Способ индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников с помощью компьютерной программы "idose 2"

Изобретение относится к области дозиметрии. Способ индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников на основе Байесовского подхода, который содержит: этап из серии индивидуальных измерений активности радионуклидов в биологических объектах; этап получения информации о пути и скорости поступления радионуклида в организм работника; этап определения физико-химических свойств радионуклида для периодов времени контроля с использованием априорных распределений параметров периода контроля; этап использования биокинетических моделей поведения радионуклида в организме условного работника в зависимости от физико-химических свойств, связанных с измеряемыми биологическими объектами; этап использования методики выполнения расчетов в компьютерной программе, ее реализующей. Технический результат – повышение точности индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников. 1 ил.

 

Изобретение относится к области дозиметрии.

Известен способ определения ожидаемых эффективных доз внутреннего облучения персонала по результатам измерений активности радионуклидов в биопробах с использованием компьютерной программы «ММК-01» [1]. Известен также способ определения эффективной дозы внутреннего облучения персонала по результатам измерений радионуклидов в биопробах [2].

Недостатки вышеприведенных способов:

1. Невозможность учесть априорную информацию о величине и скорости поступления радионуклида в организм работника;

2. Невозможность обработки результатов измерений активности радионуклида ниже предела обнаружения.

Задача изобретения - повышение точности индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников.

Эта задача решается с помощью компьютерной программы «iDose 2» на основе Байесовского подхода, который содержит:

этап из серии индивидуальных измерений активности радионуклидов в биологических объектах;

этап получения информации о пути и скорости поступления радионуклида в организм работника;

этап определения физико-химических свойств радионуклида для периодов времени контроля с использованием априорных распределений параметров периода контроля;

этап использования биокинетических моделей поведения радионуклида в организме условного работника в зависимости от физико-химических свойств, связанных с измеряемыми биологическими объектами;

этап использования методики выполнения расчетов в компьютерной программе «iDose 2», ее реализующей.

В качестве исходных данных для расчетов ожидаемых эффективных доз (ОЭД) внутреннего облучения профессиональных работников используются результаты последовательных измерений активности радионуклида в тканях и органах или экскретах, модели поведения радионуклида в организме человека и информацию о физико-химических свойствах радионуклида по контролируемым периодам времени («периоды контроля»).

Индивидуальный дозиметрический контроль при расчете ОЭД с помощью программе «iDose 2» осуществляется следующим образом:

Общая схема алгоритма расчета программы «iDose 2» представлена на рис. 1.

В случае единственного периода контроля точечная оценка ОЭД рассчитывается по формуле

где I - точечная оценка поступления радионуклида за календарный год, Бк;

DC - фиксированное значение дозового коэффициента, взятое из Приложения №1 Норм Радиационной Безопасности (НРБ-99/2009) [3], Зв/Бк.

При этом вероятностное апостериорное распределение поступления при заданных результатах измерений Р(I⎪М) находится с помощью формулы Байеса для непрерывных величин

где∝ - знак пропорциональности функции, не зависящей от искомого поступления I;

М - набор результатов измерений радионуклида в биологических объектах;

Р(I) - априорное распределение поступления I;

L(I⎪M) - функция правдоподобия поступления при заданных результатах измерений М.

Если все результаты измерения радионуклидов в биологических объектах работника являются независимыми, то итоговая функция правдоподобия поступления равна произведению функции правдоподобия для каждого результата измерения

Функции правдоподобия величины поступления в зависимости от выбранного закона распределения результата измерения относительного истинного значения, а также предела обнаружения радиоактивности в биологическом объекте, представлена в таблице 1. Для каждого результата измерения должна быть предварительно вычислена функция выведения или удержания ƒi(t).

Интегральные выражения функции правдоподобия при уровне радиоактивности <y# вычисляются в программе «iDose 2» с помощью дополнительной функции ошибки erfc(). Для расчета апостериорного распределения величины поступления Р(I⎪М) и соответственно расчета статистических характеристик годовых ожидаемых эффективных доз внутреннего облучения: среднего значения, стандартного отклонения, фактора неопределенности (UF), равного отношению 95% квантиля распределения и среднего значения, согласно методическим указаниям МУ 2.6.1.26-2000 [5] и МУ 2.6.1.64-14 [6], а также вероятности превышения порога 20 мЗв, использовалось построение цепей Маркова по методу Монте Карло (Markov Chain Monte Carlo - MCMC) [7, 8]. Для контроля сходимости результатов оценки доз в программе генерировалось несколько независимых параллельных цепей Маркова, по умолчанию - 4, с последующим контролем сходимости годовых доз с помощью теста Gelman-Rubin-Brooks [9]. Число независимых цепей Маркова, критерий сходимости и начальное количество холостых семплов может быть измерено пользователем программы.

Априорное распределение поступления Р(I) в программе «iDose 2» для каждого периода контроля может быть представлено в виде одного из трех типов двухпараметрического распределения: равномерного, логравномерного или логнормального. Численные значения параметров априорных распределений величины поступления (или скорости поступления при хроническом поступлении), принятые по умолчанию, представлены в таблице 2.

Равномерное распределение является неинформативным распределением и отражает тот факт, что поступление не может быть отрицательным. В случае отсутствия какой-либо дополнительной информации о величине поступления следует использовать именно априорное равномерное распределение. Логравномерное и логнормальное распределения несут дополнительную информацию о величине поступления радионуклида в организм работника и должны быть выбраны на основе контроля за объемной активностью радионуклида [10]. Так, например, значение медианы 4,38*10-2 Бк/сут (16 Бк/год) и стандартное геометрическое отклонение 6,0 логнормального распределения при хроническом ингаляционном поступлении соответствует текущей радиационной обстановке в рабочих помещениях ПО «Маяк»[11].

Источники информации

1. Расчет ожидаемых эффективных доз внутреннего облучения персонала по результатам измерений активности радионуклидов в биопробах с использованием компьютерной программы ММК-01. Методика выполнения расчетов МВР 2.6.1.60-2002. В сборнике «Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии». Том 5. – М.: 2005. - 152 с.

2. Методика расчета эффективной дозы внутреннего облучения персонала по результатам измерений активности радионуклидов в теле человека и в биопробах (базовый вариант). - М.: 2012, - 31 с.

3. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009): Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09 - М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотреднадзора, 2009. - 100 с.

4. Birchall A, Puncher М, Marsh JW, Davis K, Bailey MR, Jarvis NS, Peach AP, Dorrian MD, James AC. IMBA Professional Plus: a flexible approach to internal dosimetry. Radiation Protection Dosimetry. 2007; 125(1-4):194-7. Epub 2006 Nov 28.

5. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания МУ 2.6.1.26-2000. В сборнике «Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Том 1». – М.: 2001. - С. 111-155.

6. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания МУ 2.6.1.065-14. – М.: 2014. - 47 с.

7. N. Metropolis, A.W. Rosenbluth, М.N. Rosenbluth, А.Н. Teller and Е. Teller. Equation of state calculation by fast computing machines. Journal of Chemical Physics, 21(6), 1953. - P. 1087-1092.

8. Hastings W.K. Monte Carlo Sampling Methods Using Markov Chains and Their Applications. Biometrika 57 (1), 1970. - P. 97-109.

9. Brooks S.P. and Gelman A. General methods for monitoring convergence of iterative simulations. J. Comput. Graphi. Stat., 7, 1998. - P. 434-455.

10. Методические указания МУ 2.6.1.44-2002 «Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению величины среднегодовой активности». – М.: 2012, - 22 с.

11. Sokolova А.В., Birchall A., Efimov A.V., Dorrian D., Vostrotin V.V. Mayak Worker Dosimetry System-2013 (MWDS-2013): Determination of the individual scenario of inhaled plutonium intake in the Mayak workers. Radiation Protection Dosimetry 2015, Special Issue, In press.

Способ индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников на основе Байесовского подхода, который содержит:

этап из серии индивидуальных измерений активности радионуклидов в биологических объектах;

этап получения информации о пути и скорости поступления радионуклида в организм работника;

этап определения физико-химических свойств радионуклида для периодов времени контроля с использованием априорных распределений параметров периода контроля;

этап использования биокинетических моделей поведения радионуклида в организме условного работника в зависимости от физико-химических свойств, связанных с измеряемыми биологическими объектами;

этап использования методики выполнения расчетов в компьютерной программе, ее реализующей.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области биосовместимых эпр датчиков дозиметра накопленной дозы ионизирующих излучений (ИИ). Материал датчика для эпр дозиметрии ионизирующих излучений на основе зубной эмали животного, отличающийся тем, что содержит пробу эмали зуба свиньи и дополнительно связующее и парамагнитное вещества при следующих количественных соотношениях, мас.%: проба зубной эмали свиньи 80-87 связующее вещество 12,9-19,8 парамагнитное вещество 0,1-0,2, при этом в качестве пробы зубной эмали свиньи используют порошок с размерами крупинок от 0,1 мм до 0,3 мм.

Изобретение относится к области ядерного приборостроения и может быть использовано при создании измерителей мощности дозы гамма-излучения ядерной энергетической установки, размещаемой на космическом аппарате.

Использование: для проверки и градуировки радиометров и дозиметров при их массовом производстве. Сущность заключается в том, что устройство для градуировки и поверки дозиметров состоит из коромысла, стойки, на которой крепится заслонка, стойка опирается на конец коромысла, уравновешенного грузом, и шарнирно соединена со штангой, которая другим концом также шарнирно соединена с корпусом свинцового контейнера под определенным углом, обеспечивающим плотное примыкание заслонки к поверхности контейнера.

Изобретение относится к измерительной технике, а именно к дозиметрам и радиометрам, и может быть использовано в схемах и устройствах измерения интенсивности электромагнитных и ионизирующих излучений и/или индикации опасного уровня радиационного фона окружающей среды, а также накопленных уровней радиации, включая альфа, бета излучение, протоны, нейтроны, гамма и рентген диапазоны.

Изобретение относится к области измерений рентгеновского излучения, в частности относится к устройству индикации для осведомления о дозе для определения данных по индивидуальной дозе штатного сотрудника во время рентгеновского исследования диагностического или интервенционного типа представляющего интерес объекта.

Изобретение относится к техническим средствам, а именно к устройствам измерения дозы низкоэнергетического ионизирующего излучения в условиях открытого космического пространства во время орбитальных полетов летательных аппаратов вокруг Земли.

Изобретение относится к установке для обнаружения и запуска индикации доз излучения. .

Изобретение относится к области дозиметрии ионизирующих излучений и может быть использовано в радиационно-химической технологии и радиационных испытаниях для измерения поглощенных доз ионизирующих излучений.

Изобретение относится к ядерной физике, дозиметрии, биофизике, радиационной медицине, химии, экологии и может быть использовано для детектирования газов в разных отраслях промышленности.

Изобретение относится к области измерения ионизирующих излучений, а именно гамма-излучения с применением газоразрядных счетчиков. .

Группа изобретений относится к области измерительной техники, а именно к радиометрии фотонов, и может быть использована при обнаружении ядерных и радиоактивных материалов на контрольно-пропускных пунктах предприятий, где используются, хранятся или (и) перерабатываются радиоактивные нуклиды. Сущность изобретений заключается в том, что в схему устройства вводится пиковый детектор, два ключа и схема управления ими и аналого-цифровой преобразователь, откалиброванный по энергии фотонного излучения в области 40 кэВ - 3 МэВ, а в способе определения мощности эквивалентной дозы эту область разбивают на шесть энергетических зон, измеряют счет в каждой из них и по заранее измеренной градуировочной зависимости определяют мощность эквивалентной дозы. Технический результат – повышение эффективности работы устройства, расширение области применения радиационного монитора. 2 н.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

Группа изобретений относится к области измерительной техники, а именно к радиометрии фотонов, и может быть использована при обнаружении ядерных и радиоактивных материалов на контрольно-пропускных пунктах предприятий, где используются, хранятся или (и) перерабатываются радиоактивные нуклиды. Сущность изобретений заключается в том, что в схему устройства вводится пиковый детектор, два ключа и схема управления ими и аналого-цифровой преобразователь, откалиброванный по энергии фотонного излучения в области 40 кэВ - 3 МэВ, а в способе определения мощности эквивалентной дозы эту область разбивают на шесть энергетических зон, измеряют счет в каждой из них и по заранее измеренной градуировочной зависимости определяют мощность эквивалентной дозы. Технический результат – повышение эффективности работы устройства, расширение области применения радиационного монитора. 2 н.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области дозиметрии. Способ индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников на основе Байесовского подхода, который содержит: этап из серии индивидуальных измерений активности радионуклидов в биологических объектах; этап получения информации о пути и скорости поступления радионуклида в организм работника; этап определения физико-химических свойств радионуклида для периодов времени контроля с использованием априорных распределений параметров периода контроля; этап использования биокинетических моделей поведения радионуклида в организме условного работника в зависимости от физико-химических свойств, связанных с измеряемыми биологическими объектами; этап использования методики выполнения расчетов в компьютерной программе, ее реализующей. Технический результат – повышение точности индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников. 1 ил.

Наверх