М.Б.Ниезмухамедова, И.Э.Халиуллов.

М.Б.Ниезмухамедова, И.Э.Халиуллов.

 

 

ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

МЕДИЦИНСКОГО ПЕРСОНАЛА РЕНТГЕНОВСКИХ И РАДИОЛОГИЧЕСКИХ ОТДЕЛЕНИЙ

 

 

Учебно-методическое пособие

к практическим занятиям по радиационной гигиене

 

 

Ульяновск 2009

 

 

ББК 51.204.9

Н**

 

Печатается по решению Ученого совета

Института медицины и экологии

Ульяновского государственного университета

 

М.Б.Ниезмухамедова, И.Э.Халиуллов.

Н ** Организация радиационной безопасности медицинского персонала рентгеновских и радиологических отделений:

Учебно-методическое пособие к практическим занятиям по

радиационной гигиене. - Ульяновск: УлГУ, 2009. - 47 с.

 

Учебно-методическое пособие является руководством к практическим занятиям по радиационной гигиене.

В структуру пособия входит блок информации, контрольные вопросы по темам занятий, подробное описание практических работ, выполняемых студентами, а также необходимые нормативные материалы и списки основной и дополнительной литературы по изучаемому разделу гигиены.

Учебно-методическое пособие подготовлено для студентов лечебных факультетов медицинских учебных заведений по специальности 040100 " Лечебное дело", в соответствии с типовой программой " Гигиена", утвержденной Минздравом РФ (1996 г.).

 

Рецензент:

кандидат медицинских наук, Р.Х.Мусина

 

© Ниезмухамедова М.Б., И.Э.Халиуллов, 2009 © Ульяновский государственный университет, 2009

 

Предисловие

 

В современной лечебной практике активно используются различные методы лечения и диагностики с применением рентгеновских установок и радиоактивных препаратов. В больницах работает множество рентгеновских аппара­тов и флюорографов, гамма-установок и ускорителей заряженных частиц.

Увеличивается и годовое потребление радионуклидов с медицинскими целями, особенно йода, фосфора, золота, натрия.

Работа медицинского персонала рентгеновских и радиологических отделений связана с опасностью внешнего и внутреннего облучения, т. е. воздействия ионизирующих излучений от внешних по отношению к человеку источников излучения или воздействия ионизирующих излучений радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.

Ионизирующие излучения любого вида не имеют избирательного действия, т. е. они влияют на все ткани и системы организма без исключения. Величина поглощенной энергии радиоактивного излучения, при которой наступает заметный биологический эффект, незначительна. Невелико и число ионизированных молекул в биологических тканях даже при смертельных дозах.

Наши органы чувств не улавливают ионизирующего излучения, т. е. мы не ощущаем изменения свойств окружающей среды в момент излучения ни по температуре, ни по шуму, свету, давлению, запаху, цвету и т.д. Человек не получает сигнала бедствия от организма, поэтому возможно облучение в больших дозах. Установлено, что любое воздействие ионизирующего излучения небезразлично для организма.

 

 

 

ТЕМА №1.

ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

МЕДИЦИНСКОГО ПЕРСОНАЛА В ОТДЕЛЕНИИ ДИСТАНЦИОННОЙ РАДИОТЕРАПИИ И В РЕНТГЕНОВСКИХ КАБИНЕТАХ

 

Продолжительность занятия: 2 часа.

Вид занятия: практическое.

Цель занятия: изучить воздействие на организм человека ионизирующих излучений, ознакомиться с их гигиеническим нормированием, изучить принципы защиты при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений, рассмотреть конкретные вопросы радиационной безопасности медицинского персонала в отделениях дистанционной радиотерапии и в рентгеновских кабинетах.

 

Основные вопросы темы занятия:

1. Первичные механизмы действия ионизирующих излучений.
2. Отдаленные последствия.
3. Генетические эффекты.
4. Концептуальная основа нормирования радиационного фактора.
5. Концепция приемлемого риска.
6. Основные пределы доз.
7. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды при нормальной работе подразделений радиотерапии и в рентгеновских кабинетах.

 

Контрольные вопросы по теме занятия:

1. Виды радиоактивного распада. Закон радиоактивного распада.

2. Поглощенная и экспозиционная дозы. Единицы измерения.

3. Эквивалентная и эффективная дозы. Единицы измерения.

4. Активность источника ионизирующего излучения, плотность потока и интенсивность излучения.

5. Природные источники радиации. Космическое излучение. Природная радиоактивность. Естественные радионуклиды: калий-40, радий-226, уран-238, торий-230. Внешнее излучение, обусловленное естественными радионуклидами. Районы с повышенным естественным фоном. Облучение внутри помещений.

6. Защита от внешнего излучения. Дозиметры и радиометры - приборы для измерения излучений.

7. Категории облучаемых лиц при нормальной эксплуатации источников излучений в соответствии с нормами радиационной безопасности (НРБ-99).

 

Практическая работа №1. Определение радиационного фона в помещении

1. Ознакомиться с инструкцией по эксплуатации дозиметра ДКГ-07Д «Дрозд» и подготовить его к работе.

2. Измерить естественный фон внешнего излучения в помещении (в центре, возле окна, возле стены, на уровне пола). Объяснить разницу показаний, если она есть, и сделать заключение.

 

ОПИСАНИЕ И РАБОТА ИЗДЕЛИЯ

Назначение изделия

Дозиметр гамма-излучения ДКГ-07Д «Дрозд» ФВКМ.412113.026 (далее - дозиметр) изготавливается в соответствии с требованиями ТУ 4362-046-31867313-2005.

На основании результатов испытаний для целей утверждения типа средства измерений в соответствии с ПР.50.2.009-94 Государственным комитетом Российской Федерации по стандартизации и метрологии утвержден тип «Дозиметров гамма-излучения ДКГ-07Д «Дрозд» и допущен к применению в Российской Федерации. Сертификат RU.C.38.001A № 18422 зарегистрирован в Государственном реестре средств измерений за № 27537-04.

Дозиметр предназначен для измерения:

мощности амбиентного эквивалента дозы гамма излучения (далее МЭД); амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения (далее ЭД).

Дозиметр может использоваться на предприятиях атомной энергетики, радиохимических производств и в промышленности при использовании источников ионизирующего излучения, пунктах специального и таможенного контроля, а также в экологических службах и санитарно-эпидемиологических станциях.

Дозиметр может использоваться населением для индивидуального контроля радиационной обстановки.

1.2 Технические характеристики

1.2.1 Диапазон регистрируемых энергий гамма-излучения...................... от 0, 05 до 3 МэВ.

1.2.2 Диапазон измерений:

 

- МЭД................................................................................................... отОдо100 мкЗв-ч" ¹;

- ЭД........................................................................................................... от 1 до 2-10⁵ мкЗв.

1.2.3 Пределы допускаемой основной относительной погрешности измерения:

- МЭД..................................................................................................... ±[15 + 2, 5/Н*(10)],

где (10)H& * - измеренное значение, мкЗв-ч" ¹;

- ЭД............................................................................................................... ±[15+2, 5/Н*(10)],

где Н (10) - измеренное значение, мкЗв.

1.2.4 Энергетическая зависимость чувствительности для энергий 0, 06 и 1, 25 МэВ
относительно энергии 0, 662 МэВ.............................................................................. не более ±25 %.

1.2.5 Дополнительная погрешность измерения при изменении:

температуры окружающей среды на каждые 10 °С................................. не более ±5 %;

относительной влажности воздуха до 90 % при + 25 °С...................... не более ±10 %;

напряжения питания в пределах от 3, 2 до 2 В......................................... не более ±5 %;

1.2.6...................................................................................................................... Анизотропия чувствительности............................................................................................... не более +35 %:

для энергий 0, 662 и 1, 25 МэВ при изменении угла падения излучения от 0° до ±180°,
относительно направления при градуировке дозиметра, в вертикальной и
горизонтальной плоскостях; кроме угла 90° в горизонтальной плоскости, для
которого анизотропия чувствительности.................................... не более минус 45 %;

для энергий 0, 06 МэВ при изменении угла падения излучения от 0° до ±45° относительно направления при градуировке дозиметра, в вертикальной и горизонтальной плоскостях.

1.2.7 Устойчивость к воздействию электромагнитных помех:

электромагнитным полям..................................................................................... до 3 В/м;

электростатическим разрядам................................................................................ до 8 кВ.

1.2.8 Время измерения МЭД не ограничено. В режиме измерения МЭД происходит
непрерывное уточнение показаний по мере увеличения продолжительности замера.
Одновременно на табло индицируется уменьшающееся значение статистической погрешности,
что позволяет считать измерение оконченным при достижении необходимой точности.

1.2.9 Время установления рабочего режима................................................. не превышает 5 с.

 

1.2.10 Напряжение питания................................................................................ от 2, 0 до 3, 2 В.

1.2.11 Электропитание осуществляется от двух элементов напряжением 1, 5 В,
типоразмера АА.

1.2.12 Время непрерывной работы при питании от одного комплекта элементов...... 200 ч

1.2.13 Нестабильность показаний дозиметра за 8 ч непрерывной работы относительно
среднего значения показаний за этот промежуток времени............................ не превышает ±3 %.

1.2.14 Вид климатического исполнения УХЛ3.1** по ГОСТ 15150.

1.2.15 Значения климатических факторов внешней среды при эксплуатации дозиметра в
рабочем состоянии:

диапазон рабочих температур............................................... от минус 20 до плюс 50 °С;

предельное значение относительной влажности.................................. 90 % при +25 °С;

атмосферное давление в диапазоне................................................. от 84, 0 до 106, 7 кПа;

содержание в воздухе коррозионно-активных агентов соответствует типу атмосферы I.

1.2.16 Степень защиты, обеспечиваемая оболочками дозиметра, от проникновения
твердых предметов и воды, IP54 по ГОСТ 14254-96.

1.2.17 Дозиметр работоспособен после кратковременного воздействия МЭД 0, 1 Зв-ч" .

1.2.18 Масса, включая элементы питания,.................................................................... 0, 25 кг.

1.2.19 Габаритные размеры.................................................................. не более 122x29x74 мм.

1.2.20 Дозиметр стоек к воздействию штатных дезактивирующих растворов типа:
борная кислота - 16 г/л, Na2S2O35H2O - 1 %;

5 % раствор лимонной кислоты в этиловом спирте C2H5OH (плотности 96 %).

1.2.21 Дозиметр не содержит драгоценных материалов.

Состав изделия

Все узлы дозиметра расположены в компактном негерметичном корпусе из пластмассы.

Устройство и работа

1.4.1 Принцип работы дозиметра основан на подсчете импульсов, поступающих со счетчиков Гейгера-Мюллера.

Питание счетчиков обеспечивается напряжением 400 В, создаваемым встроенным высоковольтным преобразователем. Обработка полученных данных осуществляется микропроцессором, а результат измерения представляется на жидкокристаллическом индикаторе.

 

Маркировка и пломбирование

1.5.1 На корпус дозиметра нанесены следующие маркировочные обозначения: товарный знак и/или наименование предприятия-изготовителя; условное обозначение дозиметра;

порядковый номер по системе нумерации предприятия-изготовителя; знак утверждения типа средства измерения; год изготовления.

Упаковка

1.6.1 Упаковка дозиметра производится согласно требованиям категории КУ-1, вариант защиты ВЗ-0 по ГОСТ 23170-78 и обеспечивает защиту от проникновения атмосферных осадков, брызг воды, пыли, песка.

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПО НАЗНАЧЕНИЮ

Подготовка изделия к использованию

2.2.1 Включение/выключение питания дозиметра производить выключателем,
расположенным на верхнем торце корпуса.

2.2.2 После включения на индикаторе дозиметра появятся надписи:
в верхней строке............................................... 0, 00 мкЗв-ч" ¹;

в нижней строке значки..................................... ********

2.2.3 Через 2-3 с в верхней строке появятся показания МЭД, а в нижней строке
статистическая погрешность измерения в процентах. Если надпись по 2.2.2 сохраняется более
10 с, значит, дозиметр неисправен.

Использование изделия

2.3.1 Выбор режима измерения

Дозиметр одновременно работает в двух режимах:

измерение МЭД;

измерение ЭД. Переключение индикации осуществить нажатием кнопки «РЕЖИМ».

2.3.2 Запуск режима измерения

Запуск измерения в любом режиме производить нажатием кнопки «ПУСК». При этом начинается процесс измерения только той величины (МЭД или ЭД), которая индицируется в момент нажатия кнопки. Идущее одновременно с этим измерение другой величины продолжается.

2.3.3 Измерение МЭД

2.3.3.1 При измерении МЭД индицируется:

1) в верхней строке - измеренное значение МЭД в Зв-ч" . Перед размерностью индицируется множитель:

- (I................................................. микро(10~⁶)

m............................................... милли (10~³);

2) в нижней строке - статистическая погрешность измерения в процентах. 2.3.3.2 Каждый раз, когда вы начинаете замер МЭД в новой точке (месте), нажмите кнопку «ПУСК». Окончание замера (чтение показаний с индикатора) производить в момент, когда вас устроит значение статистической погрешности, индицируемое в нижней строке.

Помните, что дозиметр показывает среднее значение МЭД за все время измерения. Поэтому, если значение МЭД изменилось, а перезапуск не осуществлен, то новое значение МЭД дозиметр будет показывать через очень большой промежуток времени.

2.3.4 Измерение ЭД

При измерении ЭД индицируется:

1) в верхней строке - надпись «ДОЗА»;

2) в нижней строке - измеренное значение ЭД в Зв. Перед размерностью индицируется
множитель:

1 9

п............................................... пико (10" );

н............................................... нано (10~⁹);

(I............................................... микро (10~⁶);

m................................................ милли (10~³).

2.3.5 Включение подсветки индикатора

Индикатор дозиметра подсвечивается при нажатой кнопке «СВЕТ».

2.3.6 Включение/выключение звукового сигнала

При регистрации каждого гамма-кванта дозиметр издает щелчок. Для отключения (или включения) этих звуков следует нажать кнопку «ЗВУК».

2.3.7 Автоматический перезапуск измерения МЭД

При изменении измеряемой МЭД, превышающем статистический разброс, дозиметр без вмешательства пользователя перезапускает измерение МЭД. При этом подается короткий звуковой сигнал.

Такие автоматические перезапуски изредка возможны и при работе дозиметра в постоянном поле излучения. Они не должны беспокоить пользователя, поскольку вызваны не отказом дозиметра, а статистическими свойствами измеряемой величины.

Регулирование и настройка

К регулированию и настройке допускаются только лица, допущенные к проведению поверки.

2.4.1 Вход в режим настройки

Вход в режим настройки осуществляется при включении дозиметра при одновременно нажатых и удерживаемых кнопках «ЗВУК» и «РЕЖИМ». После включения кнопки «ЗВУК» и «РЕЖИМ» следует отпустить. Индикатор остается пустым.

2.4.2 Регулировка «мертвого времени»

2.4.2.1 После нажатия на кнопку «ЗВУК» в верхней строке появляется надпись «Т=», а в нижней строке - значение «мертвого времени», с. Нажатиями на кнопку «ПУСК» (увеличение) или «РЕЖИМ» (уменьшение) следует откорректировать значение «мертвого времени» так, чтобы добиться расчетного значения показаний. При увеличении «мертвого времени» показания увеличиваются, и наоборот. Эта регулировка эффективна при мощностях доз более 200 мкЗв-ч" ¹.

Удержание кнопки в нажатом состоянии приводит к быстрому перебору значений.

Следующее нажатие на кнопку «ЗВУК» приводит к записи введенного значения в память. При этом в верхней строке появляется надпись «Т = ok»

 

2.4.2.2 При следующем нажатии на кнопку «ЗВУК» в верхней строке появляется надпись «К=», а в нижней - значение числового коэффициента, на который умножается скорость счета, имп/с, для получения показаний, Зв-ч" ¹.

Нажатиями на кнопку «ПУСК» (увеличение) или «РЕЖИМ» (уменьшение) следует откорректировать значение коэффициента так, чтобы добиться расчетного значения показаний.

Удержание кнопки в нажатом состоянии приводит к быстрому перебору значений.

Следующее нажатие на кнопку «ЗВУК» приводит к записи введенного значения в память. При этом в верхней строке появляется надпись «К = ok».

2.4.3 Возвращение в режим работы

Выключите дозиметр и включите его (не ранее чем через 10 с). Откорректированные, но не введенные в память значения коэффициента и «мертвого времени» остаются неизмененными.

 

ТЕМА №2.

ВЫПОЛНЯЕМЫЕ СТУДЕНТАМИ ПРАКТИЧЕСКИЕ РАБОТЫ

Результаты измерений

Счет фона для альфа-канала:

Счет фона для бета-канала: _____

Счет по альфа-каналу: _________

Счет по бета-каналу: ___________

Объемная суммарная альфа-активность, Бк/л:
Неопределенность измерения___________________

Объемная суммарная бета-активность, Бк/л:
Неопределенность измерения__________________

Заключение

Измерение проводил

 

9. Требования безопасности.

При выполнении анализа необходимо соблюдать правила техники безопасности при лабораторных работах и правила техники безопасности, предусмотренные при работе с радиоактивными веществами.

При работе с электронной и высоковольтной аппаратурой должны соблюдаться правила работы с этими приборами.

При загрязнении детекторов радиоактивным материалом необходимо отключить прибор от сети и выполнить дезактивацию загрязненных узлов детектора ватным тампоном, смоченным в спирте.

Пробоподготовка и очистка кювет от сухих остатков водных проб выполняется в вытяжном шкафу.

10. Требования к квалификации персонала.

К выполнению измерений допускаются специалисты с квалификацией не ниже техника (лаборанта). Наряду с инструктажем по работе с радиометрической и спектрометрической аппаратурой специалисты должны пройти обязательное обучение практическому применению данной методики.

11. Обеспечение качества измерений

Текущий контроль качества измерений осуществляется ежедневной проверкой постоянства характеристик радиометра с помощью контрольных источников. Проверка проводится по обоим каналам. Допустимое отклонение контрольной скорости счета от паспортного значения - не более 10%. Дополнительный контроль производится посредством измерения фона радиометра. Фон не должен превышать значения, указанного в паспорте прибора. В случае превышения предельного значения работу на радиометре следует прекратить до выяснения и устранения причины повышения фона.

 

Приложение 1

ТРЕБОВАНИЯ ОСНОВОПОЛАГАЮЩИХ ЗАКОНОВ ПО ВОПРОСАМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Закон РСФСР “О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения”

№ 1034-1 от 19.04.91 г.

 

”При выполнении работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений должны соблюдаться санитарные правила.

Производство, применение, хранение, транспортировка и захоронение радиоактивных веществ, других источников ионизирующих излучений... допускаются только при разрешении на эти виды деятельности органов или учреждений Государственной санитарно-эпидемиологической службы России” (ст. 21).

" Санитарные правила, нормы и гигиенические нормативы (далее - санитарные правила) - нормативные акты, устанавливающие критерии безопасности и (или) безвредности для человека факторов среды его обитания и требования к обеспечению благоприятных условий его жизнедеятельности.

Санитарные правила обязательны для соблюдения всеми государственными органами и общественными объединениями, предприятиями и иными хозяйствующими субъектами, организациями и учреждениями, независимо от их подчиненности и форм собственности, должностными лицами и гражданами" (статья 3).

" Санитарным правонарушением признается посягающее на права граждан и интересы общества противоправное, виновное (умышленное или неосторожное) деяние (действие или бездействие), связанное с несоблюдением санитарного законодательства РСФСР, в том числе действующих санитарных правил. Должностные лица и граждане РСФСР, допустившие санитарное правонарушение, могут быть привлечены к дисциплинарной, административной и уголовной ответственности" (статья 27).

 

Федеральный закон ”О радиационной безопасности населения”

№ 3-ФЗ от 09.01.96 г.

" Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения" (статья 1).

" Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов.” (статья 22).

“Санитарные правила, нормы и гигиенические нормативы в области обеспечения радиационной безопасности утверждаются в порядке, установленном законодательством Российской Федерации, Федеральным органом исполнительной власти по санитарно-эпидемиологическому надзору” (ст. 9 п.2).

Федеральный закон “Об использовании атомной энергии”

№ 170-ФЗ от 21.11.95 г.

“На территории Российской Федерации осуществляется государственный контроль за радиационной обстановкой в целях своевременного выявления изменений радиационной обстановки, оценки, прогнозирования и предупреждения возможных негативных последствий радиационного воздействия для населения и окружающей среды...

Порядок организации и функционирования системы государственного контроля за радиационной обстановкой на территории Российской Федерации и полномочия соответствующих органов, осуществляющих такой контроль, определяются Правительством Российской Федерации” (ст. 21).

 

Закон РСФСР “Об охране окружающей природной среды”

№ 2060-1 от 19.12.91 г.

“Предприятия, учреждения, организации, граждане, не обеспечивающие соблюдения правил обращения с радиоактивными материалами, по решению специально уполномоченных на то органов Российской Федерации в области охраны окружающей природной среды, санитарно-эпидемиологического надзора лишаются права пользования ими, либо их деятельность по использованию таких материалов приостанавливается до устранения недостатков” (ст. 50 п.2).

Приложение 2

Термины и определения в соответствии с основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) и нормами радиационной безопасности (НРБ-99).

1. Авария радиационная - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которая привела к облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, превышающим величины, регламентированные для контролируемых условий.

Инцидент потери управления источником ионизирующего излучения, который мог привести, но не привел к незапланированному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, считается аварийной ситуацией.

2. Авария радиационная проектная - авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.

3. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

dN

A = ¾ ¾ ,

dt

где dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк).

Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3, 7´ 10¹⁰ Бк.

4. Активность минимально значимая (МЗА) - активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов госсанэпиднадзора на использование этих источников, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности.

5. Активность минимально значимая удельная (МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов госсанэпиднадзора на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности.

 

6. Активность удельная(объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

А A

А_m = ¾ ; A_v = ¾ .

m V

Единица удельной активности - беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности - беккерель на метр кубический, Бк/м³.

7. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочерних изотопов радона - ²²²Rn и ²²⁰Rn - взвешенная сумма обемных активностей короткоживущих дочерних изотопов радона - ²¹⁰Po (RaA); ²¹⁴Pb (RaB); ²¹⁴Bi (RaC); ²¹²Pb (ThB); ²¹²Bi (ThC) соответственно:

(ЭРОА)_Rn = 0, 10 А_RaA + 0, 52 А_RaB + 0, 38 А_RaC

(ЭРОА)_Tn = 0, 91 А_ThB + 0, 09 А_ThC,

где А_i - объемные активности дочерних изотопов радона.

8. Безопасность населения радиационная - состояние защищенности настоящего и будущих поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения, обеспечивающее отсутствие детерминированных эффектов и приемлемый уровень риска возникновения стохастических эффектов.

9. Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования настоящих Норм и Правил.

10. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (W_R) - используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов

Фотоны любых энергий..............................................................................1

Электроны и мюоны любых энергий......................................................1

Нейтроны с энергией менее 10 кэВ...........................................................2

от 10 кэВ до 100 кэВ...................................................................4

от 100 кэВ до 2 МэВ..................................................................12

от 2 МэВ до 20 МэВ...................................................................8

более 20 МэВ.............................................................................5

Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи.....................5

Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра....................................20

Примечание: Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении.

11. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (W_T) - множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

Гонады.....................................................................................................0, 20

Костный мозг (красный).........................................................................0, 12

Толстый кишечник..................................................................................0, 12

Легкие.......................................................................................................0, 12

Желудок....................................................................................................0, 12

Мочевой пузырь......................................................................................0, 05

Грудная железа.........................................................................................0, 05

Печень.......................................................................................................0, 05

Пищевод....................................................................................................0, 05

Щитовидная железа.................................................................................0, 05

Кожа..........................................................................................................0, 01

Клетки костных поверхностей................................................................0, 01

Остальное..................................................................................................0, 05*

______________________

* При расчетах учитывать, что " Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0, 025, а оставшимся органам или тканям из рубрики " Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0, 025.

12. Вмешательство - действие, направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных последствий облучения.

13. Группа критическая - группа лиц из населения (не менее 10 человек), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.

14. Дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.

15. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

_

de

D = ¾ ¾ ,

dm

_

где de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, а dm - масса вещества в этом объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж ´ кг^-1), и имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0, 01 Гр.

16. Доза в органе или ткани (D_T) - средняя доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

D_т= (1/m_т) ò D ´ dm,

^m_т

где m_т - масса органа или ткани, а D - поглощенная доза в элементе массы dm.

17. Доза эквивалентная (H_{T, R}) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

H_{T, R} = W_R ´ D_{T, R} ,

где D_{T, R} - средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а W_R - взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.

Единицейэквивалентной дозы является зиверт (Зв).

При дозе 1 Зв и взвешивающем коэффициенте W_R поглощенная энергия равна 1/W_R Дж/кг.

18. Доза эффективная (Е) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах H_tт, на соответствующие взвешивающие коэффициенты для данных органов или тканей:

Е = å W_т ´ H_T(t),

^т

где H_T(t) - эквивалентная доза в ткани T за время t, а W_T - взвешивающий коэффициент для ткани T.

Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

19. Доза эквивалентная или эффективная ожидаемая (при внутреннем облучении) - доза за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

t₀+t _·

H_Т(t) = ò H_T(t)dt,

t_{0 ·}

где t₀ - момент поступления, а H_T(t) - мощность эффективной или эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани T.

Когда t не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70-t₀) - для детей.

20. Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).

21. Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).

22. Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

23. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные настоящими Нормами и Правилами.

24. Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.

25. Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.

26. Захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.

27. Зона наблюдения - территория вокруг радиационного объекта за пределами санитарно-защитной зоны, где проводится радиационный контроль и на которой при возникновении радиационной аварии может потребоваться проведение мер защиты населения.

28. Зона радиационной аварии - территория, где уровни облучения населения или персонала, обусловленные аварией, превысили пределы доз, установленные для нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения.

29. Зона санитарно-защитная - территория вокруг радиационного объекта, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения может превысить установленный предел дозы облучения населения.

30. Источник ионизирующего излучения - (в рамках данного документа - источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие настоящих Норм и Правил.

31. Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих Норм и Правил.

123456Следующая ⇒

Поделиться:

Популярное: