Задачи радиационной обстановки

МУ 2.6.5.008-2016

            МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Контроль радиационной обстановки. Общие требования

Дата введения в действие — с момента утверждения

1. Разработаны Федеральным медицинским биофизическим центром им.А.И.Бурназяна ФМБА России (к.т.н. Абрамов Ю.В. — руководитель разработки, д.т.н. Клочков В.Н.), НИЦ «Курчатовский институт (к.ф.-м.н. Кутьков В.А.), НПП «Доза» (к.т.н. Нурлыбаев К., к.ф.-м.н. Мартынюк Ю.Н., к.ф.-м.н. Каракаш А.И.), ФГУП «ВНИИФТРИ» (д.т.н., профессор Ярына В.П.), АО «СНИИП» (д.т.н., профессор Б.В.Поленов).

2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 21 апреля 2016 г. N 03/2016).

3. Утверждены заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России В.В.Романовым 22 апреля 2016 г.

4. Дата введения в действие — с момента утверждения.

5. С введением настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.14-00*. Методические указания. Контроль радиационной обстановки. Общие требования. ________________ * Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: МУ 2.6.1.14-01. — Примечание изготовителя базы данных.

Введение

     Введение

Методические указания «Контроль радиационной обстановки. Общие требования» разработаны с целью создания методического документа, формулирующего общие требования к организации контроля радиационной обстановки на предприятиях (радиационных объектах) Госкорпорации «Росатом» (далее — радиационные объекты) и в организациях Федерального медико-биологического агентства на основе «Норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» и «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)» с использованием концепций и подходов, принятых в Публикации N 103 МКРЗ 2007 года* и в Международных Основных Нормах Безопасности для защиты от ионизирующего излучения и безопасности источников излучения 2014 года. ________________ * Доступ к международным и зарубежным документам, упомянутым в тексте, можно получить, обратившись в Службу поддержки пользователей. — Примечание изготовителя базы данных. Для обеспечения единства методических подходов и полноты обеспечения радиационной безопасности рассматриваются основные требования к организации и объему контроля в контролируемых условиях и при аварийной ситуации, а также технические требования к аппаратуре контроля радиационной обстановки, вопросы метрологического обеспечения измерений и требования к представлению, протоколированию и хранению информации о результатах контроля радиационной обстановки.

1. Область применения

1.1. Настоящие Методические указания (далее — Методические указания или МУ) устанавливают требования к организации, объему и Порядку (Программе, Плану, Регламенту) контроля радиационной обстановки на радиационных объектах, включая назначение, цели и задачи контроля, требования к приборному, методическому и метрологическому обеспечению контроля, а также к представлению, протоколированию и хранению результатов контроля.

1.2. Методические указания предназначены для использования при организации и проведении контроля радиационной обстановки, при разработке методов, технических средств и Порядков радиационного контроля: — на предприятиях (радиационных объектах — далее РО) и в организациях Госкорпорации «Росатом»; — на предприятиях (РО), подотчетных Госкорпорации «Росатом», независимо от их форм собственности; — в организациях Федерального медико-биологического агентства, осуществляющих государственный надзор и регулирование в области обеспечения радиационной безопасности при использовании атомной энергии; — в организациях, разрабатывающих и производящих средства дозиметрического контроля.

1.3. МУ распространяются на контроль радиационной обстановки в рабочих помещениях и на территории РО, в их санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

2. Нормативные ссылки

Настоящие МУ разработаны в соответствии со следующими нормативными документами: СанПиН 2.6.1.2523-09 — Нормы радиационной безопасности. (НРБ-99/2009): Санитарные правила и нормативы. — М. Роспотребнадзор, 2009.

СП-2.6.1.2612-10 — Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010): Санитарные правила и нормативы (в ред. Изменений N 1, утв. Постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 16.09.2013 N 43). — М. Роспотребнадзор, 2010. ГОСТ 8.638-2013 — Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Общие положения.

3. Цели и задачи контроля радиационной обстановки

3.1. Контроль радиационной обстановки на РО является неотъемлемой частью производственного контроля. Его техническая реализация в виде системы контроля радиационной обстановки является измерительно-информационной подсистемой общей системы обеспечения радиационной безопасности. Организация контроля радиационной обстановки должна соответствовать требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010.

3.2. Организация контроля радиационной обстановки на РО зависит от категории объекта и особенностей технологических производственных процессов. Радиационная обстановка на РО определяется совокупностью радиационных параметров, характеризующих уровень опасности их воздействия на персонал и население в контролируемых условиях обращения с ИИИ и при радиационной аварии. Контроль радиационной обстановки в зависимости от характера работ, как правило, включает измерения следующих параметров: — мощность амбиентного/направленного эквивалента дозы; — плотность потока ионизирующих частиц; — поверхностное загрязнение радионуклидами; — объемная активность радиоактивного аэрозоля (паров) в воздухе; — объемная активность радиоактивных газов; — удельная (объемная) активность радионуклидов в жидкостях; — удельная (объемная) активность радионуклидов в твердых телах; — удельная (объемная) активность радионуклидов в различных объектах окружающей среды; — плотность выпадений радионуклидов на почву; — энергетическое распределение ионизирующего излучения (спектрометрические измерения). Контроль радиационной обстановки проводится в производственных помещениях радиационного объекта, на территории его промплощадки, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения в соответствии с установленной категорией объекта по потенциальной радиационной опасности. При проведении контроля радиационной обстановки используются дозиметрические, радиометрические и спектрометрические приборы и автоматизированные системы контроля радиационной обстановки, входящие в Аварийно-ситуационный центр ГК «Росатом» и Единую Государственную Автоматизированную Систему Контроля Радиационной Обстановки (ЕГАСКРО).

3.3. Основные цели контроля радиационной обстановки определяются сложившейся обстановкой в зоне контроля и/или динамикой ее изменения.

3.3.1. В условиях слабого изменения контролируемых радиационных параметров в пределах нормативных уровней контроль радиационной обстановки проводится в целях: подтверждения соблюдения норм и правил радиационной безопасности при осуществлении деятельности с использованием ИИИ или технологического оборудования, содержащего радиоактивные среды и вещества; документальной фиксации значений контролируемых радиационных параметров в условиях нормальной эксплуатации; оперативного выявления признаков развития аварийной ситуации, в особенности на потенциально опасных радиационных объектах; оценки воздействия радиационных факторов на персонал, население и окружающую среду.

3.3.2. При относительно быстром изменении радиационной обстановки и/или формировании аварийной радиационной обстановки контроль проводится в целях: оперативного выявления происходящих изменений, их причин и степени их опасности; составления прогноза дальнейших изменений и возможных последствий для персонала и/или критической группы населения; определения необходимых мер по обеспечению радиационной безопасности и нормализации радиационной обстановки; выбора и обоснования мер по оказанию медицинской помощи.

3.3.3. После принятия необходимых мер по улучшению и нормализации радиационной обстановки контроль проводится в целях: оценки эффективности принятых мер и реабилитационных мероприятий; составления прогноза негативных медико-демографических последствий и обоснования реабилитационных мероприятий; выявления медико-демографических последствий от радиационного воздействия.

3.4. Основные задачи контроля радиационной обстановки, обеспечивающие достижение перечисленных выше целей, следующие.

3.4.1. Контроль соответствия измеренных значений радиационных параметров установленным значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).

3.4.2. Документальная фиксация АСРК, аппаратурой или персоналом СРБ значений контролируемых радиационных параметров в контролируемых условиях и в условиях аварийной радиационной обстановки.

3.4.3. Контроль динамики изменений значений радиационных параметров и, прежде всего, в случае ухудшения радиационной обстановки.

3.4.4. Оперативная световая и звуковая сигнализация в случае превышения контролируемыми радиационными параметрами установленных пороговых значений или возникновения аварийной радиационной обстановки.

3.4.5. Идентификация причин ухудшения радиационной обстановки с выявлением конкретного оборудования, технологического процесса или других причин, вызвавших это ухудшение.

3.4.6. Определение перечня необходимых мероприятий по улучшению радиационной обстановки и контроль их эффективности.

3.4.7. Обоснование и определение временного режима работы персонала и оборудования.

3.4.8. Контроль соответствия режима работы оборудования безопасным условиям.

3.4.9. Получение данных для осуществления дозиметрического контроля индивидуальных доз облучения персонала методом дозиметрического контроля рабочих мест.

3.4.10. Регистрация и предоставление информации для оценки дозовой нагрузки на население в контролируемых условиях и в условиях радиационной аварии и для обоснования и выбора мер по оказанию необходимых защитных мер и медицинской помощи населению во время аварии и после ее ликвидации.

3.5. Технические средства контроля должны обеспечивать: — измерение радиационных параметров, используемых для оценки (определения) доз внешнего и внутреннего облучения персонала; — измерение параметров радиационной обстановки в соответствии с утвержденным Порядком контроля на рабочих местах, в производственных помещениях, на территории радиационного объекта, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения; — отслеживание соответствия измеряемых радиационных параметров установленным значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).

4. Организация и объем контроля радиационной обстановки

4.1. Контроль радиационной обстановки должен отвечать требованиям всего комплекса принципов обеспечения радиационной безопасности, изложенных в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010, а именно: обоснованию, оптимизации и нормированию.

4.2. При работе с техногенными ИИИ для объекта соответствующей категории по потенциальной радиационной опасности предусматривается конкретный объем контроля радиационной обстановки, отраженный в Порядке радиационного контроля: перечень видов контроля и контролируемых параметров, точек измерения и периодичности контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры и т.д. Контроль радиационной обстановки распространяется на производственные помещения, территорию промплощадки, санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения.

4.3. Общие требования к объему контроля радиационной обстановки устанавливаются на этапе проектирования нового объекта по согласованию с органами государственного регулирования радиационной безопасности при использовании атомной энергии.

4.4. 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.

4.5. Организация и объем контроля радиационной обстановки на предприятиях, где ведутся работы с ИИИ, должны соответствовать Порядку радиационного контроля.

5. Порядок радиационного контроля

5.1. Порядок (Программа, План, Регламент) радиационного контроля в части организации контроля радиационной обстановки содержит порядок организации и проведения контроля радиационной обстановки в производственных помещениях, территории промплощадки, санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения, включая: — вид контроля и контрольные уровни радиационных параметров; — объекты радиационного контроля; — контролируемые виды и энергетические спектры излучения; — используемые приборы радиационного контроля; — используемые МВИ; — периодичность контроля; — форму представления и регистрации результатов радиационного контроля. Для большинства конкретных производств (или отдельных участков технологической цепочки) необходимо определять и устанавливать в Порядке обоснованный объем контроля, постоянно подтверждая и уточняя его с учетом изменяющейся радиационной обстановки, но не реже 1 раза в 5 лет. В данном документе рассматриваются лишь общие требования к составляющим Порядка, которые необходимо учитывать при его разработке и введении.

5.2. Подготовку и обоснование Порядка на действующих радиационных объектах проводит СРБ радиационного объекта. Порядок утверждает лицо, ответственное на предприятии за обеспечение радиационной безопасности, и согласовывает его с федеральным органом, уполномоченным осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

5.3. Для целей оперативного управления источником облучения персонала администрация организации устанавливает контрольные уровни. КУ не является допустимым значением контролируемой величины. Он используется для определения необходимых действий, когда значение контролируемой величины превышает или по прогнозу должно превысить контрольный уровень. Действия, которые будут предприняты, должны быть определены при установлении контрольных уровней и могут изменяться от простой регистрации информации, проведения исследований в целях выяснения причины наблюдаемых изменений в радиационной обстановке и оценки последствий вплоть до проведения вмешательства в процесс эксплуатации источника путем проведения мероприятий для обеспечения условий более безопасной эксплуатации источника и, как следствие, уменьшения индивидуальной годовой эффективной дозы облучения персонала и радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды.

5.4. Порядок установления КУ определяется ОСПОРБ-99/2010. Значения контрольных уровней устанавливаются таким образом, чтобы были гарантированы:

непревышение основных дозовых пределов; планомерное уменьшение облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды. При установлении контрольных уровней учитывается: достигнутый уровень радиационной безопасности и защиты персонала и населения; облучение всеми подлежащими контролю источниками; вариация параметров радиационной обстановки в границах, определяющих условия нормальной эксплуатации источника излучения; возможная неопределенность результатов контроля.

6. Классификация средств контроля радиационной обстановки

6.1. Для контроля радиационной обстановки используются дозиметрические, радиометрические и спектрометрические приборы. Дозиметрические приборы предназначены для измерения операционных дозиметрических величин: амбиентного, направленного и индивидуального эквивалентов доз, являющихся консервативными оценками нормируемых величин: эффективной и эквивалентных доз. Радиометрические приборы измеряют физические величины: активность или число ионизирующих частиц. Спектрометрические приборы измеряют физические величины: число ионизирующих частиц и их энергию. Физические величины, измеряемые радиометрическими и спектрометрическими приборами, лишь косвенно связаны с дозами облучения.

6.2. Аппаратура радиационного контроля подразделяется по контролируемому радиационному параметру на приборы контроля: — амбиентного эквивалента дозы; — мощности амбиентного/направленного эквивалента дозы; — плотности потока ионизирующих частиц; — поверхностной активности; — объемной активности радиоактивных аэрозолей (паров); — объемной активности радиоактивных газов; — удельной (объемной) активности радионуклидов в жидкостях; — удельной (объемной) активности радионуклидов в твердых телах; — активности радионуклидов, содержащихся в организме, органе; — плотности радиоактивного загрязнения почвы; — энергетического распределения ионизирующего излучения (спектрометрия) — при необходимости; — двух и более параметров, обеспечиваемых средствами одной функциональной группы (комбинированные).

6.3. Классификация по виду ионизирующего излучения: контроль альфа-излучения; контроль электронного (бета-) излучения; контроль фотонного излучения; контроль нейтронного излучения; контроль смешанного излучения.

6.4. Классификация по временному характеру контроля: — непрерывный (оперативный) контроль; — эпизодический (инспекционный) контроль; — периодический (текущий) контроль. К приборам непрерывного (оперативного) контроля относится контроль посредством автоматизированных систем радиационного контроля (АСРК). Этот вид контроля предполагает сбор информации количественного характера, который не требует длительных наблюдений, но показывает тенденцию развития радиационной обстановки. К эпизодическому (инспекционному) контролю относится, например, дозиметрический контроль рабочих мест с целью оценки условий труда. Периодический (текущий) контроль индивидуальных доз осуществляется, например, при индивидуальном дозиметрическом контроле внешнего облучения.

6.5. Классификация технических средств контроля по исполнению, связанному с местом размещения и способом применения при эксплуатации: стационарные (в том числе лабораторные); переносные; средства для индивидуального контроля; носимые, в т.ч. передвижные или подвижные (в т.ч. для аварийных ситуаций). В зависимости от типа размещения предъявляются разные требования к механическим, электрическим, электромагнитным свойствам приборов в соответствии со стандартом МЭК 62706, ред.1, 2012-12, «Приборы радиационной защиты — Требования к окружающей среде и электромагнитным, механическим свойствам».

6.6. Классификация по методу и способу контроля параметров: — непосредственный контроль; — контроль с отбором и подготовкой проб; — контроль с накоплением радиационного воздействия.

6.7. Классификация технических средств для непрерывного контроля радиационной обстановки: — одноканальные; — многоканальные (от двух и до любого числа каналов).

6.8. Приборы КРО, контролирующие параметры полей ионизирующего излучения, подразделяются по характеру полей: приборы, контролирующие параметры непрерывных полей, и приборы, контролирующие параметры импульсных полей. Дозиметрия импульсных полей ионизирующего излучения имеет особенности, обсуждаемые в МУ 2.6.5.037-2016.

6.9. Технические средства (кроме пассивных, накопительных дозиметров) должны обеспечивать звуковую, световую или другую сигнализацию о превышении заданных уровней параметров, характеризующих радиационную обстановку.

6.10. Автоматизированная система радиационного контроля объектов I и II категорий может использовать технические средства следующего назначения: — для текущего (непрерывного) контроля — стационарные автоматизированные технические средства; — для операционного контроля — переносные и носимые, а также, в особенности в аварийных ситуациях, передвижные или подвижные; — для лабораторного анализа — лабораторная аппаратура, средства отбора и подготовки проб для анализа. Периодичность контроля должна определяться в зависимости от прогнозируемого или реально зафиксированного состояния радиационной обстановки.

6.11. Автоматизированные системы должны обеспечивать контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, анализ хранения получаемой информации и выдачу отчетной информации, а также сигнализацию о превышении заданных уровней параметров, характеризующих радиационную обстановку.

6.12. В помещениях, где ведутся работы с нейтронными источниками с выходом нейтронов более 10 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 с открытыми источниками излучения, где радиационная обстановка при проведении работ может существенно изменяться, необходимо применять приборы радиационного контроля со звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами, а персонал должен быть обеспечен аварийными дозиметрами.

7. Общие технические требования к средствам контроля радиационной обстановки

7.1. Технические, метрологические и эксплуатационные характеристики приборов КРО определяются нормативными требованиями, производственной необходимостью и целесообразностью, возможностями приборостроения и требованиями метрологии ионизирующего излучения. Требования к характеристикам приборов КРО приводятся в стандартах.

7.2. В настоящее время наиболее полный перечень стандартов по приборам КРО, разработанных в Техническом комитете 45 Международной электротехнической комиссии (МЭК) и Международной организации по стандартизации (ИСО), приведен в Приложении 5.

7.3. Общие положения стандартов МЭК Требования к техническим, метрологическим и эксплуатационным характеристикам приборов КРО стандартов МЭК приведены в Приложениях 3 и 4 к данным МУ.

8. Требования к аппаратуре и организации контроля радиационной обстановки в случае аварий

8.1. Технические средства радиационного контроля должны обеспечить обнаружение радиационной аварии, а запланированные организационные мероприятия — обеспечить срочные меры по прекращению развития аварии, поддерживая контроль над источником излучения в аварийной ситуации.

8.2. Перечень основных технических средств, соответствующих выбранным техническим параметрам, для обнаружения и ликвидации последствий аварии: — приборы контроля газоаэрозольных выбросов; — приборы контроля жидких сбросов; — автоматизированные системы контроля радиационной обстановки или единичные автоматизированные посты; — специализированные посты и передвижные технические средства для отбора проб воды, воздуха, почвы и т.п.; — переносные и лабораторные приборы, позволяющие измерять аварийные уровни мощности дозы излучения и аварийные уровни удельной (объемной) активности альфа-излучателей и аварийные уровни удельной (объемной) активности бета-, гамма-излучателей, выброс которых возможен на радиационном объекте, в различных пробах. Технические средства контроля газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов, учетные и оперативные средства ИДК, автоматизированные системы контроля радиационной обстановки способны работать как в нормальных, так и в аварийных условиях эксплуатации радиационного объекта. Работа в аварийных условиях накладывает дополнительные требования к переносным дозиметрам гамма-, бета- и рентгеновского излучений, которые приведены в Приложении 4.

8.3. Объекты I и II категорий рекомендуется оснастить подвижными радиометрическими лабораториями, оснащенными необходимой аппаратурой для контроля радиационной обстановки и отбора проб на территории СЗЗ и ЗН объекта.

8.4. Информация, получаемая с помощью аппаратуры 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-99/2009.

8.5. Своевременная сигнализация о возможной аварийной ситуации может приводить к минимизации материального ущерба и ущерба персоналу от аварий. Требования к приборам КРО по обнаружению и сигнализации о СЦР из соответствующих стандартов приведены в Приложении 4.

9. Общие требования к метрологическому обеспечению измерений параметров радиационной обстановки

9.1. Службы организаций, осуществляющие радиационный контроль, должны быть аккредитованы в установленном порядке.

9.2. Для контроля радиационной обстановки должны применяться средства измерений утвержденного типа (прошедшие испытания и внесенные в Федеральный информационный фонд по обеспечению единства измерений) и периодически поверяемые в установленном порядке.

9.3. Методики выполнения измерений при контроле радиационной обстановки должны удовлетворять требованиям ГОСТ 8.638-2013 и МИ 2453-2015, быть аттестованы и зарегистрированы в Федеральном информационном фонде по обеспечению единства измерений в установленном порядке.

9.4. При оценивании результатов контроля радиационной обстановки следует руководствоваться Концепцией, представленной в Приложении 2.

10. Требования к представлению, протоколированию и хранению результатов контроля радиационной обстановки

10.1. Результаты контроля радиационной обстановки должны храниться на бумажном или электронном носителе. Объем фиксируемой и сохраняемой информации определяется следующими задачами: статистической отчетностью перед органами государственного контроля; определением годовых эффективных доз внешнего облучения персонала и расчетом годовых эффективных доз внутреннего облучения персонала; отслеживанием динамики изменения всех контролируемых радиационных параметров, характеризующих состояние радиационной обстановки; фиксацией контролируемых радиационных параметров, характеризующих выбросы и сбросы с целью оценки и анализа загрязнения воздушной и водной среды; регистрацией уровня загрязнения объектов внешней среды (при необходимости, например после аварии).

10.2. В случае если значение измеряемой величины меньше нижнего предела диапазона измерения, результат контроля регистрируется равным пределу измерения.

Приложение 1 (информационное). Термины, определения и сокращения

Приложение 1 (информационное)

В настоящих методических указаниях используются термины и определения, представленные в Приложении 1 Методических указаний «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования». Сокращения: АСРК — автоматизированная система радиационного контроля; АСКРО — автоматизированная система контроля радиационной обстановки; ЕГАСКРО — единая государственная АСКРО; ИИИ — источник ионизирующего излучения; ИСО — Международная организация по стандартизации (International Organization for Standardization, ISO); КРО — контроль радиационной обстановки; КУ — контрольный уровень; МВИ — методика выполнения измерений; МУ — Методические указания; МЭК — Международная электротехническая комиссия; РО — радиационный объект; СЗЗ — санитарно-защитная зона; СРБ — служба радиационной безопасности

Приложение 2 (справочное). Концепция оценивания и представления результатов радиационного контроля

Приложение 2 (справочное)

1. Настоящая концепция основывается на применении терминов и понятий в соответствии с: — ГОСТ 8.638-2013 «ГСИ. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения»; — ГОСТ Р 54500.3-2011 «Неопределенность измерения. Часть 3. Руководство по выражению неопределенности измерения»; — РМГ 29-2013 «ГСИ. Метрология. Основные термины и определения».

2. Результат измерения величины — множество значений величины, приписываемых измеряемой величине вместе с любой доступной и существенной информацией. Форма представления результатов радиационного контроля (РК) регламентируется методикой радиационного контроля (МРК). При этом обязательным является указание: — измеренного (рассчитанного по результату измерений) значения контролируемой величины; — оценки неопределенности измерений для доверительной вероятности =0,95.

3. При РК измерениям подлежат операционные величины, назначаемые для оценки нормируемых (контролируемых) величин на основе тех или иных дозиметрических моделей и их параметров. При этом особенностями измерений при РК являются: — существенный вклад статистической составляющей неопределенности измерений, которую следует оценивать в конкретном измерении; — наличие существенных факторов, влияющих на достоверность показаний средств измерений; — особенности самого объекта РК.

4. Значение измеряемой (контролируемой) величины в РК в общем виде определяется уравнением измерений:

,

где — показание средства измерений; — функция, устанавливающая введение поправочных коэффициентов , учитывающих влияние -го фактора, в том числе — параметр, учитывающий особенности объекта РК и условия нормирования.

5. Неопределенность измерений — характеристика точности измерений искомой величины, определяющая разброс возможных при данном измерении значений, которые могли бы быть обоснованно приписаны измеряемой величине. При РК неопределенность измерений оценивается как интервал вокруг измеренного значения величины, внутри которого с вероятностью =0,95 находится действительное значение измеряемой величины. Понятие «погрешность», которым характеризуют отличие от истинного (действительного) значения величины, не применимо к результату измерений.

6. В практике радиационных измерений используются: — стандартная неопределенность измерений — оценка неопределенности для отдельных -х составляющих, выраженная в виде среднего квадратического отклонения (СКО) ; — суммарная стандартная неопределенность измерений — оценка неопределенности для совокупности всех составляющих, выраженная в виде СКО (); — расширенная неопределенность измерений — произведение суммарной стандартной неопределенности и коэффициента охвата , принимаемого для учета выбранной доверительной вероятности.

7. Стандартные неопределенности оцениваются отдельно для каждой составляющей, и вместе они образуют бюджет неопределенности измерений. Суммарная стандартная неопределенность измерений рассчитывается суммированием -х составляющих неопределенностей с учетом их вкладов в соответствии с уравнением измерений:

,

где:

.

8. Расширенная неопределенность измерений рассчитывается как

где: — коэффициент расширения (в РК для доверительной вероятности =0,95 принимается =2).

Способы оценивания неопределенностей измерений

9. Различают два способа оценивания: — по типу A — оценивание составляющих неопределенности путем статистического анализа измеренных значений величин, полученных при определенных условиях; — по типу B — оценивание составляющих неопределенности способами, отличными от оценивания по типу A.

10. При оценивании неопределенности по типу A стандартная неопределенность рассчитывается как среднее квадратическое отклонение для среднего арифметического значения для ряда значений величины в данных измерениях. Относительная стандартная неопределенность:

,

где: — значение в -м наблюдении (=1, 2………n), — среднее арифметическое значение. Для средства измерений, показания которого основываются на числе зарегистрированных отсчетов (т.е. , где — коэффициент преобразования), в качестве относительного СКО может приниматься . Однако следует иметь в виду, что для получения надежного результата предпочтительно вместо выполнения одного наблюдения с большим выполнять многократные наблюдения с меньшими с последующей обработкой по вышеуказанному алгоритму.

11. При оценивании неопределенности по типу B используют оценки максимальных погрешностей или неопределенностей и составляющих величин (погрешности средств измерений, неопределенности поправочных коэффициентов, погрешность метода измерений и др.). Стандартная неопределенность для составляющих величин в этом случае оценивается как СКО в предположении равномерного распределения их погрешностей:

.

Составляющие неопределенности при радиационном контроле

12. При РК назначаются следующие составляющие неопределенности:

12.1. Инструментальная (приборная) неопределенность, обусловленная основной погрешностью средства измерений (оценивается по типу B);

12.2. Измерительная неопределенность, связанная с условиями измерений: — статистическая составляющая неопределенности измерений (оценивается по типу A); — обусловленные погрешностями (неопределенностями) поправочных коэффициентов , вводимых для учета дополнительных погрешностей средств измерений (оцениваются по типу B).

12.3. Интерпретационная составляющая неопределенности, обусловленная особенностями объекта РК и представительностью РК (оцениваются по типу A и B в зависимости от задачи РК).

13. Суммарная стандартная неопределенность измерений оценивается по соотношению:

,

где: — инструментальная неопределенность, обусловленная основной погрешностью средства измерений : ; — статистическая неопределенность измерений в соответствии с п.10; — неопределенность, обусловленная погрешностью поправочного коэффициента или -й дополнительной погрешностью средства измерения (если поправочный коэффициент не вводится, тогда =1):

;

— неопределенность интерпретации результата измерения в контрольной точке объекта применительно к объекту в целом или к заданным условиям нормирования.

14. При оценке неопределенности измерений операционных величин не следует учитывать неопределенности принятых в их обоснование моделей и их параметров.

Использование результатов РК

15. Множество значений контролируемой величины, представляющее результат РК задается диапазоном:

.

Здесь: ; , где: — измеренное значение; — абсолютная (в единицах измеряемой величины) неопределенность; — относительная неопределенность.

16. Радиационному контролю присущи существенные неопределенности. Критерии подтверждения соответствия результатов РК установленным требованиям должны назначаться с учетом неопределенностей измерений и риска от принятия недостоверного решения. Критерии устанавливаются применительно к конкретным измерительным задачам РК и формулируются в методиках радиационного контроля.

17. Следует различать задачи РК:

17.1. Достижение четко детерминируемых эффектов с жесткими точностными требованиями.

17.2. Подтверждение гарантированного непревышения (превышения) установленных нормативов (предельно допустимых уровней).

17.3. Регулирование радиационной безопасности (РБ) с регистрацией официальных результатов РК.

18. В случаях решения задач по п.п.17.1 и 17.2 для принятия решения по результатам РК используются и . Например: или , где — установленный норматив (контрольный уровень).

19. В случае решения задач по п.17.3 регистрируются и используются в учетных документах измеренные значения с отдельным указанием неопределенности . При оценке соблюдения принципа нормирования РБ следует руководствоваться максимальным значением с учетом неопределенности нормативов и риска принятия недостоверного решения.

20. Для обеспечения метрологической совместимости результатов измерений устанавливаемые критерии соответствия не должны нивелировать требования к точности измерений, а именно к измерительной составляющей неопределенности измерений.

Оценивание соответствия при многофакторном РК

21. Нормативы для контролируемых (операционных) величин устанавливаются исходя из монофакторного воздействия. При наличии нескольких параметров для РК объекта для оценивания соответствия объекта нормативным требованиям используется параметр соответствия и неопределенность его определения , рассчитываемые по совокупности результатов измерений всех нормируемых параметров:

, ,

где — индекс для обозначения соответствующего параметра.

Приложение 3 (справочное). Технические, метрологические и эксплуатационные требования к средствам контроля радиационной обстановки в соответствии со стандартами МЭК и ИСО

Приложение 3 (справочное)

Общемировой опыт эксплуатации приборов КРО отражен в следующих общих положениях стандартов МЭК: неопределенности результатов измерения имеют следующие источники: — собственная погрешность средств измерения; — неопределенность, обусловленная зависимостью чувствительности прибора от энергии и угла падения излучения на детектор измерителя; — дополнительные неопределенности, обусловленные отличиями внешних условий измерения от установленных нормальных условий: температуры окружающей среды, давления, внешнего электромагнитного поля и др. Собственная погрешность средств измерений определяется в стандартных условиях испытаний и обусловлена нелинейностью чувствительности и статистическими флуктуациями средства измерений. Общие термины: действительный диапазон измерения — диапазон значений измеряемой величины, в котором рабочие характеристики средства измерения удовлетворяют требованиям соответствующего стандарта; время отклика приборов — время установления показания 90% нового значения при резком изменении мощности дозы. Требование к времени отклика является требованием как к чувствительности детекторов прибора, так и к алгоритму обработки сигналов в дозиметрах; ограничение диапазона измерений: требование к линейности чувствительности ограничивает верхнюю границу, а требование к статистическим флуктуациям и времени отклика — нижнюю границу диапазона измерений приборов КРО; калибровка дозиметров при мощностях доз менее 10 мкЗв/ч невозможна в стандартных условиях. Необходимость измерения прибором мощностей доз ниже 0,1 мкЗв/ч должна быть обоснована, и значения нижней границы диапазона измерения дозиметрами ниже 0,1 мкЗв/ч должны подтверждаться специальными исследованиями. Автоматизированные многоканальные системы радиационного контроля (АСРК) должны обеспечивать контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, анализ хранения получаемой информации и выдачу отчетной информации, а также сигнализацию о превышении заданных уровней параметров, характеризующих радиационную обстановку.

1. Составной частью АСРК являются стационарно закрепленные блоки детектирования, предназначенные для измерения мощностей доз гамма- и нейтронных излучений. Стационарные измерители мощности дозы используются для непрерывного контроля радиационной обстановки зон, в которых поле излучения может меняться со временем, например атомных станций, ускорителей частиц, лабораторий, в которых работают с высокой радиоактивностью, предприятий по переработке облученного топлива и т.д., а также для генерации аварийных сигналов там, где поле излучения превышает установленные предельные уровни.

Термины и определения стандартов МЭК для дозиметров гамма- и нейтронных излучений действительный диапазон измерений — диапазон значений измеряемой величины, в котором рабочие характеристики дозиметра (измерителя мощности) эквивалента дозы удовлетворяют требованиям стандарта; коэффициент вариации (для оценки статистической флуктуации) — отношение оценки стандартного отклонения к среднему арифметическому значению совокупности измерений; отклик — отношение индицируемой дозиметром величины к условно истинной величине; время отклика — время между первичным облучением детектора и достижением 90% показаний конечного значения мощности дозы дозиметра; относительная погрешность показаний — отношение погрешности индикации измеряемой величины к условно истинной величине, выражаемое в процентах; относительная собственная погрешность — относительная погрешность показаний устройства от образцового излучения в стандартных условиях калибровки; эталонное излучение. Все испытания должны проводиться с использованием источника Cs, если не указано иное. Отклик детектора к бета-излучению нуклида Sr/Y (ИСО 6980-1 и ИСО 6980-3) должен быть заявлен производителем. При определении отклика к нейтронам необходимо использовать источники Cf или Am/Be (ИСО 8529).

1.1. Требования к основным техническим характеристикам стационарных дозиметров (измерителей мощности дозы) гамма-излучения приведены в стандарте МЭК 60532, ред. 3, 2010-08, Приборы радиационной защиты — Стационарные измерители мощности дозы, приборы оповещения и мониторы рентгеновского и гамма-излучения с энергией от 50 КэВ до 7 МэВ. Требования к радиационным характеристикам Линейность отклика при облучении эталонным излучением не должна превышать ±30% во всем действительном диапазоне измерений в стандартных условиях калибровки. Примечание. Эта неопределенность является дополнительной к неопределенности условно истинного значения мощности дозы.

Изменение отклика с энергией излучения. Отклик в стандартном направлении для энергии фотонов от 80 кэВ до 1,5 МэВ должен быть в пределах от -25% до +40%. Для узлов, предназначенных для использования в диапазоне энергий от 50 кэВ до 80 кэВ и/или больше, чем 1,5 МэВ, значение изменения отклика подлежит согласованию между покупателем и производителем. Если дозиметр должен быть использован в атомных энергетических установках, изменение отклика до 7 МэВ должно соответствовать требованиям, согласованным покупателем и производителем. Изменение отклика с углом падения излучения. Изменение отклика с углом падения к стандартному направлению: — должно находиться в пределах ±20% для энергии гамма-квантов 661,6 кэВ и углов падения 0°, ±15°, ±30°, ±45°, ±60°; — определяется производителем для энергии 83 кэВ и углов 0°, ±15°, ±30°, ±45°, ±60°; — должно находиться в пределах ±30% для энергии 59,5/60 кэВ и углов 0°, ±15°, ±30°, ±45°, ±60°, где это применимо. Производитель должен привести данные об отклике при угле падения 90°. Отклик к бета-излучению (нейтронам) должен быть заявлен изготовителем, если предполагается использование детектора в присутствии бета-излучения (нейтронов). Статистические флуктуации. Коэффициент вариации мощности дозы, обусловленный случайными флуктуациями, должен быть меньше 20% для наиболее чувствительного поддиапазона и 10% для других поддиапазонов. Время отклика должно быть таким, что при резком изменении мощности дозы индикация должна достигнуть 90% нового значения за время: — 60 с для мощностей доз меньше 60 мкЗв/ч; — определяется по формуле: [60 — (мощность дозы — 60) 50/940)] с, где мощность дозы в мкЗв/ч, для мощностей доз от 60 до 1000 мкЗв/ч; — 10 с для мощностей доз более 1000 мкЗв/ч. Метод испытаний предполагает изменение мощностей доз в 10 раз. Разделы 7-8 стандарта предъявляют требования к электрическим, механическим характеристикам и характеристикам окружающей среды, а также к документации. В Приложении А стандарта (Мониторинг импульсного ионизирующего излучения) приведена информация об особенностях дозиметрии импульсного ионизирующего излучения.

1.2. Требования к основным техническим характеристикам стационарных дозиметров (измерителей мощности дозы) нейтронного излучения приведены в стандарте МЭК 61322, ред. 1, 1994-11, Приборы радиационной защиты — Стационарные измерители мощности эквивалента дозы, предупреждающие сборки и мониторы для нейтронного излучения от тепловой энергии до 15 МэВ.

Стандарт распространяется на приборы, которые измеряют мощность амбиентного эквивалента дозы в диапазоне энергий от тепловых до 15 МэВ для целей радиационной защиты. Оборудование данного типа определяется как дозиметр нейтронного излучения. Как правило, диапазон измерения от 10 мкЗв в час и выше. Этот стандарт не может быть непосредственно применим к оборудованию для использования в импульсных радиационных полях, например исходящих от импульсного излучения или частиц на ускорителях. Настоящий стандарт не распространяется на мониторы критичности, или узлы, предназначенные для предоставления информации о рабочих параметрах ядерных реакторов в целях контроля. Требования к конструкции Оборудование должно измерять мощность амбиентного эквивалента дозы в диапазоне энергий от тепловых нейтронов до нейтронов с энергиями 15 МэВ. Любая задержка больше, чем 2 с, в активации сигнализации должна быть такой, чтобы доза в результате этой задержки не была бы более 100 мкЗв. Действительный диапазон измерения должен охватывать по крайней мере 4 декады. Типичный действительный диапазон — от 10 мкЗв/ч до 100 мЗв/ч. Если может потребоваться измерение мощности эквивалента дозы до 1 Зв/ч или выше, это должно быть включено в соглашение между потребителем и изготовителем. При высоких мощностях эквивалента доз рекомендуется, когда это возможно, в пределах, установленных для статистических флуктуаций, снижать время отклика. При сокращении времени отклика много ниже 1 с необходимо уменьшить статистические флуктуации. Требования к испытаниям Должно использоваться эталонное излучение нейтронных источников Am-Be, Cf или D(d,n)He. Угол падения излучения — направление калибровки ±10°. В стандартных условиях калибровки относительная собственная погрешность не должна быть более ±30%. Для целей радиологической защиты желательно, чтобы изменение отклика с энергией нейтронов на заданном интервале энергий не превышало 50%. В диапазоне углов падения излучения от 0 до 120° изменение относительного отклика не должно быть больше ±25%. Изготовитель должен указать относительное изменение отклика для углов больше ±120°. Статистическая флуктуация: коэффициент вариации должен быть не больше ±20%. Время отклика до достижения показаний 90% от нового значения при резком изменении мощности дозы должно быть: <100 с для мощности дозы H*(10) менее 0,1 мЗв/ч; <30 с для H*(10) между 0,1 мЗв/ч и 1 мЗв/ч; <10 с для H*(10) больше 1 мЗв/ч. В других разделах стандарта приведены требования к электрическим, электромагнитным, механическим характеристикам и характеристикам окружающей среды, к перечню документации. В Приложениях приведены конверсионные коэффициенты между флюенсом нейтронов и дозой H*(10) разных энергий нейтронов и спектров образцовых нейтронных источников и руководство по количеству независимых показаний приборов, необходимых для установления истинного различия индикации.

2. Радиометрические установки для контроля объемной активности альфа- и бета-излучающих аэрозолей, радиоактивных инертных газов, изотопов йода и трития могут применяться для КРО как автономно, так и в составе АСРК. Высокая объемная активность сигнализирует об опасности внутреннего облучения персонала и о выходе работ технологических установок за допустимые пределы. Термины для радиометров аэрозолей, радиоактивных инертных газов, изотопов йода и трития действительный диапазон измерения — диапазон измерения, в пределах которого выполняются требования стандарта; коэффициент вариации — отношение стандартного отклонения к среднеарифметическому значению совокупности n измерений; погрешность показаний — разность между индицируемой активностью и условно истинной активностью в точке измерения; относительная собственная погрешность — погрешность показания прибора по отношению к заданной активности при заданных эталонных условиях.

2.1. Требования к характеристикам установок контроля концентрации аэрозолей изложены в стандарте МЭК 61172 (1992-09) Ред.1.0, Приборы радиационной защиты — Оборудование мониторинга — Радиоактивные аэрозоли в окружающей среде. Термины монитор аэрозолей в окружающей среде — оборудование для постоянного измерения объемной активности аэрозолей в окружающей среде с устройством предупредительной сигнализации, срабатывающей при превышении установленного уровня; условно истинная интенсивность поверхностного испускания — наилучшая оценка интенсивности поверхностного испускания для данного телесного угла радиоактивного источника, используемого для калибровки оборудования; время отклика — время между началом облучением прибора излучением данной интенсивности и достижением показания 90% равновесия или для интегрирующих мониторов 90% равновесного значения первой производной (угла наклона) показания. Требования к характеристикам Контрольный источник, поставляемый вместе с оборудованием, должен быть сконструирован так, что его можно было установить в устройство улавливания аэрозолей вместо фильтра. Воздушный насос. Запрещается использовать воздушные насосы, оснащенные коллекторными электродвигателями. Устройства сигнализации. Все схемы аварийной сигнализации должны обеспечивать локальную визуальную индикацию на мониторе, а также управлять работой двух наборов переключающих контактов (которые могут быть общими для всех сигнализаций о неисправности) для внешних устройств сигнализации. Устройство удержания аэрозолей. Фильтры для альфа-излучающих аэрозолей желательны стеклянные или пластмассовые. Детектор излучения. Площадь детектора должна быть равна площади поверхности улавливания аэрозолей. Максимальная суммарная эквивалентная толщина окна должна выбираться в соответствии с видом излучения. Для альфа-частиц — менее 2 мг·см (потеря энергии, эквивалентной 3,2 МэВ). Дискриминация естественного излучения. Серьезная проблема в мониторинге малых уровней объемной активности в воздухе связана с присутствием естественных радионуклидов, таких как радон и торон и их дочерние продукты, а также с вариацией их объемных активностей в воздухе в зависимости от времени суток, погоды, условий проветривания и т.д. Есть несколько способов отделить такое воздействие: — измерение с задержкой после соответствующего распада естественных радионуклидов (которые в большинстве являются короткоживущими); — спектрометрические измерения; — измерения, связанные с другими физическими свойствами естественных радионуклидов, например измерения псевдосовпадений; — химические методы выделения; — отбор по размеру частиц. Требования к испытаниям Стандартные условия испытаний: используются эталонные источники бета-излучения TI или CI, эталонное альфа-излучение — Am или Pu. Энергия бета-излучения от ~150 кэВ до ~2,5 МэВ в соответствии со спецификациями изготовителя; энергия альфа-излучения — в соответствии с соглашением между изготовителем и покупателем. Условно истинная интенсивность поверхностного испускания контрольных источников должна быть известна с точностью до ±10%. Перекрестная чувствительность к альфа- и бета-излучению. Если аппаратура используется для измерения только бета- или альфа-активности в смешанном альфа- и бета радиоактивном аэрозоле, результаты измерения могут быть изменены под воздействием другого излучения. У альфа-монитора чувствительность к бета-излучению не должна быть больше одной сотой чувствительности к эталонному альфа-излучению; у бета-монитора чувствительность к альфа-излучению не должна быть больше одной десятой чувствительности к эталонному бета-излучению. Чувствительность к внешнему гамма-излучению. Изготовитель должен указать минимальную регистрируемую активность в стандартных условиях испытаний при 10 мкГр/ч от Cs. Статистические флуктуации. Коэффициент вариации показания активности, обусловленной случайными флуктуациями, не должен быть больше 10% для любого уровня активности, превышающего уровень, соответствующий максимуму наименьшей значимой декады показания. В других разделах стандарта приведены требования к документации.

2.2. Требования к характеристикам установок контроля концентрации инертных газов изложены в стандарте МЭК 62302, ред.1.0, 2007-09, Приборы радиационной защиты — Аппаратура для отбора проб и мониторинга радиоактивных инертных газов. Стандарт распространяется на аппаратуру, используемую для отбора проб и непрерывного измерения содержания радиоактивных инертных газов на рабочем месте, в газообразных выбросах в окружающую среду, а также в самой окружающей среде. Аппаратура предназначена для работы в нормальных условиях работы и аварийных условиях, как во время, так и после аварии. Присутствие радона и дочерних продуктов его распада может вносить значительные помехи в измерения инертных газов. Термины аварийные условия — условия, отклоняющиеся от условий нормальной работы, более серьезные, чем ожидаемые происшествия в процессе эксплуатации, включающие проектные аварийные ситуации и аварии с тяжелыми последствиями; условно истинная активность — наилучшая оценка активности радиоактивного источника; порог принятия решения — заданное значение объемной активности, которое позволяет принимать решение по каждому измерению с данной вероятностью ошибки о присутствии в данном измерении вклада, обусловленного физическим воздействием; предел регистрации — наименьшее измеряемое значение, количественно определяющее физическое явление, которое может быть зарегистрировано с данной вероятностью погрешности с помощью данного метода измерения; инертный газ — радиоактивные инертные газы, имеющие отношение к данному стандарту, включают в себя Ar, Kr, Xe и Xe. Изотопы Rn в их число не входят; время отклика — время, которое требуется на то, чтобы изменение выходного сигнала после ступенчатого изменения измеряемой величины впервые достигло 90% от его конечного значения; отклик к эталонному излучению — при стандартных условиях испытаний отношение показания монитора к единичной эталонной активности; передвижное оборудование — оборудование, предназначенное для размещения на месте в течение ограниченного времени и транспортируемое в другие места для проведения измерений; чувствительность для данного значения измеренной величины — отношение изменения наблюдаемой переменной к соответствующему изменению измеренной величины. Классификация мониторов инертных газов В стандарте проводится классификация мониторов инертных газов: — регистрация гамма-излучения (лучше всего подходит для контроля Ar); — регистрация бета-излучения; — регистрация смеси бета/гамма-излучений; — регистрация конкретного радионуклида (лучше всего подходит для контроля Ar). Диапазон измерений Мониторы с диапазоном активностей низкого уровня (R) 0<R<10 МБк/м. Мониторы с диапазоном активностей высокого уровня (R10 МБк/м). Вид установки и/или источник питания Питание стационарных или передвижных мониторов инертных газов осуществляется в основном от сети, но возможно также резервное батарейное питание. У стационарных мониторов, как правило, есть выходы для связи с централизованной системой радиационного контроля. Портативные мониторы питаются главным образом от батарей и обычно переносятся с места на место. Их питание также может осуществляться от сети через внутренний или внешний преобразователь, они также могут соединяться с централизованной системой. Методы регистрации Для измерения объемной активности инертных газов может использоваться вся номенклатура детекторов излучений, включая ионизационные камеры, пропорциональные счетчики, счетчики Гейгера-Мюллера, твердотельные детекторы, неорганические и органические сцинтилляторы и комбинации детекторов. Эталонный источник Условно истинная активность источников должна быть известна с неопределенностью менее 10% (=2). Отклик к эталонному излучению В стандартных условиях испытаний отклонение отклика к эталонному излучению должно составлять не больше ±15%. Линейность В стандартных условиях испытаний максимальное значение основной собственной погрешности должно быть менее ±10% для всего действительного диапазона измерения. Неопределенность активности радиоактивного(ых) источника(ов) в него не входит. Время отклика включает в себя время воздухообмена в детекторе. Время отклика определяется в виде промежутка времени между начальным моментом, когда вводится инертный газ, и моментом, когда показание впервые достигает значения . Статистические флуктуации Коэффициент вариации, обусловленный статистическими флуктуациями, для показания, превышающего наименьшее значение действительного диапазона измерений в 10 раз, должен составлять менее 15%. Точность измерения объема и расхода Результаты измерений не должны отклоняться от истинного отбираемого объема более чем на ±10%. В разделах 8, 9, 10 стандарта приведены требования к электрическим, радиотехническим, механическим и климатическим испытаниям.

2.3. Требования к характеристикам установок для контроля концентрации радиоактивных йодов изложены в стандарте МЭК 61171, ред.1.0, 1992-09, Приборы радиационной защиты — Аппаратура контроля — радиоактивные изотопы йода в атмосферном воздухе окружающей среды Стандарт распространяется на переносное или стационарное оборудование, предназначенное для контроля содержания радиоактивных изотопов йода (например, I, I) в атмосферном воздухе окружающей среды ядерной установки во время нормальной работы, предвидимых нарушений функционирования или в аварийных ситуациях. Контроль включает в себя постоянный отбор проб с возможностью, при необходимости, автоматического запуска отбора проб. Стандарт ограничивается требованиями к оборудованию для контроля изотопов йода в атмосфере и не касается отбора пробы и последующего лабораторного анализа. Термины монитор радиоактивного йода — монитор, предназначенный для измерения радиоактивных изотопов йода, выбрасываемых в атмосферный воздух; радиоактивный йод может находиться в газообразной, парообразной или аэрозольной форме, а также в виде химических соединений; условно истинная интенсивность поверхностного испускания — наилучшая оценка интенсивности поверхностного испускания для данного телесного угла радиоактивного источника, используемого для калибровки оборудования; минимальная регистрируемая активность — активность, дающая среднее показание, которая в присутствии установленного фона обеспечивает 95% вероятность того, что данное показание обусловлено не только установленным фоном. Общие положения контроля атмосферных изотопов йода Самый большой интерес представляют радиоактивные изотопы йода в атмосферном воздухе, существующие в газообразной форме (или частицы нерадиоактивного аэрозоля, содержащие изотопы йода), в виде молекулярного йода, в виде летучих органических соединений или в виде HOI. Измерение радиоактивных изотопов йода зависит от селективного отделения конкретных видов от других радиоактивных атмосферных аэрозолей и газов при отборе данного объема атмосферного воздуха. Радиоактивные инертные газы можно отделить от газообразных соединений йода с помощью химически селективной среды, которая удерживает интересующие формы йода, но не удерживает инертные газы. На практике проба воздуха вначале проходит через фильтр для задержания частиц примесей, чтобы удалить радиоактивные вещества, связанные с атмосферными аэрозолями. Затем воздух пропускается через одно или более адсорбирующих сред, которые селективно задерживают необходимые радиоактивные изотопы. Остаточные инертные газы в адсорбирующей среде (при необходимости) можно выдуть продувочным газом, чтобы перед измерением удалить остаточную активность. Процедура продувания не должна влиять на удержание радиоактивных изотопов йода. Радиоактивные изотопы йода, собранные в адсорбирующей среде и на фильтре, можно измерять постоянно, с перерывами или по окончании процедуры отбора пробы. Измерение выполняется детектором, который адекватно чувствителен к интересующему излучению от радиоактивных изотопов йода и экранируется от интерферирующих излучений и естественного фона. Альтернативно, интерферирующее излучение может быть дискриминировано, если система детекторов обладает адекватным разрешением. Следует отметить, что удержание различных форм изотопов йода будет существенно меняться в зависимости от данной среды и других условий. Классификация мониторов Селективные мониторы — для селективного измерения конкретного радиоактивного изотопа йода или конкретных химических форм. Неселективные мониторы — для общего измерения радиоактивных изотопов йода. Общие положения В стандарте определяются рабочие характеристики мониторов радиоактивного йода, которые обеспечивают отдельные возможности для:

а) постоянного контроля одного или более радиоактивных изотопов йода в одной или более химических или физических формах;

б) отбора проб постоянно, с перерывами или при превышении определенного порога концентрации для последующего лабораторного анализа (при необходимости). Минимальная регистрируемая активность. Изготовитель должен указывать достижимую минимальную регистрируемую концентрацию интересующих радионуклидов в виде функции внешнего фона на прибор. Входной фильтр. На вход пробоотборного тракта необходимо поместить фильтр для удаления из воздуха пыли или аэрозолей, радиоактивных или в виде взвесей, включая твердые дочерние продукты радона. Улавливающие средства. Могут использоваться фильтры, пропитанные специальными веществами для селективного улавливания изотопов йода, или картриджи, содержащие такие адсорбирующие вещества. Отклик к эталонному излучению. Изготовитель должен указывать взаимосвязь между индикацией, выдаваемой установкой для измерений, и активностью эталонного источника при эксплуатации аппаратуры в стандартных условиях. Эталонные источники. Испытания должны проводиться с твердотельными источниками соответствующей геометрии и применимыми к соответствующим изотопам, для измерения которых предназначено данное оборудование. Точность отклика к соответствующей активности. В стандартных условиях испытаний относительная собственная погрешность не должна превышать во всем действительном диапазоне измерения ±20% условно истинной интенсивности поверхностного испускания эталонного источника. Отклик к внешнему гамма-излучению. При воздействии на детектор внешнего гамма-излучения с мощностью поглощенной дозы в воздухе 10 мкГр·ч от источника Cs показание установки обычно должно превышать вдвое показание, соответствующее минимальной регистрируемой активности, указанной изготовителем. Если нет иных соглашений между изготовителем и покупателем, чувствительность к внешнему гамма-излучению с энергией 1,3 МэВ (Co) не должна превышать в четыре раза указанную минимальную регистрируемую активность. Статистические флуктуации. Коэффициент вариации показания активности, обусловленной случайными флуктуациями, должен быть меньше 10% для любого уровня активности, превышающего уровень, соответствующий максимальному показанию в наименьшей значимой декаде. В других разделах стандарта приведены требования к электрическим, механическим и климатическим характеристикам.

2.4. Требования к характеристикам установок для контроля концентрации трития изложены в стандарте МЭК 62303 ред.1 (2008-12) Приборы радиационной защиты — Оборудование для мониторинга трития в воздухе. Стандарт распространяется на оборудование, используемое для отбора проб и непрерывных измерений трития на рабочем месте, в газовых выбросах, а также в атмосфере, и он применим к стационарным установкам, портативному и подвижному оборудованию. Термины порог принятия решения — заданное значение величины принятия решения, по которому принимается решение о присутствии физического воздействия; предел обнаружения — наименьшее истинное значение измеряемой величины, которое можно обнаружить с помощью метода измерения. Классификация мониторов Мониторы трития классифицируются: — по селективности химической формы трития (например, газообразные, паровые формы; меченый тритием водяной пар); — по методу отбора проб (например, проточные с одновременным измерением; последовательные с отбором проб на адсорбер с дальнейшим измерением); — с диапазоном измерения объемной активности до 10 МБк/м или с диапазоном измерения выше 10 МБк/м; — для нормальных условий работы или аварийных ситуаций; — локального считывания или сопряженный с централизованной системой; — по типу монтажа и/или источника питания — стационарные или переносные мониторы. Методы измерения. Стандарт не определяет, какой тип или типы детекторов излучения могут быть использованы для достижения требуемых характеристик. Методы обнаружения. Стандарт не определяет, какой тип или типы детекторов излучения могут быть использованы для достижения требуемой производительности. Диапазон измерения. Действительный диапазон измерения должен соответствовать конкретному применению. Значения самой низкой и самой высокой контролируемой концентрации должны быть согласованы между покупателем и производителем. Входной фильтр.

Источник

• http://docs.cntd.ru/document/456023328