"МУ 2.6.1.031-2017. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Планирование и аппаратурно-методическое обеспечение дозиметрического контроля рабочих мест в условиях потенциального ингаляционного поступления радионуклидов. Общие требования. Методические указания"
(утв. ФМБА России 05.05.2017)

1. Разработаны ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России (к.т.н. Молоканов А.А. - руководитель разработки; к.б.н. Кухта Б.А., Цовьянов А.Г.).

2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по специальному нормированию ФМБА России (протокол от 05.05.2017 N 02/2017).

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

4. Введены в действие с момента утверждения.

5. Вводятся впервые.

В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями Норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009), Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2009) и Методических указаний "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования" (далее - МУ 2.6.1.065-14) устанавливаются общие требования к планированию и аппаратурно-методическому обеспечению дозиметрического контроля рабочих мест (далее - ДКРМ) в контролируемых условиях потенциального ингаляционного поступления радионуклидов в организациях и на предприятиях, входящих в структуру Госкорпорации "Росатом".

Контроль ингаляционного поступления радиоактивных инертных газов (неон, аргон, криптон и ксенон) и ДПР радона в данном документе не рассматривается, поскольку согласно п. 8.5 НРБ-99/2009 инертные газы относят к источникам внешнего облучения, а ДПР радона учитывают отдельно.

Методические указания предназначены для использования при планировании дозиметрического контроля рабочих мест в условиях потенциального ингаляционного поступления радионуклидов и при разработке средств и методов контроля внутреннего облучения персонала организаций и предприятий, входящих в структуру Госкорпорации "Росатом".

Методические указания разработаны на основании и с учетом следующих нормативных и методических документов:

1.1. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Санитарные правила и нормативы.

1.2. СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010). Санитарные правила и нормативы.

1.3. ГОСТ 8.638-2013. Государственная система обеспечения единства измерений. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения.

1.4. МИ 2453-2015 ГСИ. Методики радиационного контроля. Общие требования.

1.5. МУ 2.6.5.28-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования. Методические указания. Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования, ФМБА России. Утверждены ФМБА России 18 мая 2016 г.

1.6. МУ 2.6.1.065-14. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания. Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования, ФМБА России. Утверждены ФМБА России 06 ноября 2014 г.

1.7. МУ 2.6.5.09-2016. Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению среднегодовой объемной активности. Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования, ФМБА России. Утверждены ФМБА России 22 апреля 2016 г.

3.1. В настоящих Методических указаниях используются термины и определения, принятые в НРБ-99/2009, ОСПОРБ 99/2010 и МУ 2.6.1.065-14, а также отсутствующие в них:

Зона дыхания работника - замкнутая область пространства в производственном помещении, внешние границы которой расположены на расстоянии 0,5 м от головы работника во время выполнения им производственной операции, определяемой в соответствии с производственным регламентом.

Рабочая зона - выделенная в процессе планирования ДКРМ часть производственной площади, характеризуемая однородными условиями облучения, формируемыми технологией производственного процесса.

Рабочее место - перечень рабочих зон с указанием необходимого времени пребывания работника в каждой рабочей зоне в течение календарного года (или соответствующих долей от суммарного рабочего времени за календарный год), которые определяют формально, исходя из производственных обязанностей работника (производственного регламента). Рабочее место представляет собой формализованный, усредненный за год профессиональный маршрут работника.

Радионуклид техногенный - радионуклид, являющийся составной частью техногенного источника ионизирующего излучения (ИИИ), образованного в процессе производственной деятельности на данном предприятии. Техногенный ИИИ - это ИИИ, специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности (НРБ-99/2009).

Условия облучения - характеристики аэрозолей техногенных радионуклидов, необходимые для определения ожидаемой эффективной дозы персонала. В качестве условий облучения рассматриваются следующие характеристики:

- распределение значений объемной активности аэрозолей в рабочих помещениях в течение года;

- радионуклидный состав аэрозолей;

- характеристики дисперсности аэрозолей;

- тип соединения при ингаляции.

3.2. В настоящих Методических указаниях используются следующие условные обозначения и сокращения:

АМАД - медианный по активности аэродинамический диаметр радиоактивного аэрозоля.

АМТД - медианный по активности термодинамический диаметр радиоактивного аэрозоля.

ДКРМ - дозиметрический контроль рабочих мест.

ОА - объемная активность аэрозолей, паров или газов техногенных радионуклидов в воздухе.

ОЭД - ожидаемая эффективная доза.

У_ВК - уровень введения индивидуального контроля.

4.1.1. Настоящие методические указания предназначены для обеспечения систематизации и единства методов и средств осуществления ДКРМ в контролируемых условиях потенциального ингаляционного поступления радионуклидов путем установления общих требований к аппаратурно-методическому обеспечению и планированию:

- контроля объемной активности (ОА) радионуклидов в воздухе рабочих помещений;

- проведения исследований условий облучения на рабочих местах.

4.2.1. Целью измерений ОА радионуклидов в воздухе рабочих помещений при проведении ДКРМ является обеспечение контроля уровня хронического облучения персонала за счет регулярного ингаляционного поступления радионуклидов в нормальных условиях эксплуатации источников излучения (согласно НРБ-99/2009, п. 3.1).

В соответствии с поставленной целью основными задачами измерений ОА радионуклидов в воздухе рабочих помещений при проведении ДКРМ являются:

- определение среднего за год значения среднесменной или операционной ОА техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений в зоне дыхания работника;

- получение информации о динамике загрязнения радиоактивными нуклидами воздуха на рабочих местах для оперативного управления техногенным источником и регулирования времени пребывания персонала в рабочих помещениях с целью обеспечения радиационной безопасности персонала (оптимизации уровня облучения);

- документирование результатов определения в рабочих помещениях ОА радионуклидов в воздухе и условий облучения в соответствии с требованиями Федеральных Законов и нормативных документов.

4.2.2. Целью проведения исследований условий облучения на рабочих местах является обеспечение планирования и проведения ДКРМ в части определения частоты и чувствительности измерений ОА радионуклидов в воздухе рабочих помещений и значений дозовых коэффициентов для интерпретации результатов этих измерений.

В соответствии с поставленной целью, основными задачами проведения исследований условий облучения на рабочих местах является определение в производственных помещениях следующих характеристик аэрозолей техногенных радионуклидов:

- параметров частотного распределения значений ОА аэрозолей в рабочих помещениях в течение года;

- дисперсности d аэрозолей радионуклида U <1> (которую выражают в единицах АМАД или АМТД).

--------------------------------

<1> U - обобщенное обозначение любого радионуклида из НРБ-99/2009, например, H-3, C-14, Co-60, Cs-137, U-235, Pu-239 и т.д.

- типа химического соединения при ингаляции G <2>, к которому следует отнести аэрозоли радионуклида U (п. 8.3 НРБ-99/2009);

--------------------------------

<2> G - обобщенное обозначение типа химического соединения: (Б, П, М) при ингаляции аэрозолей и (Г1, Г2 и Г3) при ингаляции газов и паров, см. также п. 7.

- радионуклидного состава аэрозолей и вклада радионуклида U с дисперсностью d и типом соединения при ингаляции G в суммарную эффективную дозу от смеси радионуклидов.

4.3.1. При осуществлении ДКРМ используют текущий и операционный тип дозиметрического контроля.

Текущий контроль осуществляется при постоянной работе персонала с радиоактивными веществами в открытом виде в нормальных условиях (согласно НРБ-99/2009, п. 3.1) и имеет своей задачей получение достоверной информации об уровнях облучения персонала с целью установления степени соблюдения принципа нормирования и осуществления принципа оптимизации уровня облучения.

Операционный контроль проводят для получения информации о значениях ОА радионуклидов при проведении отдельных производственных операций, исследования представительности пробоотбора и для определения условий облучения персонала:

- при начальном планировании ДКРМ;

- после проведения модификации оборудования, существенном изменении техпроцесса, состава сырья, планировки и системы вентиляции с целью подтверждения неизменности характеристик аэрозолей, паров и газов техногенных радионуклидов в рабочих помещениях (см. пп. 6 - 10).

4.3.2. Для целей планирования и организации ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации источников излучения используют уровень введения индивидуального дозиметрического контроля.

Уровень введения индивидуального дозиметрического контроля (У_ВК) - такое значение годовой эффективной дозы, при действительном или предполагаемом превышении которого определение соответствующих доз следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения работника <3>. Значение У_ВК устанавливают в зависимости от характера выполняемых работ, но не выше 5 мЗв в год (согласно МУ 2.6.1.065-14).

--------------------------------

<3> Если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения работника на его рабочем месте не превышает или по прогнозу не может превысить У_ВК, то по согласованию с территориальными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, индивидуальную дозу работника определяют по результатам ДКРМ согласно п. 5.6, МУ 2.6.5.28-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организаций контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования.

4.4.1. Планирование ДКРМ включает в себя:

- Исследование условий облучения персонала в производственных помещениях предприятия.

- Разделение производственной площади (помещений) предприятия на рабочие зоны. В качестве рабочей зоны следует использовать выделенную в процессе планирования ДКРМ часть производственной площади, характеризуемую однородными условиями облучения, формируемыми технологией производственного процесса. При изменении технологии производственного процесса проводят дополнительное исследование условий облучения в рамках операционного контроля и, при необходимости, пересмотр рабочих зон.

- Установление для каждой рабочей зоны одной или нескольких точек отбора проб воздуха для определения ОА радионуклидов, с учетом требований к представительности пробоотбора (п. 4.1.3), и измеряемых параметров условий облучения.

- Определение для каждой рабочей зоны периодичности и длительности отбора проб воздуха для определения ОА и измеряемых параметров условий облучения.

- Определение для каждой рабочей зоны чувствительности измерения ОА радионуклидов.

- Формирование рабочих мест в соответствии с производственными обязанностями работников. В качестве рабочего места (для данного работника) следует использовать перечень рабочих зон с указанием необходимого времени пребывания работника в каждой рабочей зоне в течение календарного года (или соответствующих долей от суммарного рабочего времени за календарный год <4>), которые определяют формально, исходя из его производственных обязанностей (производственного регламента).

--------------------------------

<4> 1700 часов в год для персонала согласно НРБ-99/2009, п. 8.2.

- Выбор аппаратурно-методического обеспечения измерений ОА радионуклидов, измеряемых параметров условий облучения и оценки уровня хронического облучения персонала.

4.4.2. В настоящих Методических указаниях рассматриваются вопросы планирования ДКРМ, связанные с определением следующих измеряемых и расчетных параметров контролируемого техногенного радионуклида (смеси радионуклидов) в воздухе рабочих помещениях при проведении ДКРМ:

- объемная активность;

- параметры частотного распределения ОА аэрозолей в рабочих помещениях в течение года;

- дисперсность аэрозолей;

- тип соединения радионуклидов при ингаляции;

- радионуклидный состав аэрозолей;

- вклад контролируемого техногенного радионуклида (смеси радионуклидов) в суммарную ожидаемую эффективную дозу (ОЭД).

5.1.1. Основное требование к пробоотбору - обеспечение корректной и обоснованной процедуры пересчета измеренной активности радионуклида в пробе к ОА радионуклида (ОА) в воздухе в зоне дыхания работника с учетом всех значимых источников неопределенностей (вид пробоотбора - индивидуальный или стационарный, эффективность фильтров и улавливающих устройств и т.п.). При этом необходимо обеспечить представительность пробы по пространственной, и физическим характеристикам аэрозолей.

5.1.2. Представительность пробы по пространственной (место отбора) и (длительность отбора) характеристикам достигается либо путем использования индивидуальных пробоотборников, обеспечивающих отбор пробы в зоне дыхания работника во время его нахождения в рабочей зоне, либо путем использования коэффициентов перехода от значения ОА радионуклида в точке отбора к значению ОА радионуклида в зоне дыхания работника при использовании стационарных пробоотборников (МУ 2.6.1.065-14).

5.1.3. При планировании размещения стационарных пробоотборников для проведения ДКРМ учитывают необходимость уменьшения неопределенности перехода от значения ОА радионуклидов в точке отбора к значению ОА радионуклидов в зоне дыхания работника. Для этого следует использовать следующие приемы:

- Разделение всех производственных площадей на рабочие зоны (см. п. 4.4.1) и установление в них одной или нескольких точек пробоотбора, расположенных в максимальной близости к зоне дыхания работников во время проведения ими производственных операций.

- Синхронизацию времени отбора пробы воздуха и времени нахождения работников в рабочей зоне. То есть усреднение ОА радионуклидов в воздухе рабочей зоны должно проводиться за время нахождения работников в данной рабочей зоне. Практически это требование сводится к определению ОА радионуклидов, усредненной за рабочую смену или производственную операцию.

- Определение (в рамках операционного контроля, п. 4.3.1) коэффициентов перехода от значения ОА радионуклидов в точке отбора к значению ОА радионуклидов в зоне дыхания работника путем сравнения результатов измерений ОА радионуклидов при одновременном использовании стационарных и индивидуальных пробоотборников.

5.1.4. Представительность пробы с учетом физических характеристик аэрозолей достигается путем обеспечения следующих требований:

- спектр размеров радиоактивных аэрозольных частиц в пробе должен соответствовать спектру размеров аэрозолей на рабочих местах (выбор типа фильтрующего элемента, направления и скорости отбора пробы);

- количество (активность или масса) контролируемого радионуклида в пробе должно быть достаточно большим для надежного измерения его активности в течение приемлемого срока;

- вклад любой отдельной аэрозольной частицы в общее количество радиоактивного вещества в пробе должен быть пренебрежимо мал, чтобы колебания в числе отдельных радиоактивных аэрозольных частиц не искажали результат измерения.

5.1.5. Определение указанных выше характеристик представительности пробоотбора производится на этапе метрологической аттестации методик радиационного контроля ОА техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений (согласно п. 5.4) с учетом паспортных данных средств пробоотбора и средств измерения активности проб.

5.2.1. Требованием к чувствительности измерения ОА аэрозолей техногенного радионуклида U в воздухе рабочих помещений является непревышение необходимого порога измерения <5> , определяемого из уравнения <6> (МУ 2.6.1.065-14):

--------------------------------

<5> Согласно стандарту ISO 11929-2010, порог (чувствительности) измерения (порог принятия решения - decision threshold) - это фиксированное значение L_C измеряемой величины, количественно выражающей физический эффект, при превышении которого принимается решение, что измерение действительно отражает данный эффект. Порог измерения определяют таким образом, чтобы при превышении результата измерения значения L_C вероятность того, что истинное значение измеряемой величины равно нулю было бы меньше или равно заданному значению (обычно задают равным 0,05).

<6> Выполнение условия (5.1) означает, что измеренное значение объемной активности (ОА) аэрозолей на уровне порога измерения , является минимально значимой величиной, начиная с которой соответствующее значение годовой ОЭД может превысить уровень 0,2 x У_ВК. Другими словами, если , то ОЭД < 0,2 x У_ВК и уровень облучения достаточно низок с точки зрения его оптимизации (то есть не нужно ограничивать время пребывания персонала в помещении, применять СИЗОД и т.д.).

где

- расчетное значение верхней границы доверительного интервала годовой ОЭД <7>, соответствующее результату измерения ОА аэрозолей, равному с погрешностью, равной , при доверительной вероятности, равной , где задает значение верхней (и нижней) границы доверительного интервала определения годовой ОЭД в мЗв в год;

--------------------------------

<7> Без учета коэффициента защиты органов дыхания и других поправочных коэффициентов, то есть в предположении, что работник находится в точке контроля без средств защиты органов дыхания в течение всего рабочего времени.

- порог измерения ОА аэрозолей, Бк/м³;

У_ВК - уровень введения индивидуального контроля, мЗв в год.

5.2.3. Порог измерения ОА аэрозолей техногенного радионуклида определяют по формуле:

где

- порог измерения ОА аэрозолей техногенного радионуклида U с дисперсностью d и типом химического соединения при ингаляции G, Бк/м³;

- вклад радионуклида U с дисперсностью d и типом химического соединения при ингаляции G в суммарную ОЭД, отн. ед. (см. п. 10.1);

e_U,d,G - дозовый коэффициент для персонала при ингаляционном поступлении аэрозолей радионуклида U с дисперсностью d и типом соединения при ингаляции G, Зв/Бк;

2,4 x 10³ - значение объема вдыхаемого воздуха за год в м³ для персонала согласно НРБ-99/2009, п. 8.2.

5.2.4. Если для обеспечения ДКРМ измеряют объемную активность смеси техногенных радионуклидов, то порог измерения ОА аэрозолей определяют по формуле:

где

- дозовый коэффициент для персонала при ингаляционном поступлении аэрозолей смеси радионуклидов, Зв/Бк (см. п. 9.3);

- вклад смеси радионуклидов в суммарную ОЭД, отн. ед. (см. п. 10.2).

5.2.5. Значения для измерения ОА аэрозолей ряда техногенных радионуклидов приведены в Таблице А.2 приложения А.

5.3.1. Необходимая периодичность (или частота) измерений ОА радионуклидов Q в рабочей зоне для достижения требуемой точности определения среднего значения может быть определена исходя из характеристик частотного распределения значений измеряемой величины Q в течение календарного года. На практике плотность частотного распределения значений измеряемой величины Q можно представить в виде логнормального распределения, характеризуемого средним геометрическим значением Q_g и стандартным геометрическим отклонением . Параметр показывает, во сколько раз может различаться значение измеряемой величины Q в течение календарного года от ее среднего геометрического значения Q_g, а именно, 95% всех измеренных значений Q находятся в диапазоне .

5.3.2. В Таблице 5.1 приведены значения необходимой частоты измерений величины Q для определения ее среднего значения с заданной неопределенностью в зависимости от стандартного геометрического отклонения частотного распределения значений измеряемой величины <8>:

--------------------------------

<8> Чем больше стандартное геометрическое отклонение , тем больше разброс значений Q, и тем больше требуется измерений за заданный период времени для определения среднего значения с заданной погрешностью.

5.3.3. Определение параметров частотного распределения измеряемой величины ОА в рабочем помещении (рабочей зоне) рассматривается в п. 6.

Методики измерения ОА аэрозолей для каждого контролируемого в рамках ДКРМ техногенного радионуклида (или смеси техногенных радионуклидов) оформляют как методики радиационного контроля, которые должны удовлетворять требованиям ГОСТ 8.638-2013 и МИ 2453-2015, быть аттестованы и зарегистрированы в Федеральном информационном фонде по обеспечению единства измерений (согласно МУ 2.6.1.065-14).

Для измерения ОА радионуклидов в воздухе должны применяться средства измерений (СИ) утвержденного типа (прошедшие испытания и внесенные в Государственный реестр СИ) и периодически поверяемые в установленном порядке.

Методики и средства измерений должны обеспечивать порог (чувствительности) измерений ОА радионуклидов <9> в рабочих помещениях (в рабочих зонах) согласно п. 5.2.

--------------------------------

<9> Значение порога (чувствительности) измерения устанавливают для измеряемой в процессе контроля величины (либо суммарной объемной активности аэрозоля, либо объемной активности отдельного радионуклида); значение годовой ОЭД определяют от суммы радионуклидов с учетом их вклада в суммарную объемную активность (с учетом радионуклидного состава, см. п. 9).

6.1. Параметры частотного распределения измеряемой величины ОА аэрозолей техногенного радионуклида в рабочем помещении (рабочей зоне) определяют для решения двух связанных между собой задач:

- определения необходимой периодичности измерений ОА радионуклидов в рабочих помещениях (рабочих зонах) и

- оценки уровня хронического облучения персонала.

6.2. Для определения необходимой периодичности измерений ОА радионуклидов в рабочих помещениях (рабочих зонах) исследуют характеристики частотного распределения значений измеряемой величины Q в течение календарного года. На практике плотность частотного распределения значений измеряемой величины Q можно представить в виде логнормального распределения, характеризуемого средним геометрическим значением Q_g и стандартным геометрическим отклонением .

6.3. Среднее геометрическое значение Q_g частотного распределения измеряемой величины ОА аэрозолей в рабочем помещении (рабочей зоне) определяют по формуле:

где

Q_i - измеренное i-е значение <10> ОА аэрозолей в рабочем помещении (рабочей зоне), i = 1, 2, ..., N;

--------------------------------

<10> i-е значение объемной активности аэрозолей, усредненное за рабочую смену (или рабочую операцию) согласно п. 4.1.3.

N - число измерений Q_i в рабочем помещении (рабочей зоне) в течение календарного года.

6.4. Стандартное геометрическое отклонение частотного распределения измеряемой величины ОА аэрозолей в рабочем помещении (рабочей зоне) определяют по формуле:

где

Q_g - среднее геометрическое значение частотного распределения измеряемой величины ОА аэрозолей в рабочем помещении (рабочей зоне), определенное по формуле (6.1).

6.5. Для оценки уровня хронического облучения персонала определяют среднее значение и стандартное отклонение частотного распределения измеряемой величины ОА аэрозолей в рабочем помещении (рабочей зоне) Q в течение календарного года.

6.6. Среднее значение частотного распределения измеряемой величины ОА аэрозолей в рабочем помещении (рабочей зоне) определяют по формуле:

где

Q_i - измеренное i-е значение ОА аэрозолей в рабочем помещении (рабочей зоне), i = 1, 2, ..., N;

N - число измерений Q_i в рабочем помещении (рабочей зоне) в течение календарного года.

6.7. Стандартное отклонение частотного распределения измеряемой величины ОА аэрозолей в рабочем помещении (рабочей зоне) определяют по формуле:

6.8. Стандартное отклонение среднего значения , определенного по формуле (6.3), определяют по формуле:

где N - число измерений Q_i в рабочем помещении (рабочей зоне) в течение календарного года, используемое в формуле (6.3).

6.9. Характеристики логнормального распределения связаны соотношениями:

Среднее значение:

Стандартное отклонение:

7.1. Целью определения дисперсности аэрозолей в рабочих помещениях в рамках ДКРМ является получение параметра, характеризующего дисперсность d аэрозолей техногенного радионуклида U в единицах АМАД (или АМТД) <11>. Данный параметр необходим для определения значения дозового коэффициента (см. Приложение А, Таблица А.1).

--------------------------------

<11> Медианный по активности аэродинамический (или термодинамический - в диапазоне АД менее 0,1 микрон) диаметр. Справочные значения дозовых коэффициентов, используемые для целей радиационной безопасности, рассчитаны по моделям МКРЗ для аэрозолей с логнормальным распределением частиц с заданным значением АМАД (или АМТД) и со стандартным геометрическим отклонением , увеличивающимся от при АМТД = 0,6 нм до при АМАД >= 1 мкм [8].

7.2. Задачей определения дисперсности аэрозолей в рабочих помещениях является получение функции распределения активности техногенного радионуклида U (типа химического соединения при ингаляции G) в зависимости от аэродинамического диаметра аэрозольных частиц и характеристик данного распределения.

7.3. Для целей ДКРМ характеристики функции распределения выражают в виде параметров АМАД (или АМТД) логнормального распределения или комбинации логнормальных распределений с разными значениями АМАД (, см. сноску 11) и относительным содержанием по активности n_i.

7.4. Дозовый коэффициент техногенного радионуклида U для заданного типа соединения при ингаляции G (см. п. 7.3) с учетом дисперсности аэрозоля, выраженной в виде комбинации логнормальных распределений с разными значениями АМАД (d_i), определяют по формуле:

где

e_U,G - дозовый коэффициент техногенного радионуклида U для персонала, для заданного типа соединения при ингаляции G, Зв/Бк;

n_U,G,i - относительное содержание по активности фракции аэрозоля радионуклида U и заданного типа соединения при ингаляции G, характеризуемой значением d_i = АМАД, в общей смеси (радионуклида U с типом соединения при ингаляции G), состоящей из нескольких фракций в виде логнормальных распределений с разными значениями d_i, где i = 1, 2, ..., отн. ед.;

- дозовый коэффициент техногенного радионуклида U для персонала, для заданного типа соединения при ингаляции G и дисперсности d_i = АМАД, Зв/Бк.

7.5. Определение дисперсности аэрозолей в рабочем помещении в рамках операционного контроля (п. 4.3.1) является обязательным, если среднее годовое значение величины ОА аэрозоля известного радионуклидного состава в данном помещении превышает значение , где - допустимая среднегодовая объемная активность аэрозольной смеси радионуклидов, определяемая по формуле:

где

N_i - относительное содержание в смеси i-го радионуклида известного типа соединения при ингаляции к общей активности смеси, %;

(ДОА_ПЕРС)_i - допустимая среднегодовая объемная активность i-го радионуклида известного типа соединения при ингаляции для персонала группы А, определяемая в соответствии с Таблицей Приложения 1 НРБ-99/2009.

7.6. Периодичность определения дисперсности аэрозолей в рабочих помещениях при выполнении условия п. 7.5 определяют в рамках проведения операционного контроля в соответствии с п. 4.3.1.

7.7. Если дисперсность аэрозолей не определяется в соответствии с п. 6.5, то медианный по активности аэродинамический диаметр частиц аэрозоля (АМАД) принимают равным 1 мкм.

7.8. Для определения дисперсности аэрозолей на практике используют два средства измерения: каскадный импактор и пакет фильтров (см. Приложение В).

8.1. Тип соединения при ингаляции (обобщенное обозначение в формулах - G) техногенного радионуклида в форме аэрозоля, газа или пара задает скорость перехода из легких в жидкости тела согласно модели МКРЗ [9]. Данный параметр необходим для определения значения дозового коэффициента (см. Приложение А, Таблица А.1).

8.2. Для целей нормирования в НРБ-99/2009, п. 8.3, в соответствии с рекомендациями МКРЗ, введены три типа соединений для аэрозолей (Б, П, М) и три типа соединений для газов и паров (Г1, Г2 и Г3).

8.3. Тип соединения при ингаляции G для каждого техногенного радионуклида (обобщенное обозначение в формулах - U), находящегося в воздухе рабочего помещения, определяют в соответствии с таблицей Приложения 3 НРБ-99/2009 в зависимости от его физической формы (аэрозоль, газ или пар) и химического состава (галогениды, нитраты, оксиды, гидроксиды, металл и т.п.), которые определяют исходя из информации о технологическом процессе, выполняемом в данной рабочей зоне <12>.

--------------------------------

<12> Допускается химический состав техногенного радионуклида, находящегося в воздухе рабочего помещения, определять по химическому составу перерабатываемого на данном рабочем месте продукта.

8.4. Дозовый коэффициент техногенного радионуклида U с учетом типов соединений при ингаляции G и дисперсности аэрозоля (см. п. 7.4) e_U определяют по формуле:

где

e_U,G - дозовый коэффициент техногенного радионуклида U для персонала, для заданного типа соединения при ингаляции G с учетом дисперсности аэрозоля, определяемый по формуле (7.1), Зв/Бк;

n_U,G - отношение ОА радионуклида U с типом соединения при ингаляции G к суммарной ОА всех типов соединений радионуклида U, находящихся в форме аэрозоля, газа или пара <13> в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны);

--------------------------------

<13> Кроме инертных газов, не являющихся источником внутреннего облучения и ДПР радона, учитываемых отдельно.

- обозначает суммирование по всем типам соединений при ингаляции G радионуклида U.

8.5. Форму и тип соединения при ингаляции для техногенных радионуклидов, находящихся в воздухе рабочих помещений, определяют в рамках проведения операционного контроля в соответствии с п. 4.3.1.

9.1. Радионуклидный состав находящейся в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны) смеси техногенных радионуклидов определяют с целью:

- планирования ДКРМ в части выбора радионуклида или смеси радионуклидов для текущего контроля ОА и

- получения параметра (или ), характеризующего вклад контролируемого радионуклида (или смеси радионуклидов) в суммарную ОЭД при ингаляционном поступлении всех радионуклидов, находящихся в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны).

9.2. Радионуклидный состав характеризуется набором значений n_U, представляющих собой отношение ОА радионуклида U к суммарной ОА всех техногенных радионуклидов, находящихся в форме аэрозоля, газа или пара <14>, в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны).

--------------------------------

<14> Исключая инертные газы и ДПР радона.

9.3. Дозовый коэффициент контролируемой (измеряемой) смеси техногенных радионуклидов при ингаляционном поступлении смеси радионуклидов определяют по формуле:

где

e_U - дозовый коэффициент радионуклида U для персонала, определяемый по формуле (8.1), Зв/Бк;

n_U - относительная доля техногенного радионуклида U в ОА смеси всех техногенных радионуклидов, находящихся в форме аэрозоля, газа или пара, в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны), отн. ед.;

- обозначает суммирование по всем техногенным радионуклидам контролируемой (измеряемой) смеси техногенных радионуклидов.

9.4. Радионуклидный состав смеси радионуклидов, находящихся в форме аэрозоля, газа или пара, в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны), то есть набор значений n_U, усредненных за заданный период (календарный год), определяют в рамках проведения операционного контроля в соответствии с п. 4.3.1.

9.5. Для определения радионуклидного состава смеси радионуклидов, находящихся в форме аэрозоля, газа или пара, в воздухе рабочих помещений используют известные методы отбора проб воздуха и спектрометрические измерения <15>.

--------------------------------

<15> Допускается радионуклидный состав аэрозоля смеси техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений определять по известному радионуклидному составу перерабатываемого на данном рабочем месте продукта.

10.1. Вклад контролируемого техногенного радионуклида U в суммарную ОЭД при ингаляционном поступлении смеси радионуклидов в рабочем помещении (рабочей зоне) определяют по формуле:

где

- вклад контролируемого техногенного радионуклида U в суммарную ОЭД при ингаляционном поступлении смеси радионуклидов в рабочем помещении (рабочей зоне), отн. ед.;

n_U - относительная доля радионуклида U в ОА смеси всех техногенных радионуклидов, находящихся в форме аэрозоля, газа или пара, в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны), отн. ед., ;

e_U - дозовый коэффициент радионуклида U для персонала, определяемый по формуле (8.1), Зв/Бк.

- обозначает суммирование по всем техногенным радионуклидам, находящимся в форме аэрозоля, газа или пара <16>, в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны).

--------------------------------

<16> Исключая инертные газы и ДПР радона.

10.2. Вклад контролируемой (измеряемой) смеси техногенных радионуклидов в суммарную ОЭД при ингаляционном поступлении смеси радионуклидов в рабочем помещении (рабочей зоне) определяют по формуле:

где

- вклад контролируемой смеси техногенных радионуклидов в суммарную ОЭД при ингаляционном поступлении смеси радионуклидов в рабочем помещении (рабочей зоне) при ингаляционном поступлении смеси радионуклидов, отн. ед.;

- вклад техногенного радионуклида U_i, входящего в состав контролируемой смеси техногенных радионуклидов, в суммарную ОЭД, определяемый по формуле (10.1), отн. ед.

10.3. Вклад контролируемого техногенного радионуклида U в суммарную ОЭД при ингаляционном поступлении смеси радионуклидов в организм работника на его рабочем месте (см. п. 4.4.1) определяют по методике интерпретации результатов ДКРМ в величинах поступления и ОЭД, оформленной в соответствии с требованиями п. 49 МУ 2.6.1.065-14 <17>.

--------------------------------

<17> При определении вклада контролируемого техногенного радионуклида в суммарную ОЭД при ингаляционном поступлении смеси радионуклидов в организм работника на его рабочем месте, как комбинацию вкладов этого радионуклида в рабочих зонах с учетом характеристик рабочих зон, используются параметры, не рассматриваемые в данном документе, в связи с чем этот вопрос выходит за его рамки.

1. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009: Санитарные правила и нормативы.

2. СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ 99/2010. Санитарные правила и нормативы.

3. Guide to the Expression of Uncertainty in Measurements (GUM), International Organization for Standardization (ISO), Geneva, Switzerland (1995).

4. ISO 20553:2006, Radiation protection - Monitoring of workers occupationally exposed to a risk of internal contamination with radioactive material.

5. ISO 11929:2010. Determination of the characteristic limits (decision threshold, detection limit and limits of the confidence interval) for measurements of ionizing radiation - Fundamentals and application.

6. ISO 27048:2011. Radiation protection - Dose assessment for the monitoring of workers for internal radiation exposure.

7. ISO/TC 85/SC 2 N, Draft, Surveillance of the activity concentrations of airborne radioactive substances in the workplace of nuclear facilities.

8. The ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public. - ICRP CD 1, 2001.

9. Dose coefficients for intake of radionuclides by workers. ICRP Publication 68. Ann. ICRP 24 (4).

В Таблице А-1 приведены значения дозовых коэффициентов в единицах Зв/Бк в зависимости от АМАД и типа соединения при ингаляции для ряда радионуклидов. Полные сведения по всем известным радионуклидам содержатся в базе данных МКРЗ [8], доступной на сайте www.icrp.org: Free Educational CD Downloads.

--------------------------------

<18> При известных значениях типа соединения и АМАД (АМТД) следует применять значения дозовых коэффициентов, указанных в Таблице А.1 настоящих МУ. При неизвестных значениях типа соединения и АМАД следует применять требования пп. 8.4 и 8.5. НРБ-99/2009.

В Таблице А.2 приведены значения порогов измерений ОА ряда радионуклидов в единицах Бк/м³, определенные для значения У_ВК = 5 мЗв в год (при монофакторном воздействии, то есть при ; см. формулу 4.2).

Примечание: Порог измерения (или порог принятия решения - decision threshold) - это фиксированное значение L_C измеряемой величины, количественно выражающей физический эффект, при превышении которого принимается решение, что измерение действительно отражает данный эффект. Значение L_C отражает физическую возможность измерения заданной величины (объемной активности). Если в методике измерения ОА радионуклидов в качестве нижнего диапазона измерения указана другая величина, то для определения ее соответствия данному требованию указанное в Таблице А.2 значение нужно умножить на соответствующий коэффициент k. Если указано значение МДА (или предел детектирования - Detection Limit), то k = 2. Если указано значение нижнего порога измерений (НПИ), то значение k зависит от того, как определен нижний порог измерений. Если, например, при значении НПИ относительная неопределенность результата измерения равна 50%, то k >= 2, если относительная неопределенность результата измерения равна 25%, то k >= 6.

1. Для определения ОА аэрозолей, паров и газов техногенных радионуклидов (ОА) в воздухе рабочих помещений при проведении ДКРМ используют стационарный и индивидуальный методы определения ОА.

2. Стационарный метод определения ОА состоит в отборе проб воздуха на фильтры и другие устройства, улавливающие аэрозоли, пары и газы, в фиксированных точках производственных помещений (рабочих зон) с одновременным или последующим измерением активности техногенных радионуклидов в пробе. Для этого используют вакуумные системы отбора проб воздуха или различного рода стационарные и переносные установки, которые предназначены либо для отбора проб воздуха, либо для непрерывного контроля ОА аэрозолей и газов. В первом случае для измерения активности техногенных радионуклидов в пробе используют отдельные устройства (радиометры или спектрометры), во втором случае установки содержат в себе все необходимые для определения ОА элементы: фильтрующее устройство или блок детектирования (для газа), блок прокачки воздуха, устройство измерения объемного расхода воздуха, устройство детектирования излучения, электронный блок для управления, обработки и отображения информации.

3. Индивидуальный метод определения ОА состоит в отборе проб воздуха на фильтры и другие устройства, улавливающие аэрозоли, пары и газы в зоне дыхания работника во время выполнения им производственной операции или в течение рабочей смены с последующим измерением активности техногенных радионуклидов в пробе, используя для этого отдельные устройства (радиометры или спектрометры).

4. При использовании стационарного метода определения ОА для обеспечения корректной процедуры пересчета измеренной активности радионуклида в пробе к ОА радионуклида в зоне дыхания работника необходимо учитывать коэффициенты перехода от значения ОА в точке отбора к значению ОА в зоне дыхания работника. Коэффициенты перехода определяют путем сравнения результатов измерений ОА при одновременном использовании стационарного и индивидуального методов определения ОА.

5. Для реализации стационарного метода определения ОА могут быть использованы установки, осуществляющие непрерывный контроль (измерение) ОА аэрозолей и газов. Такие установки (см. ссылки Б1 - Б5) предназначены для непрерывного измерения ОА альфа- и бета-активных аэрозолей и газов техногенных радионуклидов с возможностью компенсации фоновой составляющей, формируемой естественными радионуклидами - дочерними продуктами распада (ДПР) радона.

Диапазоны измерений ОА аэрозолей и газов техногенных радионуклидов для таких установок в Бк/м³ (при 50% допускаемой относительной погрешности, если не указано отдельно) приведены ниже:

- для альфа-излучающих радионуклидов: от 1,0·10^-2 до 2,0·10⁵ [Б.1];

- для Pu-239: от 1,0·10^-3 до 1,0·10⁶ [Б.2];

- для бета-излучающих радионуклидов: от 1,0·10^-1 до 1,0·10⁶ [Б.1];

- для трития: от 2,5·10⁴ до 2,5·10⁸ (при 25% допускаемой относительной погрешности) [Б.3];

- для трития: от 1,0·10⁵ до 3,7·10¹⁰ (при 20% допускаемой относительной погрешности) [Б.4];

- для трития: от 0,5·10³ (МДА) [Б.5];

- для йода-131: от 0,5·10³ (МДА) [Б.5].

В соответствии с примечанием Приложения А, для определения соответствия указанных выше нижних значений диапазонов измерений требованию необходимой чувствительности измерений ОА для целей ДКРМ, значение , приведенное в Таблице А.2, нужно умножить на соответствующий коэффициент k. Если указано значение МДА (или 50% допускаемой относительной погрешности), то следует принять значение k = 2. Если указано другое значение допускаемой относительной погрешности при нижнем пороге измерений, то значение k выбирают в зависимости от значения . Для значение k = 6; для , значение k = 11. Например, нижнее значение диапазона измерения паров трития (НПИ), равное 2,5·10⁴ Бк/м³ при 25% допускаемой относительной погрешности, нужно сравнить со значением 1,2·10⁴·6 = 7,2·10⁴ Бк/м³, которое показывает, что НПИ = 2,5·10⁴ Бк/м³ с запасом удовлетворяет требованию необходимой чувствительности измерений ОА паров трития.

6. При использовании стационарного метода определения ОА и индивидуальных пробоотборников (см. далее п. 8) с последующим измерением активности техногенных радионуклидов в пробе на радиометре, значение порога измерения ОА зависит от скорости счета фона радиометра и объема пробы воздуха, определяемого скоростью и временем отбора пробы воздуха на фильтр:

где

L_C(ОА) - порог измерения ОА аэрозолей техногенного радионуклида в точке отбора рабочего помещения, Бк/м³ (см. Приложение А, Таблица А.2);

F - объемная скорость отбора пробы воздуха на фильтр, м³/ч;

T - время отбора пробы воздуха на фильтр, ч;

R_B - скорость счета фона (средний уровень собственного фона радиометра), с^-1;

t_m - время измерения фильтра, с;

- чувствительность радиометра, с^-1·Бк^-1;

K_s - поправочный (безразмерный) коэффициент, учитывающий отличие чувствительности радиометра для реального образца (фильтра) по отношению к эталонному источнику;

K_C - коэффициент эффективности пробоотбора.

7. При измерении активности техногенных (долгоживущих) радионуклидов в пробе (на фильтре) на радиометре необходимо учитывать вклад фоновой составляющей, формируемой естественными радионуклидами - дочерними продуктами распада (ДПР) радона (²²²Rn и ²²⁰Rn), которые также оседают на фильтре и мешают измерению активности техногенных радионуклидов. Для компенсации влияния ДПР радона при измерении фильтра на радиометре обычно используют метод выдержки фильтра перед измерением в течение ~ 4 часов для ДПР ²²²Rn и ~ 4 суток для ДПР ²²⁰Rn. На практике, если длительность отбора пробы составляет малую долю суток, то при типичной концентрации ²²⁰Rn в воздухе помещения на фильтре осядет пренебрежимо малое количество ДПР ²²⁰Rn и тогда достаточно будет 4-часовой выдержки фильтра перед измерением активности долгоживущих радионуклидов.

В общем случае, если необходимо получить более быструю оценку активности долгоживущих радионуклидов на фильтре, то для относительно точного радиометрического измерения их суммарной активности в течение 24 часов можно использовать метод двух измерений. Первое измерение проводят после распада ДПР ²²²Rn до пренебрежимо малого уровня (> 4 часа), и второе измерение проводят еще через ~ 18 часов для учета вклада наиболее долгоживущего ДПР ²²⁰Rn - ²¹²Pb (период полураспада T_1/2 = 10,64 часа). Для расчета активности долгоживущих радионуклидов используют уравнение:

где

А_C - активность долгоживущих радионуклидов на фильтре;

А₁ - активность радионуклидов на фильтре в момент времени t₁;

А₂ - активность радионуклидов на фильтре в момент времени t₂;

;

.

8. Для реализации индивидуального метода определения ОА могут быть использованы индивидуальные пробоотборники, которые предназначены для отбора проб воздуха в зоне дыхания работника во время проведения им производственных операций. Индивидуальный пробоотборник состоит из держателя фильтров (или других устройств, улавливающих аэрозоли, пары или газы) и миниатюрного насоса для поддержания постоянной скорости прокачки воздуха, содержащего электронный блок управления и монитор для отображения информации, например, Econoair Personal Air Samplers [Б.6]. Индивидуальный пробоотборник крепят на теле работника, а держатель фильтров располагают в области лица работника. Вес индивидуального пробоотборника - около 1 кг.

При планировании использования индивидуальных пробоотборников для решения задач ДКРМ необходимо учитывать требования необходимой чувствительности измерений ОА (Приложение А, Таблица А.2). Поскольку значение порога измерения ОА зависит от объема пробы воздуха, определяемого скоростью отбора пробы на фильтр при фиксированном времени отбора, то важной характеристикой индивидуального пробоотборника является скорость отбора пробы (расхода) воздуха. Характерный диапазон расхода воздуха для индивидуальных пробоотборников составляет 0,5 - 10 л/мин или 0,03 - 0,6 м³/час. По формуле (Б.1) можно оценить значение порога измерения ОА при использовании индивидуального пробоотборника. Для расхода F = 0,03 - 0,6 м³/час, времени отбора T = 6 часов, времени измерения фильтра (после выдержки, см. п. 7) t_m = 300 с и характерных значений других параметров (для альфа-активных аэрозолей): R_B = 0,0015 с^-1; ; K_S = 0,7 и K_C = 0,99; значение L_C(ОА) будет находиться в диапазоне от 1,2Е-01 до 6,0Е-03 Бк/м³. Эти оценки показывают, что для контроля альфа-активных аэрозолей урана и плутония наиболее подходят индивидуальные пробоотборники с максимальным расходом воздуха ~ 10 л/мин.

[Б.1] - Установка для измерения объемной активности радиоактивных аэрозолей УДА-304АБ, УДАС-201.

[Б.2] - Устройства детектирования объемной активности радиоактивных аэрозолей УДАС-14АЕ "УРАН".

[Б.3] - Радиометры трития портативные РКБ-05П.

[Б.4] - Установки для измерения объемной активности бета-излучающих инертных газов и трития УДГБ-202.

[Б.5] - Установка радиометрического контроля объемной активности радиоактивных газов, аэрозолей Berthold.

[Б.6] - Econoair Model L-12P & L-15P Personal Air Sampling Pump.

1. Принцип действия каскадного импактора состоит в разделении частиц аэрозоля на фракции по аэродинамическим диаметрам инерционным способом, определении активности радионуклида U в каждой фракции и обработке результатов измерений с целью построения функции распределения активности радионуклида U в зависимости от аэродинамического диаметра аэрозольных частиц и его характеристик.

2. Разделение частиц на фракции происходит в процессе отбора пробы на ступенях каскадного импактора. Каждая ступень представляет собой отверстие или набор одинаковых цилиндрических отверстий, каждое из которых предназначено для формирования струи воздуха, направленной перпендикулярно поверхности коллекторной пластины. Диаметр отверстий от ступени к ступени импактора уменьшают с целью увеличения скорости потока струи, направленной на коллекторную пластину, и уменьшения аэродинамического диаметра осаждаемой фракции. В качестве последней ступени используют аэрозольный фильтр, улавливающий не осажденные на ступенях мелкодисперсные частицы.

3. Измерение активности радионуклида U в каждой фракции, осажденной на соответствующей коллекторной пластине (ступени импактора) проводят с использованием спектрометрической (рекомендуется) и/или радиометрической аппаратуры.

4. Распределение активности радионуклида U по фракциям используют для построения функции распределения активности радионуклида U в зависимости от аэродинамического диаметра аэрозольных частиц и его характеристик (п. 6.1.3).

1. Метод основан на селективном улавливании частиц с помощью волокнистых фильтрующих материалов при таких скоростях пробоотбора, когда основным механизмом фильтрации является инерционное осаждение аэрозольных частиц на волокна. Сущность метода состоит в формировании пробы аэрозоля путем последовательного осаждения аэрозольных частиц из потока на фильтрах (разделение частиц на фракции по аэродинамическим диаметрам), определении активности радионуклида (радионуклидов) на каждом фильтре и обработке результатов измерений.

2. Для определения АМАД в диапазоне размеров частиц от 0,1 до 2 мкм используют 3 фильтра, расположенные по ходу воздушного потока в порядке возрастания их стандартного аэродинамического сопротивления. Последний фильтр должен улавливать все частицы, прошедшие через два первых слоя, чтобы определить количество задержанных 1-м и 2-м фильтрами частиц в долях от суммарной активности осажденной дисперсной фракции аэрозоля.

3. Измерение активности радионуклида (радионуклидов) в пробе проводят обычным способом с использованием спектрометрической (рекомендуется) и/или радиометрической аппаратуры.

4. Определение параметров функции распределения частиц по размерам в области от 0,1 до 2 мкм проводится на базе функции логнормального распределения.

Рекомендуется применять следующие технические средства и оборудование:

- каскадный импактор;

- пакет фильтров (фильтропакет);

- фильтры АФА РСП-20;

- побудитель расхода (воздухопрокачивающее устройство, воздуходувка);

- спектрометрическая (радиометрическая) установка;

- ротаметр, обеспечивающий измерение объемного расхода в требуемом диапазоне;

- часы с секундомером.

В зависимости от исследуемого диапазона дисперсности применяют в качестве пробоотборного устройства:

а) импактор (диапазон 0,7 < АМАД < 15 мкм);

б) пакет фильтров (диапазон 0,1 < АМАД < 2 мкм).

Базовыми для выполнения измерений являются пакеты фильтров двух типов композиций:

Первая композиция (АФА-1)

1. АФА-3ДА-0,1 (голубой фильтр, изготовленный из материала ФПА-70-0,1)

2. АФА-3ДА-0,17 (розовый фильтр, изготовленный из материала ФПА-70-0,17)

3. АФА-РМА-20 (белый фильтр, изготовленный из материала ФПА-15-2,0).

Вторая композиция (АФА-2)

1. АФА-3ДА-0,15 (голубой фильтр, изготовленный из материала ФПА-70-0,15)

2. АФА-3ДА-0,25 (розовый фильтр, изготовленный из материала ФПА-70-0,25)

3. АФА-РМА-20 (белый фильтр, изготовленный из материала ФПА-15-2,0).

На Рисунке В-1 представлена структура пакета фильтров.

При определении дисперсного состава аэрозолей рекомендуется применять следующие основные положения при отборе проб:

- объем прокачанного через импактор контролируемого воздуха (V) должен обеспечивать возможность регистрации активности на каждой из подложек с требуемой точностью:

где:

А_min - минимальное значение активности аэрозольной пробы на подложках импактора или фильтрах пакета фильтров, которое может измеряться с требуемой точностью;

КУ - контрольный уровень ОА для наиболее характерного радионуклида на предприятии.