5. Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения

5.1. Принятие решения о введении АРК внешнего облучения на предприятии определяется характером проводимых работ с делящимся материалом и количеством делящегося материала на рабочем месте.

5.2. На каждом ЯОУ должен быть составлен прогноз радиационных последствий аварии с учетом максимального энерговыделения при СЦР.

5.3. На каждом ЯОУ должна быть реализована система АРК внешнего облучения, включающая технические средства согласно п. 4.3 настоящих МУ.

5.4. Персонал при проведении ядерно-опасных работ должен быть обеспечен индивидуальными дозиметрами гамма-нейтронного излучения. Целесообразно применение нескольких индивидуальных дозиметров гамма-нейтронного излучения, размещаемых на разных частях тела.

5.5. Для оценки дозы внешнего облучения при радиационной аварии могут быть использованы:

- значения индивидуального эквивалента дозы H_p(10) фотонного и нейтронного излучения по показаниям индивидуальных дозиметров;

- значения амбиентного эквивалента дозы H*(10) фотонного и нейтронного излучения по показаниям дозиметров АСРК;

- значения индивидуального эквивалента дозы H_p(3), H_p(0,07) фотонного и нейтронного излучения по показаниям индивидуальных дозиметров (при их наличии);

- значения амбиентного эквивалента дозы фотонного и нейтронного излучения по показаниям размещаемых на рабочих местах персонала на ЯОУ переносных дозиметров для создания картограмм полей излучения;

- результаты дозиметрического контроля рабочих мест (ДКРМ).

5.6. Для предварительной оценки дозы аварийного облучения могут быть использованы следующие методы:

- метод определения дозы с помощью индивидуальных и переносных дозиметров, показаний приборов АСРК;

- метод предварительной оценки поглощенной дозы нейтронного излучения в точке нахождения участников аварии при СЦР по величине мощности дозы гамма-излучения от торса участника аварии (Приложение А);

- метод предварительной оценки флюенса нейтронного излучения в точке нахождения участника аварии при СЦР по величине наведенной активности в крови участника аварии (Приложение Б);

- метод предварительной оценки дозы облучения нейтронами отдельных органов участников аварии при СЦР (Приложение В);

- метод измерения наведенной активности сопутствующих предметов, изъятых у участников аварии;

- метод ЭПР-спектрометрии зубов участников аварии в соответствии с ГОСТ Р 22.3.04-96 [2];

- метод ЭПР-спектрометрии тканей одежды участников аварии в соответствии с МУ 2.6.1.003-03 [3];

- оценка дозы гамма-нейтронного излучения с помощью воксел-фантомной технологии расчетов (Приложение Г);

- моделирование аварийной ситуации (если это возможно).

5.7. Моделирование аварийной ситуации проводят сотрудники службы радиационной безопасности с привлечением (при необходимости) сотрудников ФМБА России и научно-исследовательских организаций с использованием антропоморфного фантома человека.

5.8. Результаты моделирования оформляются в виде отчета, утверждаемого в установленном в организации порядке.