4.2.2.2. Определение доз внутреннего облучения посредством индивидуального дозиметрического контроля

4.2.2.2.1. Основными задачами, решаемыми при индивидуальном дозиметрическом контроле внутреннего облучения лиц из КГН, являются:

- проведение измерений активности радионуклидов в теле человека или в его отдельных органах с помощью СИЧ (γ- радионуклиды) и активности радионуклидов в выделениях (α,β-радионуклиды);

- проведение измерений активности радионуклидов в атмосферном воздухе, питьевой воде и продуктах питания в соответствии с установленным перечнем радионуклидов;

- определение поступления радионуклидов в организм по результатам измерений;

- расчет индивидуальных доз внутреннего облучения.

4.2.2.2.2. Поступление j-го радионуклида в организм лица из КГН за период контроля и соответствующая доза внутреннего облучения определяется по МУ 2.6.1.26-2000, МПА-98 и МУ 2.6.1.58-02 в части касающейся.

4.2.2.2.3. Если при поступлении нескольких радионуклидов U, методами ИДК невозможно определить значения Е^внут для всех радионуклидов, то при расчете суммарной ОЭД следует использовать корреляционные соотношения для учета всех радионуклидов, поступающих в организм лица из КГН. Дозовые коэффициенты e(τ)_U^внешдля радионуклида U стандартной модели определяют для стандартных условий поступления радионуклидов в органы дыхания, используя дозиметрическую модель органов дыхания, желудочно-кишечного тракта и модели биокинетики элементов в органах и тканях стандартного работника, разработанные МКРЗ для целей дозиметрии внутреннего облучения.

4.3. Оценка вклада в среднюю индивидуальную дозу облучения

критических групп населения радиационно опасного предприятия

4.3.1. В ЗН, установленной для района расположения нескольких радиационно опасных предприятий, дозовая нагрузка населения из КГН формируется в результате сочетанного действия радиационных факторов техногенного и природного характера. Для определения нормируемой доли техногенного облучения населения из суммарной эффективной дозы необходимо исключить долю, формируемую природными источниками облучения.

4.3.2. Для определения эффективней дозы природного облучения необходимо провести радиационный контроль в "фоновом" районе с целью оценки ожидаемых эффективных доз внешнего и внутреннего облучения лиц из КГН и среднегодовой объемной активности атмосферного воздуха, среднегодовой удельной активности питьевой воды и продуктов питания местного происхождения. Оценка проводится по всем техногенным радионуклидам, обнаруженным в объектах природной среды в ЗН.

4.3.3. Оценка радионуклидного состава загрязнения компонентов природной среды в ЗН проводится с учетом данных, представленных в радиационно-гигиенических паспортах предприятий.

4.3.4. Для действующих предприятий определяются суммарные активности

сбросов Q и выбросов Q j-го радионуклида для i-го

Bij Aij

радиационно опасного предприятия. Для вновь создаваемых радиационно опасных

предприятий сбросы и выбросы рассчитываются на стадии проекта.

4.3.5. Если текущий уровень обеспечения радиационной безопасности в ЗН нескольких радиационно опасных предприятий обеспечивает непревышение основных пределов доз, а поступление радионуклидов в организм не превышает

E

ПГП, то квота W на индивидуальную эффективную дозу облучения критической

i

группы населения, проживающего в ЗН i-го предприятия, может быть

установлена следующим образом:

- в соответствии с вкладом i-го предприятия в суммарное поступление j-го радионуклида в окружающую среду ΣQ_j, за счет выбросов Q_Aij и сбросов Q_Bij рассчитывается вклад выбросов и сбросов W^Q_ijданного радионуклида в суммарную эффективную дозу внутреннего облучения:

Q_Aij + Q_Bij

W^Q_ij = ---------------- (8)

ΣQ_jj

где:

Q_Aij – суммарный выброс j-го радионуклида i-м предприятием, Бк;

Q_Bij – суммарный сброс j-го радионуклида i-м предприятием, Бк;

ΣQ_jj- суммарный сброс j-го радионуклида всеми предприятиями, Бк;

- находим дозу от j-го радионуклида, инжектированного i-м предприятием в окружающую среду:

внут Q внут

E = W · E ; (9)

ij ij

Q

- рассчитываем вклад i-го предприятия W в суммарную эффективную дозу

i

внут

внутреннего облучения E :

E^внут = ΣЕ^внут_ij (10)

i=1

4.3.6. Квота i-го предприятия на индивидуальную эффективную дозу облучения критической группы населения составит:

внут

E

E i

W = -----. (11)

i внут

E