2.1.6. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Методические указания
МУ 2.6.5.009-2016

"Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах.
Требования к определению среднегодовой объемной активности"

(утв. Федеральным медико-биологическим агентством 22 апреля 2016 г.)

Дата введения - с момента утверждения

1. Область применения

В методических указаниях "Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению среднегодовой объемной активности" (далее - Методические указания, МУ) рассматриваются технические вопросы определения среднегодовой объемной активности (ОА) радионуклидов в воздухе рабочих помещений для обеспечения дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения в организациях и на предприятиях, входящих в структуру Госкорпорации "Росатом".

В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями Норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009), Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010) и Методических указаний "Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования" (далее - МУ 2.6.1.065-14) устанавливаются общие требования к организации и методическому обеспечению определения среднегодовой объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений в контролируемых условиях техногенного облучения.

Требования к системе контроля среднегодовой объемной активности радона и его дочерних продуктов определяются в отдельных МУ.

Контроль объемной активности радиоактивных инертных газов (неон, аргон, криптон и ксенон) не рассматривается, поскольку согласно п. 8.5 НРБ-99/2009 они рассматриваются только как источники внешнего облучения.

Методические указания предназначены для использования при разработке порядка дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала организаций и предприятий, входящих в структуру Госкорпорации "Росатом", для биофизических лабораторий Центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России, а также для органов, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

2. Нормативные ссылки

В настоящих МУ учтены требования, указания и рекомендации, изложенные в следующих нормативных и методических документах:

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

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

- ГОСТ 4.59-79. СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей.

- ГОСТ 8.417-2002. Межгосударственный стандарт. ГСИ. Единицы величин.

- ГОСТ Р 8.563-2009. ГСИ. Методики (методы) выполнения измерений.

- ГОСТ 8.638-2013. Метрологическое обеспечение радиационного контроля.

- ГОСТ Р 8.736-2011. ГСИ. Измерения прямые многократные. Методы обработки результатов измерений. Основные положения.

- МИ 2955-05. ГСИ. Типовая методика аттестации программного обеспечения средств измерений и порядок ее проведения.

- МИ 2891-04. ГСИ. Общие требования к программному обеспечению средств измерений.

- МУК 4.4.19-08.4.4 Относительные измерения. Радиометрия. Требования к методикам выполнения измерений активности образцов проб биологических объектов, объектов внешней среды и пищевых продуктов (с оценкой погрешности и неопределенности измерений).

- РД 50-449-84. Оценка достоверности данных о физических константах и свойствах веществ и материалов. Основные положения. Методические указания.

- МУ 2.6.1.28-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. Методические указания. Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования, ФМБА России, 2016.

- 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.

В настоящих методических указаниях используются термины и определения, представленные в Приложении 1 Методических указаний "Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования".

3. Общие положения

В настоящих методических указаниях в соответствии с требованиями НРБ-99/2009, ОСПОРБ-99/2010 и МУ 2.6.1.065-14 и для обеспечения систематизации и единства методов определения среднегодовой объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений в контролируемых условиях техногенного облучения устанавливаются:

- требования к организации контроля объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений;

- требования к организации и методам отбора проб воздуха;

- требования к средствам измерений проб, методикам измерений (МИ) и способам интерпретации результатов измерений;

- требования к метрологическому обеспечению контроля объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочих местах.

Целью контроля объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочих местах (далее - контроля ОА) является обеспечение дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников в контролируемых условиях (согласно НРБ-99/2009, п. 3) в части определения уровня хронического ингаляционного поступления радионуклидов на рабочих местах и его регулирования в соответствии с принципами нормирования и оптимизации.

В соответствии с поставленной целью основными задачами контроля ОА являются:

- определение среднегодового значения объемной активности техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон с целью оценки уровня хронического облучения персонала за счет ингаляции;

- получение информации о динамике загрязнения радиоактивными нуклидами воздуха на рабочих местах для оперативного управления техногенным источником и регулирования времени пребывания персонала в рабочих помещениях;

- документирование результатов определения объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон в соответствии с требованиями федеральных законов и нормативных документов.

4. Требования к организации контроля объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений

4.1. Общие требования

Общие требования к объему контроля радиационной обстановки для предприятия устанавливаются на этапе проектирования.

В техническом проекте предусматривается раздел "Радиационный контроль", в котором должны быть даны характеристики объекта и характер источников ионизирующих излучений (включая загрязнение воздуха рабочих помещений радионуклидами и его характеристики: фазовый и радионуклидный состав, диапазоны, измеряемые параметры и т.д.).

В проекте также должны быть определены требования к техническим средствам контроля загрязнения воздуха рабочих помещений: перечень необходимых радиометрических и дозиметрических приборов, вспомогательного оборудования, размещение стационарных приборов автоматизированных систем и точек контроля, а также требования к работникам, осуществляющим радиационный контроль; совокупность видов контроля, методов и технических средств, методик пробоотбора, выполнения измерений, расчетов. Организация проведения контроля должна обеспечивать, в том числе, измерение объемной активности радионуклидов в пробах воздуха рабочих помещений (рабочих зон) и определение ее среднегодового значения.

На этапе разработки рабочей документации уточняется перечень технических средств контроля загрязнения воздуха рабочих помещений, которые приобретаются и устанавливаются в процессе строительства объекта.

Для действующих предприятий (объектов) указанные вопросы должны быть отражены в Порядке дозиметрического контроля (см. МУ 2.6.1.065-14, п. 6) на стадии внедрения настоящих МУ. Для большинства конкретных объектов необходимо определять и устанавливать в указанном документе обоснованный объем контроля загрязненности воздуха рабочих мест, постоянно подтверждая и уточняя его с учетом изменяющейся радиационной обстановки.

4.2. Порядок организации и проведения контроля

Контроль загрязненности воздуха рабочих помещений радионуклидами с оформлением результатов измерений осуществляется службой радиационной безопасности или лицом, ответственным за радиационный контроль, прошедшим специальную подготовку. В отдельных случаях для проведения измерений могут быть привлечены и другие подразделения, имеющие соответствующее оборудование, специалистов требуемой квалификации и т.п.

Все вопросы, связанные с осуществлением такого контроля, а именно, подготовка графиков контроля, ответственных за выполнение графика и представление результатов, должны указываться в согласованном и утвержденном документе - Порядок дозиметрического контроля согласно МУ 2.6.1.065-14 (далее - Порядок ДК). В этом документе, в частности, должны быть отражены следующие сведения:

- характеристики загрязнения воздуха рабочих помещений;

- контролируемые радионуклиды;

- виды контроля и контрольные уровни;

- периодичность отбора проб воздуха;

- перечень методик и средств измерений;

- перечень методик расчета;

- порядок записи и хранения результатов контроля.

4.3. Контролируемые радионуклиды и периодичность измерений

В Порядке ДК должен быть указан перечень контролируемых величин (либо суммарной объемной активности аэрозоля, либо объемной активности отдельного радионуклида) с указанием типа соединений при ингаляции радионуклидов (согласно НРБ-99/2009), а также используемые методики и средства измерений объемной активности, включая средства и методы пробоотбора.

Перечень контролируемых величин, точки отбора, периодичность и длительность отбора проб воздуха в рабочих помещениях (в рабочих зонах) определяют исходя из следующих требований:

- точки отбора проб воздуха располагают в максимальной близости к зоне дыхания работника при проведении им производственной операции;

- момент и длительность отбора проб воздуха подбирают максимально приближенными к моменту и длительности нахождения в рабочей зоне персонала (или к моменту и длительности проведения производственной операции) для определения среднего за год значения среднесменной или операционной объемной активности радионуклидов*;

- периодичность измерений в точках отбора рассчитывают исходя из заданной погрешности определения среднего значения объемной активности радионуклидов в рабочем помещении (рабочей зоне) с учетом предполагаемого или определенного заранее распределения среднесменной или операционной объемной активности аэрозолей в данной точке контроля в течение года (см. приложение 4).

____________

* Среднесменная (или операционная) объемная активность радионуклидов - объемная активность радионуклидов в точке отбора, усредненная за время, равное длительности рабочей смены (или за время проведения производственной операции в рабочей зоне).

4.4. Требования к отбору проб воздуха

Метод определения объемной активности радионуклидов в воздухе рабочего помещения (рабочей зоны) в зависимости от состояния радионуклида в воздухе и задачи основан на отборе пробы загрязненного воздуха на аналитические аэрозольные фильтры или сорбционно-фильтрующие материалы с последующим радиометрическим, спектрометрическим или иным измерением активности контролируемого радионуклида непосредственно на фильтрах или другом пробоотборном устройстве. Измерение активности летучих форм радионуклидов (тритий, йод и др.) проводят с использованием других способов отбора проб воздуха по отдельным МИ.

Основное требование к пробоотбору - обеспечение корректной и обоснованной процедуры пересчета измеренной активности радионуклида в пробе к объемной активности в воздухе в месте пробоотбора с учетом всех значимых источников неопределенностей (запыленность воздуха, эффективность фильтров, условия отбора проб воздуха - температура, влажность, давление, характеристики концентрирования активности и т.п.). При этом необходимо обеспечить представительность пробы по следующим характеристикам:

- пространственной (оптимальное место отбора),

- временной (длительность отбора) и

- физико-химической.

Представительность пробы по пространственной характеристике достигается путем разделения всех производственных площадей на (рабочие) зоны, которые характеризуются однородными условиями облучения (содержат один источник образования аэрозолей), и установления в них одной или нескольких точек пробоотбора, расположенных в максимальной близости к зоне дыхания работников во время проведения ими производственных операций. Также необходимо учитывать направление потоков воздуха, которые влияют на пространственное распределение частиц радиоактивных аэрозолей в помещении.

Представительность пробы по временной характеристике достигается путем синхронизации 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 средней ОА радионуклидов за рабочую смену или производственную операцию.

Представительность физико-химических характеристик пробы 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 контролируемого вещества в пробе должно быть достаточно большим для его надежного измерения 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.

Определение этих характеристик производится по паспортным данным и на этапе метрологической аттестации системы контроля. Повторение этой процедуры должно производиться при существенном изменении условий пробоотбора.

При отсутствии значений физико-химических характеристик принимаются их стандартные значения, определенные в НРБ-99/2009, раздел 8 и Приложение 3.

4.5. Выполнение измерений

4.5.1. Методики измерений

Для каждого контролируемого радионуклида (или суммы радионуклидов, п. 4.3) должна быть определена методика измерения объемной активности, аттестованная в соответствии с требованиями, установленными в национальных стандартах (например, ГОСТ 8.638-2013 - Метрологическое обеспечение радиационного контроля).

4.5.2. Средства измерений

Для измерения объемной активности радионуклидов в воздухе применяют различные средства измерений. Примером таких СИ служат радиометры, блоки и устройства детектирования (БД и УД), измерительные каналы (ИК) информационно-измерительных систем радиационного контроля, а также спектрометры.

Методики измерений и измерительные средства должны обеспечивать порог (чувствительности) измерения объемной активности радионуклидов** в рабочих помещениях (в рабочих зонах), исходя из необходимого условия определения значения годовой ожидаемой эффективной дозы (ОЭД) в точке контроля на заданном уровне (в соответствии с требованием МУ 2.6.1.065-14).

____________

** 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).

4.6. Методики расчета

В Порядке дозиметрического контроля загрязненности воздуха рабочих помещений (рабочих зон) должны быть приведены способы расчета или ссылки на методики расчета:

- ОА радионуклида в воздухе в точке пробоотбора по результатам измерения активности этого радионуклида в пробе (Приложение 1);

- ОА радионуклида в рабочей зоне (в зоне дыхания) по результатам расчета ОА радионуклида в воздухе в точке пробоотбора (Приложение 2);

- среднегодовой ОА радионуклида в воздухе рабочих зон (Приложение 3).

Методики расчета являются неотъемлемой частью Порядка дозиметрического контроля и должны быть аттестованы в соответствии с требованиями, установленными в национальных стандартах (например, ГОСТ 8.638-2013 - Метрологическое обеспечение радиационного контроля).

4.7. Виды контроля и контрольные уровни

При определении среднегодовой объемной активности техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон используют два вида контроля - текущий и операционный:

- Текущий контроль осуществляется в тех рабочих помещениях и рабочих зонах, в которых персонал работает с радиоактивными веществами в открытом виде регулярно или с заданной периодичностью.

- Операционный контроль проводят для получения информации относительно отдельной производственной операции, совершаемой в ограниченный отрезок времени и при планируемом повышенном облучении.

Для целей контроля используют следующие формы контрольных уровней объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочих местах:

- уровни исследования;

- уровни действия.

Обнаруженное достоверное превышение контрольных уровней является основанием для принятия соответствующих решений:

- превышение уровня исследования требует изучения причин появления данного результата;

- превышение уровня действия требует уточнения полученного результата и, при его подтверждении, принятия мер по улучшению радиационной обстановки.

4.8. Запись и хранение результатов

Для каждого рабочего помещения (рабочей зоны) должна быть предусмотрена система записи результатов измерений объемной активности радионуклидов в воздухе в журналах или на магнитных носителях.

Поскольку расчет среднегодового значения объемной активности техногенных радионуклидов в воздухе рабочих помещений и рабочих зон и поступлений радионуклидов в организм производят на основе инструментальных измерений, необходимо иметь базу данных этих первичных измерений. В системе учета первичных результатов измерений должно быть отражено следующее:

- информация о характере работ, выполняемых в рабочем помещении;

- дата и результат измерения, неопределенность измерения;

- использованные методики и средства измерений;

- другие дополнительные сведения (расположение точек пробоотбора и работников, методики расчета и т.п.).

Библиография

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

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

3. [GUM, 1995] Guide to the Expression of Uncertainty in Measurements (GUM), International Organisation for Standardisation (ISO), Geneva, Switzerland (1995).

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

5. [ISO, 2010]. 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, 2011]. ISO 27048:2011. Radiation protection - Dose assessment for the monitoring of workers for internal radiation exposure.

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

Приложение 1

(справочное)

Объемная активность радионуклида в воздухе в точке пробоотбора

Типичный метод определения объемной активности аэрозолей радионуклида (ОА) состоит в отборе пробы воздуха на фильтр в течение заданного времени Т, последующем измерении активности радионуклида на фильтре и расчете ОА с учетом объема воздуха, прошедшего через фильтр. Метод позволяет определять среднее значение ОА в точке отбора за время T, так как при определении ОА данным методом изменения ОА за время пробоотбора не учитываются.

Объемную активность аэрозолей радионуклида определяют по формуле:

где

Q - объемная активность аэрозолей радионуклида в точке отбора, Бк/м³;

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

T - заданное время отбора пробы воздуха на фильтр, ч;

ε_c - коэффициент эффективности пробоотбора (безразмерный коэффициент, определяющий эффективность попадания аэрозольных частиц из прокачанного объема воздуха на фильтр и их удержания на волокнах фильтра);

A - активность радионуклида на фильтре, Бк;

где

R_N - чистая (за вычетом фона) скорость счета измерительной системы, с^-1;

ε_r - чувствительность измерительной системы, определяемая с помощью эталонного источника, с^-1∙Бк^-1;

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

Неопределенность расчета объемной активности аэрозолей радионуклида определяют по формуле:

где

δ_A, , , , δ_F, δ_T - относительные неопределенности значений величин А, ε_C, ε_S, ε_r, F и T, отн. ед.

Приложение 2

(справочное)

Объемная активность радионуклида в зоне дыхания

Объемная активность (ОА) радионуклида в зоне дыхания зависит от неоднородности распределения ОА по помещению и длительности отбора пробы воздуха. Взаимосвязь между ОА в точке отбора и ОА в зоне дыхания можно выразить формулой:

где

 - среднее значение коэффициента перехода от величины ОА радионуклида в воздухе в точках пробоотбора, Q_i, (i = 1, 2, ..) к величине ОА радионуклидов в зоне дыхания работника, Q^зд, отн. ед.

Неопределенность расчета ОА радионуклида в зоне дыхания, ΔQ^зд, можно оценить по формуле:

где

 - абсолютная неопределенность расчета ,

δ_Qi, δ_кi - относительные неопределенности: объемной активности радионуклидов, Q_i, и значения коэффициента перехода, , отн. ед.

Для определения Q^зд и  можно использовать значения коэффициента  и относительной неопределенности его оценки, δ_к, представленные в таблице П2-1.

Значения коэффициента  относительной неопределенности его оценки, δ_к, (при доверительной вероятности р = 0,95), в зависимости от типа распределения объемной активности (ОА) радионуклидов в рабочей зоне и способа измерения ОА

Таблица П2-1

______________

* Выбор конкретных значений  и δ_к зависит от степени неравномерности распределения значений ОА радионуклидов в помещении и количества точек контроля. При отсутствии данных выбирают максимальные значения из указанного диапазона.

Приложение 3

(справочное)

Среднегодовая объемная активность радионуклидов в воздухе рабочих зон

В данном приложении рассматривается задача определения уровня хронического ингаляционного поступления радионуклидов для обеспечения дозиметрического контроля рабочих мест. Ингаляционное поступление радионуклидов может происходить ежесменно при нахождении работника в рабочей зоне в течение всего рабочего времени или его части. Ингаляционное поступление радионуклида в организм работника при нахождении его в рабочей зоне j за i-ю рабочую смену равно:

где

Q_ji - среднее значение объемной активности радионуклидов в рабочей зоне j, за время нахождения в ней работника, Бк/м³;

t_ji - время пребывания работника в рабочей зоне j, час;

v - средняя скорость дыхания работника, м³/час.

При данном расчете предполагается, что нахождение работника в рабочей зоне и время пребывания работника в ней, t_ji, обусловлено производственным регламентом на его рабочем месте в соответствии с его рабочей должностью и, таким образом, t_ji задано и не зависит от конкретной рабочей смены и от конкретного работника: t_ji = t_j. Если производственный регламент предполагает выполнение работником регулярной производственной операции в рабочей зоне j, то объемную активность радионуклидов в рабочей зоне j усредняют за время проведения данной операции. Если производственный регламент предполагает нахождение работника в рабочей зоне j в течение всей рабочей смены или ее части (без привязки к конкретной операции), то объемную активность радионуклидов в рабочей зоне j усредняют за время рабочей смены.

Ингаляционное поступление радионуклида в организм работника за год при нахождении его в рабочей зоне j будет равно:

где

 - среднее арифметическое значений Q_ji объемной активности радионуклидов в рабочей зоне j, измеренных в течение календарного года за каждую рабочую смену или рабочую операцию, Бк;

N - количество рабочих смен или операций за год.

Или

где

t_S - продолжительность рабочей смены (рабочего дня), час;

ϑ_j - доля рабочего времени, которое проводит работник в рабочей зоне согласно производственному регламенту (рабочего места, должности), отн. ед.;

v_S - объем вдыхаемого воздуха за рабочую смену (рабочий день), м³/день.

V_S = v_S × N - объем вдыхаемого воздуха за календарный год, м³/год.

Ожидаемая эффективная доза, полученная работником за календарный год в рассматриваемой рабочей зоне j, будет равна:

где

e_j - дозовый коэффициент для зоны j, Зв/Бк;

 - среднее значение коэффициентов перехода от величины объемной активности радионуклида в воздухе в точках пробоотбора, Q_j, к величине объемной активности радионуклидов в зоне дыхания работника, Q^зд, с учетом неоднородности распределения ОА по помещению и длительности отбора пробы воздуха, отн. ед. (приложение 2);

 - среднее значение коэффициента защиты при использовании СИЗ органов дыхания.

Ожидаемая эффективная доза, полученная работником за календарный год на рабочем месте, для которого коэффициенты, ϑ_j, определены производственным регламентом, будет равна:

Таким образом, задача определения уровня хронического ингаляционного поступления радионуклидов на рабочих местах сводится к определению среднего арифметического значения объемной активности радионуклидов в рабочих зонах,, с учетом неоднородности распределения ОА по рабочей зоне и длительности отбора проб воздуха, , коэффициента защиты СИЗ органов дыхания, , и условий облучения, характеризуемых дозовым коэффициентом e_j.

Методика определения среднего арифметического значения объемной активности радионуклидов в рабочих зонах, , и эффективной дозы на рабочем месте может быть оформлена в виде методики радиационного контроля и аттестована в соответствии с требованиями, установленными в национальных стандартах (например, ГОСТ 8.638-2013 - Метрологическое обеспечение радиационного контроля).

Приложение 4

(справочное)

Определение значения частоты измерений объемной активности радионуклидов в рабочей зоне

Необходимая периодичность (или частота) измерений объемной активности 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 закона распределения, характеризуемого геометрическим стандартным отклонением, σ_g. Значение σ_g показывает, во сколько раз может отличаться значение измеряемой величины, Q, в течение календарного года от ее геометрического среднего (медианного) значения, а именно, 95 % всех значений находятся в диапазоне (Q_med/σ²_g, Q_med×σ²_g), где Q_med - медиана распределения. Среднее значение и медиана логнормального распределения связаны соотношением:

Стандартное отклонение измеряемой величины Q:

соответственно стандартное отклонение среднего значения : , где N - число измерений Q. В таблице П4-1 приведены значения необходимой частоты измерений Q для определения среднего значения, , с заданной погрешностью в зависимости от геометрического стандартного отклонения, σ_g, частотного распределения значений измеряемой величины, Q (чем больше σ_g, тем больше разброс значений Q и тем больше требуется измерений за заданный период времени для определения среднего значения,  с заданной погрешностью).

Таблица П4-1 - Необходимое число измерений, N, объемной активности радионуклидов в рабочей зоне за заданный период времени для определения среднего значения, , с заданной погрешностью

Приложение 5

Список исполнителей
"Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению среднегодовой объемной активности"

Методические указания МУ 2.6.5.009-2016

 

СОДЕРЖАНИЕ