«ММК-02»
программа для интерпретации результатов измерений активности радионуклидов в теле человека и в биопробах

1.    Предназначена для проведения расчетов ожидаемой эффективной дозы и других характеристик внутреннего облучения (п. 2), используя в качестве исходных данных результаты измерений активности радионуклидов в теле человека и в биопробах (моча, кал).

2.    Ее основная область применения:

• Обеспечение расчета нормируемых величин индивидуальной эффективной дозы и поступлениярадионуклида в организм в соответствии со Стандартом ISO 27048 для выполнения требований НРБ-99/2009 (п.7.3) при проведении ИДК персонала.
  
  
• Обеспечение расчета поглощенной и эквивалентной дозы на органы и ткани (ожидаемой или сформированной на указанный момент времени) для целей медицинской диагностики и/или эпидемиологических исследований.
  
  
• Обеспечение расчета содержания радионуклида в организме на указанный период времени для сравнения с нормируемой величиной ДС_А, которая использовалась ранее (НРБ – 76/87).
  

3.    Ее основные характеристики:

• Проведение расчетов для ингаляционного, перорального и раневого путей поступления радионуклидов в организм на основе моделей МКРЗ /4-9/ и NCRP /3/. Интегрирование разных путей поступления в общий расчет дозы по всем периодам контроля.
  
  
• Проведение расчетов с использованием 3-х моделей поступления в пределах периода контроля (интервала между измерениями):
  
  a. Модель 1 - однократное поступление, момент поступления случайный, равновероятно распределенный в пределах периода контроля;
  b. Модель 2 - однократное поступление в середине периода контроля;
  c. Модель 3 - хроническое поступление с постоянной скоростью в пределах периода контроля.
  
  
• Хронологический учет условий облучения (путь поступления, соответствующие характеристики радионуклида) и графика работы (отпусков и периодов проведения стационарного обследования и специального контроля) при проведении расчета.
  
  
• Расчет наилучшей оценки (по всем моделям поступления) и верхней границы (по модели 1) или максимального значения (по модели 2) ожидаемой эффективной дозы (ОЭД) и других искомых характеристик внутреннего облучения.
  
  
• Проведение статистического анализа неопределенности исходных данных при расчете по модели 1. Использование границ доверительного интервала, определяемых методом Неймана, в качестве наилучшей оценки (р=0,5) и верхней границы (р=0,975) искомых величин. Использование численного интегрирования методом Монте-Карло для определения функции правдоподобия значений измеряемых величин.
  
  
• Учет неопределенности исходных данных в соответствии со Стандартом ISO 27048 при проведении статистической оценки искомой величины по модели 1:
  o    Неопределенности момента или периода поступления.
  o    Неопределенности измерения активности типа А.
  o    Неопределенности измерения активности типа В.
  o    Неопределенности условий облучения – АМАД и типа соединения при ингаляции.
  o    Неопределенности коэффициента всасывания в ЖКТ (при поступлении с пищей).
  
• Формирование и запись протокола (журнала) исходных данных и результатов расчетов в формате xml.
  
  
• Прозрачность используемых в Программе исходных характеристик радионуклидов – индикация значений дозовых коэффициентов и функций удержания и выведения, используемых в расчете.
  
  
• Наличие базовой версии («ММК-02 Стандарт»), обеспечивающей выполнение Стандарта ISO 27048 (Таблица).
  
  
• Адаптация Программы к условиям Заказчика (расширение или изменение перечня и диапазона параметров радионуклидов и перечня объектов измерения, выполнение расчетов других характеристик внутреннего облучения, перечисленных в п. 2).
  

Таблица

Перечень радионуклидов и условий облучения, предлагаемые в Программе «ММК-02 Стандарт» для расчетанормируемых величин индивидуальной эффективной дозы и поступления радионуклида в организм

Радионуклид	Поступление				Локализация (объект измерения)	Ссылка
	Ингаляционное		Пероральное	Раневое
	АМАД, мкм	Тип соединения при ингаляции[1]	Коэффи-циент всасывания в ЖКТ	Физико-химическая форма[2]
H-3	0 (пары)	Г1	1	р	моча	/1/, /3/
С-14	0 (газ)	Г1	1	р	моча	/1/, /3/
P-32, P-33	0,3–1-5-10	Б	0,8	р	моча, рана	/1/, /3/
S-35	0,3–1-5-10	Б	0,8	р	моча, рана	/1/, /3/
Cr-51	0,3–1-5-10	Б	0,1	р	все тело, рана	/1/, /3/
Mn-54	0,3–1-5-10	П	0,1	р	все тело, легкие, рана	/1/, /2/, /3/
Fe-59	0,3–1-5-10	П	0,1	р	все тело, легкие, рана	/1/, /2/, /3/
Co-57, Co-58, Co-60	0,3–1-5-10	П М	0,1 0,05	р	все тело, легкие, рана	/1/, /2/, /3/
Ni-63	0,3–1-5-10	П	0,05	р	моча, рана	/1/, /3/
Se-75	0,3–1-5-10	П	0,8	р	все тело, рана	/1/, /3/
Sr-89, Sr-90	0,3–1-5-10	Б М	0,3 0,01	р	моча, рана	/1/, /3/
Ag-110m	0,3–1-5-10	М	0,05	р	все тело, легкие, рана	/1/, /2/, /3/
I-125, I-129,     I-131,	0,3–1-5-10 0 (газ)	Б Г1, Г2	1 1	р	щитовидная железа, рана	/1/, /2/, /3/
Cs-134, Cs-137	0,3–1-5-10	Б	1	р	все тело, рана	/1/, /3/
Ra-226, Ra-228	0,3–1-5-10	П	0,2	р	моча, рана	/1/, /3/
Th-228, Th232	0,3–1-5-10	M	0,0002	р	кал, рана	/1/, /3/
U-232, U-233, U-234, U-236, U-238	0,3–1-5-10	Б П M	0,02 0,02 0,002	р	моча, кал, рана	/1/, /3/
U-235	0,3–1-5-10	Б П M	0,02 0,02 0,002	р	моча, кал, рана моча, кал, легкие, рана моча, кал, легкие, рана	/1/, /2/, /3/ /1/, /2/ /1/, /2/
Np-237	0,3–1-5-10	П	0,0005	р	моча, кал, рана	/1/, /3/
Pu-238, Pu-239, Pu-240	0,3–1-5-10	П M	0,0005 0,00001	р, к, ч, ф	моча, кал, легкие, рана	/1/, /2/, /3/
Am-241	0,3–1-5-10	П M	0,0005	р, к, ч, ф	моча, кал, легкие, рана	/1/, /2/, /3/
Cm-244	0,3–1-5-10	П	0,0005	р	моча, кал, рана	/1/, /3/

---

¹ Обозначения в соответствии с НРБ-99/2009

² р – расстворимая форма (Pu-strong), к – коллоиды, ч – частицы, ф – фрагменты /3/
 


Ссылки
1.    ISO/DIS 27048: Radiation protection - Dose assessment for the monitoring of workers for internal radiation exposure, Draft, ISO TC 85/SC 2, Date: 2010-03-05.

2.    Graphic Data base on Predicted Monitoring Data for Intakes of Radionuclide, NIRS (National Institute of Radiological Science), Japan (http://www.nirs.go.jp/db/anzendb/RPD/gpmd.php).

3.    National Council of Radiation Protection. Development of a biokinetics model for radionuclide-contaminated wounds and procedures of their assessment, dosimetry and treatement. NCRP Report No. 156 (NCRP, Bethesda, MD) (2007).

4.    ICRP(66). Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection. ICRP Publication 66. Ann. ICRP 24(1-3), 1994. Elsevier Science Ltd., Oxford.

5.    ICRP(67). Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 2, Ingestion Dose Coefficients. ICRP Publication 67. Ann. ICRP 24(1-3), 1994. Elsevier Science Ltd., Oxford.

6.    ICRP(69). Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 3, Ingestion Dose Coefficients. ICRP Publication 69. Ann. ICRP 25(1), 1995. Elsevier Science Ltd., Oxford.

7.    ICRP(71). Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 4, Inhalation Dose Coefficients. ICRP Publication 71. Ann. ICRP 25(3-4), 1995. Elsevier Science Ltd., Oxford.

8.    ICRP(72). Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides, Part 5, Compilation of Ingestion and Inhalation Dose Coefficients, ICRP Publication No. 72, Ann. ICRP 26(1), 1996. Elsevier Science, Oxford.

9.    ICRP(78). Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers. Replacement of ICRP Publication 54. ICRP Publication 78 Ann. ICRP 28(1), 1998