Определение ионизирующего излучения, его виды

1.

1. Определение ионизирующего излучения, его виды
Ионизирующее излучение — это вид энергии,
высвобождаемой атомами в форме
электромагнитных волн (гамма - или
рентгеновское излучение) или частиц (нейтроны,
бета или альфа). Спонтанный распад атомов
называется радиоактивностью, а избыток
возникающей при этом энергии является формой
ионизирующего излучения. Нестабильные
элементы, образующиеся при распаде и
испускающие ионизирующее излучение,
называются радионуклидами.

2.

2. Что такое радиоизотопы (радионуклиды)
Радиоизотопы представляют собой нестабильную
форму элемента, который испускает излучение с
целью превращения в более стабильную форму.
Излучение легко прослеживается и может вызвать
изменения в веществе, которое облучает. Благодаря
этим особым свойствам изотопы весьма полезны в
медицине, промышленности и в других областях.
Из 118 элементов, представленных в периодической
таблице, только 94 имеют природное происхождение.

3.

3. Какой вид ионизирующего излучения обладает наибольшей ионизирующей
способностью, какой – наименьшей. Какой – наибольшей проникающей
способностью, какой – наименьшей

4.

4. Особенности излучения, создаваемого рентгеновскими аппаратами

5.

5. Способы защиты от ионизирующих излучений.
Виды защиты от ионизирующего излучения
физическая: применение различных экранов, ослабляющих
материалов и т. п.
биологическая: представляет собой
комплекс репарирующих энзимов и др.
Основными способами защиты от ионизирующих
излучений являются:
защита расстоянием;
защита экранированием:
защита временем;
химическая защита.

6.

6. Материалы (вещества), используемые для защиты от внешнего альфа-,
бета-, гамма- и рентгеновского излучения
- от альфа-излучения — лист бумаги, резиновые перчатки,
респиратор;
- от бета-излучения — плексиглас, тонкий
слой алюминия, стекло, противогаз;
- от гамма-излучения — тяжёлые металлы
(вольфрам, свинец, сталь); гамма-излучение поглощается тем
эффективнее, чем больше атомный номер вещества, поэтому,
например, свинец эффективнее железа.
- от нейтронов — вода, полиэтилен, другие полимеры, бетон; по
закону сохранения энергии, нейтроны эффективно рассеивают энергию
на лёгких ядрах, поэтому слой воды или полиэтилена для защиты от
нейтронов будет гораздо эффективнее, чем той же толщины
броневой стали

7.

7. Что такое период полураспада радионуклида.
Период полураспада – это время, в течение которого
распадается половина всех атомов данного радионуклида.
Для радионуклида с периодом полураспада 1 час это означает,
что через 1 час его количество станет меньше первоначального в 2
раза, через 2 часа - в 4, через 3 часа - в 8 раз и т.д. В такой же
пропорции будет уменьшается и радиация, излучаемая этим
веществом.
У каждого радионуклида - свой период полураспада, он может
составлять как доли секунды, так и миллиарды лет. На характер и
скорость распада не влияют высокие или низкие температуры,
магнитные и электрические поля, большие давления и другие
физические явления и факторы.
Исходя из этого, если знать, какие и в каком количестве
радиоактивные вещества создают радиацию в данном месте в
данный момент времени, можно прогнозировать радиационную
обстановку.

8.

8. Единицы измерения активности
Активность (А) – мера количества
радиоактивного вещества, выражаемая числом
радиоактивных превращений (распадов) в единицу
времени. Единица измерения в системе СИ –
беккерель (Бк). 1 Бк равняется одному распаду в
секунду (1 расп/сек).
Внесистемная единица измерения
активности – кюри (Ки). 1 Ки = 3,7*1010 Бк. (1 Ки –
это активность одного грамма радия-226)

9.

9. Единицы измерения экспозиционной, эквивалентной и эффективной доз.
Понятие мощности дозы.
Виды доз ионизирующего излучения:
экспозиционная доза B cиcтeмe CИ eдиницeй измepeния экcпoзициoннoй дoзы
являeтcя кулoн, дeлeнный нa килoгpaмм (Kл/кг). Bнecиcтeмнaя eдиницa —
peнтгeн (P). 1 Kл/кг = З880 P
поглощённая доза B eдиницax cиcтeмы CИ пoглoщeннaя дoзa измepяeтcя в
джoуляx, дeлeнныx нa килoгpaмм (Дж/кг), и имeeт cпeциaльнoe нaзвaниe —
Гpэй (Гp). 1 Гp — этo тaкaя дoзa, пpи кoтopoй мacce 1 кг пepeдaeтcя энepгия
иoнизиpующeгo излучeния 1 Дж. Внесистемная единица – рад («радиационная
абсорбционная доза»),
1 Гр = 100 рад.
эквивалентная доза Единица измерения эквивалентной дозы в системе СИ – Зв
(зиверт), внесистемная единица – бэр (т.н. «биологический эквивалент рада»).
1 Зв = 100 бэр.
Для гамма- и рентгеновского излучения: 1 Гр (грэй) = 1 Зв (зиверт) ≈ 100 Р
(рентген) (более точная величина – 113,64 Р).

10.

эффективная доза

11.

Согласно ст.9 ФЗ от 09.01.96 №3-ФЗ «О радиационной безопасности
населения» устанавливаются следующие основные гигиенические
нормативы (допустимые пределы доз) облучения на территории
Российской Федерации в результате использования источников
ионизирующего излучения:
- для населения средняя годовая эффективная доза равна 0,001 зиверта или
эффективная доза за период жизни (70 лет) - 0,07 зиверта; в отдельные годы
допустимы большие значения эффективной дозы при условии, что средняя
годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не
превысит 0,001 зиверта;
- для работников средняя годовая эффективная доза равна 0,02 зиверта или
эффективная доза за период трудовой деятельности (50 лет) - 1 зиверту;
допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 0,05 зиверта при
условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять
последовательных лет, не превысит 0,02 зиверта.
Регламентируемые значения основных пределов доз облучения не
включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным и
техногенно измененным радиационным фоном, а также дозы, получаемые
гражданами
(пациентами)
при
проведении
медицинских
рентгенорадиологических процедур и лечения.

12.

Особенности допуска персонала к работе с рентгеновскими аппаратами
Согласно раздела VI СанПиН 2.6.1.1192-03 к работе по эксплуатации рентгеновского
аппарата допускаются лица не моложе 18 лет, имеющие документ о соответствующей
подготовке, прошедшие инструктаж и проверку знаний правил по обеспечению
безопасности, действующих в учреждении документов и инструкций. Подготовка
специалистов, участвующих в проведении рентгенологических исследований,
осуществляется по программам, включающим раздел "Радиационная безопасность".
Учреждение, проводящее обучение, должно иметь лицензию на образовательную
деятельность.
К работе допускаются лица, не имеющие медицинских противопоказаний для
работы с источниками ионизирующих излучений. Это же требование распространяется
на лиц, поступающих на курсы, готовящие кадры для работы в рентгеновских
кабинетах.
При выявлении отклонений в состоянии здоровья, препятствующих
продолжению работы в рентгеновском кабинете, вопрос о временном или постоянном
переводе этих лиц на работу вне контакта с излучением решается администрацией
учреждения в каждом отдельном случае индивидуально в установленном порядке.
Женщины освобождаются от непосредственной работы с рентгеновской
аппаратурой на весь период беременности и грудного вскармливания ребенка.
Система инструктажа с проверкой знаний по технике безопасности и
радиационной безопасности включает: вводный инструктаж - при поступлении на
работу; первичный - на рабочем месте; повторный - не реже двух раз в году;
внеплановый - при изменении характера работ (смене оборудования рентгеновского
кабинета, методики обследования или лечения и т.п.), после радиационной аварии,
несчастного случая

13.

12. Опасные и вредные производственные факторы при эксплуатации
рентгеновских аппаратов.
При оценке условий труда в рентгеновских кабинетах должно
учитываться воздействие следующих опасных и вредных производственных
факторов:
- повышенный уровень ионизирующего излучения;
- опасный уровень напряжений в электрических сильноточных цепях,
замыкание которых может пройти через тело человека;
- повышенная температура элементов технического оснащения;
- повышенные физические усилия при эксплуатации рентгеновского
оборудования;
- возможность воздушной и контактной передачи инфекции;
- наличие следов свинцовой пыли на поверхности оборудования и стенах;
- повышенный уровень шума, создаваемого техническим оснащением;
- пожарная опасность.
При эксплуатации фотолаборатории должно быть учтено
воздействие дополнительных опасных и вредных факторов:
- низкий уровень освещенности;
- контакт с химически активными веществами (окислителями типа метола,
гидрохинона и т.п.);
- образование отравляющих соединений при возгорании фотопленочных
материалов.

14.

13. Цель радиационного контроля
Целью производственного контроля
является обеспечение безопасности от
воздействия радиационных и
нерадиационных факторов, а также
получение информации о дозах облучения
персонала и пациентов для последующего
анализа и проведения необходимых
мероприятий по уменьшению лучевых
нагрузок.

15.

14. Особенности РК при эксплуатации рентгеновских диагностических
аппаратов: измеряемые величины, объекты контроля, периодичность
контроля, регистрация результатов
РК проводится Согласно Приложения N 11 СанПиН 2.6.1.1192-03 «ГИГИЕНИЧЕСКИЕ
ТРЕБОВАНИЯ К УСТРОЙСТВУ И ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕНТГЕНОВСКИХ КАБИНЕТОВ, АППАРАТОВ И
ПРОВЕДЕНИЮ РЕНТГЕНОЛОГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ».
Выполняются измерения мощности дозы на рабочих местах персонала, в
помещениях и на территории, смежных с процедурной рентгеновского кабинета, при
стандартных значениях анодного напряжения, значении силы анодного тока не менее 2
мА и наличии фильтров, указанных в эксплуатационной документации на рентгеновский
аппарат. Все дозиметрические измерения должны проводиться с тканеэквивалентными
(водными) фантомами.
В каждой точке проводится не менее трех измерений мощности дозы и
вычисляется ее среднее значение. Не допускается проведение измерений на рабочих
местах персонала в процедурной без использования средств индивидуальной защиты.
При проведении радиационного контроля в рентгенотерапевтических
кабинетах измерения проводят только в помещениях и на территориях, смежных с
процедурной.
Для оценки полученных результатов используются максимальные значения
мощностей доз, полученные при измерениях.
Для оценки результатов радиационного контроля на рабочих местах,
находящихся непосредственно в процедурной рентгеновского кабинета, значения
эффективной мощности дозы рассчитывают, полученное значение сравнивают по
абсолютной величине с величинами допустимой мощности дозы ДМД в помещениях
различного назначения.

16.

15. Порядок контроля эффективных доз облучения пациентов.
Порядок контроля регламентируется методуказаниями МУ 2.6.1.2944-11
«ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ КОНТРОЛЬ ЭФФЕКТИВНЫХ ДОЗ
ОБЛУЧЕНИЯ ПАЦИЕНТОВ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ МЕДИЦИНСКИХ РЕНТГЕНОЛОГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ».
При проведении медицинского исследования с использованием ионизирующего излучения
необходимо оценить значение эффективной дозы облучения пациента.
В настоящих МУ приведены алгоритмы и значения коэффициентов перехода, позволяющие
рассчитать эффективные дозы облучения пациентов различного возраста для наиболее часто
встречающихся на практике рентгенологических процедур.
Значение индивидуальной эффективной дозы пациента регистрируется в листе учета дозовых
нагрузок при проведении рентгенологических исследований (который вклеивается в медицинскую карту
амбулаторного больного или историю развития ребенка) и в журнале учета ежедневных
рентгенологических исследований.
При выписке больного из стационара или после рентгенологического исследования в
специализированных лечебно-профилактических учреждениях значение дозовой нагрузки вносится в
выписку. Впоследствии доза переносится в лист учета дозовых нагрузок медицинской карты
амбулаторного больного (историю развития ребенка).
С целью предотвращения необоснованного повторного облучения пациентов на всех этапах
медицинского обслуживания учитываются результаты ранее проведенных рентгенологических
исследований и дозы, полученные при этом в течение года. При направлении больного на
рентгенологическое исследование, консультацию или стационарное лечение, при переводе больного из
одного стационара в другой результаты рентгенологических исследований (описание, снимки)
передаются вместе с индивидуальной картой.
Произведенные в амбулаторно-поликлинических условиях рентгенологические исследования
не должны дублироваться в условиях стационара. Повторные исследования проводятся только при
изменении течения болезни или появлении нового заболевания, а также при необходимости получения
расширенной информации о состоянии здоровья пациента.

17.

16.
Индивидуальный дозиметрический контроль. Объекты контроля,
средства контроля, регистрация результатов.
Выполнение ИДК регламентировано методуказаниями МУ 2.6.1.3015-12
«ОРГАНИЗАЦИЯ И ПРОВЕДЕНИЕ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ. ПЕРСОНАЛ
МЕДИЦИНСКИХ ОРГАНИЗАЦИЙ», согласно которых рекомендуется следующая периодичность контроля:
• измерение мощностей доз на рабочих местах - 1 раз в год;
• индивидуальный дозиметрический контроль персонала – ежеквартально;
• индивидуальный дозиметрический контроль женщин в возрасте до 45 лет – ежеквартально, а в случае
выявления беременности и принятия женщиной решения о сохранении беременности, женщина
переводится на работу, не связанную с ИИИ, контроль прерывается, а дозиметры направляются на
измерение.
При контроле профессионального облучения применяют:
• для персонала группы А – индивидуальный дозиметрический контроль (далее – ИДК), заключающийся в
определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов измерений облучения
тела или отдельных органов каждого работника с помощью индивидуальных дозиметров, носимых на
поверхности тела в течение периода контроля;
• для персонала группы Б – как правило, групповой дозиметрический контроль (далее – ГДК),
заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников расчетным путем на основании
результатов измерений мощностей доз излучения в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом
времени пребывания персонала в рабочем помещении (на рабочем месте).
Для участников специальных рентгенологических исследований (хирург, анестезиолог и др.),
которые не относятся к персоналу группы А и по условиям работы находятся в резко неоднородном поле
излучения, в качестве метода определения индивидуальных доз необходимо применять ИДК.
В соответствие с п. 3.13.7 ОСПОРБ-99/2010 в медицинской организации, использующей ИИИ, на каждого
сотрудника, отнесенного к персоналу группы А, оформляется индивидуальная карточка учета доз
(прилож. 3).
Срок хранения индивидуальных карточек учета доз в соответствии с требованиями
ОСПОРБ99/2010 устанавливается равным 50 годам.
Каждая медицинская организация по завершении отчетного года составляет статистический отчет по
форме № 1-ДОЗ с использованием информации, содержащейся в индивидуальных карточках учета доз,
заполненных в течение года.

18.

17.
Принципы обеспечения радиационной безопасности применительно к
медицинскому облучению населения (согласно требований раздела 7 СанПиН 2.6.1.1192-03 "Гигиенические
требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований»)
Дозы, получаемые пациентами при проведении рентгенорадиологических
процедур, не нормируются. Радиационная безопасность лиц, подвергающихся
медицинским рентгенорадиологическим процедурам (диагностическим,
лечебным, профилактическим, исследовательским), должна быть обеспечена
путем обоснования проведения таких процедур и оптимизации радиационной
защиты.
У лиц, проходящих медицинские рентгенорадиологические исследования
в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических
процедур либо участвующих в профилактических обследованиях или в медикобиологических исследованиях, годовая эффективная доза, обусловленная
этими процедурами, не должна превышать 1 мЗв.
При достижении накопленной дозы медицинского диагностического
облучения пациента 500 мЗв должны быть приняты меры по дальнейшему
ограничению его облучения, если лучевые процедуры не диктуются
жизненными показаниями.
При получении лицами из населения эффективной дозы облучения (с
учетом коэффициентов радиационного риска) за год более 200 мЗв, или
накопленной дозы более 500 мЗв от одного из основных источников облучения,
или 1000 мЗв от всех источников облучения необходимо специальное
медицинское обследование, организуемое органами управления
здравоохранением.

19.

18.
Особенности применения средств индивидуальной защиты персонала
и пациентов.
Использование технических средств радиационной защиты
пациентов (стационарных, передвижных и индивидуальных) является
обязательным при проведении диагностических рентгенологических
процедур. Части тела пациентов вне поля излучения должны быть
защищены средствами индивидуальной защиты (фартуки и накидки из
просвинцованной резины).
Эффективность средств индивидуальной защиты подлежит
контролю.
Защитные материалы и средства радиационной защиты должны
иметь санитарноэпидемиологические заключения, в которых должно
быть указано, что они могут использоваться при рентгенологических
исследованиях.
Контроль защитной эффективности и других эксплуатационных
параметров средств радиационной защиты проводится аккредитованными
организациями с периодичностью не реже одного раза в два года.

20.

19.
Что такое контрольные уровни радиационной безопасности.
Контрольные уровни – это значения контролируемых величин дозы, мощности дозы,
активности, плотности потоков и др., устанавливаемые для оперативного радиационного контроля с
целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего
снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Контрольный уровень устанавливаются для:
-годовой эффективной и эквивалентной дозы;
-количества поступающих радионуклидов в организм и их содержания в организме, необходимых для
оценки годового поступления;
-объемной или удельной активности радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных
материалах и др.;
-радиоактивного загрязнения кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;
-дозы и мощности дозы внешнего облучения;
-плотности потока частиц и фотонов.
В организациях, проводящих работы с техногенными источниками ионизирующего излучения,
должны устанавливаться контрольные уровни, перечень и числовые значения которых определяются в
соответствии с условиями работы и согласовываются с органом, осуществляющим федеральный
государственный санитарно-эпидемиологический надзор.
При установлении контрольных уровней следует исходить из принципа оптимизации с учетом:
- неравномерности радиационного воздействия во времени;
- целесообразности сохранения уже достигнутого уровня радиационного воздействия на данном объекте
ниже допустимого;
- эффективности мероприятий по улучшению радиационной обстановки.
При изменении характера работ перечень и числовые значения контрольных уровней подлежат
уточнению.
При установлении контрольных уровней объемной и удельной активности радионуклидов в
атмосферном воздухе и в воде водоемов следует учитывать возможное поступление их по пищевым
цепочкам и внешнее излучение радионуклидов, накопившихся на местности.

21.

20.
Порядок назначения пациенту рентгенологической процедуры.
Радиационная защита пациентов при медицинском облучении должна
быть основана на необходимости получения полезной диагностической
информации и/или терапевтического эффекта от соответствующих медицинских
процедур при наименьших возможных уровнях облучения . При этом не
устанавливаются пределы доз для пациентов, но применяются принципы
обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты
пациентов.
Проведение медицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно
быть обосновано путем сопоставления диагностических или терапевтических
выгод, которые они приносят, с радиационным ущербом для здоровья, который
может причинить облучение, принимая во внимание имеющиеся альтернативные
методы, не связанные с медицинским облучением. Проведение диагностических
рентгенорадиологических исследований должно быть обосновано с учетом
следующих требований:
- наличие клинических показаний;
- выбор наиболее щадящих в отношении облучения методов исследований;
- рассмотрение альтернативных (нерадиационных) методов диагностики.

22.

21.
Требования безопасности во время работы рентгеновского аппарата.
Запрещается работать при неисправных блокировочных устройствах и
измерительных приборах рентгеновских аппаратов.
При включенном в электрическую сеть рентгеновском аппарате
рентгенолаборант не имеет права выходить из рентгеновского кабинета.
Перед началом исследования лица, работающие с источниками
рентгеновского излучения, должны надеть индивидуальные средства защиты в
зависимости от номенклатуры средств защиты, предназначенных для работы в
специализированном кабинете.
Персонал отделения должен убедиться в исправности систем вентиляции,
водоснабжения, канализации и электроосвещения. В случае обнаружения
неисправностей он должен сообщить заведующему отделением.
До начала работы персонал должен провести проверку исправности
оборудования, реактивов, действие блокировочных устройств, сохранность
средств радиационной защиты, целостность заземляющих проводов.
При обнаружении неисправностей необходимо приостановить работу и
вызвать службу, осуществляющую техническое обслуживание и ремонт.
При сменной работе рентгеновского кабинета порядок сдачи и приема смены
определяется внутренней инструкцией, разрабатываемой заведующим
отделением, с учетом функциональных особенностей каждого кабинета.

23.

22. Определение радиационной аварии.
Радиацио́нная ава́рия — потеря контроля над
источником ионизирующего излучения, вызванная
неисправностью оборудования, неправильными
действиями работников (персонала), стихийными
бедствиями или иными причинами, которые
могли привести или привели к облучению людей
выше установленных норм или к радиоактивному
загрязнению окружающей среды.

24.

23.
Возможные аварийные ситуации при эксплуатации
рентгеновских аппаратов.
К нештатным ситуациям в рентгеновском кабинете
относятся:
-повреждение радиационной защиты аппарата или кабинета;
-короткое замыкание и обрыв в системах электропитания;
-замыкание электрической цепи через тело человека;
-механическая поломка элементов рентгеновского аппарата;
-поломка коммутационных систем водоснабжения,
канализации, отопления и вентиляции;
-аварийное состояние стен, пола и потолка;
-пожар.

25.

24.
Действия персонала, администрации при возникновении аварийной
ситуации.
При возникновении аварии персонал должен:
поставить в известность заведующего отделением и лицо, ответственное
за радиационный контроль;
эвакуировать больного из помещения, закрыть защитную дверь,
опечатать ее и вывесить табличку об аварийном состоянии;
для устранения аварии заведующий отделением должен вызвать
ремонтную бригаду.
При подозрении на облучение персонала выше норм, указанных в п. 2.3
настоящей инструкции, заведующий отделением обязан организовать срочную
проверку причин, вызвавших переоблучение, оценить полученную дозу,
направить пострадавших на медицинское обследование. По полученным
результатам заведующий отделением должен определить возможность
дальнейшей работы персонала в сфере ионизирующего излучения.
При нерадиационной аварии персонал должен отключить главный
сетевой рубильник и поставить в известность заведующего отделением;
В случае аварии пострадавшим должна быть оказана первая
(доврачебная) медицинская помощь.

26.

25.
Чем (каким физическим явлением) обусловлено воздействие
радиации на организм человека.

27.

26.
Назовите стадии воздействия радиации на организм.

28.

27.
Факторы, определяющие степень (тяжесть) радиационного поражения
организма.

29.

28.
Что такое радиочувствительность.

30.

29.
Какие органы и ткани в организме человека наиболее чувствительны к
воздействию радиации.

31.

30.
От чего зависит устойчивость организма к воздействию радиации.

32.

31.
Перечислите основные нормативно-правовые акты, регулирующие
общественные отношения в сфере радиационной безопасности в ЛНР.
1.
Федеральный закон от 9 января 1996 года N 3-ФЗ* "О
радиационной безопасности населения"
2.
Закон ЛНР «О радиационной безопасности населения»
3.
Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.2612-10
Основные санитарные правила обеспечения радиационной
безопасности (ОСПОРБ-99/2010)
4. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009
Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09

33.

32. Каким нормативно-правовым актом устанавливаются радиационногигиенические регламенты.
Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 Санитарные
правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09 устанавливают
радиационно-гигиенические регламенты - основные
пределы доз, допустимые уровни воздействия
ионизирующего излучения по ограничению облучения
населения в соответствии с Федеральным законом от 9
января 1996 года N 3-ФЗ* "О радиационной безопасности
населения".

34.

33. Назовите основные принципы обеспечения радиационной
безопасности.
Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной
эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться
следующими основными принципами:
- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения
граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);
- запрещение всех видов деятельности по использованию источников
излучения, при которых полученная для человека и общества польза не
превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным
облучением (принцип обоснования);
- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом
экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения
и числа облучаемых лиц при использовании любого источника
излучения (принцип оптимизации)

35.

34. Назовите установленные НРБ группы лиц,
получающих облучение.
Устанавливаются следующие
категории облучаемых лиц:
- персонал (группы А и Б);
- все население, включая лиц из
персонала вне сферы и условий
их производственной
деятельности.

36.

35. Что такое детерминированные и стохастические эффекты облучения.

37.

36. Какая разовая доза внешнего облучения всего тела считается порогом
возникновения детерминированных эффектов для людей, а какая – порогом
развития лучевой болезни лёгкой степени.
Порогом возникновения детерминированных эффектов для
людей считаются разовые дозы примерно в 0,25 Зв.
Величина порога не является строгой, она зависит от
индивидуальных особенностей облучаемого организма и
различных сопутствующих факторов.
при облучении в дозе до 1 Зв развивается лучевая
болезнь легкой степени;
при дозе 2 Зв — средней тяжести;
при дозе свыше 3 Зв — тяжелая форма;
при дозе более 4 Зв — крайне тяжелая форма;
доза разового облучения на все тело 6 Зв считается
абсолютно смертельной.

38.

Вопросы для металлистов
Нормативная документация:
• САНПИН 2.6.1.993-00 «ГИГИЕНИЧЕСКИЕ
ТРЕБОВАНИЯ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЗАГОТОВКЕ И
РЕАЛИЗАЦИИ МЕТАЛЛОЛОМА»;
• МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ МУК 2.6.1.1087-02
«РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ МЕТАЛЛОЛОМА»

39.

1.
Возможные пути попадания в металлолом локальных источников
ионизирующего излучения либо металлических изделий, имеющих
радиоактивное загрязнение.
При заготовке металлолома возможно попадание в него локальных
источников либо металлических изделий, имеющих радиоактивное загрязнение.
Чаще всего на практике встречаются следующие ситуации:
- наличие локальных источников вследствие попадания в металлолом шкал,
тумблеров, приборов и их частей со светосоставами постоянного действия на
основе Ra, источников из уровнемеров,плотномеров, дефектоскопов, датчиков
обледенения радионуклидных индикаторов дыма, загрязненных
радионуклидами контейнеров для хранения и перевозки радиоактивных
источников
- наличие труб и технологического оборудования с поверхностным
радиоактивным загрязнением в результате осаждения природных
радионуклидов при добыче нефти и газа, а также при получении воды из
артезианских скважин;
- наличие изделий из металла с повышенным содержанием радионуклидов
вследствие попадания в него радиоактивных веществ при переплавке.

40.

2.
Этапы радиационного контроля
металлолома.
Производственный радиационный контроль
металлолома проводится в два этапа:
- входной радиационный контроль, которому
подвергается весь поступающий в организацию
металлолом;
- радиационный контроль партии металлолома,
подготовленной для реализации, который проводят
аккредитованные в установленном порядке
лаборатории радиационного контроля (далее - ЛРК)
и по результатам которого на нее оформляется
санитарно-эпидемиологическое заключение

41.

3.
Радиационный контроль поступающего металлолома (входной РК):
величины, подлежащие измерению; объекты контроля; точки контроля;
регистрация результатов.
К контролируемым параметрам радиоактивного загрязнения партии металлолома
относятся:
- МЭД гамма-излучения;
- наличие поверхностного радиоактивного загрязнения альфа-активными радионуклидами;
- наличие поверхностного радиоактивного загрязнения бета-активными радионуклидами.
Объекты контроля Перед погрузкой партии металлолома в транспортное средство
проводится его радиационный контроль для проверки отсутствия локальных источников
гамма-излучения, а также выборочная проверка отсутствия загрязнения альфа- и бетаактивными радионуклидами. Для партий металлолома, направляемых на экспорт либо
следующих транзитом через территорию Российской Федерации, проводится измерение МЭД
гамма-излучения на поверхности готовой к отправке транспортной единицы.
Объектом радиационного контроля в рамках Методических указаний является партия
металлолома.
Радиационный контроль металлолома проводится:
- при приемке металлолома, в т.ч. на пунктах сбора металлолома;
- при подготовке партии металлолома к транспортированию и реализации;
- перед транспортированием загруженных металлоломом транспортных средств.
Регистрация результатов. Результаты производственного радиационного контроля заносятся
в специальный журнал (рекомендуемое приложение 1), по результатам которого
оформляются протоколы радиационного контроля на партию металлолома. Допускается
вносить данные измерений в специальную графу журнала приемки металлолома.

42.

4.
Приборы для радиационного контроля
металлолома.
Для проведения входного радиационного
контроля металлолома могут использоваться
• специализированные поисковые приборы (ДРСРМ1401, ИСП-РМ1401М, МКС-РМ1402М, ИСПРМ1701 и т.п.),
• радиометры (СРП-68, СРП-88 и т.п.);
• многофункциональные приборы (ДКС-96, ДКС1117А, МКС-А02, МКС-РМ1402М, МКС-01Р и т.п.) и
высокочувствительные гамма-дозиметры (EL1101, ДКС-1119С и т.п.), используемые в
поисковом режиме как радиометры.

43.

5.
Критерии принятия решений по обращению с радиоактивно
загрязнённым металлоломом.
Партия металлолома, ММЭД гамма-излучения вблизи поверхности которой (за
вычетом вклада природного фона) не превышает 0,2 мкЗв/час, не имеющая локальных
источников и поверхностного загрязнения альфа- и бета-активными радионуклидами,
допускается к использованию на территории Российской Федерации без каких-либо
ограничений по радиационной безопасности. На нее оформляется санитарноэпидемиологическое заключение.
К реализации (в том числе к переплавке на металлургических заводах)
допускаются партии металлолома, имеющие соответствующее санитарноэпидемиологическое заключение о соответствии ее требованиям САНПИН 2.6.1.993-00 .
При обнаружении металлолома, который по результатам радиационного контроля
не может быть допущен к использованию без ограничения, организация, проводившая
радиационный контроль, а также владелец металлолома своевременно информируют об
этом орган госсанэпидслужбы Российской Федерации, на подконтрольной территории или
объекте надзора которого находится металлолом.
Дальнейшее обращение с ним должно проводиться по согласованию с этим
органом госсанэпидслужбы, с учетом требований санитарных правил и норм.
Все обнаруженные в металлоломе локальные источники должны быть из него
удалены.
Извлечение из металлолома локальных источников, МЭД гамма-излучения на
расстоянии 10 см от которых превышает 1 мкЗв/ч или имеющих поверхностное
радиоактивное загрязнение, может производиться только силами специализированной
организации или специально подготовленными сотрудниками, отнесенными к персоналу
группы А по действующим нормам радиационной безопасности.

44.

6.
Действия персонала при обнаружении локальных источников или
радиоактивно загрязнённых фрагментов металлолома.
При обнаружении металлолома, который по результатам радиационного контроля
не может быть допущен к использованию без ограничений, организация, проводившая
радиационный контроль, и владелец металлолома обязаны проинформировать орган
госсанэпидслужбы, на подконтрольной территории (подконтрольном объекте) которого
находится металлолом. Дальнейшее обращение с металлоломом должно проводиться по
согласованию с органом госсанэпидслужбы.
При обнаружении в составе партии металлолома радиоактивного загрязнения или
локальных источников их идентификация, изъятие и последующее обращение с ними
(хранение, транспортировка, захоронение и т.д.) должны проводиться специализированной
организацией или подготовленными специалистами, отнесенными к персоналу группы А, в
соответствии с требованиями НРБ-99 и ОСПОРБ-99 по согласованию с органом
госсанэпидслужбы, на подконтрольной территории (подконтрольном объекте) которого
находится металлолом.
При обнаружении в процессе радиационного контроля металлолома значений МЭД
гамма-излучения на его поверхности более 1 мкЗв/ч лица, проводившие радиационный
контроль, должны немедленно прекратить дальнейшие работы и проинформировать об этом
руководство ЛРК (заготовительной организации) и орган госсанэпидслужбы, на
подконтрольной территории (подконтрольном объекте) которого находится металлолом.
Руководство ЛРК (заготовительной организации) должно принять меры к
ограничению доступа посторонних лиц в зону с повышенным уровнем гамма-излучения
(более 0,1 мкЗв/ч над природным фоном) и дальнейшие действия проводить по
согласованию с органом госсанэпидслужбы в соответствии с требованиями санитарных
правил по обеспечению радиационной безопасности.

45.

7.
Требования к хранилищу извлечённых радиоактивных фрагментов
металлолома.
Извлеченные из партии металлолома локальные
источники могут, по согласованию с органом
госсанэпидслужбы, помещаться для временного хранения в
металлические контейнеры, расположенные в специально
предназначенных для этого помещениях, обеспечивающих их
сохранность
и
исключающих
возможность
несанкционированного доступа к ним посторонних лиц.
МЭД гамма-излучения (за вычетом природного фона)
на внешней поверхности стен помещения, в котором
размещается контейнер с извлеченными локальными
источниками, не должна превышать 0,1 мкЗв/ч.
Порядок
хранения
и
захоронения
локальных
источников согласовывается с органом госсанэпидслужбы.