Гражданский кодекс часть 1

Федеральным медицинским биофизическим центром им. А.И. Бурназяна (к.т.н. Кочетков О.А. - руководитель разработки, д.т.н. Клочков В.Н., к.т.н. Абрамов Ю.В., д.б.н. Соловьев В.Ю.);

НИЦ "Курчатовский институт" (к.ф.-м.н. Кутьков В.А.);

ФГУП "РФЯЦ - ВНИИЭФ" (к.т.н. Тарасова Е.Ю.);

НПП "Доза" (к.т.н. Нурлыбаев К.);

ФГУП "ВНИИФТРИ" (д.т.н., профессор Ярына В.П.)

2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от N 05/2017 от 11.10.2017).

3. Утверждены заместителем руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям Романовым В.В. 11.10.2017.

4. Дата введения в действие - с момента утверждения.

5. Вводятся взамен МУ 2.6.1.34-04. Методические указания. "Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения персонала при проведении работ на ядерно-опасных участках предприятий Минатома России. Общие требования", утвержденных Руководителем Департамента безопасности, экологии и чрезвычайных ситуаций Минатома России Агаповым А.М. 22.04.2004, Главным государственным санитарным врачом по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным Управлением "Медбиоэкстрем", Романовым В.В. 29.04.2004.

Условные обозначения и сокращения

В настоящих Методических указаниях приняты следующие условные обозначения и сокращения:

АСРК	-	автоматизированные системы радиационного контроля;
АРК	-	аварийный радиационный контроль;
ДКРМ	-	дозиметрический контроль рабочих мест;
ИДК	-	индивидуальный дозиметрический контроль;
ИИИ	-	источник ионизирующего излучения;
МАГАТЭ	-	Международное агентство по атомной энергии;
МКРЕ	-	Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям;
МКРЗ	-	Международная комиссия по радиологической защите;
МУ	-	методические указания;
САС	-	система аварийной сигнализации;
СЦР	-	самоподдерживающаяся цепная реакция;
ЯОУ	-	ядерно-опасный участок работы;
ЯРБ	-	ядерная и радиационная безопасность;
ЭПР	-	электронный парамагнитный резонанс.

1. Область применения

1.1. Настоящие Методические указания (далее - МУ) устанавливают общие требования и принципы организации и проведения аварийного радиационного контроля (далее - АРК) внешнего облучения персонала при проведении работ на ядерно-опасных участках (далее - ЯОУ) Госкорпорации "Росатом", а также при проведении работ с делящимся материалом в количестве, создающем возможность возникновения СРЦ.

1.2. Данные МУ разработаны в целях обеспечения единства методических подходов к АРК внешнего облучения, реализации Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан (ЕСКИД), а также положений, изложенных в Методических указаниях:

- МУ 2.6.5.008-2016. Контроль радиационной обстановки. Общие требования;

- МУ 2.6.5.026-2016. Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования;

- МУ 2.6.5.028-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования;

- МУ 2.6.5.037-2016. Контроль эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения в коже и хрусталике глаза;

- МУ 2.6.5.040-2016. Определение дозы незапланированного или аварийного облучения персонала предприятий Госкорпорации "Росатом";

- МУ 2.6.5.052-2017. Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения.

1.3. МУ предназначены для специалистов службы радиационной безопасности и службы ядерной безопасности организаций Госкорпорации "Росатом" и других заинтересованных организаций, межрегиональных управлений и центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России, организаций, разрабатывающих приборное и методическое обеспечение радиационного контроля.

1.4. В организациях Госкорпорации "Росатом" требования настоящих МУ должны быть учтены в нормативно-методических документах организаций по действиям при возникновении радиационной аварии.

2. Нормативные ссылки

Настоящие МУ разработаны на основании и с учетом следующих нормативных документов:

2.1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09. М.: Роспотребнадзор, 2009.

2.2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ 99/2010. Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.2612-10. Утверждены Постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 26.04.2010 N 40. Зарегистрированы Министерством юстиции Российской Федерации 11.08.2010, рег. N 18115. .

2.3. МУ 2.6.5.008-2016. Контроль радиационной обстановки. Общие требования;

2.4. МУ 2.6.5.028-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования.

2.5. МУ 2.6.5.026-2016. Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования.

2.6. МУ 2.6.1.065-14. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования.

2.7. МУ 2.6.5.040-2016. Определение дозы незапланированного или аварийного облучения персонала предприятий Госкорпорации "Росатом".

2.8. МУ 2.6.5.037-2016. Контроль эквивалентных доз фотонного и бета-излучения кожи и хрусталика глаза.

2.9. ГОСТ Р 1.5-92. ГСС. Общие требования к построению, изложению, оформлению и содержанию стандартов.

2.10. Руководство Р 1.1.050-16. Порядок разработки, изложения, оформления и представления нормативных и методических документов системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования в подкомиссию по специальному нормированию ФМБА России.

2.11. ГОСТ 22.0.02-94. Безопасность в чрезвычайных ситуациях. Термины и определения основных понятий.

2.12. МУ 2.6.5.052-2017. Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения.

3. Термины и определения

В настоящем документе использованы термины и определения, установленные Федеральными законами, НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010, МУ 2.6.5.028-2016.

4. Содержание и технические средства аварийного радиационного контроля внешнего облучения

4.1. Система аварийного радиационного контроля (далее - АРК) внешнего облучения является составной частью системы радиационного контроля. Система АРК должна обеспечить получение информации о количественных и качественных показателях аварийного облучения различного характера, в том числе облучения в случае самопроизвольной цепной реакции (далее - СЦР). Система АРК является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной и ядерной безопасности персонала предприятия.

4.2. Задачей АРК внешнего облучения является обнаружение факта радиационной аварии и достоверная оценка индивидуальной дозы внешнего облучения участников аварии для оценки медицинских последствий аварийного облучения.

Основной функцией АРК является получение информации, необходимой для определения поглощенной дозы DT в тканях T.

Важным элементом системы аварийного реагирования является система аварийной сигнализации о самоподдерживающейся цепной реакции (САС СЦР), основной функцией которой в соответствии с требованиями ПБЯ-06-10-99 [1] является обнаружение СЦР на ЯОУ и выдача сигналов о необходимости эвакуации работников из ядерно-опасной зоны.

4.3. Система АРК внешнего облучения реализуется путем использования следующих видов технических средств:

- индивидуальные дозиметры фотонного и нейтронного излучения, дающие информацию об индивидуальном эквиваленте дозы Hp(10), которую можно использовать для оценки поглощенной дозы DT в тканях;

- индивидуальные дозиметры для хрусталика глаза, дающие информацию об индивидуальном эквиваленте дозы Hp(3) для бета-фотонного излучения. Поскольку такие дозиметры не являются широко доступными, может возникнуть необходимость использования величины Hp(10) для оценки дозы облучения хрусталика глаза в случаях аварийного облучения;

- индивидуальные дозиметры, располагаемые на конечностях, дающие информацию об индивидуальном эквиваленте дозы на кожу бета-фотонного излучения;

- автоматическая система радиационного контроля (далее - АСРК) или автоматизированные посты с дозиметрами, обеспечивающими измерение аварийных уровней мощности дозы гамма- и нейтронного излучения;

- размещаемые на рабочих местах персонала на ЯОУ переносные приборы, обеспечивающие измерение аварийных уровней дозы и/или мощности дозы гамма-, бета- и нейтронного излучения.

4.4. Требования к переносным приборам для измерения дозы (мощности дозы) гамма-, бета- и нейтронного излучения изложены в МУ 2.6.5.008-2016.

Обязательным требованием к стационарным и переносным дозиметрам, а также к индивидуальным электронным дозиметрам является наличие звуковой и световой сигнализации о превышении установленного порога мощности дозы и дозы фотонного и нейтронного излучения.

4.5. При аварийной ситуации измеряют значения индивидуального эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения Hp(10). Значения амбиентного эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения H*(10) определяют по показаниям блоков детектирования автоматической системы радиационного контроля, ближайших к участнику аварии. Также, если возможно, измеряют индивидуальные эквиваленты дозы Hp(3).

При необходимости восстановления дозы аварийного облучения при СЦР по различным органам и тканям дополнительно к инструментальным методам применяют расчетные методы.

4.6. Дозу аварийного облучения работника следует (если это возможно) фиксировать в документации (электронной базе) отдельно от дозы облучения, полученной при нормальной эксплуатации радиационного объекта.

4.7. Индивидуальный дозиметр для текущего контроля должен быть способен обеспечить информацию об индивидуальном эквиваленте дозы Hp(10) фотонного излучения с верхним пределом измерения не менее 10 Зв для того, чтобы он мог служить в качестве специального аварийного дозиметра.

4.8. При определении последствий аварийного облучения экспертами, привлекаемыми к расследованию аварии, могут быть использованы различные методы (гематологические, цитогенетические, генетические, физические), позволяющие восстановить условия аварийного облучения и оценить характеристики радиационного воздействия.

К физическим относятся методы, которые связаны с исследованием физических (а не биологических) эффектов, вызванных облучением, даже в том случае, если они происходят в биологических тканях, таких как волосы, ногти, эмаль зубов или костная ткань. Как правило, время от взятия пробы до получения оценочных характеристик дозы составляет от 1 до 48 часов, в зависимости от требуемой точности.

5. Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения

5.1. Принятие решения о введении АРК внешнего облучения на предприятии определяется характером проводимых работ с делящимся материалом и количеством делящегося материала на рабочем месте.

5.2. На каждом ЯОУ должен быть составлен прогноз радиационных последствий аварии с учетом максимального энерговыделения при СЦР.

5.3. На каждом ЯОУ должна быть реализована система АРК внешнего облучения, включающая технические средства согласно п. 4.3 настоящих МУ.

5.4. Персонал при проведении ядерно-опасных работ должен быть обеспечен индивидуальными дозиметрами гамма-нейтронного излучения. Целесообразно применение нескольких индивидуальных дозиметров гамма-нейтронного излучения, размещаемых на разных частях тела.

5.5. Для оценки дозы внешнего облучения при радиационной аварии могут быть использованы:

- значения индивидуального эквивалента дозы Hp(10) фотонного и нейтронного излучения по показаниям индивидуальных дозиметров;

- значения амбиентного эквивалента дозы H*(10) фотонного и нейтронного излучения по показаниям дозиметров АСРК;

- значения индивидуального эквивалента дозы Hp(3), Hp(0,07) фотонного и нейтронного излучения по показаниям индивидуальных дозиметров (при их наличии);

- значения амбиентного эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения по показаниям размещаемых на рабочих местах персонала на ЯОУ переносных дозиметров для создания картограмм полей излучения;

- результаты дозиметрического контроля рабочих мест (ДКРМ).

5.6. Для предварительной оценки дозы аварийного облучения могут быть использованы следующие методы:

- метод определения дозы с помощью индивидуальных и переносных дозиметров, показаний приборов АСРК;

- метод предварительной оценки поглощенной дозы нейтронного излучения в точке нахождения участников аварии при СЦР по величине мощности дозы гамма-излучения от торса участника аварии (Приложение А);

- метод предварительной оценки флюенса нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР по величине наведенной активности в крови участника аварии (Приложение Б);

- метод предварительной оценки дозы облучения нейтронами отдельных органов участников аварии при СЦР (Приложение В);

- метод измерения наведенной активности сопутствующих предметов, изъятых у участников аварии;

- метод ЭПР-спектрометрии зубов участников аварии в соответствии с ГОСТ Р 22.3.04-96 [2];

- метод ЭПР-спектрометрии тканей одежды участников аварии в соответствии с МУ 2.6.1.003-03 [3];

- оценка дозы гамма-нейтронного излучения с помощью воксел-фантомной технологии расчетов (Приложение Г);

- моделирование аварийной ситуации (если это возможно).

5.7. Моделирование аварийной ситуации проводят сотрудники службы радиационной безопасности с привлечением (при необходимости) сотрудников ФМБА России и научно-исследовательских организаций с использованием антропоморфного фантома человека.

5.8. Результаты моделирования оформляются в виде отчета, утверждаемого в установленном в организации порядке.

6. Объем информации, необходимой для описания радиационной обстановки при аварии

6.1. Объем первичной дозиметрической информации, необходимой для описания радиационной обстановки и оценки дозы облучения участников аварии, определяется в соответствии с методическими указаниями МУ 2.6.5.040-2016.

6.2. В случае возникновения СЦР в результате осуществления всех мероприятий АРК внешнего облучения участников аварии должна быть представлена следующая информация:

- место аварии (помещение, здание, площадка);

- классификация аварии (характеристика источника, характер воздействия (импульсное или статическое облучение), расположение источника, размеры помещения и т.п.);

- количество участников аварии;

- сведения о результатах оценки дозы аварийного облучения участников аварии;

- показания индивидуальных дозиметров со схемой размещения их на теле;

- показания стационарных и зонных дозиметров со схемой размещения их в помещении;

- положение участников аварии во время аварии относительно источника излучения, время нахождения около источника, возможные перемещения и т.п. (по каждому участнику аварии);

- количество участников аварии с дозой аварийного облучения 0,2 - 1 Зв и с дозой аварийного облучения выше 1 Зв;

- характеристика радиационной обстановки в помещении.

6.3. Полученная таким образом информация оформляется в установленном порядке и передается в виде заполненной Карточки эвакуации (Приложение Д), которая направляется вместе с участниками аварии в лечебное учреждение.

7. Требования к метрологическому, методическому и аппаратурному обеспечению аварийного радиационного контроля

Дозиметрические измерения относятся к сфере государственного регулирования. Нормативные документы Государственной системы обеспечения единства измерений определяют следующие общие требования к обеспечению контроля дозы облучения персонала:

- для контроля дозы облучения персонала должны применяться средства измерений утвержденного типа, прошедшие испытания и внесенные в федеральный информационный фонд по обеспечению единства измерений, проходящие периодическую поверку в установленном порядке;

- методики радиационного контроля должны удовлетворять требованиям ГОСТ 8.638-2013 [4], МИ 2453-2015 [5], ГОСТ Р 8.563-2009 [6], Метрологическим требованиям Госкорпорации "Росатом" [7] и быть аттестованными в установленном порядке;

- служба радиационного контроля должна быть аккредитована на техническую компетентность в установленном порядке.

Технические и метрологические требования к средствам измерения операционных величин в аварийных условиях представлены в справочном Приложении Е.

8. Оценка поглощенной дозы по результатам измерений

8.1. Для оценки поглощенной дозы гамма-нейтронного излучения в органах тела участников аварии используются результаты измерения индивидуального эквивалента дозы индивидуальными дозиметрами, результаты измерения амбиентного эквивалента дозы дозиметрами системы АРК, результаты измерения амбиентного эквивалента дозы переносными дозиметрами, размещаемыми на рабочих местах персонала на ЯОУ.

8.2. Результаты измерений наведенной активности радионуклида 24Na в теле участников аварии используются для оценки усредненной поглощенной дозы нейтронного облучения всего тела участника аварии [8].

8.3. Результаты измерения мощности дозы гамма-излучения от тела участника аварии вследствие наведенной активности радионуклида 24Na в теле используются для оценки усредненного по всему телу флюенса нейтронов и усредненной поглощенной дозы нейтронного излучения всего тела участника аварии [9, 10].

8.4. Поглощенная доза, определенная по сигналу электронного парамагнитного резонанса (ЭПР) эмали зуба используется для оценки усредненной по тканям головы поглощенной дозы фотонов [2].

8.5. Поглощенная доза, определенная по сигналу ЭПР тканей одежды, используется для оценки поглощенной дозы фотонов в месте прилегания образца ткани к телу участника аварии [3].

8.6. Поглощенная доза, определенная по хромосомным аберрациям лимфоцитов крови, используется для оценки поглощенной дозы, усредненной по всему телу участника аварии [11].

8.7. Информация о полученной дозе аварийного облучения фиксируется в карточке (электронной базе) учета индивидуальных доз облучения отдельно от информации о текущем облучении и хранится в течение 50 лет.

Приложение А

(рекомендуемое)

ТИПОВАЯ МЕТОДИКА

ПРЕДВАРИТЕЛЬНОЙ ОЦЕНКИ ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ НЕЙТРОННОГО

ИЗЛУЧЕНИЯ В ТОЧКЕ НАХОЖДЕНИЯ УЧАСТНИКА АВАРИИ ПРИ СЦР

ПО ВЕЛИЧИНЕ МОЩНОСТИ ДОЗЫ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

ОТ ТОРСА УЧАСТНИКА АВАРИИ

А.1. Оперативную оценку нейтронной составляющей дозы аварийного облучения наиболее просто провести с помощью измерения уровня гамма-излучения продуктов активации в теле человека, величина которого пропорциональна флюенсу нейтронов.

А.2. Основной вклад в поглощенную дозу внешнего облучения персонала при ядерной аварии вносит нейтронная составляющая излучения СЦР. Быстрые нейтроны замедляются в теле человека и захватываются в нем как в процессе замедления, так и по достижению теплового равновесия (Таблица А1).

Таблица А1 - Характеристики нуклидов, образующихся в теле

человека в результате активации нейтронами

Изотоп, содержащийся в теле человека	Процентное отношение содержания, %	Реакции взаимодействия	Период полураспада
15N	0,37	15N (n,