Инструкция контроль индивидуальных доз облучения персонала

УТВЕРЖДАЮ
Руководитель
Федеральной службы
по надзору в сфере защиты
прав потребителей
и благополучия человека,
Главный государственный
санитарный врач
Российской Федерации
Г.Г.ОНИЩЕНКО
19 апреля 2012 г.

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

ОРГАНИЗАЦИЯ И ПРОВЕДЕНИЕ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ. ПЕРСОНАЛ МЕДИЦИНСКИХ ОРГАНИЗАЦИЙ

МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ
МУ 2.6.1.3015-12

1. Разработаны Федеральным бюджетным учреждением науки «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева» (Барковский А.Н., Голиков В.Ю., Кайдановский Г.Н., Кальницкий С.А.).

2. Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 19 апреля 2012 г.

3. Введены в действие с момента утверждения.

3. Вводятся взамен МУ 2.6.1.2118-06 «Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских учреждений».

В электронном документе нумерация пунктов соответствует официальному источнику.

I. Область применения

1.1. Настоящие Методические указания (далее — МУ) являются документом, развивающим основные положения СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» (далее — НРБ-99/2009) и СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)» (далее — ОСПОРБ 99/2010) в форме требований к методам контроля внешнего облучения медицинского персонала.

1.2. Настоящие МУ предназначены для администрации медицинских организаций, органов Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, служб радиационной безопасности (радиационного контроля), организаций, аккредитованных в установленном порядке на право проведения радиационного контроля.

1.3. МУ распространяются на методы определения индивидуальных эффективных и эквивалентных доз внешнего облучения медицинского персонала и организацию соответствующего контроля в медицинских организациях Российской Федерации.

1.4. В целях обеспечения единства методических подходов к дозиметрическому контролю внешнего облучения и реализации Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан (далее — ЕСКИД) настоящие МУ устанавливают:

— номенклатуру дозиметрических величин для контроля внешнего облучения медицинского персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения;

— требования и принципы организации дозиметрического контроля внешнего облучения медицинского персонала;

— процедуру интерпретации результатов измерения, учет и представление их контролирующим и заинтересованным организациям;

— общие требования к методам определения дозиметрических величин и средствам измерения.

II. Цели контроля профессионального облучения

2.1. Контроль профессионального облучения является одной из основных частей системы обеспечения радиационной безопасности персонала. Целью контроля является достоверное определение доз облучения персонала для установления соответствия условий труда требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 и подтверждения того, что радиационная безопасность персонала обеспечена должным образом, а техногенный источник излучения находится под контролем.

2.2. Контроль профессионального облучения заключается в определении индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала и/или индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей. Под индивидуальной дозой здесь понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе или ткани в зависимости от контекста), которая была бы получена стандартным работником, если бы он находился в тех же производственных условиях и выполнял те же работы с источником, что и данный индивид. Значение индивидуальной дозы приписывается индивиду по результатам дозиметрического контроля.

III. Нормируемые величины профессионального облучения

3.1. Для обеспечения радиационной безопасности в организации, производственная деятельность которой включает работу с техногенными источниками ионизирующего излучения (далее — ИИИ), персонал организации делится на две группы. Согласно НРБ-99/2010, к персоналу группы А относятся лица, работающие с техногенными ИИИ. Лица, не работающие с техногенными ИИИ, но находящиеся по условиям работы в сфере воздействия этих источников, относятся к персоналу группы Б.

3.2. Для обеспечения защиты детей, которые могут родиться у работницы, в НРБ-99/2010 из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, в отношении профессионального облучения которых установлены дополнительные ограничения (п. 3.1.8 НРБ-99/2010).

3.3. Согласно п. п. 3.1.2, 3.1.4, 3.1.6 и 3.1.8 НРБ-99/2010, в случае облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения нормируются дозиметрические величины, представленные в Таблице 3.1. Значения пределов доз, как и значения допустимых уровней воздействия для персонала группы Б, равны 1/4 соответствующих значений для персонала группы А.

Таблица 3.1. Нормируемые величины облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения

Согласно п. п. 3.1.2 и 3.1.3 НРБ-99/2010 указанные в Таблице 3.1 нормируемые величины характеризуют воздействие техногенных источников на работника вследствие его производственной деятельности в контролируемых условиях обращения с источниками излучения и не включают в себя:

— дозы медицинского облучения;

— дозы аварийного облучения.

IV. Содержание контроля профессионального облучения

4.1. Контроль индивидуальных доз профессионального облучения проводится на соответствие их нормируемым величинам, указанным в Таблице 3.1.

4.2. Для контроля профессионального облучения применяют:

— для персонала группы А — индивидуальный дозиметрический контроль (далее — ИДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов измерений облучения тела или отдельных органов каждого работника с помощью индивидуальных дозиметров, носимых на поверхности тела в течение периода контроля;

— для персонала группы Б — как правило, групповой дозиметрический контроль (далее — ГДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников расчетным путем на основании результатов измерений мощностей доз излучения в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в рабочем помещении (на рабочем месте).

Для участников специальных рентгенологических исследований (хирург, анестезиолог и другие), которые не относятся к персоналу группы А и по условиям работы находятся в резко неоднородном поле излучения, в качестве метода определения индивидуальных доз необходимо применять ИДК.

V. Операционные величины дозиметрического контроля

5.1. НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 предписывают выражать дозы облучения персонала в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека (эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани). Эти величины не являются непосредственно измеримыми. В настоящих МУ для соблюдения указанных требований НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 используются операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения. Результаты измерений операционных величин принимаются в качестве разумно консервативной оценки соответствующих нормируемых величин.

5.2. Операционной величиной для контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях и на рабочих местах в целях ГДК является мощность амбиентного эквивалента дозы, H*(d). Рекомендуемая единица мощности амбиентного эквивалента дозы — мкЗв/ч. Значение параметра d (мм), определяющего требования к приборам дозиметрического контроля, зависит от того, какую нормируемую величину определяют при проведении дозиметрического контроля. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми при проведении ГДК, представлено в Таблице 5.1.

Таблица 5.1. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при проведении ГДК

5.3. Операционной величиной для ИДК внешнего излучения является индивидуальный эквивалент дозы, H_p(d). Рекомендуемая единица индивидуального эквивалента дозы — мЗв. Значение параметра d, мм, определяющего требования к индивидуальному дозиметру внешнего излучения, а также положение дозиметра на теле работника, определяются тем, для определения какой нормируемой величины используется ее эквивалент. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в ИДК, представлено в Таблице 5.2.

Таблица 5.2. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при индивидуальном дозиметрическом контроле

5.4. Измерение (определение) операционных величин регламентируется в отдельных методиках выполнения измерений (далее — МВИ).

VI. Определение индивидуальных доз внешнего профессионального облучения медицинского персонала

6.1. Определение индивидуальных годовых эффективных доз является задачей интерпретации результатов измерений, выполняемых при проведении ГДК или ИДК в течение периода контроля.

Для целей контроля профессионального облучения период контроля определяется как промежуток времени:

— между последовательными измерениями характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) при проведении ГДК; либо

— между последовательными измерениями индивидуальных доз облучения работника при проведении ИДК.

Рекомендуется следующая периодичность контроля:

— измерение мощностей доз на рабочих местах проводить 1 раз в год;

— индивидуальный дозиметрический контроль персонала — ежеквартально;

— индивидуальный дозиметрический контроль женщин в возрасте до 45 лет — ежеквартально, а в случае выявления беременности и принятия женщиной решения о сохранении беременности, женщина переводится на работу, не связанную с ИИИ, контроль прерывается, а дозиметры направляются на измерение.

6.2. Индивидуальная годовая эффективная доза Е облучения работника, а также индивидуальная годовая эквивалентная доза облучения органа или ткани работника Н_т равны суммам соответствующих индивидуальных доз, приписанных работнику по результатам дозиметрического контроля за периоды контроля, проводившегося в течение календарного года.

6.3. ГДК внешнего облучения заключается в определении значений годовой эффективной дозы внешнего облучения путем измерений операционных величин с помощью дозиметров внешнего излучения. В заранее установленном перечне рабочих мест персонала (Приложение 11 СанПиН 2.6.1.1192-03) контролируется такая операционная величина, как мощность амбиентного эквивалента дозы Н*.

Измерения мощности амбиентного эквивалента дозы Н*(10) (далее Н*) на рабочих местах персонала группы Б должны проводиться при стандартных значениях анодного напряжения (см. таблицу 6.1 СанПиН 2.6.1.1192-03), значении силы анодного тока не менее 2 мА и наличии дополнительных фильтров — 2 мм Al и 2 мм Cu для рентгенодиагностических и рентгенотерапевтических аппаратов, соответственно. Эти измерения проводятся на уровне 1 м от пола (Приложение 11 СанПиН 2.6.1. 1192-03).

По результатам измерений стандартизованное значение мощности эффективной дозы Е(ст) оценивают согласно выражению:

где: Н* — результат измерения мощности амбиентного эквивалента дозы при включенном рентгеновском аппарате на высоте 1 м, ; Н_ф — результат измерения мощности амбиентного эквивалента дозы при выключенном рентгеновском аппарате на высоте 1 м, (фоновое значение).

Для оценки значения эффективной дозы при выполнении реального рентгенологического исследования Е(РЛИ) необходимо перейти от стандартного режима с параметрами U(СТ) и I(СТ) к режиму проведения реального рентгенологического исследования с параметрами U(РЛИ) и . Эта процедура осуществляется с использованием соотношения:

Параметры реальных режимов рентгенологических исследований (значение напряжения на трубке, значение произведения анодного тока и времени проведения рентгенологического исследования, мА·с) определяют независимым путем (автоматический контроль параметров работы рентгеновского аппарата, фиксирование и запись параметров работы рентгеновского аппарата). С учетом этого, конечный результат расчета эффективной дозы внешнего облучения персонала группы Б за период контроля по данным радиационного контроля на рабочих местах определяется путем умножения значения эффективной дозы при выполнении реального рентгенологического исследования данного типа Е(РЛИ) на количество рентгенологических исследований этого типа и суммированием полученных значений по всем типам рентгенологических исследований за период контроля.

Если определение реальных параметров рентгенологических исследований за период контроля невозможно, то для оценки значения годовой эффективной дозы облучения персонала группы Б допускается использование значений стандартизированной рабочей нагрузки W рентгеновской аппаратуры (см. табл. 6.1 СанПиН 2.6.1.1192-03). В этом случае для расчета значения годовой эффективной дозы Е(ГОД) используется соотношение:

где: Н* — результат измерения мощности амбиентного эквивалента дозы при включенном рентгеновском аппарате на высоте 1 м, ; Н_ф — результат измерения мощности амбиентного эквивалента дозы при выключенном рентгеновском аппарате на высоте 1 м, (фоновое значение); W — значение стандартизированной рабочей нагрузки рентгеновского аппарата ; I(СТ) — значение анодного тока, мА, при котором проводились измерения Н*; 0,83 — нормировочный коэффициент, численно равный отношению времени работы персонала группы Б в течение года (2000 ч/год) ко времени работы персонала группы Б в течение недели (2400 мин./неделю).

6.4. ИДК внешнего облучения заключается в определении значений эффективной и/или эквивалентной дозы путем измерений операционных величин с помощью индивидуальных дозиметров. За значения эквивалентных доз внешнего облучения органов и тканей (Н_т) следует принимать значения операционных величин индивидуального дозиметрического контроля, соответствующих требованиям, указанным в Таблице 5.2. При проведении ИДК внешнего облучения лиц, работающих в полях, создаваемых импульсными ИИИ, предпочтение следует отдавать методу термолюминесцентной дозиметрии.

6.5. В организациях, где проводится ИДК персонала, необходимо также проводить измерения доз, создаваемых природным фоном. Фоновые дозиметры во время экспонирования рабочих дозиметров необходимо хранить на территории учреждения в помещении, удаленном от любых источников излучения. Результаты измерений доз от природного фона должны быть записаны в Протокол измерений индивидуальных доз (Приложение 2 МУ). Вычитание значений доз от природного фона из показаний экспонированных индивидуальных дозиметров не производится. При малых значениях индивидуальных доз вычитание природного фона приводит к ошибкам в сотни процентов, а при дозах свыше 1 мЗв фоновые дозы оказываются меньше, чем погрешность измерений индивидуальной дозы и не оказывают влияния на конечный результат.

6.6. Для медицинского персонала, не находящегося в непосредственной близости к источнику излучения или пучку рентгеновского излучения (комната управления, фотолаборатория, смежные помещения), облучение тела достаточно равномерно и одного индивидуального дозиметра, расположенного на поверхности тела (например, в нагрудном кармане халата), достаточно, чтобы по его показаниям с помощью соответствующего коэффициента перехода оценить значение эффективной дозы. Медицинский персонал, работающий в процедурном помещении, а также медперсонал, проводящий специальные рентгенологические исследования под контролем рентгеновского излучения, по роду своей деятельности должен находиться рядом с пациентом, то есть в непосредственной близости к источнику излучения или пучку рентгеновского излучения. Облучение этой категории персонала резко неравномерно. Согласно данным фантомных и натурных измерений на передней поверхности тела у этих работников имеет место более чем 10-кратный перепад дозы, а градиент дозы в теле значительно больше. Характер распределения поверхностной и глубинной дозы также зависит от дополнительного экранирования тела защитным фартуком. В этом случае для корректной оценки нормируемых величин необходимо использовать два индивидуальных дозиметра на поверхности тела работника.

6.7. Для медицинского персонала рентгеновских кабинетов можно выделить следующие варианты условий труда, характеризующиеся значением высокого напряжения на рентгеновской трубке, геометрией облучения, наличием средств защиты от излучения и положением на теле индивидуального дозиметра(ов), для которых ниже даны соотношения, необходимые для оценки соответствующих нормируемых величин.

1. Персонал рентгеновских кабинетов, который по условиям труда находится вне процедурного помещения; работает с напряжением на рентгеновской трубке от 40 до 120 кВ без защитного фартука. При этих условиях облучения и расположении одного дозиметра на груди для оценки эффективной дозы рекомендуется использовать соотношение:

где: Н_р(10) — показания индивидуального дозиметра за период контроля, откалиброванного в единицах индивидуального эквивалента дозы <*>, мЗв.

<*> Если индивидуальный дозиметр откалиброван в единицах индивидуального эквивалента дозы, то это значит, что он калибровался на фантоме, т.е. с учетом вклада обратно рассеянного излучения. Если же дозиметр калибровался в свободном воздухе, то для перехода к значению Н_р(10) необходимо использовать соответствующие коэффициенты (см., например, МУ 2.6.1.25-2000).

Эквивалентные дозы облучения хрусталиков глаз и кожи не контролируются. В качестве значения эквивалентной дозы на поверхности нижней части области живота женщины в возрасте до 45 лет принимается значение, соответствующее значению эффективной дозы. При этом дозиметр должен располагаться на талии.

2. Персонал рентгеновских кабинетов, который по условиям труда находится в процедурном помещении; работает с напряжением на рентгеновской трубке от 40 до 120 кВ в защитном фартуке. При этих условиях облучения и использовании двух индивидуальных дозиметров, расположенных над защитным фартуком на воротнике халата или на шапочке, и на груди под защитным фартуком, рекомендуется использовать следующую формулу для оценки эффективной дозы:

где: Н_рг(10) — доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на груди под защитным фартуком, а Н_рш(10) — доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным над фартуком на воротнике халата или на шапочке.

Показания дополнительного дозиметра, расположенного над фартуком на воротнике халата или на шапочке, и отвечающего требованиям определения Н_р(3), приведенным в Таблице 5.2, можно использовать в качестве оценки эквивалентной дозы облучения хрусталиков глаз. В качестве значения эквивалентной дозы на поверхности нижней части области живота женщины в возрасте до 45 лет необходимо принимать значение, соответствующее показанию дозиметра, расположенного под фартуком на уровне талии.

Медицинский персонал, проводящий исследования молочной железы (маммография), работает на рентгеновских аппаратах с напряжением на трубке 21 — 35 кВ. В этом случае большая часть спектра рассеянного рентгеновского излучения находится в области энергии 10 — 20 кэВ, где лимитирующим с точки зрения обеспечения радиационной безопасности является облучение хрусталика глаза. В этом случае индивидуальный дозиметр, отвечающий требованиям определения Н_р(3), должен располагаться над фартуком на воротнике халата или на шапочке. В качестве оценки эквивалентной дозы на хрусталик глаза необходимо принимать значение, соответствующее показанию дозиметра.

6.8. Медицинский персонал, занятый проведением терапевтических процедур с использованием рентгеновских и гамма-аппаратов, а также ускорителей заряженных частиц, находится за пределами биологической защиты источника. При этом облучение тела равномерно и для этой категории персонала достаточно одного индивидуального дозиметра, расположенного на поверхности тела. В качестве значения эффективной дозы необходимо принимать значение, соответствующее показанию дозиметра.

6.9. Медицинский персонал при проведении диагностического исследования или терапевтической процедуры с использованием радиофармпрепаратов или закрытых радионуклидных источников выполняет целый ряд последовательных операций, характеризующихся, во-первых, неоднородным облучением тела гамма-излучением в широком спектре энергий, и, во-вторых, большой вариабельностью мощностей доз на рабочих местах и продолжительностью исследований. Все это затрудняет проведение ГДК персонала и оценку индивидуальных доз на основе измерения мощностей доз на рабочих местах. Поэтому для этой категории медицинского персонала необходимо проведение ИДК. Для медицинского персонала с такими условиями облучения необходимо ношение двух индивидуальных дозиметров. Дозиметры располагаются на груди и на спине. Эффективная доза оценивается с помощью выражения:

где: Н_рг(10) — доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на груди, а Н_рз(10) — доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на спине.

Эквивалентные дозы облучения хрусталиков глаз и кожи не контролируются. В качестве значения эквивалентной дозы на поверхности нижней части области живота женщины в возрасте до 45 лет принимается значение, соответствующее значению эффективной дозы. При этом дозиметры спереди и сзади должны располагаться на уровне талии.

6.10. В тех случаях, когда ожидается, что максимальная доза на кожу рук может, по крайней мере, в десять раз превышать дозу на поверхность тела, следует носить один или несколько дозиметров, расположенных на пальцах рук. Контроль производится дозиметрами, отвечающими требованиям определения Н_р(0,07) (см. Таблицу 5.2). Показания дозиметра используются в качестве оценки эквивалентной дозы в коже.

VII. Организация контроля облучения медицинского персонала

7.1. Ответственным за радиационный контроль в медицинской организации является лицо, назначаемое приказом по организации. Радиационный контроль осуществляется в соответствии с утвержденной руководителем организации программой, устанавливающей правила проведения дозиметрического контроля персонала.

7.2. В программе должны быть отражены вопросы, важные с точки зрения обеспечения качества дозиметрического контроля, в том числе:

— определение контролируемых групп персонала, для членов которых необходимо проведение ГДК или ИДК;

— порядок проведения ГДК с указанием рабочих мест, где необходимо проводить измерения мощностей доз;

— порядок проведения ИДК с указанием количества и мест ношения на теле работника индивидуальных дозиметров;

— вопросы контроля правильности ношения индивидуальных дозиметров и применения средств индивидуальной защиты;

— перечень действий при превышении контрольных уровней.

7.3. По сложившейся практике дозиметрического контроля в медицинских организациях измерения с оформлением результатов обычно осуществляются сторонними организациями (испытательными лабораторными центрами, лабораториями радиационного контроля и др.), аккредитованными в установленном порядке.

7.4. Лицо, ответственное за радиационный контроль в медицинской организации, по окончании периода контроля передает в организацию, осуществляющую радиационный контроль, дозиметры и ведомость, содержащую сведения о ФИО сотрудников, характере работы, периоде контроля, номерах и местах ношения дозиметров. Рекомендуемая форма ведомости приведена в Приложении 1.

7.5. Организация, проводившая радиационный контроль, оформляет результаты измерений (определения) доз за контролируемый период в виде протокола, утвержденного руководителем организации. Протокол составляется в двух экземплярах, один из которых передается в медицинскую организацию, где работал персонал, а второй остается в архиве организации, проводившей контроль. Рекомендуемая форма протокола приведена в Приложении 2 МУ.

7.6. Администрация организации устанавливает контрольные уровни (далее — КУ). КУ не является допустимым значением контролируемой величины. Он используется для определения необходимых действий, когда значение контролируемой величины превышает или по прогнозу может превысить КУ. Действия, которые предпринимаются в этом случае, могут состоять в простой регистрации информации, проведении исследований в целях выяснения причины наблюдаемых изменений в радиационной обстановке или вмешательстве в процесс эксплуатации источника, с целью уменьшения индивидуальной эффективной дозы облучения персонала.

VIII. Сохранение информации об облучении персонала

8.1. В соответствии с п. 3.13.7 ОСПОРБ-99/2010 в медицинской организации, использующей ИИИ, на каждого сотрудника, отнесенного к персоналу группы А, оформляется индивидуальная карточка учета доз (приведена в Приложении 3).

8.2. В индивидуальной карточке учета доз в установленном порядке должны быть отражены индивидуальные данные об облучении, в том числе:

— идентификационная информация об индивидууме и его профессиональной деятельности;

— индивидуальные дозы облучения, полученные в течение периода контроля и календарного года;

— информация относительно облучения работника:

— за период трудовой деятельности и за все предшествующие годы трудовой деятельности;

— за период прикомандирования к другим организациям;

— в результате радиационных аварий и планированного повышенного облучения.

8.3. Индивидуальные записи об облучении работника периодически обновляются в соответствии с длительностью контролируемого периода и хранятся в виде твердой копии в архиве, а также в электронной форме — в электронной базе данных ИДК организации. Срок хранения индивидуальных карточек учета доз в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99/2010 устанавливается равным 50 годам.

8.4. Каждая медицинская организация по завершении отчетного года составляет статистический отчет по форме N 1-ДОЗ с использованием информации, содержащейся в индивидуальных карточках учета доз, заполненных в течение года.

8.5. В соответствии со статьей 11 Федерального закона от 20.02.1995 N 24-ФЗ «Об информации, информатизации и защите информации» индивидуальные записи об облучении работника относятся к категории конфиденциальной информации.

IX. Технические требования к средствам измерения для дозиметрического контроля

9.1. Инструментально определяемыми величинами при дозиметрическом контроле являются операционные величины, приведенные в Таблице 5.1 и Таблице 5.2.

9.2. Для контроля доз облучения персонала должны применяться предназначенные для этих целей средства измерений, имеющие действующие свидетельства о поверке.

9.3. Нижняя граница энергетического диапазона регистрации фотонного излучения должна быть не более 15 кэВ.

9.4. Верхняя граница энергетического диапазона регистрации фотонного излучения при измерениях доз должна соответствовать максимальной энергии фотонного излучения, генерируемого источником.

9.5. Минимальные диапазоны измерений (определения) доз при дозиметрическом контроле приведены в Таблице 9.1.

9.6. При выборе типа дозиметра и методики выполнения измерений следует руководствоваться требованиями к допустимым относительным неопределенностям определения величин, приведенным в Таблице 9.2.

9.7. В технической документации на средства измерения указывается основная погрешность, соответствующая стандартным условиям измерений, а также дополнительные погрешности, обусловленные отличием конкретных условий измерений от стандартных. К ним относятся: спектральные и угловые характеристики поля излучения, климатические условия, влияние неионизирующих излучений.

Таблица 9.1.

Минимально необходимый диапазон измерения величин за период контроля при текущем ИДК внешнего облучения

Таблица 9.2. Допустимые относительные неопределенности определения индивидуального эквивалента дозы при ИДК внешнего облучения фотонами

Приложение 1
к МУ 2.6.1.3015-12

РЕКОМЕНДУЕМАЯ ФОРМА ВЕДОМОСТИ ПО ПЕРЕДАЧЕ ДОЗИМЕТРОВ В ЛАБОРАТОРИЮ, ОСУЩЕСТВЛЯЮЩУЮ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ

ВЕДОМОСТЬ

Лицо, ответственное за радиационный контроль: ____________________

<*> Каждый сотрудник должен расписаться при получении и сдаче дозиметра.

Приложение 2
к МУ 2.6.1.3015-12

РЕКОМЕНДУЕМАЯ ФОРМА ПРОТОКОЛА ПРОВЕДЕНИЯ ИДК ПЕРСОНАЛА МЕДИЦИНСКОЙ ОРГАНИЗАЦИИ

ПРОТОКОЛ

Доза, зарегистрированная «фоновым» дозиметром Н_ф, мЗв

Подпись ответственного лица, проводящего измерения.

Пояснения по заполнению протокола:

1. Фамилия, имя и отчество работника, получившего дозиметр.

2. Характер выполняемой работы с точки зрения необходимого количества выдаваемых дозиметров и мест их размещения на теле (см. раздел VI МУ).

3. Номера выданных дозиметров.

4. Положение дозиметров на теле работника.

5. Оцененное по показаниям дозиметра за период контроля значение индивидуального эквивалента дозы. Здесь нужно указать процедуру оценки на основе показаний дозиметра, если он был откалиброван не в терминах индивидуального эквивалента дозы.

6. Оцененное по показаниям дозиметра за период контроля с помощью соотношений (6.3 — 6.6) МУ значение эффективной дозы, исходя из схемы размещения дозиметров на поверхности тела.

7. В графе «Примечание» делаются отметки о замеченных фактах нарушения правил ношения дозиметра, а также о механических или иных повреждениях дозиметра (детекторов) после окончания срока контроля.

Далее данные из графы (6) протокола вносятся в карточку учета индивидуальной дозы работника, рекомендуемая форма которой приведена в Приложении 3 МУ.

Приложение 3
к МУ 2.6.1.3015-12

________________________________            ______________________

   (наименование организации,                  (дата заполнения)
 подразделения, адрес, телефон)
 

     Карточка учета индивидуальных доз персонала N ____
 

    1. ________________________________ 2. _______________
            фамилия, имя, отчество          год рождения

    3. _________
         пол

    4. ____________________________________
        должность, домашний адрес, телефон
 

    Стаж работы с ионизирующим излучением ________________________
 

    Суммарная доза облучения на момент заполнения карты __________
 

Год 

Характер 
работы 

Квартальные 
дозы 
облучения, мЗв 

Суммарная 
годовая 
доза, мЗв 

Примечания 

Подпись 

I 

II 

III 

IV 

Приложение 4
к МУ 2.6.1.3015-12

(справочное)

НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ

1. Федеральный закон от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».

2. Федеральный закон от 09.01.96 N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения».

3. СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».

4. СП 2.6.1.2612-10 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010).

5. СанПиН 2.6.1.1192-03 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований».

6. МУ 2.6.1.1892-04 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при проведении радионуклидной диагностики с помощью радиофармпрепаратов».

7. МУ 2.6.1.1798-03 «Оценка, учет и контроль эффективных доз облучения пациентов при проведении радионуклидных диагностических исследований».

8. МУ 2.6.1.16-2000 «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования».

9. МУ 2.6.1.25-2000 «Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования».

10. МУ 2.6.1.1182-05 «Проведение радиационного контроля в рентгеновских кабинетах».

11. МУ 2.6.1.2500-09 «Организация надзора за обеспечением радиационной безопасности и проведение радиационного контроля в подразделении радионуклидной диагностики».

Приложение 5
к МУ 2.6.1.3015-12

(справочное)

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. Величина нормируемая — величина, являющаяся мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков.

2. Величина операционная — величина, однозначно определяемая через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенная в стандартных условиях облучения к величине, нормируемой в целях ограничения облучения, и предназначенная для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле.

3. Геометрия облучения — виды наиболее вероятных полей излучения, падающих на тело человека: изотропное ( 2 или 4) поле излучения и параллельный пучок излучения, падающий на тело спереди (передне-задняя (ПЗ) геометрия).

4. Детектор — чувствительный элемент, предназначенный для преобразования энергии ионизирующего излучения в другой вид энергии, удобный для индикации, последующей регистрации и/или измерения.

5. Дозиметр (краткая форма термина дозиметрический прибор) — прибор или установка для измерения дозы ионизирующего излучения или мощности дозы излучения, и/или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им объекту, находящемуся в поле действия излучения.

6. Дозиметр индивидуальный — прибор для измерения дозы и/или мощности дозы ионизирующего излучения и/или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им всему телу человека, определенному органу или ткани человеческого тела, находящимся в поле его действия. Габаритные размеры и масса индивидуального дозиметра позволяют, не затрудняя выполнения производственных операций, применять его для ношения человеком с целью получения дозиметрической информации.

7. Контроль дозиметрический (ДК) — контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников и/или мощности дозы на рабочих местах, обусловленных обращением с техногенными источниками ионизирующего излучения. Включает групповой и/или индивидуальный дозиметрический контроль.

8. Контроль дозиметрический групповой (ГДК) — контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки (мощности дозы) в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.

9. Контроль дозиметрический индивидуальный (ИДК) — контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника.

10. Период контроля — промежуток времени между последовательными измерениями характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) при проведении ГДК; либо между последовательными индивидуальными измерениями характеристик облучения каждого работника при проведении ИДК.

11. Работник стандартный — воображаемый человек, обладающий биологическими и физическими свойствами, присущими среднестатистическому здоровому взрослому человеку. Свойства стандартного работника включают:

— антропометрические характеристики тела, отдельных органов и тканей,

— характеристики физиологических показателей,

— параметры биокинетики химических элементов в органах и тканях человека, рекомендованные МКРЗ и использованные при определении значений допустимых уровней облучения, установленных Нормами.

12. Условия облучения стандартные — в данных МУ характеризуются временем облучения в течение календарного года, равным 1700 ч для персонала группы А и 2000 ч — для персонала группы Б;

13. Амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза) (H*(d)) — эквивалент дозы, который был бы создан в шаровом фантоме МКРЕ на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленному и однородному. Амбиентный эквивалент дозы используется для характеристики поля излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома.

14. Индивидуальный эквивалент дозы — эквивалент дозы в мягкой биологической ткани, определяемый на глубине d (мм) под рассматриваемой точкой на теле.

Государственное санитарно-эпидемиологическое
нормирование
Российской Федерации

2.6.1.
ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ

Организация надзора за обеспечением
радиационной безопасности и проведение
радиационного контроля в подразделении
радионуклидной диагностики

Методические указания

МУ 2.6.1.2500-09

Москва

2009

1. Разработаны Федеральным государственным учреждением науки
«Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены
имени профессора П.В. Рамзаева» Федеральной службы по надзору в сфере защиты
прав потребителей и благополучия человека (В.С. Репин, С.А. Кальницкий, Н.М.
Вишнякова, Л.А. Иванова), ГОУ ДПО РМАПО Росздрава (Е.П. Ермолина, В.А. Перцов),
ФГУП ВНИИМ им. Д.И. Менделеева (В.И. Фоминых), Федеральной службой по надзору в
сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (Г.С. Перминова, О.В.
Липатова), ФГУЗ «Центр гигиены и эпидемиологии в г. Санкт-Петербурге» (В.А.
Ямсон), Управлением Роспотребнадзора по г. Санкт-Петербургу (Г.А. Горский, И.М.
Отнюкова), Институтом медицинской физики и инженерии (Б.Я. Наркевич), филиалом
ФГУЗ «Центр гигиены и эпидемиологии в г. Москве» в ЮАО г. Москвы (Н.П.
Зиновьева).

2. Рекомендованы к утверждению Комиссией по
санитарно-эпидемиологическому нормированию при Федеральной службе по надзору в
сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (протокол от 24 марта
2009 г.№ 1).

3. Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в
сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным
санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 23 апреля 2009 г.

4. Введены в действие с 20 июня 2009 г.

5. Введены впервые.

СОДЕРЖАНИЕ

2.6.1.
ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ

Организация
надзора за обеспечением радиационной
безопасности и проведение радиационного контроля в
подразделении радионуклидной диагностики

Методические указания

МУ 2.6.1.2500-09

1.1. Настоящие методические указания (далее — МУ)
устанавливают основные требования к проведению мероприятий по
санитарно-эпидемиологическому надзору за обеспечением радиационной безопасности
(РБ) (далее — надзор) и радиационного контроля (РК) в подразделениях
радионуклидной диагностики лечебно-профилактических учреждений (ЛПУ), в которых
применяются радиоактивные вещества.

1.2. В МУ систематизированы требования и показатели,
подлежащие надзору (контролю) в подразделениях радионуклидной диагностики ЛПУ,
на основе нормативно-регламентирующих документов [2.1 — 2.16].

1.3. МУ разработаны с целью унификации процедуры за надзором
и производственным контролем в части РК за радиационной безопасностью.

1.4. МУ предназначены для специалистов Роспотребнадзора при
осуществлении ими государственного санитарного надзора и радиационного контроля
за условиями РБ в подразделении радионуклидной диагностики in vivo, а
также служб радиационной безопасности ЛПУ и аккредитованных организаций,
осуществляющих РК.

1.5. МУ не распространяются на лаборатории in vitro и
центры позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ).

2. Нормативные ссылки

2.1. Федеральный закон «О радиационной
безопасности населения» от 09.01.96 № 3-ФЗ.

2.2. Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом
благополучии населения» от 30.03.99 № 52-ФЗ.

2.3. Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» от
21.11.95 № 170-ФЗ.

2.4. Федеральный закон «О защите прав юридических лиц и
индивидуальных предпринимателей при проведении государственного контроля
(надзора)» от 08.08.01 № 134-ФЗ.

2.5. Федеральный закон «Об обеспечении единства измерений»
от 27.04.93 № 4871-1.

2.6. СП 2.6.1.758-99 «Нормы
радиационной безопасности (НРБ-99)».

2.7. СП
2.6.1.799-99 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной
безопасности (ОСПОРБ-99)».

2.8. СП
2.6.6.1168-02 «Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)».

2.9. МУ
2.6.1.1892-04 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной
безопасности при проведении радионуклидной диагностики с помощью
радиофармпрепаратов».

2.10. МУ 2.6.1.1798-03 «Оценка, учет и
контроль эффективных доз облучения пациентов при проведении радионуклидных
диагностических исследований».

2.11. МУ
2.6.1.2118-06 «Организация и проведение индивидуального дозиметрического
контроля. Персонал медицинских учреждений».

2.12. СП
1.1.1058-01 «Организация и проведение производственного контроля за
соблюдением санитарных правил и выполнением
сани-тарно-противоэпидемиологических (профилактических) мероприятий»; Изменения
и дополнения 1 к СП
1.1.1058-01: СП 1.1.2193-07.

2.13. MP «Заполнение
форм федерального государственного статистического наблюдения № 1-ДОЗ» №
0100/4484-07-34. М.: Роспотребнадзор, 2007.

2.14. MP «Заполнение
форм федерального государственного статистического наблюдения № 2-ДОЗ» №
0100/4485-07-34. М.: Роспотребнадзор, 2007.

2.15. MP «Заполнение форм федерального
государственного статистического наблюдения № 3-ДОЗ» № 0100/1659-07-26. М.:
Роспотребнадзор, 2007.

3. Общие положения

3.1. Надзор проводится органами, уполномоченными
осуществлять Госсанэпиднадзор, в соответствии с действующим законодательством, положением
о Федеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия
человека и Административным регламентом Федеральной службы по надзору в сфере
защиты прав потребителей и благополучия человека.

3.2. Надзор за РБ проводится в целях:

• оценки соблюдения ЛПУ санитарных норм и правил
радиационной безопасности;

• оценки уровней облучения персонала, пациентов и населения
в процессе функционирования подразделения радионуклидной диагностики ЛПУ;

• профилактики и ликвидации радиационных аварий.

3.3. Радиационный контроль обеспечения радиационной
безопасности в подразделениях радионуклидной диагностики проводится службой РБ
данного медицинского учреждения или ответственным лицом, назначенным приказом
по учреждению, или аккредитованной организацией, привлекаемой для проведения
РК.

3.4. Целью радиационного контроля является определение
соответствия требованиям санитарного законодательства уровней облучения
пациентов, персонала и населения, загрязнения помещений и оборудования.

3.5. Объектами надзора и РК являются:

• помещения подразделений радионуклидной диагностики, в
которых применяются радиоактивные вещества;

• радиационно-защитное, технологическое и медицинское
оборудование;

• технологические процессы, начиная от поступления
радиофармацевтических препаратов (РФП) в подразделение и вплоть до удаления
радиоактивных отходов (РАО), включая вентиляцию и канализацию;

• радиодиагностическая аппаратура;

• рабочие места, в которых преимущественно находится
персонал при проведении работ с источниками ионизирующего излучения (ИИИ);

• спецодежда;

• РАО и нерадиоактивные медицинские отходы, образующиеся в
подразделении радионуклидной диагностики.

3.6. Схема радиационного контроля ЛПУ, являющегося одним из
разделов производственного контроля, разрабатывается на стадии проектирования
подразделения. В разделе «Радиационный контроль» проекта определяются виды и
объем радиометрического и дозиметрического контроля, перечень приборов,
вспомогательного оборудования, размещение стационарных приборов и точек
постоянного и периодического контроля, состав необходимых помещений, а также
штат сотрудников, осуществляющих радиационный контроль. При изменении
технологических процессов, клинических испытаниях РФП, при введении в действие
новых нормативных документов и др. в план радиационного контроля вносятся
необходимые дополнения и уточнения.

3.7. Результаты измерений оформляются в форме протокола;
информация, которая должна быть отражена в протоколе радиационного контроля
подразделения радионуклидной диагностики, представлена в прилож. 1. Протокол радиационного контроля и выполненных
измерений прилагаются к акту обследования.

3.8. Объем, вид, порядок и периодичность производственного
РК определяется ЛПУ в соответствии с действующими санитарными правилами и
настоящими методическими указаниями.

4. Порядок проведения мероприятии по надзору в
подразделении радионуклидной диагностики

4.1. Исполнение государственной функции по надзору за
деятельностью подразделения радионуклидной диагностики осуществляется в
соответствии с административным регламентом.

4.2. Мероприятия по надзору (контролю) в подразделении
радионуклидной диагностики проводятся должностными лицами Роспотребнадзора с
целью и в объеме, указанными в распорядительном документе на проведение данного
мероприятия (распоряжение, приказ).

4.3. Надзор подразумевает совокупность действий должностного
лица органов Роспотребнадзора, связанных с проведением проверки выполнения
юридическим лицом обязательных требований нормативных документов,
осуществлением необходимых исследований (измерений), экспертиз, оформлением и
ведением учетно-отчетных документов.

4.4. Надзор за радиационной безопасностью в подразделении
радионуклидной диагностики проводится в следующих случаях:

• при оформлении санитарно-эпидемиологического заключения о
соответствии условий работы с ИИИ санитарным правилам и нормативам;

• в порядке плановых мероприятий по контролю за соблюдением
требований санитарного законодательства (плановый контроль выполнения
обязательных требований может быть проведен не более чем один раз в два года в
отношении одного объекта);

• при выводе объекта из эксплуатации;

• при контроле выполнения предписаний по устранению
нарушений, изменений технологического процесса и т.д. Схема проведения мероприятий
по контролю в подразделении радионуклидной диагностики приведена в прилож. 3.

4.5. Перечень документов, предоставляемых ЛПУ при проведении
мероприятий по контролю в подразделении радионуклидной диагностики, приведен в
прилож. 2.

4.6. По результатам надзора при проведении мероприятий по
контролю должностными лицами составляется акт в соответствии с административным
регламентом.

К акту прилагаются сведения о результатах радиационного
контроля (протоколы) и другие документы или их копии, связанные с результатами
мероприятий по контролю.

4.7. В случае выявления в результате надзора
административного правонарушения принимаются меры в соответствии с КоАП РФ.

5. Проведение радиационного контроля в подразделении
радионуклидной диагностики

5.1. Средства измерения. Контролируемые показатели

5.1.1. При выполнении РК применяют средства измерения,
внесенные в Государственный реестр средств измерений и имеющие действующие
свидетельства о метрологической поверке.

5.1.2. В качестве показателя мощности дозы гамма-излучения
используется мощность амбиентного эквивалента дозы, для определения
индивидуальных доз облучения персонала — индивидуальный эквивалент дозы.

5.1.3. РК в подразделении радионуклидной диагностики в
зависимости от объема и характера работ включает:

• контроль индивидуальных доз облучения персонала;

• контроль индивидуальных доз облучения пациентов;

• контроль мощности дозы гамма-излучения на рабочих местах
персонала в блоке радионуклидного обеспечения и хранилище;

• контроль мощности дозы гамма-излучения в смежных
помещениях;

• контроль мощности дозы гамма-излучения на прилегающей
территории;

• контроль загрязнения рабочих поверхностей;

• контроль спецодежды, спецобуви и рук персонала;

• контроль радиоактивных (РАО) и медицинских отходов;

• контроль радиационной обстановки при радиационной аварии.

5.2. Контроль индивидуальных доз облучения персонала

5.2.1. Контроль индивидуальных
доз внешнего фотонного облучения персонала проводится в соответствии с МУ
2.6.1.2118-06 [2.12].
Допускается использовать упрощенную схему с одним дозиметром, расположенным в
нагрудном кармане (при использовании защитного фартука дозиметр помещают под
фартук). В этом случае значение эффективной дозы Е оценивают по формуле:

Е — эффективная доза, мЗв;

Н_изм (10) — показания индивидуального
дозиметра за период контроля, мЗв;

Н_ф (10) — показания фонового дозиметра за
период контроля, мЗв.

5.2.2. Дополнительно организуется контроль мощности
эквивалентной дозы на кисти рук персонала группы А, занятого работой с
радионуклидными генераторами, приготовлением и фасовкой радиофармпрепаратов, а
также их введением пациентам. Мощность эквивалентной дозы облучения кистей рук
данного контингента с учетом предела дозы [2.6]
и времени работы персонала 1700 ч [2.7]
не должна превышать 0,3 мЗв/ч.

5.2.3. По результатам контроля индивидуальных доз облучения
персонала ежегодно заполняется форма государственного статистического
наблюдения № 1-ДОЗ в соответствии с методическими рекомендациями №
0100/4484-07-34 [2.14] и радиационно-гигиенический
паспорт организации.

5.3. Контроль доз облучения пациентов

5.3.1. Контроль индивидуальных доз облучения пациентов
проводится в соответствии с МУ 2.6.1.1798-03 [2.11].

5.3.2. По результатам контроля индивидуальных доз облучения
пациентов ежегодно заполняется форма государственного статистического
наблюдения № 3-ДОЗ в соответствии с методическими рекомендациями №
0100/1659-07-26 [2.16] и радиационно-гигиенический паспорт организации.

5.3.3. Контроль мероприятий по обеспечению РБ пациентов при
наличии методов, разрешенных МЗиСР РФ, осуществляется в соответствии с МУ
2.6.1.1892-04 [2.10].

К ним относятся:

• выборочный контроль соответствия технологий приготовления
РФП установленным технологическим требованиям, а введенной активности —
диагностическим целям;

• выборочный контроль обязательного удаления пациентами
радиоактивно загрязненных тампонов с локтевого сгиба в контейнер для сбора
твердых РАО после выполнения внутривенного введения РФП;

• контроль оптимальности размещения больных, ожидающих своей
очереди на введение РФП и очереди на проведение исследований после введения
РФП;

• выборочный контроль правильности расчетов эффективных доз
облучения пациентов от РФП, используемых в данном подразделении радионуклидной
диагностики;

• выборочный контроль правильности заполнения персональных
листов учета доз медицинского облучения пациентов от вводимых им РФП;

• выборочный контроль выписных эпикризов, справок и др.
документов на предмет внесения лучевых нагрузок, полученных за исследования;

• контроль выполнения требования п. 4.15 ОСПОРБ-99,
в соответствии с которым при достижении накопленной дозы диагностических
облучений пациента 0,5 Зв должны быть приняты меры по дальнейшему ограничению
его облучения, если только лучевые процедуры не диктуются жизненными
показаниями;

• контроль оптимального размещения больных.

5.4. Контроль мощности дозы гамма-излучения на рабочих
местах персонала, в смежных помещениях и на прилегающей территории

5.4.1. Контроль мощности дозы гамма-излучения на местах
фактического нахождения персонала проводят во время выполнения им рабочих операций
с ИИИ. При этом должно использоваться максимальное их количество,
предусмотренное технологическим процессом, а активность источников должна быть
максимально необходимой для данной технологии.

5.4.2. Контроль мощности дозы при штатной работе рекомендуется
проводить в следующих местах:

• на рабочих местах в фасовочной, моечной, у вытяжного
шкафа, где расположены генераторы короткоживущих радионуклидов;

• на рабочем месте оператора за пультом гамма-камеры или
гамма-томографа;

• на рабочем месте персонала, выполняющего процедуры
контроля качества радиодиагностической аппаратуры с закрытыми калибровочными
ИИИ и с фантомами, заполненными радиоактивным раствором;

• вплотную к дверце защитного сейфа с радионуклидными ИИИ;

• в помещении (коридоре), где больные с введенными в
организм РФП ожидают своей очереди на исследование;

• в туалете для больных;

• вплотную к наружной поверхности защитного барьера в
хранилище РАО;

• вплотную к контейнерам для сбора твердых РАО в
генераторной, фасовочной и процедурной;

• вплотную к емкостям (полиэтиленовые пакеты) с медицинскими
отходами (после выдержки на распад), предназначенными к утилизации.

5.4.3. В помещениях, где проводятся работы с источниками
излучений, измерения мощности дозы гамма-излучения ввиду неравномерности облучения
выполняются на уровнях головы, груди, гонад и ног, соответственно на
расстояниях 160, 120, 80 и 30 см от пола помещения.

5.4.4. По результатам измерения
рассчитывается величина мощности эффективной дозы :

0,15, 0,30, 0,50 и 0,05 —
взвешивающие тканевые коэффициенты, полученные, исходя из суммы значений
тканевых коэффициентов W_T на уровнях головы, груди, гонад и
ног, относит. ед.;

 (10)
_{160, 120, 80, 30} — измеренные значения мощности амбиентного
эквивалента дозы на уровнях головы, груди, гонад и ног от пола соответственно,
мкЗв/ч.

5.4.5. В смежных помещениях, где облучение является
относительно равномерным, измерение мощности дозы гамма-излучения проводится:

• над контролируемыми помещениями на высоте 80 см от пола в
точках прямоугольной сетки с шагом 2 — 3 м;

• под контролируемыми помещениями на высоте 120 см от пола в
точках прямоугольной сетки с шагом 2 — 3 м;

• в помещениях и на территории, смежных по горизонтали, вплотную
к стене, на высоте 80 см и 120 см по всей длине стены с шагом 2 — 3 м.

5.4.6. В помещениях и на
территории, смежных по горизонтали с контролируемыми, величина  рассчитывается
по формуле:

5.4.7. В помещениях, смежных по
вертикали с контролируемыми, значение мощности эффективной дозы гамма-излучения
принимается равным мощности амбиентного эквивалента дозы.

5.4.8. Измерение мощности дозы гамма-излучения проводят также
на стыках защитных ограждений, у дверных проемов и отверстий технологического
назначения.

5.4.9. Рассчитанные значения мощности эффективной дозы не
должны превышать значений, представленных в табл. 1 [2.6, 2.7].

Таблица 1

Значение допустимой мощности эффективной дозы Е
(ДМД) гамма-излучения в помещениях и на территории

5.5. Контроль уровня загрязнения рабочих поверхностей

5.5.1. При контроле уровня радиоактивного загрязнения
рабочих поверхностей для получения достоверных результатов измерений все
источники ионизирующего излучения, в т.ч. генераторы радионуклидов, фасовки и
шприцы с РФП, калибровочные источники, фантомы с радиоактивными растворами,
емкости с РАО, пациенты с введенной в организм активностью, удаляются на
максимально возможное расстояние от обследуемой поверхности.

5.5.2. Контролю загрязнения радиоактивными веществами при
штатной работе рекомендуется подвергать следующие объекты:

• поверхности рабочих столов;

• полы и нижние части стен в рабочих помещениях, где
проводятся работы по приготовлению, фасовке и введению в организм разных РФП;

• ручки дверей указанных помещений;

• поверхности стационарной радиационной защиты, в т.ч.
наружные поверхности защитных сейфов, защитных барьеров, вытяжных шкафов,
боксов, а также их ручки;

• поверхности раковин и ванн в генераторной, фасовочной,
моечной и процедурной, а также краны водопроводных смесителей;

• пол, стены, ручки дверей и поверхности сантехнического
оборудования;

• инструменты для работы с ИИИ, средства транспортирования
фасовок и шприцев с РФП по помещениям подразделения радионуклидной диагностики;

• индивидуальные средства радиационной защиты, в т.ч.
спецодежда и сменная обувь персонала;

• кожные покровы кистей рук персонала.

5.5.4. Контроль проводят методом гамма-радиометрии.
Измерения проводят посредством регистрации мощности амбиентного эквивалента
дозы в воздухе на расстоянии 0,1 м от обследуемой поверхности. При
необходимости контроль уровня загрязнения рабочих поверхностей осуществляют
методом мазков (прилож. 4).

5.5.8. Для кожи и поверхностей, входящих с ней в контакт, измеренные
значения амбиентного эквивалента дозы не должны превышать 4 мкЗв/ч, для
остальных поверхностей — 12 мкЗв/ч в соответствии с МУ
2.6.1.1892-04 [2.10].

5.5.9. Радиационный контроль радиоактивного загрязнения рук персонала,
спецодежды, рабочих поверхностей следует проводить по окончании рабочей смены.

5.6. Контроль мощности дозы гамма-излучения
радиоактивных отходов

5.6.1. Дозиметрический контроль радиоактивных отходов (РАО)
проводится при их поступлении в хранилище, удалении после выдержки на распад,
передаче на централизованное захоронение.

5.6.2. Мощность дозы гамма-излучения измеряется на
расстоянии 0,1 м от контейнера с отходами. Отходы не считаются радиоактивными и
могут удаляться как медицинские, если измеренное значение мощности дозы не
превышает 1 мкЗв/ч над фоном.

5.7. Контроль радиационной обстановки при радиационной
аварии

5.7.1. Контроль радиационной обстановки при радиационной
аварии (или подозрении на нее) проводится согласно инструкции по предупреждению
аварий при работах с ИИИ и по ликвидации последствий радиационных аварий,
действующей в подразделении радионуклидной диагностики.

5.7.2. Контроль радиационной обстановки при радиационной
аварии проводится по вышеперечисленным показателям в зависимости от конкретной
ситуации, а также по уровню внутреннего облучения за счет возможного
инкорпорирования радионуклидов.

5.7.3. По результатам радиационной аварии заполняется форма
государственного статистического наблюдения № 2-ДОЗ в соответствии с
методическими рекомендациями № 0100/4485-07-34 [2.15].

6. Библиография

6.1. Дозиметрические приборы в Государственном реестре
средств измерений//АНРИ. 2001. № 2. С. 22-39.

6.2. Общие принципы радиационного контроля облучения лиц,
работающих с источниками ионизирующих излучений. Публикация 35 МКРЗ. М.:
Энергоатомиздат, 1985.

6.3. ICRP Publication 73. Radiological Protection and Safety
in Medicine. Annals of the ICRP, 1997. Vol. 26. № 2.

6.4. ICRP Publication 74. Conversion Coefficients for
Radiological Protection against External Radiation. Annals of the ICRP, 1997.
Vol. 26. № 2.

6.5. ICRP Publication 105. Radiation Protection in Medicine.
Annals of the ICRP, 2008. Vol. 37. № 6.

6.6. Радиологическая защита при медицинском облучении
ионизирующим излучением. Руководство по безопасности МАГАТЭ. Серия норм
безопасности № RS-G-1.5. МАГАТЭ. Вена, 2004. 99 с.

6.7. IPSM. Quality standards in nuclear medicine. IPSM
Report 65. 1992.

6.8. European Commission. Criteria for Acceptability of
Radiological and Nuclear Medicine. Radiation Protection 91. Luxemburg, 1997.

6.9. Quality Assurance for Radioactivity Measurement in
Nuclear Medicine. ISBN 92-0-105306-1. STI/DOC/010/454.

Приложение 1

(справочное)

Информация для представления в протоколе радиационного
контроля в подразделении радионуклидной диагностики

Приложение 2

(справочное)

Перечень документов, предъявляемых (запрашиваемых) при
проведении мероприятий по надзору в подразделении радионуклидной диагностики

Приложение 3

(рекомендуемое)

Схема проведения мероприятий по надзору в подразделении
радионуклидной диагностики

Приложение 4

(справочное)

Метод взятия мазков

Мазком называется процедура снятия радиоактивного вещества с
загрязненной поверхности ватным тампоном, марлей или фильтрованной бумагой с
последующим определением уровня радиоактивности этого материала.

Коэффициент снятия мазка определяется индивидуально, исходя
из необходимого числа измерений. Коэффициенты нельзя применять для поверхностей
из пористых материалов, например бетона, кирпича и т.п.

1. Отбор пробы

1.1. При взятии мазков необходимо обращать внимание на
причины радиоактивных загрязнений.

1.2. Мазки берутся при помощи рамки с поверхности площадью
160 см². Если мазок невозможно взять с данной поверхности, его берут
с меньшей площади, при этом загрязненность необходимо пересчитать на площадь 1
см².

1.3. Для взятия сухого мазка фильтрованную бумагу прижимают
к загрязненному участку и дважды протирают его.

1.4. Для взятия влажного мазка отжатый тампон из ваты или
марли прижимают к углу контролируемого участка поверхности и протирают
параллельно одному из краев рамки, последовательно переставляя тампон так,
чтобы пройти им 1 раз в одном направлении по всей поверхности. Повторяют
операцию, прижимая тампон к поверхности тем же местом, но перемещая его
перпендикулярно первому направлению движения тампона.

1.5. После взятия мазка тампон складывают загрязненной
поверхностью внутрь.

1.6. Для контроля бета-загрязненности применяют влажные
мазки.

2. Измерение бета-активности мазков

2.1. Активность мазков измеряется на измерителе скорости
счета с блоком детектирования (грубый или чувствительный датчик).

2.2. Поверхностная
загрязненность бета-активными радионуклидами определяется по формуле:

φ — поверхностная «снимаемая»
загрязненность бета-активными радионуклидами;

N — скорость счета от измеряемого мазка, имп/с в угле
2π, с^-1;

N_ф — фон установки, с^-1;

60 — коэффициент перевода с/мин;

К_у — коэффициент счета установки от
образцового источника в угле 2π, имп^-1;

S_п — площадь протертой поверхности, см²;

К_сн — коэффициент снятия загрязненности
мазков.

2.3. Скорость счета N и N_ф
отсчитывается по прибору.

2.4. Площадь протертой поверхности S_п =
160 см².

2.5. Коэффициент снятия загрязненности К_сн
для гладких поверхностей равен:

• сухой мазок 0,2 ± 0,1;

• влажный мазок 0,6 ± 0,3;

• спиртовый мазок 0,9 ± 0,45.

Коэффициент счета установки определяется при градуировке
радиометра по образцовому источнику (Sr-90 + Y-90) с площадью активной
поверхности 160 см².