (промежутки) времени. Индивидуальные систематические измерения в рамках текущего контроля проводятся в течение года в моменты времени t_j с определенной периодичностью (например, через фиксированные интервалы времени) в зависимости от значения дозы и безусловно приемлемого уровня неопределенности ее значения, определенного по результатам текущего контроля. Значения безусловно приемлемого уровня неопределенности для различных значений доз внутреннего облучения установлены в [3, 4]. Обоснование алгоритма расчета приведено в [5] и в Приложениях 1 - 4. В Приложении 5 приведены результаты практического применения Алгоритма.

5.1. Расчет поступления радионуклида за период контроля

§ 18. Исходные данные для расчета поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля:

- С_Т,i(t_j) - значение содержания i-гo радионуклида в органе Т, измеренное в момент времени t_j, Бк;

- ∆t_j - длительность j-гo периода контроля (t_j-1, t_j), равная t_j - t_j-1, сут.;

-  - активность i-гo радионуклида находившаяся в органе Т в момент времени t_j-1 и отнесенная по скорости выведения из органа к n-ой фракции, n = 1,2, Бк.

§ 19. Рассчитать приращение содержания i-гo радионуклида в органе Т за j-й период контроля ∆C_T,i(t_j-1, t_j), Бк:

                                                 (2)

где

C_i(t_j) - измеренное содержание i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_i (в конце j-гo периода контроля);

 - часть измеренного содержания i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j-1 (в конце (j-1)-гo периода контроля), обусловленная поступлением этого радионуклида в организм в течение времени (0, t_j-1) и отнесенная по скорости выведения к n-ой фракции;

 - константы для данного органа данного типа радионуклида, приведены в Табл. 1;

λ_i - постоянная радиоактивного распада i-гo радионуклида.

Табл. 1. Значения коэффициентов аппроксимации функции выведения φ_i(t).

§ 20. Рассчитать поступление i-гo радионуклида за j-й период контроля П_i,j, Бк:

                                                (3)

где

§ 21. Рассчитать значение активности i-гo радионуклида, содержащейся в органе Т в момент времени t_j и отнесенной по скорости выведения из органа к n-ой фракции -  n = 1,2, Бк:

           (4)

§ 22. Рассчитать максимально возможное гипотетическое поступление радионуклида за j-й период контроля  Бк:

                                       (5)

где φ_T,i(∆t_i) - значение функции выведения данного радионуклида из органа Т для времени, равного длительности j-гo периода контроля;

 n = 1,2 - константы для данного органа данного типа радионуклида, приведены в Табл. 1.

§ 23. Выходные данные расчета поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля:

- П_j,i - поступление i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк;

-  - максимально возможное гипотетическое поступление i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк;

-  - значения активности i-гo радионуклида содержащейся в органе Т в момент времени t_j и отнесенной по скорости выведения из органа к n-ой фракции (n = 1,2), Бк.

Значения  служат исходными данными для расчета поступления радионуклида в течение следующего (j + 1)-гo периода контроля.

§ 24. Начальные значения  определяются при введении контроля внутреннего облучения для данного работника и устанавливаются по результатам первичного обследования на СИЧ:

                                                                        

                                                 (6)

где C_T,i(t₀) - результат определения содержания i-гo радионуклида при первичном обследовании работника на СИЧ.

§ 25. Если в конце какого-либо j-гo периода контроля i-й радионуклид не зарегистрирован (содержание оказалось ниже порога регистрации применяемой Методики выполнения измерений), то  и  присваиваются нулевые значения. При этом ∆C_T,i(t_j-1, t_j) и, соответственно, П_i,j в (3), также приравниваются нулю.

5.2. Расчет приращения эффективной дозы за период контроля

§ 26. Рассчитать приращение эффективной дозы за j-й период контроля E_j(τ), мЗв. Суммирование производится по всем зарегистрированным радионуклидам:

                                                (7)

где i - индекс радионуклида;

k - число всех зарегистрированных радионуклидов;

e_ig(τ) - дозовый коэффициент из Табл. 2, Зв/Бк.

Табл. 2. Эффективная доза на единицу поступления e_ig(τ) радионуклидов, подлежащих контролю с использованием СИЧ.

§ 27. Рассчитать оценку верхней границы возможного приращения эффективной дозы за j-й период контроля  мЗв:

                                          (8)

где  - оцененная согласно § 22 верхняя граница возможного поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк.

5.3. Расчет годовой эффективной дозы внутреннего облучения

§ 28. Просуммировать приращения эффективных доз по всем периодам контроля в течение календарного года:

                                                             (9)

где j - порядковый номер обследования на СИЧ, произведенного в момент времени t_i, и соответствующего j-му периоду контроля; N - число обследований в течение года.

§ 29. Рассчитать фактор неопределенности определения приращения ОЭД:

                                                   (10)

где j - номер периода контроля; N - число периодов контроля в течение календарного года; E_j(τ) - рассчитанное согласно (7) значение приращения эффективной дозы за j-й период контроля; E_j(τ) - рассчитанное согласно (8) значение максимальной оценки приращения эффективной дозы за j-й период контроля.

§ 30. Результаты расчетов занести в протокол согласно требованиям раздела 7.

6. Порядок проведения расчетов для интерпретации данных оперативного индивидуального контроля

§ 31. Оперативный контроль внутреннего облучения заключается в проведении инструментальных измерений содержания радионуклидов в теле или отдельных органах человека с целью определения приращения ОЭД, обусловленного однократным (кратковременным) поступлением радионуклидов в организм в известный момент времени при выполнении персоналом радиационно-опасных работ (по нарядам-допускам), связанных с возможностью повышенного поступления радиоактивных веществ в организм, включая работу в условиях планируемого повышенного облучения. Обоснование алгоритма расчета приведено в Приложениях 1 - 2 и в Приложении 4.

6.1. Расчет поступления радионуклида за период контроля

§ 32. Исходные данные для расчета поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля:

- С_T,i(t_j) - значение содержания i-гo радионуклида в органе Т, измеренное в момент времени t_j, Бк;

- ∆t_j - длительность j-гo периода контроля (t_j-1, t_j), равная t_j - t_j-1, сут.;

- ζ - дата предполагаемого поступления основной активности в организм работника с вдыхаемым воздухом (дата проведения радиационно-опасных работ);

-  - активность i-гo радионуклида, находившаяся в органе Т в момент времени t_j-1 и отнесенная по скорости выведения из органа к n-ой фракции, n = 1,2, Бк.

§ 33. Рассчитать приращение содержания i-гo радионуклида в органе Т за j-й период контроля ∆C_T,i(t_j-1, t_j), Бк:

                                                    (11)

где

C_i(t_j) - измеренное содержание i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j (в конце j-гo периода контроля);  - часть измеренного содержания i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j-1 (в конце (j - 1)-гo периода контроля), обусловленная поступлением этого радионуклида в организм в течение времени (0, t_j-1) и отнесенная по скорости выведения к n-ой фракции;  n = 1,2 - константы для данного органа данного типа радионуклида, приведены в Табл. 1; λ_i - постоянная радиоактивного распада i-гo радионуклида.

§ 34. Рассчитать поступление i-гo радионуклида за j-й период контроля П_i,j, Бк:

                                  (12)

§ 35. Рассчитать максимально возможное гипотетическое поступление радионуклида за j-й период контроля  Бк:

                                   (13)

§ 36. Рассчитать значение активности i-го радионуклида, содержащейся в органе Т в момент времени t_i и отнесенной по скорости выведения из органа к n-ой фракции - , n = 1,2, Бк:

            (14)

где

§ 37. Выходные данные расчета поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля:

- П_i,j - поступление i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк;

-  - максимально возможное гипотетическое поступление i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк;

-  - значение активности i-гo радионуклида, содержащейся в органе Т в момент времени t_j, и отнесенной по скорости выведения из органа к n-ой фракции (n = 1,2), Бк.

Значения  служат исходными данными для расчета поступления радионуклида в течение следующего (j + 1)-гo периода контроля.

§ 38. Начальные значения  устанавливаются при введении контроля внутреннего облучения для данного работника и определяются по результатам первичного обследования на СИЧ:

                                                                           

                                           (15)

где C_T,i(t₀) - результат определения содержания i-гo радионуклида при первичном обследовании работника на СИЧ.

§ 39. Если в конце какого-либо j-гo периода контроля i-й радионуклид не зарегистрирован (содержание оказалось ниже порога регистрации применяемой в Методике выполнения измерений), то  и  присваиваются нулевые значения. При этом ∆С_T,i(t_j-1, t_j) и, соответственно П_i,j в (12), также приравниваются нулю.

6.2. Расчет приращения эффективной дозы за период контроля

§ 40. Рассчитать приращение эффективной дозы за j-й период контроля Е_j(τ), мЗв. Суммирование производится по всем зарегистрированным радионуклидам:

                                               (16)

где i - индекс радионуклида; k - число всех зарегистрированных радионуклидов; е_ig(τ) - дозовый коэффициент из Табл. 2, Зв/Бк.

§ 41. Рассчитать оценку верхней границы возможного приращения эффективной дозы за j-й период контроля  мЗв:

                                          (17)

где  - оцененная согласно § 35 верхняя граница возможного поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк.

7. Выходные формы представления результата расчета дозы

§ 42. Результаты расчета дозы на основании проведенных измерений оформляются в виде протокола, утверждённого соответствующими службами предприятия. В протоколе должны быть отражены:

- фамилия, имя, отчество пациента;

- личный идентификационный номер, в качестве которого следует принять номер свидетельства государственного пенсионного страхования;

- результаты определения приращения эффективной дозы внутреннего облучения за период контроля и верхняя граница приращения дозы (форма № 1), накопленная эффективная доза с начала календарного года и верхняя граница дозы (форма № 2). Если радионуклид внесен в рабочую библиотеку измерений пациента и не обнаружен, то данное сообщение также вносится в протокол;

- даты выполнения измерения на установке «Измерительный СИЧ»;

- фамилия проводившего измерение.

§ 43. Формы компьютерных протоколов расчета дозы по результатам измерений на установке «Измерительный СИЧ» (пример):

Форма № 1

Измерительный СИЧ

Печать результата расчета приращения дозы

№ Свидетельства

пенсионного страхования                 111-222-333-44

Фамилия                                              Иванов

Имя                                                      Иван

Отчество                                              Иванович

Дата предыдущего измерения          10.03.2000

Дата измерения                                   15.04.2000

Приращение дозы, мЗв (верхняя

граница приращения, мЗв)                1,3 (2,2)

Вклад радионуклида, мЗв

Сr-51                                                    0,2

Мn-54                                                   0,4

Со-60                                                    0,7

Измерение провел                              Петров П.П.

Форма № 2

Печать результата определения годовой эффективной дозы внутреннего облучения

№ Свидетельства

пенсионного страхования                 111-222-333-44

Фамилия                                              Иванов

Имя                                                      Иван

Отчество                                              Иванович

Дата определения	Накопленная доза, мЗв (верхняя граница оценки, мЗв)
15.01.2000	0 (0)
10.03.2000	1,1 (1,6)
15.04.2000	2,8 (4,2)
05.06.2000	3,3 (5,0)
11.08.2000	4,4 (7,8)
15.10.2000	5,2 (8,3)

Годовая доза внутреннего облучения

за 2000 год, мЗв (верхняя граница оценки, мЗв)                               5,2 (8,3)

8. Библиографические данные

1. 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, 116 с.

2. СП 2.6.1.799-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). Санитарные правила. М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 2000.

3. 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. Методические указания. ДБЧС МАЭ РФ, Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России. АНРИ № 3 (22) 2000, сс. 43 - 75.

4. МУ 2.6.1.26-2000. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания. ДБЧС МАЭ РФ, Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России.

5. В.А. Кутьков, В.В. Ткаченко и др. Определение индивидуальной ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения по результатам систематических обследований работников на спектрометре излучения человека. АНРИ № 2 (25), 2001, сс. 69 - 76.

6. ICRP, Limits for Intakes of Radionuclides by Workers, ICRP Publication № 30, Part 1 Ann. ICRP 2 (3/4), Pergamon Press, Oxford (1979); ICRP Publication № 30, Part 2, Ann. ICRP 4 (3/4), Pergamon Press, Oxford (1980); ICRP Publication 30, Part 3, Ann. ICRP 6 (2/3), Pergamon Press, Oxford (1981); ICRP Publication № 30, Part 4, Ann. ICRP 19 (4), Pergamon Press, Oxford (1988).

7. ICRP, Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 1, ICRP Publication № 56, Ann. ICRP 20 (2), Pergamon Press, Oxford (1989).

8. ICRP, Protection against Radon-222 at Home and at Work, ICRP Publication № 65, Ann. ICRP 23 (2), Pergamon Press, Oxford (1993).

9. ICRP, Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 2, Ingestion Dose Coefficients, ICRP Publication № 67, Ann. ICRP 23 (3/4), Elsevier Science, Oxford (1993).

10. ICRP, Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection, ICRP Publication № 66, Ann. ICRP 24 (1 - 3), Elsevier Science, Oxford (1994).

11. ICRP, Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers, ICRP Publication No. 68, Ann. ICRP 24 (4), Elsevier Science, Oxford (1994).

12. ICRP, Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 3, Ingestion Dose Coefficients, ICRP Publication № 69, Ann. ICRP 25 (1), Elsevier Science, Oxford (1995).

13. ICRP, Basic Anatomical and Physiological Data for use in Radiological Protection: The Skeleton, ICRP Publication № 70, Annals of the ICRP 25 (2), Elsevier Science, Oxford (1995).

14. ICRP, Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides, Part 4, Inhalation Dose Coefficients, ICRP Publication № 71, Ann. ICRP 25 (3 - 4), Elsevier Science, Oxford (1995).

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

16. ICRP, Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers. Replacement of ICRP Publication 54. ICRP Publication № 78, Ann ICRP 28 (1), Elsevier Science, Oxford (1998).

17. ICRP, General Principles for the Radiation Protection of Workers. ICRP Publication № 75, Ann ICRP 27 (1), Elsevier Science, Oxford (1997). Общие принципы радиационной защиты персонала. Публикация 75 МКРЗ/Пер. с англ. М.В. Жуковского. Екат.: УРАЛЭС-ЦЕНТР 1999, 94 с.

Приложения

Приложение 1.

Определение годовой эффективной дозы внутреннего облучения

Согласно требованиям п. 3.1.5 НРБ-99 нормируемой величиной, характеризующей техногенное облучение работника в течение года является годовая эффективная доза, равная сумме эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения (ОЭД), обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Основным видом индивидуального контроля внутреннего облучения согласно МУ 2.6.1.26-2000 «Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования» [4] является Текущий индивидуальный дозиметрический контроль (текущий контроль).

Текущий контроль внутреннего облучения заключается в проведении систематических инструментальных измерений содержания радионуклидов в теле или отдельных органах человека с целью определения ОЭД, обусловленных поступлением радионуклидов в организм в неизвестные моменты (промежутки) времени. Индивидуальные систематические измерения в рамках текущего контроля проводятся в течение года в моменты времени t_j с определенной периодичностью (например, через фиксированные интервалы времени) в зависимости от значения дозы и безусловно приемлемого уровня неопределенности ее значения, определенного по результатам текущего контроля. Значения безусловно приемлемого уровня неопределенности для различных значений доз внутреннего облучения установлены в [3, 4].

Основной величиной для индивидуального контроля внутреннего облучения является ожидаемая годовая эффективная доза Е внутреннего облучения, которая получается суммированием приращений эффективных доз Е_j за все периоды контроля в течение года:

                                                             (18)

где j - порядковый номер обследования на СИЧ, произведенного в момент времени t_j, и соответствующего j-му периоду контроля; N - число обследований в течение года.

Приращение эффективной дозы внутреннего облучения Е_j (мЗв) за период контроля равно сумме поступлений i-ых радионуклидов П_i,j (Бк) за j-й период контроля, умноженных на соответствующие дозовые коэффициенты:

                                               (19)

где i - индекс радионуклида; k - число всех зарегистрированных радионуклидов; e_ig(τ) - дозовый коэффициент на единичное поступление химического соединения данного i-гo радионуклида, которое при ингаляции следует отнести к типу g^*, Зв/Бк. Значения е_ij(τ) для основных радионуклидов в аэрозолях реакторного происхождения определены в Приложении П1 к Нормам и приведены в Табл. 2.

^{______________________}

^* При индивидуальном контроле поступлений с помощью СИЧ тип радионуклида при ингаляции неизвестных соединений следует выбирать как для самого медленно выводящегося соединения согласно Приложению П3 Норм. Если поступление радионуклида определяется иначе и (или) известно долевое соотношение между соединениями данного радионуклида различных типов при ингаляции в составе аэрозолей в формуле (19) необходимо выполнить суммирование и по отдельным типам с различными g.

Поступление П_i,j определяется посредством расчета с использованием ряда последовательных данных систематических измерений величины C_Ti(t_j) - содержания i-гo радионуклида в момент времени t_j в органе Т (легкие, щитовидная железа или все тело). Измерения C_Ti(t_j) производятся с заданным Регламентом дозиметрического контроля промежутком времени между последовательными обследованиями (измерениями) на СИЧ - периодом контроля Δt_j.

Приложение 2.

Соотношение между поступлением и содержанием радионуклида в органе

Выведение радионуклида из организма человека сразу после его поступления через органы дыхания описывается табличной функцией φ_T,i(t), значения которой получены в результате моделирования биокинетики радиоактивных веществ в организме стандартного работника согласно рекомендациям МКРЗ [6 - 16]. Функция φ_T,i(t) определяет активность i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t при поступлении 1 Бк радионуклида в организм человека в момент времени t = 0. Её значения зависят от физико-химических характеристик поступающих аэрозолей. В настоящей Методике используются значения функции φ_T,i(t), рассчитанные для радиоактивных аэрозолей со стандартными характеристиками согласно пп. 8.3, 8.4 НРБ-99 [1] и отвечающие стандартной модели определения индивидуальных доз согласно п. 10.8 МУ 2.6.1.16-2000 [3] и требованиям раздела 6.2 МУ 2.6.1.26-2000 [4].

После ингаляционного поступления аэрозолей с физико-химическими свойствами, соответствующими Нормам, для веществ типа М и П при интервалах времени, превышающих двое суток после поступления, а для веществ типа Б - превышающих одни сутки, табличные функции выведения φ_T,i(t) могут быть с погрешностью не хуже 2 % аппроксимированы суммой двух экспонент, формально отражающих независимое поведение в организме человека двух компонент радиоактивного вещества [5]:

                                   (20)

где t - интервал времени между поступлением и измерением содержания радионуклида, сут.; λ_i - постоянная распада i-гo радионуклида;  n = 1,2 - константы для данного органа и данного типа радионуклида, значения которых приведены в Табл. 1.

Содержание i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j (в конце j-гo периода контроля) обусловлено:

- поступлением i-гo радионуклида за j-й период контроля (t_j-1, t_j), которое определяется мощностью поступления р_i(t) (Бк/сут);

- поступлением i-гo радионуклида за всю историю профессиональной деятельности работника, предшествовавшую j-му периоду контроля (t_j-1, t_j):

                   (21)

где C_i(t_j) - измеренное содержание i-го радионуклида в органе Т в момент времени t_j (в конце j-гo периода контроля);  - часть измеренного содержания i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j-1 (в конце (j - 1)-го периода контроля), обусловленная поступлением этого радионуклида в организм в течение времени (0, t_j-1) и отнесенная по скорости выведения к n-ой фракции; Δt_j = (t_j - t_j-1) - длительность j-го периода контроля, сут.

Приложение 3.

Интерпретация данных текущего индивидуального контроля

Определение поступления радионуклида

При интерпретации результатов систематических измерений содержания i-гo радионуклида при текущем контроле принимается, что в течение j-гo периода контроля (t_j-1, t_j) имеет место равномерное поступление радионуклидов в организм с мощностью поступления:

                                                  (22)

где П_i,j - суммарное ингаляционное поступление i-гo радионуклида в течение j-гo периода контроля.

Приращение ΔC_T,i(t_j-1, t_j) содержания i-гo радионуклида в органе Т, обусловленное его поступлением за j-й период контроля (t_j-1, t_j), вычисляется по результатам последовательных измерений и согласно Приложению 1 равно:

                                                    (23)

где

C_i(t_j) - измеренное содержание i-го радионуклида в органе Т в момент времени t_j (в конце j-гo периода контроля);  - часть измеренного содержания i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j-1 (в конце (j - 1)-гo периода контроля), обусловленная поступлением этого радионуклида в организм в течение времени (0, t_j-1) и отнесенная по скорости выведения к n-ой фракции.

Таким образом, согласно (23) и (22) поступление, связанное с приращением содержания за j-й период контроля, вычисляется по формуле:

                                                (24)

где

 n = 1,2 - константы для данного органа данного типа радионуклида, приведенные в Табл. 1 и характеризующие функцию выведения.

По полученному значению П_i,j в соответствии с (19) Приложения 2 рассчитывается приращение эффективной дозы за j-й период контроля E_j(τ) (мЗв) суммированием по всем радионуклидам.

Части измеренного содержания i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j (в конце j-гo периода контроля), обусловленные поступлением этого радионуклида в организм в течение времени (0, t_j) и отнесенные по скорости выведения к n-ой фракции вычисляются в соответствии:

              (25)

где П_i,j,  - см. формулы (24).

Оценка неопределенности значения годовой эффективной дозы

Согласно Методическим указаниям МУ 2.6.1.16-2000 [3], устанавливающим общие требования к определению индивидуальных эффективных доз и к организации контроля профессионального облучения, в качестве приемлемой неопределенности оценки значений ожидаемой годовой эффективной дозы внутреннего облучения, Е(τ), следует руководствоваться соотношением вида:

                                                (26)

где U - абсолютное значение неопределенности оценки значений ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения; Е(τ) - значение ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, полученное расчетом по результатам измерений; Е^max(τ) - верхняя граница диапазона возможных значений результатов расчетов Е(τ) для истинного значения этой величины; ψ - безразмерный фактор безусловно приемлемой неопределенности определения величины, отражающий достижимую в настоящее время точность измерения или расчета по его результатам и являющийся отношением верхней границы диапазона возможных значений к значению, полученному из измерений.

Значение параметра ψ установлено в МУ 2.6.1.16-2000 равным 2,5 для значений индивидуальных доз, близких к пределу дозы 20 мЗв в год. МУ «Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования» значение параметра ψ устанавливают равным 3,0 для значений индивидуальных доз, близких к уровню введения индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения (1 мЗв в год) и равным 2,0 для определения значений индивидуальных доз аварийного облучения.

При оценке неопределенности значения искомой величины, определяемой по результатам дозиметрического контроля, в соответствии с МУ 2.6.1.16-2000 следует учитывать:

- неопределенность определения соответствующей величины согласно применяемой методике выполнения измерений (МВИ);

- неопределенность распространения результатов измерений или расчетов на реальный объект контроля (неопределенность за счет организации радиационного контроля, обусловленная его представительностью, расчета поступлений радионуклидов и т.д.).

При оценке неопределенности значения искомой величины, определяемой по результатам дозиметрического контроля в соответствии с МУ 2.6.1.16-2000, не следует учитывать неопределенности принятых в обоснование Норм и используемых в радиационном контроле дозиметрических моделей и их параметров, характеризующих стандартного работника.

При планировании программы контроля доз внутреннего облучения, при разработке средств измерения и методик определения доз следует руководствоваться соображениями о безусловно приемлемой неопределенности оценки значений дозиметрических величин.

В данной Методике рассчитывается фактор неопределенности ψ для годовой эффективной дозы внутреннего облучения, связанный с организацией радиационного контроля, в частности, измерений на СИЧ. Аппаратурная составляющая оценивается при измерениях и связана с применяемой Методикой выполнения измерений содержания радионуклидов в организме. Предполагается, что вклад аппаратурной составляющей не велик (погрешность измерений, как правило, не превышает 30 ÷ 40 %).

Фактор неопределенности рассчитывается по формуле:

                                                   (27)

где j - номер периода контроля; N - число периодов контроля в течение календарного года; E_j(τ) - просуммированное согласно (19) по всем радионуклидам значение приращения эффективной дозы за j-й период контроля;  - то же для оценок верхних границ возможных значений эффективной дозы.

Верхние границы возможных значений  (мЗв) определяются суммированием по всем радионуклидам:

                                          (28)

где i - индекс радионуклида; k - число зарегистрированных радионуклидов; е_i,g(τ) - дозовый коэффициент для i-гo радионуклида и типа соединения при ингаляции g, Зв/Бк;  - оцененная верхняя граница возможного поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк.

Верхняя граница поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля в (28) вычисляется как максимально возможное гипотетическое поступление, которое может обеспечить полученное при измерениях приращение содержания ΔC_T,i(t_j-1, t_j) в конце j-гo периода контроля:

                          (29)

где φ_T,i(Δt_j) - значение функции выведения данного радионуклида из органа Т для времени, равного длительности j-гo периода контроля.

Приложение 4.

Интерпретация данных оперативного индивидуального контроля

Определение поступления радионуклида

При интерпретации результата единичного измерения содержания i-гo радионуклида, поступление которого в организм произошло в известный момент времени ζ в течение j-гo периода контроля (t_j-1, t_j), предполагается, что имеет место однократное поступление радионуклидов в организм с мощностью поступления, выражаемой через δ - функцию Дирака:

                                                 (30)

где П_i(ζ) - поступление i-гo радионуклида в известный момент времени ζ.

Приращение содержания i-гo радионуклида в органе Т, обусловленное его поступлением за j-й период контроля (t_j-1, t_j), вычисляется по результатам последовательных измерений согласно (23).

Согласно (23) и (30), однократное поступление П_i(ζ) может быть рассчитано по формуле:

                       (31)

По полученному значению П_i(ζ) в соответствии с (19) рассчитывается приращение эффективной дозы за j-й период контроля Е_j(τ) (мЗв) суммированием по всем радионуклидам.

Части измеренного содержания i-гo радионуклида в органе Т в момент времени t_j (в конце j-гo периода контроля), обусловленные поступлением этого радионуклида в организм в течение времени (0, t_j) и отнесенные по скорости выведения к n-ой фракции равны

          (32)

где функции  определены в (20).

Оценка неопределенности значения приращения эффективной дозы

Согласно Методическим указаниям МУ 2.6.1.26-2000 [4] оперативный контроль является дополнительным видом контроля внутреннего облучения персонала при выполнении отдельных радиационно-опасных работ. Результаты определения доз внутреннего облучения, полученные с помощью оперативного контроля, используются для:

- определения внутреннего облучения, полученного при выполнении отдельных радиационно-опасных работ;

- определения приращения дозы внутреннего облучения за период времени, составляющий какую-то часть от длительности периода контроля, установленного в программе радиационного контроля для текущего контроля внутреннего облучения.

В данном разделе Методики рассчитывается верхняя граница поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля в (28) как максимально возможное гипотетическое поступление, которое может обеспечить полученное при измерениях приращение содержания ΔС_T,i(t_j-1, t_j) в конце j-гo периода контроля:

                         (33)

где φ_T,i(Δt_j) - значение функции выведения данного радионуклида из органа Т для времени, равного длительности j-гo периода контроля.

Верхние границы возможных значений  (мЗв) определяются суммированием по всем радионуклидам:

                                          (34)

где i - индекс радионуклида; k - число зарегистрированных радионуклидов; e_ig(τ) - дозовый коэффициент для i-гo радионуклида и типа соединения при ингаляции g, Зв/Бк;  оцененная верхняя граница поступления i-гo радионуклида за j-й период контроля, Бк.

Приложение 5.

Пример расчета индивидуальной ожидаемой дозы внутреннего облучения по данным систематического измерения содержания радионуклидов в теле человека

Рассмотрим пример расчета поступления радионуклида по результатам измерения его содержания С в органе или ткани. Исходные данные для расчета приведены в Табл. 4. Расчет проводится согласно требованиям раздела 5.

Верхняя возможная граница поступления П^max может быть получена в предположении, что результат j-гo измерения обусловлен разовым поступлением Δt_j = t_j - t_j-1 дней назад (в начале соответствующего периода контроля) и значение U в (26):

                                                          (35)

Обработав таким образом результаты измерений всех радионуклидов, можно рассчитать приращение эффективной дозы внутреннего облучения и верхнюю границу этого приращения.

Годовая эффективная доза получается суммированием результатов нескольких измерений. При этом следует руководствоваться рекомендациями МУ 2.6.1.16-2000. При суммировании величин, полученных в течение нескольких периодов контроля, применимы правила обычного суммирования независимых случайных величин

                                               (36)

где i - индекс обозначения частного результата.

Пусть в смеси содержатся два радионуклида - ⁵⁹Fe и ⁶⁰Со, оба в виде оксидов, относящихся при ингаляции к типам соединений П и М соответственно. В Табл. 3 представлены картины заданных поступлений этих радионуклидов в течение года вместе с результатами измерения их содержания в легких, полученные в результате математического моделирования выведения радионуклидов из тела человека.

Табл. 3. Поступление ⁶⁰Со и ⁵⁹Fe, результаты измерения его содержания в легких.

По исходным данным Табл. 3 можно рассчитать действительные содержания в легких ⁶⁰Со и ⁵⁹Fe в моменты измерений, т.е. решить прямую задачу. В Табл. 4 представлены результаты таких расчетов согласно алгоритму, описанному в разделе 5. Начальные значения быстрых компонент равны нулю, медленных - 500 Бк для ⁵⁹Fe и 1000 Бк для ⁶⁰Со.

В Табл. 5 представлены результаты расчетов поступления ⁶⁰Со и ⁵⁹Fe в соответствии с формулами раздела 5, в расчетах использовались только содержания из Табл. 4, а режим поступления полагался неизвестным и модель восстановления соответствовала непрерывным за интервал Δt равномерным поступлениям. В Табл. 6 представлены результаты оценки величины ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения (ОЭД), полученной к моменту измерения на СИЧ.

Табл. 4. Содержание радионуклидов ⁵⁹Fe и ⁶⁰Со в легких для приведенных в Табл. 3 исходных данных.

Табл. 5. Результаты оценки поступления ⁶⁰Со и ⁵⁹Fe.

Табл. 5 показывает, что для достаточно долгоживущего ⁶⁰Со различия между П_ист. и П_i,j невелики. Для короткоживущего ⁵⁹Fe эти различия при временах между измерениями 2 - 4 мес. могут быть значительны, особенно удаляется верхняя граница. При суммировании эффективных доз подобные различия сглаживаются, как показано в Табл. 6.

На Рис. 1 и Рис. 2 представлены результаты обработки данных систематических измерений содержания в теле человека ⁵⁹Fe и ⁶⁰Со, заданные в Табл. 4.

Табл. 6. Результаты оценки величины ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения (ОЭД), полученной к моменту измерения на СИЧ.

Puc. 1. Поступление ⁶⁰Со и результаты восстановления.

Рис. 2. Поступление ⁵⁹Fe и результаты восстановления.

Приложение 6. Список исполнителей

Научный руководитель - ведущий научный сотрудник,

член РНКРЗ, к.ф-м.н........................................................................ В.А. Кутьков

Научный руководитель - декан ИАТЭ, доцент, к.т.н.................. В.В. Ткаченко

Исполнители:

РНЦ «Курчатовский институт» - член РНКРЗ, к.ф-м.н.............. В.А. Кутьков

ИАТЭ - доцент, к.т.н........................................................................ В.В. Ткаченко

ИАТЭ - доцент, к.ф.-м.н.................................................................. В.П. Романцов

ИАТЭ - инженер............................................................................... Д.А. Бубало

ИАТЭ - инженер............................................................................... Е.Ф. Фещенко