2) измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала

3) определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений

4) измерение или оценку выбросов и сбросов радиоактивных веществ

5) определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения

- индивидуальная доза облучения должна регистрироваться в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку.

- в организациях, проводящих работы с техногенными источниками излучения, администрацией должны устанавливаться контрольные уровни

- результаты радиационного контроля сопоставляются со значениями пределов доз и контрольными уровнями. Превышения контрольных уровней должны анализироваться администрацией организации. О случаях превышения пределов доз для персонала, установленных в приложении 1 к НРБ-2000, или квот облучения населения администрация организации обязана информировать органы и учреждения, осуществляющие государственный санитарный надзор.

2. ограничение природного облучения, обусловленного суммарным воздействием природных источников ионизирующего излучения

Требования по обеспечению радиационной безопасности населения о ОСП - 2002:

ствия космических излучений на экипажи самолетов

л, не должна быть выше 5 мЗв/год

распространяются на регулируемые природные источники облучения:

- изотопы радона и продукты их распада в воздухе помещений

- гамма-излучение природных радионуклидов в строительных материалах

- природные радионуклиды в питьевой воде, удобрениях и полезных ископаемых

Относительную степень радиационной безопасности населения характеризуют следующие значения эффективных доз от природных источников излучения:

менее 2 мЗв/год - облучение не превышает средних значений доз для населения страны от природных источников излучения

от 2 до 5 мЗв/год - повышенное облучение

более 5 мЗв/год - высокое облучение (характерно только для определенных профессий и работников 30-и км зоны)

Мероприятия по снижению высоких уия по снижению источники облученияровней облучения должно осуществляться в первоочередном порядке.

Снижение природного облучения населения направлено на снижение облучения от отдельных источников ионизирующего излучения.

Для населения не устанавливается допустимое значение эффективной дозы, обусловленное суммарным воздействием природных источников ионизирующего излучения.

Ограничение природного облучения, обусловленного суммарным воздействием дочерних продуктов радона и торона:

- при выборе участков территорий под строительство жилых домов и зданий социально-бытового назначения предпочтительны участки с уровнем мощности дозы гамма-излучения, не превышающим 0,3 мкГр/ч и плотностью потока радона с поверхности грунта не более 80 мБк/м²*с. При отводе для строительства здания участка с плотностью потока радона более 80 мБк/м²*с в проекте здания должна быть предусмотрена система защиты от радона (монолитная бетонная подушка, улучшенная изоляция перекрытия подвального помещения и другие). Необходимость радонозащитных мероприятий при плотности потока радона с поверхности грунта менее 80 мБк/м²*с должна определяться на стадии проектирования.

---

- при проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) изотопов радона в воздухе помещений не должна превышать 100 Бк/м³, а мощность дозы гамма-излучения в помещении - мощность дозы на открытой местности более, чем на 0,2 мкЗв/ч

- в эксплуатируемых зданиях средняя ЭРОА изотопов радона в воздухе не должна превышать 200 Бк/м³. При ее превышении проводятся мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух и улучшение вентиляции помещения.

Требования к защите от природного облучения в производственных уе 80 мБк/м2словиях:

- в организациях, осуществляющих хозяйственную деятельность на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению, не допускается облучение работников более 5 мЗв/год за счет радиоактивного загрязнения.

- также нормируются воздействия космических излучений на экипажи самолетов

3. ограничение облучения медицинскими источниками ионизирующего излучения - см. вопрос 47.

4. ограничение облучения в результате аварий на ядерных объектах

Индивидуальная дозиметрия – измерение дозы на поверхности тела конкретного человека.

Цель индивидуальной дозиметрии: получение информации о дозах облучения персонала за определенный промежуток времени.

Ответственность за организацию и проведение индивидуальной дозиметрии персонала несет администрация учреждения, она осуществляется службой радиационной безопасности или специально выделенным лицом с соответствующей подготовкой.

В зависимости от характера работ индивидуальный дозиметрический контроль включает:

а) индивидуальный контроль доз внешнего бета-излучения, нейтронов, рентгеновского и гамма-излучений, а также смешанного излучения

б) индивидуальный контроль доз внутреннего облучения.

Основной документ, регламентирующий уровни облучения персонала, - НРБ – 2000.

Требование к индивидуальным дозиметрам:

а) универсальность применения (возможность регистрировать различные виды ионизирующих излучений с одинаковой чувствительностью и независимо от энергии, причем в широком диапазоне)

б) независимость показаний от мощности дозы и угла падения излучения

в) способность накапливать информацию во времени и сохранять ее в течение длительного периода

г) независимость показаний от параметров окружающей среды (температуры, влажности, давления, освещения и др.)

д) автономность детектора излучения

е) малые размеры

ж) механическая прочность

з) удобство эксплуатации

и) небольшая стоимость.

Индивидуальная дозиметрия с помощью термолюминесцентных дозиметров.

В основе метода – способность твердых кристаллов (люминофоров) запасать и длительное время сохранять поглощенную энергию ионизирующего излучения. При нагревании детектора данная поглощенная энергия вызывает свечение – термолюминесценцию, интенсивность которой эквивалентна поглощенной дозе излучения.

---

Термолюминесцентные дозиметры применяются для регистрации рентгеновского и гамма-излучений, заряженных частиц, тепловых нейтронов. Обычно бывают 2-х диаметров (5 и 10 мм) в форме таблетки, помещаются для ношения и транспортировки в специальные кассеты.

Дозиметры (ИКС-А, ТЛД) выдаются персоналу на длительный срок (минимум 1 квартал), затем они собираются, после чего с помощью измерительного пульта снимаются их показания.

Индивидуальный фотоконтроль.

В основе метода - образование скрытого изображения в фотоэмульсии при прохождении через нее заряженных частиц.

Предназначен для определения доз, получаемых за счет бета-, рентгеновского и гамма-излучений, тепловых и быстрых нейтронов.

Экспонированные фотопленки проявляют. Степень их почернения зависит от поглощенной дозы заряженных частиц. При измерении почернения фотопленки и сравнении ее почернения с контрольными образцами можно определить поглощенную дозу у человека.

Заряженные пленкой кассеты выдают персоналу для ношения в течение 1 мес. Фотообработку рабочих и контрольных пленок проводят одномоментно в одних и тех же растворах.

Для индивидуального фотоконтроля используют различные пленки для регистрации доз в диапазоне от 0,01 до 50 рад (чаще всего ИФКЦ, ИФК-2,3, ИФК-2,3М.

Средства для контроля внутреннего облучения в ЛПУ подразделяются на 2 класса:

1) первый - простые (носимые, портативные, транспортабельные, мобильные, стационарные) индикаторные средства измерения радиоактивности человека (портативные приборы РУБ-01П6, СРП-68-01) - предназначены для проведения оперативных массовых обследований с целью выявления лиц, нуждающихся в экстренной медицинской помощи или иных срочных мерах защиты. Приборы этого класса обеспечивают измерение энергии гамма- (бета-) излучения в широком диапазоне с порогом дискриминации 20-50 кэВ.

2) второй - гамма-спектрометрические установки (стационарные, транспортабельные, мобильные) - с защитой в форме кресла, обеспечивающие измерение активности в организме человека для смеси радионуклидов известного состава в диапазоне энергий 100-3000 кэВ; предназначены для контроля облучения персонала, оценки содержания радионуклидов в организме лиц, подвергшихся радиоактивному загрязнению, а также для выявления лиц с содержанием радионуклидов выше допустимого уровня.

В ЛПУ на базе поликлинических подразделений организуются кабинеты СИЧ (спектрометров излучения человека), состоящие из 2 помещений (подготовительного и непосредственно с СИЧ).

Обследованию на СИЧ подлежат следующие группы жителей Беларуси:

1) граждане, включенные в Белорусский государственный регистр лиц, подвергшихся воздействию радиации в результате аварии на ЧАЭС, которые проживают на территориях радиоактивного загрязнения по цезию-137 более 15 Ки/км².

2) дети и подростки, проживающие на территориях радиоактивного загрязнения свыше 10 Ки/км².

---

3) критические группы населения, проживающего в населенных пунктах, где годовая эффективная доза облучения составляет 1 мЗв и более

4) лица с повышенным содержанием радиоцезия в организме

5) лица или определенные группы жителей, проживающие в 10-километровых зонах действующих АЭС

6) граждане, проживающие на территориях радиоактивного загрязнения и пожелавшие знать содержание радионуклидов в своем организме

7) субъекты специальных клинико-эпидемиологических исследований по согласованию с МЗ

Показания к проведению обследования на содержание радиоцезия в организме жителей Беларуси:

1) наличие повышенного содержания радионуклидов в организме человека во время предыдущего обследования

2) принадлежность к критической группе жителей населенного пункта, в котором средняя годовая эффективная доза облучения превышает 1 мЗв, либо населенного пункта, расположенного в 10-километровой зоне действующей АЭС

3) постоянное проживание в населенном пункте на территории радиоактивного загрязнения, где радиационно-гигиеническими исследованиями установлены неединичные факты превышения допустимого содержания радионуклидов цезия в продуктах питания

4) проживание в населенном пункте вблизи лесного массива, расположенного на территории радиоактивного загрязнения, где радиационно-гигиеническими исследованиями установлены неединичные факты превышения допустимого содержания радионуклидов цезия в лесных продуктах питания (грибы, ягоды, дичь).

После проведения измерения оператор оценивает содержание радиоцезия в организме человека, сравнивая значения активности обследуемого со значением активности в таблицах возрастных значений среднего равновесного содержания цезия-137 в организме для данной возрастной группы, к которой относится пациент. В случае выявления повышенного содержания радиоцезия в присутствии обследуемого составляется извещение о случае выявления повышенного содержания радиоактивных веществ в организме, которое в течение 24 ч передается в ЦГЭ, где проводят расследование причин данного состояния.

44. Радиационные аварии. Международная шкала ядерных событий. Обеспечение радиационной безопасности населения при радиационных авариях.

В настоящее время на планете работает более 400 атомных электростанций (АЭС), строится еще более 100. Кроме того, действует большое число отдельных ядерных реакторов. При выработке атомной энергии в них накапливается огромное количество радиоактивных веществ, образующихся при физическом распаде ядер атомов топлива. К 1987 году в мире зарегистрированы 284 серьезные атомные аварии на АЭС, которые сопровождались выбросом в окружающую среду радиоактивных материалов. Ряд аварий происходят в мире и на радиохимическом производстве.

В 1990 году группой экспертов МАГАТЭ и ЕВРАТОМ была предложена Международная шкала ядерных событий. События, классифицируемые в шкале, относятся только к радиационной безопасности. Промышленные аварии или другие события, не связанные с ядерными или радиационными операциями, не классифицируются и определяются как "выходящие за рамки шкалы".

---

Шкала разделена на 2 большие части:

а) нижние три уровня (1-3) - относятся к происшествиям (инцидентам)

б) верхние уровни (4-7) - относятся к авариям.

Очень незначительные события, не влияющие на радиационную безопасность, классифицируются как события ниже уровня шкалы, или нулевого уровня.

Все ядерные установки проектируются таким образом, что существует ряд слоев безопасности, предотвращающих возникновение значительного воздействия на площадке и за ее пределами. Безопасность обеспечивается за счет применения системы барьеров (топливная матрица, оболочки ТВЭЛов, контур теплоносителя, герметичные помещения, фильтры), системы технических и организационных мер. Совокупность этих слоев безопасности составляет "глубокоэшелонированную защиту".

Международная шкала ядерных событий.

Уровень	Название	Критерии	Примеры
Ниже 0	Отклонение	Не влияет на безопасность
Инциденты
1	Аномалия	Аномалия, выходящая за рамки предписанного режима эксплуатации. Она может быть обусловлена отказом оборудования, ошибкой человека или неправильным выполнением процедур
2	Инцидент	Инциденты, сопровождающиеся значительным отказом устройств обеспечения безопасности, но при сохранении достаточной глубокоэшелонированной защиты, обеспечивающей компенсацию дополнительных отказов. Событие, приводящее к дозе облучения персонала, превышающей установленный годовой дозовый предел или событие, которое приводит к наличию на установке значительных количеств радиоактивности в зонах, не предназначенных для этого по проекту и которое требует применения корректирующих мер.
3	Серьезный инцидент	- Внешний выброс радиоактивности, превышающий установленные пределы и ведущий к дозе облучения за пределами площадки порядка десятых долей мЗв. При таком выбросе защитные мероприятия за пределами площадки могут не понадобиться. События на площадке, приводящие к дозам облучения персонала, достаточным для возникновения острых воздействий на здоровье или событие, приводящее к серьезному распространению загрязнения. Например, нескольких тысяч тераБк активности, содержащихся в выбросе во вторую защитную оболочку, когда материал может быть возвращен в соответствующую зону хранения. - Инциденты, при которых дальнейший отказ систем безопасности может привести к аварийным условиям или ситуация, в которой системы безопасности будут не в состоянии предотвратить аварию в случае возникновения определенных инициирующих событий.	АЭС Вандельос Испания, 1989 г.
Аварии
4	Авария в пределах АЭС, не сопровождаемая значительным риском за пределами площадки	- Внешний выброс радиоактивности, приводящий к дозе облучения за пределами площадки порядка нескольких мЗв. При таком выбросе необходимость в защитных действиях за пределами площадки обычно маловероятна, за исключением, возможно, местного контроля продуктов питания. - Значительное повреждение ядерной установки. Такая авария может включать в себя повреждение ядерной установки, в результате которого возникают серьезные проблемы с восстановительными работами, как, например, частичное расплавление активной зоны энергетического реактора и сравнимые события на нереакторных установках. - Облучение одного или нескольких работников, которое приводит к переоблучению с высокой вероятностью ранней смерти.	Завод по пере работке топлива, Уиндскейл Соединенное Королевство, 1973 г. АЭС Сен-Лоран, Франция, 1980 г. Критическая сборка в Буэнос-Айресе, 1983 г.
5	Авария, сопровождаемая риском за пределами площадки	- Внешний выброс радиоактивного материала в количествах, радиологически эквивалентных сотням или тысячам TepaBq I-131. Такой выброс может привести к частичному осуществлению контрмер, предусматриваемых планами противоаварийных мероприятий с целью снижения вероятности воздействия на здоровье. - Серьезное повреждение ядерной установки. Оно может представлять собой серьезное повреждение значительной части активной зоны энергетического реактора, крупную аварию, связанную с критичностью или крупный пожар или взрыв с выбросом больших количеств радиоактивности в пределах установки.	Реактор в Уиндскейл, Соединенное Королевство, 1957 г. АЭС Три-Майл-Айленд, США, 1979 г.
6	Серьезная авария	- Внешний выброс радиоактивных материалов в количествах, радиологически эквивалентных тысячам/десяткам тысяч терабеккерелей I-131. После такого выброса вероятно полное осуществление контрмер, предусматриваемых местными планами противоаварийных мероприятий с целью ограничения серьезных воздействий на здоровье.	Завод по переработке топлива в Кыштыме, Россия, 1957 г.
7	Крупная авария	Внешний выброс значительной части радиоактивного материала на крупной установке (например: из активной зоны энергетического реактора). Обычно он состоит из смеси коротко- и долгоживущих радиоактивных продуктов деления (количествах, радиологически эквивалентных десяткам тысяч TepaBq I-131). Такой выброс приводит к возможности острых воздействий на здоровье людей; задержанным воздействиям на здоровье в больших районах, возможно, охватывающих территории нескольких стран; к долговременным экологическим последствиям.	Чернобыльская АЭС, 1986 г.

---

Смотрите также файлы

• ответы экологическая медицина 5 курс экзамен.docx

• права и законы шпора.doc

• радиационная медицина лекция 1.pdf

• радиационная медицина лекция 2.pdf

• радиационная медицина лекция 3.pdf