МИНИСТЕРСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
ФЕДЕРАЛЬНОЕ УПРАВЛЕНИЕ МЕДИКО-БИОЛОГИЧЕСКИХ
Утверждены
и чрезвычайных ситуаций
А.М.АГАПОВЫМ
Заместителем Главного государственного
по специальным вопросам
9 декабря 2000 г.
Директором Центра
излучений ГП «ВНИИФТРИ»
7 декабря 2000 г.
КОНТРОЛЬ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ
МУ 2.6.1.14-2001
Предисловие
2. Руководитель работы: к.т.н., с.н.с. Коваленко В.В., НИЦ «СНИИП».
к.т.н., с.н.с. Л.В. Артеменкова, НИЦ «СНИИП»;
И.П. Мысев, НИЦ «СНИИП»;
д.т.н., с.н.с. Б.В. Поленов, НИЦ «СНИИП»;
к.т.н., с.н.с. Ю.П. Федоровский, НИЦ «СНИИП»;
к.т.н., с.н.с. Ю.В. Абрамов, ГНЦ РФ «Институт биофизики»;
А.Г. Цовьянов ГНЦ РФ «Институт биофизики»;
к.т.н., чл.-корр. Метрологической академии России Масляев П.Ф.,
Архипов В.А., ОИЯИ;
Баранов И.В., Минатом РФ.
5. Настоящие методические указания разработаны в соответствии с требованиями следующих законов Российской Федерации:
«О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» ФЗ-52 от 30.03.1999;
«Об использовании атомной энергии» ФЗ-170 от 21.11.1995;
«Об информации, информатизации и защите информации» ФЗ-24 от 20.02.1995.
Введение
Для обеспечения единства методических подходов и полноты обеспечения радиационной безопасности рассматриваются основные требования к организации и объему контроля при нормальной и аварийной ситуации, а также технические требования к аппаратуре контроля радиационной обстановки, вопросы метрологического обеспечения измерений и требования к представлению и хранению информации о результатах контроля радиационной обстановки.
— «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования» (МУ 2.6.1.016-2000);
— «Дозиметрия. Контроль внутреннего облучения профессиональных работников. Общие требования» (МУ 2.6.1.026-2000).
1. Область применения
1.2. Методические указания предназначены для использования при разработке методов, технических средств и регламентов радиационного контроля, при организации и проведении контроля радиационной обстановки, при обеспечении радиационной безопасности с использованием результатов контроля:
— на предприятиях (радиационных объектах), подотчетных Министерству Российской Федерации по атомной энергии, независимо от их форм собственности;
1.3. Методические указания распространяются на контроль в рабочих помещениях и на территории радиационно-опасных объектов, в их санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.
2. Нормативные ссылки
2.1. 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.
2.3. СП АС 88\93. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций.
2.4. ГОСТ 29.074-91. Аппаратура контроля радиационной обстановки. Общие требования.
2.6. ГОСТ Р 8.565-96. Метрологическое обеспечение эксплуатации атомных станций. Основные положения.
2.8. ГОСТ 12.1.005-88-ССБТ. Общие санитарно-гигиенические требования к воздуху рабочей зоны.
2.10. ГОСТ 15484-81. Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения.
2.12. РД 50-454-84. Методические указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81-ГСИ. Единицы измерения величин в области ионизирующих излучений.
2.14. ГОСТ Р 22.1.01-95 БЧС. Мониторинг и прогнозирование. Основные положения.
2.16. ОСТ 95 10101-84. Охрана природы. Атмосфера. Общие требования к отбору проб радиоактивных аэрозолей и паров иода из выбросов промышленных предприятий.
2.18. ОСТ 95 10171-86. Охрана природы. Атмосфера. Отбор проб газоаэрозольных выбросов АЭС на содержание радионуклидов. Требования к условиям отбора проб.
2.20. МУ 34-70-119-85. Методические указания по отбору проб радиоактивных аэрозолей на атомных станциях. Требования к проектированию.
2.22. МИ 2453-2000 ГСИ. Методики радиационного контроля. Общие требования.
Примечание. Полный перечень нормативных документов в области метрологического обеспечения радиационного контроля приведен в п. 10.1 и в табл. 2., а стандартов, определяющих технические требования к средствам контроля радиационной обстановки — в п. 8.1 настоящих МУ.
3. Термины, определения и сокращения
3.2. Авария радиационная проектная — авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.
, (1)
3.4. Активность удельная (объемная) — отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:
Единица удельной активности — беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности — беккерель на метр кубический, Бк/м3 или внесистемная единица — беккерель на литр, Бк/л.
3.6. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) изотопов радона — и для любого сдвига равновесия их короткоживущих дочерних продуктов — это объемная активность изотопов радона, короткоживущие дочерние продукты которых находятся в равновесии и имеют ту же величину скрытой энергии, что и данная неравновесная система.
где — объемная активность и , Бк/м3; k — коэффициент равновесия (в настоящее время принят равным 0,4), отн.ед.
3.8. Величина нормируемая — нормативное значение параметра радиационной обстановки, являющееся мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков.
3.10. Вид технического средства КРО (вид средства КРО) — совокупность средств (образцовых, рабочих и индикаторов), предназначенных для контроля определенного радиационного параметра в пределах диапазонов, установленных в настоящем МУ.
3.12. Доза поглощенная (D) — значение энергии ионизирующего излучения, переданной веществу:
где — средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, а dm — масса вещества в этом объеме. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (), и имеет специальное название — грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.
(5)
При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения. Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).
, (6)
Единица эффективной дозы — зиверт (Зв),
3.15. Доза эквивалентная или эффективная ожидаемая при внутреннем облучении — доза за время , прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:
, (8)
3.16. Доза эффективная (эквивалентная) годовая — сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы — зиверт (Зв).
3.18. Дозиметр <*> (в т.ч. индивидуальный дозиметр) — прибор для измерения дозы и/или мощности дозы ионизирующего излучения и/или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им объекту (в т.ч. человеку, определенному органу или ткани человека), находящемуся в поле его действия.
3.20. Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) — радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.
3.22. Заключение санитарно-эпидемиологическое — документ, разрешающий организации в течение установленного времени проводить регламентированные работы с источниками ионизирующего излучения в конкретных помещениях, вне помещений или на транспортных средствах.
3.24. Зона радиационной аварии — территория, на которой установлен факт радиационной аварии.
3.26. Источник ионизирующего излучения (ИИИ) — (в рамках данного документа — источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие НРБ-99 и ОСПОРБ-99.
3.28. Источник радионуклидный закрытый — источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
3.30. Категория объекта радиационного — характеристика объекта по степени потенциальной опасности объекта для населения в условиях его нормальной эксплуатации и при возможной аварии.
3.32. Контроль аварийный — радиационный контроль в случае радиационной аварии.
3.34. Контроль радиометрический — прямое или расчетное определение содержания радионуклидов в воздухе, в воде, в пищевых продуктах, строительных материалах, в теле, отдельных тканях человека, на поверхности кожных покровов, одежды, обуви, на других поверхностях и в средах, измерение флюенса и мощности флюенса ионизирующего излучения, а также расчетное определение поступления радионуклидов в организм человека.
3.36. Контроль с отбором проб — способ получения информации о контролируемом параметре, при котором в установленном порядке происходит предварительный отбор и (или) подготовка пробы (отбор жидкости в кювету, прокачивание воздуха через фильтр, выпаривание, концентрирование, радиохимическое выделение нуклида и т.п.).
3.38. Контроль эпизодический (инспекционный) — контроль радиационного параметра с получением информации о текущем значении контролируемого параметра непосредственно в точке (месте) контроля по мере необходимости.
3.40. Контроль периодический (контроль текущий) — контроль радиационного параметра с получением информации о нем за (или через) определенный промежуток времени.
3.42. Место рабочее — место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно.
3.44. Облучение производственное — облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.
3.46. Обращение с отходами радиоактивными — все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и (или) захоронением радиоактивных отходов.
3.48. Органы государственного надзора за радиационной безопасностью — органы, которые уполномочены правительством Российской Федерации или ее субъектов осуществлять надзор за радиационной безопасностью.
3.50. Паспорт радиационно-гигиенический организации — документ, характеризующий состояние радиационной безопасности в организации и содержащий рекомендации по ее улучшению.
3.52. Персонал — лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).
3.54. Работа с радиоактивными веществами — все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль.
3.56. Радиометр-дозиметр — прибор, предназначенный для получения комбинированной информации, соответствующей таковой от радиометра и дозиметра.
3.58. Радиационная обстановка аварийная — РОА (или аварийная радиационная обстановка — АРО) — радиационная обстановка, соответствующая радиационной аварии; для АРО характерны: повышенная радиационная опасность или/и невозможность функционирования объекта или управления этим объектом.
3.60. Санитарно-защитная зона — территория вокруг источника ионизирующего излучения, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения населения.
3.62. Уровень исследования (УИ) — такое значение радиационного параметра (фактора), полученное в течение периода контроля, при превышении которого следует провести исследование причин его увеличения и при необходимости провести мероприятия по его снижению и улучшению радиационной обстановки.
3.64. Уровень собственного фона прибора — показания прибора для измерения ионизирующего излучения в нормальных условиях эксплуатации при отсутствии источников ионизирующего излучения, в том числе природного происхождения.
3.66. Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение — электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.
Сокращения:
АСКРО — автоматизированная система контроля радиационной обстановки
ДК — дозиметрический контроль
ЕГАСКРО — единая государственная АСКРО
ИИИ — источник ионизирующего излучения
КУ — контрольный уровень
НРО — нормальная радиационная обстановка
СЗЗ — санитарно-защитная зона
УД — уровень действия
4. Цели и задачи контроля радиационной обстановки
Его техническая реализация в виде системы контроля радиационной обстановки является измерительно-информационной подсистемой системы обеспечения радиационной безопасности предприятия, предназначенной для поддержки принятия решений по обеспечению радиационной безопасности.
Контроль радиационной обстановки на радиационных объектах зависит от категории объекта, от особенностей технологических производственных процессов, от потенциальной радиационной опасности объекта. Контроль радиационной обстановки должен осуществляться за всеми радиационными параметрами, характеризующими уровни облучения персонала и населения и загрязнение окружающей среды.
4.3. Основные цели контроля радиационной обстановки определяются сложившейся обстановкой в зоне контроля и/или динамикой ее изменения.
— надзора за соблюдением норм, правил радиационной безопасности и квот при осуществлении деятельности с использованием ИИИ или технологического оборудования, содержащего радиоактивные среды и вещества;
— оперативного выявления признаков развития аварийной ситуации, в особенности — на потенциально радиационно-опасных объектах;
4.3.2. При относительно быстром изменении радиационной обстановки и/или формирование аварийной радиационной обстановки контроль проводится в целях:
— прогноза дальнейших изменений и возможных последствий для персонала и/или определенного контингента населения;
— выбора и обоснования мер по оказанию медицинской помощи.
— оценки эффективности принятых мер и реабилитационных мероприятий;
— прогноза негативных медико-демографических последствий и обоснования реабилитационных мероприятий;
4.4. Основные задачи контроля радиационной обстановки, обеспечивающие достижение перечисленных выше целей, следующие.
4.4.2. Документальная фиксация АСКРО, аппаратурой или персоналом значений контролируемых радиационных параметров в НРО и, в особенности, в АРО.
4.4.4. Оперативная сигнализация в случае превышения контролируемыми радиационными параметрами установленных пороговых значений или возникновения аварийной радиационной обстановки.
4.4.6. Выбор мероприятий по улучшению радиационной обстановки и контроль за их эффективностью.
4.4.8. Контроль соответствия режима работы оборудования безопасным условиям.
4.4.10. Регистрация и предоставление информации для оценки дозовой нагрузки на население в НРО и АРО и для обоснования и выбора мер по оказанию необходимых защитных мер и медицинской помощи населению во время и после АРО.
Технические средства контроля должны обеспечивать: измерение радиационных параметров, используемых для оценки (определения) доз внешнего и внутреннего облучения персонала; отслеживание соответствия измеряемых радиационных параметров установленным значениям уровня контрольного (УК).
Технические средства контроля необходимы также для диагностики состояния технологического оборудования (контроль источника), при классификации отходов, при выборе способов дезактивации, а также при контроле или моделировании процессов транспорта радиоактивности в окружающую среду (контроль выбросов и сбросов) — с целью последующей оценки облучения населения — с установлением квот для населения в пределах от 10 до мкЗв/год — по п. п. 1 и 4 Приложения 2 ОСПОРБ-99.
Для расчета эффективных доз внутреннего облучения необходимо измерение объемной активности во вдыхаемом воздухе, удельной активности основных пищевых продуктов и питьевой воды, загрязнения поверхностей, одежды и т.д., т.е. необходимо определение так называемых операционных величин (или производных параметров).
Таким образом, результаты измерения операционных величин не могут быть использованы непосредственно для измерения индивидуальных доз внутреннего облучения персонала
Поскольку нормативы производных параметров при техногенном облучении рассчитаны для однофакторного значения и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, то их использование должно быть основано на условии непревышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.
5. Организация и объем контроля радиационной обстановки
5.2. Контроль радиационной обстановки должен отвечать требованиям всего комплекса принципов обеспечения радиационной безопасности, изложенных в ОСПОРБ-99, а именно: обоснованию, оптимизации и нормированию.
Контроль радиационной обстановки должен охватывать производственные помещения, территории организации в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.
В проекте предусматривается раздел «Радиационный контроль», в котором должны быть даны характеристики объекта и характер полей ионизирующих излучений (по видам излучений, энергетическому спектру, диапазонам, измеряемым параметрам, контрольным уровням и т.д.).
Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.
Числовые значения квот подлежат согласованию с территориальным центром Госсанэпиднадзора.
— для средней индивидуальной эффективной дозы облучения критических групп населения, проживающих в зоне наблюдения объекта;
Значения квот используются для расчета допустимых уровней отдельных радиационных факторов (мощности дозы излучения на границе санитарно-защитной зоны, мощности выбросов и сбросов, содержания радионуклидов в объектах окружающей среды и др.).
5.6. Определенный проектом объем радиационного контроля подлежит уточнению в процессе эксплуатации в зависимости от реально сложившейся радиационной обстановки в данной организации и на прилегающей территории, а также при изменении технологических процессов, но не реже 1 раза в 5 лет.
Регламент радиационного контроля утверждается Федеральным Управлением «Медбиоэкстрем».
6. Регламент радиационного контроля
Цель Регламента заключается в достижении приемлемой неопределенности (погрешности) определения индивидуальной дозы и уточнения ее значения путем уменьшения консерватизма дозиметрических моделей по мере приближения дозы облучения к соответствующему пределу, а также — в установлении контрольных уровней для всех показателей радиационной обстановки, для которых заданы допустимые уровни в НРБ-99.
— определение контролируемых групп персонала, для членов которых необходимо проведение радиационного контроля и, в том числе, дозиметрического контроля (ДК);
— проведение группового дозиметрического контроля для персонала организации, не включенного в контролируемые группы персонала;
— получение данных о персонале, фактически работавшем с ИИИ;
— инструктаж персонала по использованию технических средств радиационного и, в том числе, дозиметрического контроля.
— порядок организации и проведения контроля;
— вид контроля и контрольные уровни (КУ) радиационных параметров;
— периодичность контроля;
— виды работ, при выполнении которых возможно получение больших доз;
— подготовка протокола результатов.
6.3. Подготовка и обоснование Регламента проводится СРБ. Наличие Регламента является необходимым условием выдачи санитарно-эпидемиологического заключения. Регламент утверждает лицо, ответственное на предприятии за проведение радиационного контроля, и согласовывает его с территориальным органом Госсанэпиднадзора.
6.5. Порядок установления КУ определяется ОСПОРБ-99. Значения контрольных уровней устанавливаются таким образом, чтобы были гарантированы:
— планомерное снижение облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
— достигнутый уровень радиационной безопасности и защиты персонала и населения;
— вариация параметров радиационной обстановки в границах, определяющих условия нормальной эксплуатации источника излучения;
6.6. Для планирования и организации радиационной обстановки вводятся контрольные уровни радиационных параметров:
— уровень действия (УД) — такое значение радиационного параметра, при действительном или предполагаемом превышении которого следует провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте.
6.7. Общие требования и подходы к организации радиационного дозиметрического контроля (в том числе и в части Регламента) сформулированы и подробно изложены в ряде методических указаний:
МУ 2.6.1.25-2000. Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования.
В связи с этим Регламент (Программа) вышеназванных видов радиационного дозиметрического контроля должен осуществляться в соответствии с разделами этих МУ, рассматривающих вопросы Регламента.
7. Классификация аппаратуры контроля
7.1. Классификация по контролируемому радиационному параметру:
— контроль мощности эквивалентной (экспозиционной) дозы или мощности эквивалента амбиентной дозы;
— контроль поверхностной активности радионуклидов;
— контроль объемной активности радиоактивных газов;
— контроль удельной активности радионуклидов в жидкостях;
— контроль активности радионуклидов, содержащихся в организме, органе;
— контроль энергетического распределения ионизирующего излучения (спектрометрия) — при необходимости;
7.2. Классификация по виду ионизирующего излучения:
— контроль электронного (бета-) излучения;
— контроль нейтронного излучения;
7.3. Классификация приборов по назначению при эксплуатации:
— индикаторы.
— непрерывный оперативный контроль;
— периодический (текущий) контроль.
— стационарные (в том числе лабораторные);
— средства для индивидуального контроля;
7.6. Классификация аппаратуры по методу и способу контроля параметров:
— «над зеркалом», измерения в радиационных полях протяженных объемных источников);
— контроль с накоплением радиационного воздействия.
— одноканальные;
Допускается проектирование и производство средств измерения как средств целевого назначения для обеспечения типовых объектов и проектирование приборов контроля на основе комплекса агрегатированных технических средств радиационного контроля КАТСРК для различных объектов.
7.8. Система радиационного контроля объектов I и II категории по п. 3.1 ОСПОРБ-99 должна быть автоматизированной и использовать технические средства следующего назначения:
— для эпизодического (инспекционного) и периодического (текущего) контроля — переносные и носимые, а также, в особенности, в аварийных ситуациях — передвижные или подвижные технические средства;
Периодичность контроля должна определяться в зависимости от прогнозируемого или реально зафиксированного состояния радиационной обстановки.
7.10. В помещениях, где ведутся работы с нейтронными источниками с выходом нейтронов более нейтр./с, с делящимися материалами в количествах, при которых возможно возникновение самопроизвольной цепной реакции деления, а также на ядерных реакторах и критических сборках и при других работах I класса, где радиационная обстановка при проведении работ может существенно изменяться, необходимо устанавливать приборы радиационного контроля со звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами, а персонал должен быть обеспечен аварийными дозиметрами.
8. Общие технические требования к средствам контроля
8.1. Основные технические требования к средствам контроля радиационной обстановки содержатся в следующих основополагающих стандартах:
ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия.
ГОСТ 27452-87. Аппаратура контроля радиационной безопасности на атомных станциях. Общие технические требования.
ГОСТ 24525.4-80. Управление охраной окружающей среды. Основные положения-80.
8.2. Основные требования к относительной погрешности большинства рабочих средств измерений ионизирующего излучения сформулированы в ГОСТ 29074-91, а требования к основной погрешности даны и также в стандартах на поверочные схемы для средств измерений соответствующих величин. Предпочтение следует отдавать средствам измерений, имеющим относительную погрешность не более, чем от -30% до +50%.
Таблица 1. Требования к контролю параметров
При этом следует учитывать для каждого вида излучения и контролируемой среды требования, изложенные в стандартах, приведенных в разделах 8 и 10 настоящих МУ.
9. Требования к аппаратуре и организации контроля
9.1. В проектной документации каждого радиационного объекта должны быть определены возможные аварии и причины их возникновения, а также должны быть определены рабочие зоны и территории, на которых может возникнуть опасная радиационная обстановка в случае аварии (проектной и запроектной).
9.3. Измерительные задачи и объем контроля радиационной обстановки, а также параметры аппаратуры КРО и АСКРО, соответствующей категории данного объекта, должны выбираться из данных Табл. 1 настоящего документа для АРО.
— приборы контроля газоаэрозольных выбросов;
— автоматизированные системы контроля радиационной обстановки или единичные автоматизированные посты;
— переносные и лабораторные приборы, позволяющие измерять аварийные уровни мощности дозы излучений и аварийные уровни удельной активности альфа-излучателей, иода-131, цезия-134, 137, стронция-90 в различных пробах.
9.6. Аппаратура контроля радиационной обстановки должна обеспечивать возможность принятия своевременного и обоснованного решения для уменьшения последствий аварии и установления критериев для принятия неотложных мер по защите персонала, населения и объектов окружающей среды согласно Табл. 6.3, 6.4 и 6.5 НРБ-99.
«План мероприятий по защите персонала и населения в случае радиационной аварии» (п. п. 6.3, 6.4 ОСПОРБ-99);
Табель оснащения техническими средствами контроля радиационной обстановки в случае аварии (номенклатура, место хранения и т.д.);
План организации радиационного контроля персонала и населения;
10. Общие требования к метрологическому обеспечению
10.1. Основные требования к метрологическому обеспечению контроля параметров радиационной обстановки содержатся в основополагающих стандартах:
ГОСТ 8.508-73. ГСИ «Метрологические характеристики средств измерений и точностные характеристики средств автоматизации ГСП».
ГОСТ 8.437-81. «Системы информационно-измерительные. Метрологическое обеспечение. Основные положения».
10.3. Для контроля радиационной обстановки должны применяться средства измерений утвержденного типа (прошедшие испытания и внесенные в Государственный реестр средств измерений) и периодически поверяемые в установленном порядке.
11. Требование к представлению, протоколированию и хранению
11.1. Результаты контроля радиационной обстановки должны быть запротоколированы в форме, принятой на предприятии, в одной из следующих форм регистрации:
— журналы;
— магнитные носители и др.
— статистической отчетностью перед органами государственного контроля;
— отслеживанием динамики изменения всех контролируемых радиационных параметров, характеризующих состояние радиационной обстановки;
— регистрацией уровня загрязнения объектов внешней среды (при необходимости, например, после аварии).
11.3. Вопросы информационно-измерительного обеспечения индивидуального дозиметрического контроля должны решаться с учетом Методических указаний по внедрению автоматизированных систем индивидуальных доз облучения персонала «Общие требования к проектированию информационных систем ИДК предприятий Минатома России».
Таблица 2. Стандарты в области метрологии
Индивидуальную дозу облучения регистрируют в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку, а также в машинный носитель для передачи данных в информационные системы предприятий и организаций с целью создания базы данных (дозиметрических регистров) и передачи в единый банк данных о дозах облучения граждан, создаваемый Минздравом России в рамках Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан при воздействии различных ИИИ. Копия данных по облучению работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками ионизирующего излучения, должна передаваться на новое место работы; оригинал должен храниться на прежнем месте работы. Данные об индивидуальных дозах у прикомандированных лиц должны сообщаться по месту их постоянной работы.
12. Приложения
Приложение 1
РЕЗУЛЬТАТОВ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ
———————————
2. Показание СИ (X) — значение измеряемой величины, получаемое как непосредственный отсчет СИ (в том числе, после автоматизированной обработки с помощью сопряженного процессора) или после введения обязательных (регламентированных) поправок.
. (9)
для
для X
При этом интервал значений, в котором с (доверительной) вероятностью P может находиться «истинное» показание СИ, оценивается как
где разброс (неопределенность) значений вычисляется по соотношению
где t — коэффициент Стьюдента.
(14)
О метрологической корректности однократных наблюдений говорить затруднительно. Для СИ, в основе показаний которых лежит число зарегистрированных импульсов N, т.е. X = kN, в качестве среднеквадратического отклонения (СКО) обычно принимается . Для получения надежного результата всегда предпочтительно вместо выполнения одного наблюдения с большим N выполнять многократные наблюдения с меньшими N с последующей обработкой по вышеописанному алгоритму.
3. Два метрологических понятия связаны со средствами измерений и их практическим применением:
— неопределенность измерений как характеристика точности измерений искомой величины с помощью данного СИ, определяющая разброс возможных при данном измерении значений, которые могли бы быть обоснованно приписаны измеряемой величине.
4. Погрешность СИ — метрологическая характеристика СИ, определяемая как отличие показания СИ (X) от истинного значения () измеряемой величины, в качестве которого принимается значение величины, воспроизводимой соответствующим эталоном: абсолютная погрешность (в единицах измеряемой величины)
относительная погрешность
Погрешность СИ определяется как вероятностная оценка интервала возможных показаний СИ при измерении данной величины:
и — в сторону меньших значений.
, (17)
Следует иметь в виду, что при определении погрешностей СИ выполняют многократные измерения с целью максимально возможно уменьшить СКО показаний СИ. Поэтому погрешность СИ трактуется как систематическая погрешность, влияние которой на результат измерения при практическом применении СИ не может быть уменьшено проведением многократных наблюдений в неизменных условиях измерений. Погрешность СИ задается как предел погрешности (при доверительной вероятности P = 0,99) или как доверительная погрешность (при P = 0,95). Для практического применения СИ при РК разницу между названными погрешностями можно считать непринципиальной (при вероятной оценке погрешности обычно предлагается равномерный закон распределения).
6. Неопределенность измерений — параметр, определяющий интервал вокруг измеренного значения величины, внутри которого с заданной вероятностью находится истинное значение измеряемой величины.
Как и для «погрешности» применяют:
u (, ) — относительная неопределенность, определяемая как
где R — измеренное значение величины.
— погрешности средств измерений (основная и доверительные);
— методическая погрешность обработки измерительной информации (погрешность МВИ);
— неопределенность перенесения результатов измерений в точках контроля на объект в целом (представительность контроля);
7. Результат (точечного) измерения — определенное по показанию СИ значение искомой величины в заданной контрольной точке с оценкой неопределенности измерений.
, (19)
Здесь R — измеренное (или рассчитанное по измерению) значение искомой величины, а и — абсолютные неопределенности измерений в сторону больших и меньших значений, соответственно.
— случайной (в основном статистической) составляющей неопределенности измерений;
Оценивание результата измерений выполняется с использованием следующих соотношений:
, (22)
(24).
, (25)
где — доверительная погрешность применяемых СИ и МВИ.
При R < 0 (что возможно при разностных измерениях из-за статистического разброса показаний СИ) принимается R = 0. Принимается также = 0 при < 0
8. Результат контроля объекта — значение контролируемого (нормируемого, регламентируемого) для объекта параметра, определяемое по результатам точечных измерений в соответствии с принятой методикой радиационного контроля (РК), с оценкой неопределенности результата контроля:
— неопределенность результата контроля.
, (28)
9. Форма представления результатов радиационного контроля. Форма представления результатов РК регламентируется соответствующей методикой (МРК или МВИ). При этом обязательным является указание:
— оценки (полной) абсолютной неопределенности контроля при P = 0,95;
Оценка статистической неопределенности важна для анализа воспроизводимости результатов РК.
— 1 или 2 должна присутствовать вторая цифра от 0 до 9;
— от 5 до 9 вторая цифра отсутствует.
10. Критерии соответствия объекта РК нормативным требованиям.
B = Q / L, (29)
где Q — измеренное значение контролируемого параметра, — оценка неопределенности контроля, а L — значение норматива (контрольного уровня) для данного параметра.
, (31)
где i — индекс для обозначения соответствующего параметра.
, (33)
———————————
10.3. Объект нельзя признать соответствующим нормативным требованиям, если не выполняется условие (33). Однако, если при этом
то следует иметь в виду, что при проведении более точных (с меньшей неопределенностью) измерений существует вероятность получить соотношение (33).