Методы оценки радиационной опасности и параметров защиты от внешнего облучения
Приложение 1. Учебная инструкция по расчету параметров защиты от внешнего бета-облучения
Все без исключения α-излучатели и подавляющее большинство β-излучающих радионуклидов параллельно излучают и гамма-излучением. Таким образом защита от внешнего гамма-излучения полностью обеспечивает и защиту от α- и β-излучения.
Лишь чистые -излучатели, в которых полностью отсутствует -излучение (P32, S35, C14, Ca46, Sr89, Sr90, Ir90), требуют проведения защитных мероприятий, отличающихся от используемых для -излучения. Такая защита основана на длине пробега β-частичек в воздухе или в экранирующих материалах. Длина пробега, в свою очередь, зависит от максимальной энергии этого излучения.
Для определения безопасного расстояния или толщины защитного экрана в табл. 1 “Основные физические характеристики некоторых радионуклидов” находят максимальную энергию β-излучения данного изотопа, а в табл. 2 ‑ безопасное расстояние (длина пробега в воздухе) или толщину защитного экрана ‑ из алюминия, силикатного, органического стекла, пластиков и др.
Таблица 1. Основные физические характеристики некоторых радионуклидов
Таблица 2. Максимальный пробег бета-частиц в разных средах в зависимости от энергии
| Энергия
β-частиц, МэВ |
Длина пробега бета-частиц | ||
| в воздухе, м | в алюминии и силикатном стекле, мм | в мягких тканях, воде, органическом стекле, пластиках, мм | |
| 0,01 | 0,00229 | 0,00127 | 0,00247 |
| 0,02 | 0,00773 | 0,00422 | 0,00841 |
| 0,03 | 0,0161 | 0,00870 | 0,0175 |
| 0,04 | 0,0266 | 0,0143 | 0,0290 |
| 0,05 | 0,0394 | 0,0212 | 0,0431 |
| 0,06 | 0,0541 | 0,0289 | 0,0591 |
| 0,07 | 0,0708 | 0,0378 | 0,0774 |
| 0,08 | 0,0889 | 0,0478 | 0,0974 |
| 0,09 | 0,109 | 0,0578 | 0,119 |
| 0,10 | 0,130 | 0,0693 | 0,143 |
| 0,15 | 0,256 | 0,135 | 0,281 |
| 0,20 | 0,407 | 0,214 | 0,448 |
| 0,25 | 0,747 | 0,304 | 0,638 |
| 0,30 | 0,763 | 0,400 | 0,841 |
| 0,35 | 0,959 | 0,504 | 1,06 |
| 0,40 | 1,168 | 0,611 | 1,29 |
| 0,45 | 1,384 | 0,722 | 1,52 |
| 0,50 | 1,601 | 0,837 | 1,77 |
| 0,55 | 1,817 | 0,952 | 2,01 |
| 0,60 | 2,050 | 1,070 | 2,27 |
| 0,65 | 2,774 | 1,193 | 2,52 |
| 0,70 | 2,513 | 1,315 | 2,78 |
| 0,75 | 2,745 | 1,437 | 3,04 |
| 0,80 | 2,985 | 1,559 | 3,31 |
| 0,85 | 3,217 | 1,685 | 3,57 |
| 0,90 | 3,449 | 1,807 | 3,84 |
| 0,95 | 3,697 | 1,933 | 4,11 |
| 1,00 | 3,936 | 2,059 | 4,38 |
| 1,20 | 4,896 | 2,563 | 5,47 |
| 1,30 | 5,868 | 3,070 | 6,56 |
| 1,60 | 6,821 | 3,574 | 7,60 |
| 1,80 | 7,781 | 4,074 | 8,75 |
| 2,00 | 8,732 | 4,593 | 9,84 |
| 2,20 | 9,683 | 5,074 | 10,90 |
| 2,40 | 10,611 | 5,593 | 12,00 |
| 2,60 | 11,510 | 6,074 | 13,10 |
| 2,80 | 12,459 | 6,593 | 14,20 |
| 3,00 | 13,441 | 7,741 | 15,30 |
Приложение 2. Учебная инструкция по расчету параметров защиты от внешнего γ-облучения на основании недельных доз облучения, выраженных в рентгенах
Для оценки условий труда при работе с источниками γ-излучения и расчета защиты от внешнего облучения пользуются формулами (1), (2), которые позволяют определять зависимость дозы облучения (Д) от количества радионуклида (активности источника), времени облучения и расстояния между источником излучения и облучаемым объектом:
где: Q ‑ активность источника в милликюри;
M ‑ активность источника в мг/экв радия;
Кγ ‑ γ-постоянная радионуклида (таблица 1);
8,4 ‑ γ-постоянная радия;
t ‑ время облучения за рабочую неделю ‑ в часах (30 часов у рентгенологов и радиологов при работе с закрытыми источниками; 27 часов ‑ при работе с открытыми источниками);
R ‑ расстояние между источником и облучаемым объектом в сантиметрах;
Оценка условий труда проводится путем сравнения расчетной дозы с допустимым для категории А уровнем – 20 мЗв/на 50 рабочих недель = 0,4 мЗв/неделю, которая для γ-излучения равняется 0,04 рентгена/неделю.
Преобразовав вышеупомянутую формулу относительно Q или М, t, R, можно определить активность, время или расстояние, которые обеспечивают безопасность персонала. В преобразованных формулах доза облучения обозначается Dо и отвечает допустимой дозе за рабочую неделю ‑ 0,04 рентген (0,4 мЗв).
В случае, если защита количеством, расстоянием или временем не обеспечивают радиационную безопасность, применяют экранирование.
Для определения толщины защитного экрана находят прежде всего кратность ослабления ‑ число, которое показывает, во сколько раз с помощью экрана необходимо ослабить излучение, чтобы созданная доза облучения не превышала допустимый лимит дозы. Кратность ослабления находят по формуле (3):
К = D/DО, (3)
где: D ‑ рассчитанная фактическая доза облучения для конкретных условий работы;
Dо – допустимая доза облучения.
На основании кратности ослабления и энергии γ-излучения данного радионуклида (которую находят в табл. 1) в специальных таблицах (см. табл. 3, 4, 5) находят толщину защитного экрана из соответствующего материала ‑ свинца, железа, бетона.
Таблица 3. Толщина защиты из свинца в зависимости от кратности ослабления и энергии гамма-излучения (в мм)
Таблица 4. Толщина защиты из железа (в см) в зависимости от кратности ослабления и энергии -излучения (широкий пучок; =7,89 г/см3)
Таблица 5. Толщина защиты из бетона (в см) в зависимости от кратности ослабления и энергии -излучения (широкий пучок; =2,3 г/см3)
Учебная инструкция по расчету параметров защиты от внешнего γ-облучения на основании определения мощности поглощенных в воздухе доз, выраженных в микрогреях в час
Для оценки эффективности противорадиационной защиты при работе с источниками гамма-излучения и расчета, в случае необходимости, ее параметров необходимо располагать следующими исходными данными об условиях облучения:
- активность источника гамма-излучения в беккерелях (Бк);
- энергию гамма-излучения в мега-электронвольтах (МэВ);
- расстояние от источника излучения до объекта облучения в метрах (м);
- время облучения в часах (ч);
- керма радионуклида;
- мощность поглощенной в воздухе дозы в микрогреях в час, (мкГр/ч);
- материал защиты (его название и плотность);
Оценка соответствия параметров противорадиационной защиты требованиям действующего законодательства базируется на сравнении расчетной мощности поглощенной в воздухе дозы (ПД) с допустимой мощностью поглощенной в воздухе дозы (ДМД).
Величину мощности поглощенной в воздухе дозы внешнего облучения рассчитывают по формуле:
где: Р – мощность поглощенной в воздухе дозы Гр/ч (рассчитанная по этой формуле мощность поглощенной в воздухе дозы выражена в Гр/ч. Для перерасчета в мкГр/ч ее умножают на 10-6);
А ‑ активность источника γ-излучения в беккерелях (Бк);
G ‑ керма радионуклида ‑ суммарная начальная кинетическая энергия всех заряженных частичек, создаваемых в единице массы облученной среды действием вторично ионизирующего излучения. Системной единицей кермы является Грей, внесистемной – рад. Значение кермы находят или в специальной таблице или рассчитывают умножением гамма-постоянной радионуклида на коэффициент ‑ 6,55, а γ-постоянную находят в табл. 1 (“Физические характеристики радионуклидов”);
t ‑ время облучения в секундах (если это время выражено в часах, то для перерасчета на время, выраженное в секундах, его умножают на 3 600);
R ‑ расстояние от источника излучения до объекта облучения в метрах (м).
Аналогично расчетам по формулам (1) и (2), преобразовав формулу (4) относительно А, t или R, можно, при необходимости, определить параметры защиты количеством (активностью), расстоянием или временем.
При этом в преобразованных формулах мощность дозы обозначается как Р0 и должна отвечать величине допустимой мощности поглощенной в воздухе дозы (см. табл. 6).
Расчет защиты от внешнего γ-облучения с помощью экранов проводится аналогично приведенному выше.
Первый этап расчета защиты с помощью экранов ‑ расчет мощности поглощенной в воздухе дозы от конкретного источника по приведенной выше формуле.
Второй этап расчета ‑ определение необходимой кратности ослабления мощности поглощенной в воздухе дозы. Для этого пользуются формулой (5):
К = Р/Р0 (5)
где: К ‑ кратность (коэффициент ослабления);
Р ‑ рассчитанная фактическая мощность поглощенной в воздухе дозы;
Р0 – допустимая мощность поглощенной в воздухе дозы (см. табл. 6).
Третий этап ‑ нахождение толщины защитного экрана из соответствующего материала (свинца, железа, бетона) по величинам необходимой кратности ослабления γ-излучения и его энергии. При этом используют те же таблицы 3, 4, 5.
Таблица 6. Допустимые мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, которые используются для проектирования защиты от внешнего облучения
| Категории облучённых лиц | Назначение помещений и территорий | Продолжи-тельность облучения часов/год | Допустимая мощность поглощенной в воздухе дозы мкЗв/час | |
| персонал | Лица категории А | Помещения постоянного пребывания персонала | 1 700 | 6,0 |
| Помещения временного пребывания персонала | 850 | 12,0 | ||
| Лица категории Б | Помещения и территория объекта, где могут находиться лица, которые относятся к категории Б | 2 000 | 1,2 | |
| Лица категории В |
Другие помещения и территории |
8 800 | 0,06 | |
| Примечание: числовые значения ДМПД приведены с двойным коэффициентом запаса, что обусловлено особенностями проектирования защиты. |
Учебная инструкция по методике расчета толщины защитных устройств от рентгеновского излучения
Расчет толщины стен, пола, потолка помещений рентгенкабинета, защитных ширм и экранов состоит из трех действий:
‑ определения необходимого коэффициента ослабления рентгеновского излучения (К), который показывает, во сколько раз нужно снизить мощность дозы к допустимой;
‑ определения толщины защиты из свинца, необходимого для снижения мощности поглощенной в воздухе дозы, создаваемой источником рентгеновского излучения, к допустимой величине;
‑ перерасчета найденной толщины защиты из свинца на тот материал, из которого проектируются или существуют строительные конструкции или другие устройства.
Для расчета коэффициента ослабления рентгеновского излучения при определении мощности дозы в воздухе в рентгенах за час пользуются формулой (6):
где: Іст – стандартный анодный ток рентгеновской трубки (1-3 mА);
R ‑ расстояние от рентгеновской трубки до места защиты, м;
ДМД ‑ допустимая мощность поглощенной в воздухе (экспозиционной) дозы излучения, Р/час (см. табл. 7).
Таблица 7
Допустимая мощность дозы (ДМД) в рентгенотделениях и кабинетах, мР/час
| Вид помещений | проектируемых | Существую-щих |
| Помещения для постоянного пребывания персонала (процедурная, пультовая) | 1,7 | 3,4 |
| Помещения не постоянного пребывания персонала и смежные помещения | 0,12 | 0,24 |
| Палаты для больных | 0,03 | 0,06 |
Необходимую толщину защиты из свинца в зависимости от коэффициента ослабления и напряжения на рентгеновской трубке находят в специальной таблице (табл. 8).
Толщину защиты из строительных материалов находят на основании их свинцовых эквивалентов в табл. 9.
Таблица 8. Толщина защиты из свинца (в мм) для ослабления первичного пучка рентгеновского излучения в зависимости от коэффициента ослабления (К) и напряжения на рентгеновской трубке, кВ
| К | Напряжение на рентгеновской трубке в кВ | ||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| 60 | 75 | 100 | 125 | 150 | 180 | 200 | 220 | 250 | |
| 0,001 | — | — | — | 0,1 | 0,6 | 1,2 | 1,8 | 1,9 | 2,2 |
| 0,002 | — | — | 0,2 | 0,3 | 0,8 | 1,5 | 2,2 | 2,3 | 2,8 |
| 0,003 | — | — | 0,4 | 0,5 | 1,0 | 1,7 | 2,4 | 2,7 | 3,4 |
| 0,004 | — | 0,1 | 0,5 | 0,7 | 1,1 | 1,9 | 2,6 | 2,9 | 3,7 |
| 0,005 | — | 0,2 | 0,6 | 0,8 | 1,3 | 2,0 | 2,7 | 3,1 | 4,1 |
| 0,0075 | 0,1 | 0,4 | 0,9 | 1,0 | 1,5 | 2,3 | 3,0 | 3,5 | 4,7 |
| 0,017 | 0,1 | 0,5 | 1,0 | 1,2 | 1,7 | 2,4 | 3,2 | 3,7 | 5,1 |
| 0,015 | 0,2 | 0,6 | 1,1 | 1,3 | 1,8 | 2,6 | 3,4 | 4,0 | 5,6 |
| 0,02 | 0,2 | 0,7 | 1,3 | 1,5 | 2,0 | 2,8 | 3,6 | 4,3 | 6,0 |
| 0,03 | 0,3 | 0,8 | 1,4 | 1,6 | 2,2 | 3,0 | 3,8 | 4,6 | 6,5 |
| 0,04 | 0,3 | 0,9 | 1,5 | 1,7 | 2,3 | 3,1 | 4,0 | 4,7 | 6,7 |
| 0,05 | 0,4 | 1,0 | 1,7 | 1,9 | 2,5 | 3,3 | 4,1 | 5,0 | 7,2 |
| 0,075 | 0,5 | 1,1 | 1,9 | 2,1 | 2,7 | 3,5 | 4,3 | 5,3 | 7,6 |
| 0,1 | 0,5 | 1,2 | 2,0 | 2,3 | 2,9 | 3,7 | 4,6 | 5,6 | 8,2 |
| 0,15 | 0,6 | 1,3 | 2,2 | 2,5 | 3,0 | 3,9 | 4,8 | 6,0 | 8,6 |
| 0,2 | 0,6 | 1,4 | 2,3 | 2,6 | 3,2 | 4,1 | 5,0 | 6,2 | 9,0 |
| 0,3 | 0,7 | 1,5 | 2,5 | 2,8 | 3,4 | 4,3 | 5,2 | 6,5 | 9,5 |
| 0,4 | 0,7 | 1,6 | 2,6 | 2,9 | 3,5 | 4,4 | 5,3 | 6,7 | 9,8 |
| 0,5 | 0,8 | 1,7 | 2,7 | 3,0 | 3,6 | 4,5 | 5,5 | 7,0 | 10,2 |
| 0,75 | 0,9 | 1,8 | 2,9 | 3,2 | 3,8 | 4,7 | 5,7 | 7,0 | 10,7 |
| 1,0 | 0,9 | 2,0 | 3,0 | 3,3 | 4,0 | 5,0 | 6,0 | 7,6 | 11,2 |
| 1,5 | 1,0 | 2,1 | 3,2 | 3,6 | 4,2 | 5,2 | 6,2 | 8,0 | 11,2 |
| 2 | 1,1 | 2,2 | 3,3 | 3,7 | 4,3 | 5,3 | 6,3 | 8,1 | 12,0 |
| 3 | 1,1 | 2,3 | 3,5 | 3,9 | 4,5 | 5,7 | 6,3 | 8,4 | 12,6 |
| 4 | 1,2 | 2,4 | 3,6 | 4,0 | 4,7 | 5,8 | 6,7 | 8,7 | 12,9 |
| 5 | 1,2 | 2,5 | 3,7 | 4,1 | 4,8 | 5,8 | 7,0 | 8,8 | 13,2 |
Таблица 9. Свинцовые эквиваленты разных строительных материалов
| Материал | Объем-ный вес | Толщина свинца, мм | Эквивалентная толщина материала (мм) при напряжении на рентгеновской трубке (кВ) | ||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| 60 | 75 | 100 | 125 | 150 | |||
| Железо | 7,9 | 1 | 5 | 5,5 | 6 | 9 | 12 |
| 2 | 10 | 11 | 12 | 18,5 | 25 | ||
| 3 | 16 | 18 | 19 | 23 | 37 | ||
| 4 | 22 | 24 | 25 | 38 | 50 | ||
| 6 | — | — | 36 | 54 | 71 | ||
| 8 | — | — | 50 | 72 | 93 | ||
| 10 | — | — | — | — | 119 | ||
| Барито-бетон | 2,7 | 1 | 18 | 18 | 85 | 85 | 22 |
| 2 | 36 | 37 | 160 | 160 | 38 | ||
| 3 | 52 | 59 | 210 | 220 | 65 | ||
| 4 | 70 | 80 | 355 | 345 | 90 | ||
| 6 | — | — | — | — | 130 | ||
| 8 | — | — | — | — | 175 | ||
| Бетон | 2,3 | 1 | 80 | 80 | 80 | 210 | 85 |
| 2 | 160 | 160 | 160 | 160 | 160 | ||
| 3 | 210 | 210 | 210 | 220 | 230 | ||
| 4 | 320 | 338 | 355 | 345 | 290 | ||
| 6 | — | — | — | — | 450 | ||
| 8 | — | — | — | — | 560 | ||
| Кирпич полноте-лый | 1,6 | 1 | 120 | 120 | 130 | 130 | 130 |
| 2 | 240 | 240 | 240 | 240 | 240 | ||
| 3 | 360 | 350 | 340 | 340 | 340 | ||
| 4 | 470 | 455 | 430 | 430 | 550 | ||
| 6 | — | — | — | — | 430 |
Свинцовый эквивалент просвинцованной резины:
плотностью 3,3 г/см3 – 0,2 мм Рb;
плотностью 5,8 г/см3 – 0,45 мм Рb.
Приложение 2. Учебная инструкция по расчету защиты от рентгеновского излучения при определении мощности доз в мкГр/час
Аналогично расчетам в рентгенах в час при выражении мощности доз в мкГр/ч, расчет защиты от рентгеновского излучения экранированием основывается на определении коэффициента (кратности) ослабления мощности поглощенной в воздухе дозы рентгеновского излучения (ПД) при отсутствии защиты к уровню допустимой мощности поглощенной в воздухе дозы (ДМД) в той же точке помещения за счет экрана.
Стационарные средства противорадиационной защиты процедурной рентгеновского кабинета (стены, потолок, пол, окна, дверь, обзорное окно между процедурной и комнатой управления) должны обеспечивать ослабление рентгеновского излучения до уровня, при котором мощность поглощенной в воздухе дозы на рабочих местах персонала, в совмещенных помещениях и на близлежащей к процедурной территории, при размещении рентгенкабинета на первом этаже не будет превышать допустимой мощности поглощенной дозы.
Кратность ослабления рентгеновского излучения (К) рассчитывается по формуле (7):
где: ПД ‑ рассчитанная фактическая мощность поглощенной в воздухе дозы рентгеновского излучения в контролируемой точке, мГр/час;
ДМД ‑ допустимая мощность поглощенной в воздухе дозы за средствами стационарной защиты, мкГр/ч (см. табл. 10);
103 – коэффициент для перерасчета мощности поглощенной в воздухе дозы, выраженной в мГр на мощность, выраженную в мкГр;
Н – радиационный выход – мощность поглощенной в воздухе дозы в первичном пучке рентгеновского излучения на расстоянии 1 метр от фокусного пятна рентгеновской трубки мГр · м2/мАмин. Значение радиационного выхода берут из технического паспорта рентгеновской трубки, а при его отсутствии — из таблицы (табл. 11).
W ‑ рабочая нагрузка (анодный ток) рентгеновского аппарата (мА · мин)/в неделю. Она рассчитана, исходя из регламентированной продолжительности проведения рентгенологических исследований при стандартизованных значениях анодного напряжения. Эти данные, в зависимости от типа и назначения рентгеновского аппарата, приведены в таблице 12.
N ‑ коэффициент направленности излучения. В рентгеновских аппаратах этот коэффициент принимается равным 1, в аппаратах с подвижным источником излучения (рентгеновский компьютерный томограф, панорамный томограф) коэффициент направленности равняется 0,1, а в направлениях, куда попадает только рассеянное излучение ‑ 0,05.
30 ‑ значение нормированного времени работы рентгеновского аппарата в течение недели (ч/неделю);
r ‑ расстояние от фокуса рентгеновской трубки к точке измерения уровня излучения (в метрах); определяется по проектной документации на рентгеновский кабинет.
Таблица 10. Допустимые мощности поглощенной дозы рентгеновского излучения (ДМД) за стационарной защитой процедурной рентгеновского кабинета
| Помещения, территория | ДМД
мкГр/г |
ЛД
мЗв/год |
|
|---|---|---|---|
| 1 | Помещения постоянного пребывания персонала категории А (процедурная, комната управления, комната для приготовления бариевой смеси, фотолаборатория, кабинет врача) | 13,0 | 20,0 |
| 2 | Смежные помещения с процедурной рентгеновского кабинета в горизонтальном и вертикальном направлениях, которые имеют места постоянного пребывания персонала категории Б | 2,5 | 5,0 |
| 3 | Смежные помещения с процедурной рентгеновского кабинета в горизонтальном и вертикальном направлении без постоянных рабочих мест (холл, гардероб, ступени, коридор, комната отдыха, туалет, кладовки и прочие) | 10,0 | 5,0 |
| 4 | Помещения эпизодического пребывания персонала категории Б (технический этаж, подвал, чердак и т.п.) | 40,0 | 5,0 |
| 5 | Палаты стационара, смежные в горизонтальном и вертикальном направлении с процедурной рентгеновского кабинета | 1,3 | 1,0 |
| 6 | Территория, близлежащая к внешним стенам процедурной рентгеновского кабинета | 2,8 | 1,0 |
| 7 | Жилые помещения смежные с процедурной рентген-стоматологического кабинета | 0,3 | 1,0 |
Таблица 11. Значение радиационного выхода Н на расстоянии 1 м от фокуса рентгеновской трубки
(анодное напряжение постоянное, сила анодного тока 1 мА, дополнительный фильтр 2 мм А1, для 250 кВ ‑ 0,5 мм Сu)
| Анодное напряжение, кВ | 40 | 50 | 75 | 100 | 150 | 200 | 250 |
| Радиационный выход,
мГр м2 (мА мин) |
2 | 3 | 6,3 | 9 | 18 | 25 | 20 |
Таблица 12. Стандартизованные значения рабочей нагрузки W и анодного напряжения U при расчете стационарной защиты
| № | Рентгеновская аппаратура | Рабочая нагрузка,
(мА ∙ мин) / неделю |
Анодное напряжение, кВ |
|---|---|---|---|
| 1. | Рентгенофлюорографический аппарат без защитной кабины | 4 000 | 100 |
| 2. | Рентгенофлюорографический аппарат с защитной кабиной, цифровой флюорограф, рентгенодиагностический аппарат с цифровой обработкой изображения | 2 000 | 100 |
| 4. | Рентгенодиагностический комплекс с полным набором штативов | 1 000 | 100 |
| 5. | Рентгеновский аппарат для рентгеноскопии (первое рабочее место ‑ поворотный стол-штатив ПСШ)
|
800 | 100 |
| 200 | 100 | ||
| 6. | Рентгеновский аппарат для рентгенографии (2 и 3 рабочие места – стол снимков) | 1 000 | 100 |
| 7. | Ангиографический комплекс | 1 000 | 100 |
| 8. | Рентгеновский компьютерный томограф | 400 | 125 |
| 9. | Хирургический передвижной аппарат с усилителем рентгеновского изображения | 200 | 100 |
| 10. | Палатный рентгеновский аппарат | 200 | 90 |
| 11. | Рентгеноурологический стол | 400 | 90 |
| 12. | Рентгеновский аппарат для литотрипсии | 200 | 90 |
| 13. | Маммографический рентгеновский аппарат | 200 | 40 |
| 14. | Рентгеновский аппарат для планирования лучевой терапии (симулятор) | 200 | 100 |
| 15. | Аппарат для короткодистанционной рентгенотерапии | 5 000 | 100 |
| 16. | Аппарат для дальнедистанционной рентгенотерапии | 12 000 | 250 |
| 17. | Остеоденситометр для всего тела | 200 | номинальное |
| 18. | Остеоденситометр для конечностей | 100 | 70 |
Расчет защиты принято проводить для точек, размещенных:
‑ вплотную к внутренней поверхности стен помещений, которые прилегают к процедурной рентгеновского кабинета или внешним стенам;
‑ на расстоянии 0,5 м от уровня пола при размещении процедурной под помещением, которое имеет защиту;
‑ на расстоянии 2 м от уровня пола при размещении процедурной над помещением, которое имеет защиту.
Используя рассчитанные значения кратностей ослабления (К) по таблице 8 с учетом анодного напряжения на рентгеновской трубке находят свинцовые эквиваленты защиты, которые используют для следующего расчета толщины защиты из других материалов (табл. 9).
Приложение 3. Образцы задач для самостоятельной работы студентов на занятии
Задача 1. Эталонный препарат из стронция-90 активностью 10 мКи (370 кБк) используется на протяжении 4 часов рабочего дня 5-дневной рабочей недели в ремонтной лаборатории дозиметрических приборов. Определите толщину защитного экрана из органического стекла для безопасной работы с эталоном.
Задача 2. Радиоактивный фосфор-32 с активностью 40 мКи (1,48 МБк) сохраняется в стеклянном флаконе с толщиной стенок 3 мм. Обеспечивает ли флакон защиту от бета-облучения? Если нет, то какая толщина стенок флакона должна быть.
Задача 3. Рассчитайте дозу внешнего облучения, создаваемого радиоактивным цезием-137, активность которого 10 мКи (370 кБк) на расстоянии 0,5 м при работе на протяжении 20 часов в неделю.
Задача 4. Рассчитайте количество радиоактивного йода-131 (в мКи или кБк), с которой можно работать без защитного экрана и манипуляторов на протяжении 25 часов в неделю. Рабочее расстояние R = 50 см.
Задача 5. В радиоизотопной лаборатории при проверке и градуировании приборов предполагается использование эталонного источника гамма-излучения кобальта-60 активностью 30 мКи (10,1 МБк).
Определить: 1) расстояние, которое обеспечивает безопасность работы с источником на протяжении половины рабочего времени (15 часов в неделю);
2) толщину защитного экрана из свинца, позволяющего работать с этим источником на расстоянии длины предплечья от источника (40 см);
Задача 6. В радиологическом отделении больницы планируется использование радиоактивного йода-131 для диагностики и лечения тиреотоксикозов. Предполагаемая продолжительность работы с этим изотопом — 3 часа ежедневно. Максимальная активность на рабочем месте 30 мКи (10,1 МБк). Определите два варианта рекомендаций, которые бы обеспечили безопасность персонала от внешнего облучения.
Задача 7. Предполагается, что источник гамма-излучения цезий-137, активность которого 10 кюри (37 ГБк), в защитном контейнере из свинца будет постоянно находиться в радиоизотопной лаборатории на расстоянии 3 м от рабочих мест персонала. Будет ли обеспечена при этом безопасность работающих в лаборатории.
Задача 8. Для внутритканевой радиометрии опухолей планируется использование 10 игл из кобальта-60 активностью 20 мКи (740 кБк) каждая. Иглы сохраняются в свинцовом контейнере, откуда их процедурная сестра вынимает корнцангом и вводит больным. Рабочее расстояние при введении R=0,5 м (длина предплечья и корнцанга). Продолжительность процедуры ‑ 3 часа ежедневно при 5-дневной рабочей неделе.
Рассчитайте толщину защитного экрана из свинца, который обеспечивал бы безопасные условия работы медсестры.
Задача 9. Определите необходимую толщину экрана из просвинцованной резины плотностью 3,3 г/см3 перед рабочим местом врача-рентгенолога в рентгеновском кабинете. Анодный ток на рентгентрубке 2 мА, напряжение 100 кв. Расстояние рабочего места рентгенолога от фокуса рентгентрубки равняется 170 см.
Задача 10. Достаточна ли защитная эффективность стены между процедурной рентгенкабинета и сопредельной лабораторией, состоящей из ½ полнотелого кирпича (12 см) и 4 см обычной штукатурки? Расстояние от фокуса рентгеновской трубки к точке за стеной — 2,5 м. Анодный ток на трубке 3 мА, напряжение 250 кв.
В качестве исходных
данных для определения допустимого
времени
пребывания людей в условиях радиоактивного
заражения местности приняты следующие:
уровень радиации
и время его измерения после взрыва;
время начала
облучения;
коэффициент
радиационной защищенности (ослабления);
доза
потери боеспособности или безопасная
(заданная) доза
облучения;
ранее
полученная доза облучения и время,
прошедшее после
облучения.
Уровень радиации
с учетом его ослабления, Р/ч [2],
Pp
= Роткр/Кр.з (1.1)
где Р откр — уровень
радиации на открытой местности, Р/ч;
Кр,3
— коэффициент
радиационной защищенности.
Относительная доля
остаточной дозы облучения приведена
ниже.
|
Время, прошедшее |
Остаточная доля |
Время, прошедшее |
Остаточная доля |
|
после облучения, |
от полученной |
после облучения, |
от полученной |
|
нед |
дозы облучения |
нед. |
дозы облучения |
|
До4сут |
1 |
7 |
0,3 |
|
1 |
0,9 |
8 |
0,25 |
|
2 |
0,75 |
9 |
0,2 |
|
3 |
0,6 |
10 |
0,17 |
|
4 |
0,5 |
11 |
0,15 |
|
5 |
0,42 |
12 |
0,13 |
|
6 |
0,35 |
14 |
0,1 |
Расчетная доза
предыдущего облучения
Драсч=Дз-Дост, (1.2)
где Д3
—
доза облучения заданная, Р; Дост
— доза облучения остаточная, Р.
С
помощью рис. 1.1 определяют допустимую
продолжительность
пребывания людей в условиях радиоактивного
заражения, т.
е. максимальную продолжительность
боеспособности, безопасную
продолжительность боеспособности или
продолжительность выполнения
задачи до получения установленной дозы.
Пример
1. Определить
максимальную и безопасную продолжительность
боеспособности
(работоспособности) личного состава
спасателей, если к началу
облучения, через 2 ч после взрыва, уровень
радиации на объекте составляет
200 Р/ч, а Кр
з
= 4. Ранее личный состав облучению не
подвергался.
Решение.
1.
Определяем по формуле (1.1) уровень
радиации с учетом его ослабления
Рр=200/4
=50
Р/ч.
2. Зная,
что доза потери боеспособности
(работоспособности) необлученного
личного состава равна 250 Р, а безопасная
доза — 50 Р, с помощью рис.
1.1 находим максимальную продолжительность
боеспособности (работоспособности)
расчета спасателей — 1 сут; безопасную
продолжительность
— 1 ч.
Алгоритм
работы с
номограммой
и ключом (см.
рис. 1.1)
1. Для
определения максимальной продолжительности
боеспособности
необходимо:
-
По
шкале «Уровень радиации с учетом
ослабления» отложить значение
Рр
(50 Р). -
По
шкале «Время измерения уровня радиации
после взрыва» отложить
значение
времени, прошедшего после взрыва (2 ч). -
Соединить эти два значения прямой и
продолжить ее до пересечения
с
вспомогательной шкалой. В месте
пересечения поставить точку. -
По
шкале «Доза облучения» отложить значение
дозы потери боеспособности
(250 Р). -
Соединить
это значение прямой с точкой на
вспомогательной шкале и
продлить
ее до пересечения со второй вспомогательной
шкалой. Место
пересечения обозначить
точкой. -
На
шкале «Время начала облучения после
взрыва tн»
отложить значение
времени начала облучения (2 ч) и соединить
эту точку прямой с
точкой
на второй вспомогательной шкале.
Продлить эту прямую до
пересечения
со шкалой «Продолжительность облучения».
Точка пере
сечения
дает значение времени максимальной
продолжительности работоспособности
(1 сут).
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]
- #
- #
- #
- #
- #
- #
- #
- #
- #
- #
- #
Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования Российской Федерации
2.2. Гигиена труда
2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность
ОЦЕНКА И КЛАССИФИКАЦИЯ УСЛОВИЙ ТРУДА ПЕРСОНАЛА ПРИ РАБОТАХ С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Методические указания
МУ 2.2/2.6.1.20-04
Вводятся в действие с «30» марта 2004 г.
Предисловие
1. Методические указания «Оценка и классификация условий труда персонала при работах с источниками ионизирующего излучения» разработаны творческим коллективом в составе:
Абрамов Ю.В., Исаев О.В., Симаков А.В.(руководитель), Степанов С.В. (ГНЦ – Институт биофизики), Богорятских Т.В. (Институт реакторных материалов), Долгополов Ю.В. (Сибирский химический комбинат), Леонович И.А. (Московский городской центр условий и охраны труда), Вихров С.В. (Центр охраны и условий труда).
2. Методические указания «Оценка и классификация условий труда персонала при работах с источниками ионизирующего излучения» разработаны во исполнение п. 4.2. Руководства Р 2.2/ 2.6.1.1195–03 «Гигиенические критерии оценки условий труда и классификации рабочих мест при работах с источниками ионизирующего излучения» (Дополнение № 1 к Руководству Р 2.2.755–99).
3. Утверждены Заместителем главного государственного санитарного врача Российской Федерации В.В. Романовым « 30 » марта 2004 г.
4. Введены впервые.
Введение
Методические указания «Оценка и классификация условий труда персонала при работах с источниками ионизирующего излучения» разработаны для практического внедрения «Гигиенических критериев оценки условий труда и классификации рабочих мест при работах с источниками ионизирующего излучения», предназначенных для гигиенической оценки условий труда работников, подвергающихся профессиональному производственному облучению от источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.
Данные Методические указания предназначены для оценки и классификации условий труда на рабочих местах при работе с источниками ионизирующего излучения на предприятиях Минатома России при их аттестации по условиям труда.
1. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ
1.1. Настоящие методические указания (далее МУ) предназначены для оценки и классификации условий труда на рабочих местах при работах с источниками ионизирующего излучения на предприятиях Минатома России при их аттестации по условиям труда.
1.2. МУ могут использоваться для проведения предупредительного и текущего санитарного надзора за условиями труда, при выполнении мероприятий по их улучшению.
2. НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ
Методические указания разработаны на основании и с учетом следующих нормативных документов:
1. Гигиенические критерии оценки и классификации условий труда по показателям вредности и опасности факторов производственной среды, тяжести и напряженности трудового процесса. Руководство Р 2.2.755-99.
2. Гигиенические критерии оценки условий труда и классификации рабочих мест при работах с источниками ионизирующего излучения. Руководство Р 2.2/2.6.1.1195–03. Дополнение № 1 к Руководству Р 2.2.755–99.
3. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП 2.6.1.758-99;
4. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) СП 2.6.1.799-99;
5. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Общие положения. ГОСТ Р 8.594–2002.
6. Положение о порядке проведения аттестации рабочих мест по условиям труда (Приложение к постановлению Министерства труда и социального развития РФ от 14.03.1997 г. № 12)
3. ТРЕБОВАНИЯ К ВЫПОЛНЕНИЮ ИЗМЕРЕНИЙ ДЛЯ ОЦЕНКИ УСЛОВИЙ ТРУДА
3.1. Для проведения оценки и классификации условий труда на рабочих местах при работах с источниками ионизирующего излучения при аттестации рабочих мест должен быть определен и утвержден аттестационной комиссией организации перечень действующих радиационных факторов на всех рабочих местах в зависимости от характера выполняемых работ.
3.2. Оценка условий труда на рабочих местах при работах с источниками ионизирующего излучения проводится, в первую очередь, на основе систематических данных текущего и оперативного радиационного контроля за год. При выполнении на рабочем месте типичных операций условия труда могут быть оценены на основе измерений в течение одной рабочей смены (дня).
При эпизодическом воздействии (в течение недели, месяца и т.д.) оценка условий труда проводится на основании данных специально организованных измерений после соответствующего рассмотрения данного вопроса аттестационной комиссией организации.
3.3. Измерение параметров радиационной обстановки для гигиенической оценки проводится в процессе работ, выполняемых в соответствии с технологическим регламентом производства работ. Исследования проводятся при характерных производственных условиях.
При измерении используются методы контроля, предусмотренные соответствующими нормативно-методическими документами. Должны применяться средства измерений утвержденного типа (прошедшие испытания и внесенные в Государственный реестр средств измерений) и периодически поверяемые в установленном порядке.
3.4. В соответствии с Руководством 2.2./2.6.1.1195-03 «Гигиенические критерии оценки условий труда и классификации рабочих мест при работах с источниками ионизирующего излучения» в качестве основных гигиенических критериев оценки условий труда и классификации рабочих мест при работе с источниками ионизирующего излучения приняты:
— мощность максимальной потенциальной эффективной дозы;
— мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах.
В качестве значения мощности эквивалентной дозы в кистях и стопах допускается использовать значение мощности эквивалентной дозы в коже кистей и стоп, соответственно.
3.5. Операционными величинами при контроле параметров радиационной обстановки для целей оценки условий труда являются:
|
Контролируемый параметр |
Операционная величина |
|
Мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внешнего облучения |
Мощность амбиентного эквивалента дозы на рабочем месте — Плотность потока фотонов или нейтронов на рабочем месте — φ(ЕR) |
|
Мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения |
Объемная активность соединения типа G радионуклида U в зоне дыхания – СU,G; Эквивалентная равновесная объемная активность радона или торона — (ЭРОА) |
|
Мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы облучения хрусталика |
Мощность амбиентного эквивалента дозы — Плотность потока фотонов или электронов – φ(ЕR) |
|
Мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы облучения кожи, кистей и стоп |
Мощность амбиентного эквивалента дозы — Плотность потока фотонов или электронов – φ(ЕR) |
3.6. Результаты измерений оформляются «Протоколом измерений уровней факторов радиационного воздействия» (Приложение № 4).
4. РАСЧЕТ МОЩНОСТИ МАКСИМАЛЬНОЙ ПОТЕНЦИАЛЬНОЙ ДОЗЫ
4.1. Мощность максимальной потенциальной дозы при проведении оценки и классификации условий труда выражается в единицах допустимой максимальной потенциальной дозы (ДМПД), равной:
для персонала группы А (продолжительность работы – 1700 час/год):
— 3,0 мкЗв/ч для мощности эффективной потенциальной дозы;
— 22,0 мкЗв/ч для мощности эквивалентной потенциальной дозы на хрусталик глаза;
— 75,0 мкЗв/ч для мощности эквивалентной потенциальной дозы на кожу, кисти и стопы;
для персонала группы Б (продолжительность работы – 2000 час/год):
— 2,5 мкЗв/ч для мощности эффективной потенциальной дозы;
— 19,0 мкЗв/ч для мощности эквивалентной потенциальной дозы на хрусталик глаза;
— 63,0 мкЗв/ч для мощности эквивалентной потенциальной дозы на кожу, кисти и стопы;
4.2. Мощность максимальной потенциальной эффективной дозы определяется по формуле (1):
МПД = МПДвнешн. + МПДвнутр. (1)
где: МПД – мощность максимальной потенциальной эффективной дозы, ед. ДМПД;
МПДвнешн. – мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внешнего облучения, ед. ДМПД;
МПДвнутр. – мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения, ед. ДМПД.
4.3. Мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внешнего облучения рассчитывается на основании среднего значения мощности амбиентного эквивалента дозы 
по формуле (2) или на основании среднего значения плотности потока фотонов или нейтронов при известном спектре частиц – по формуле (3).
, (2)
где: МПДвнешн. – мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внешнего облучения, ед. ДМПД;
– среднее значение мощности амбиентного эквивалента дозы, мкЗв/час;
0,34 – коэффициент, учитывающий стандартное время облучения персонала в течение календарного года (1700 ч/год для персонала группы А) и размерность единиц. Для персонала группы Б вместо коэффициента 0,34 используют коэффициент 0,40;
U+ — положительное значение неопределенности определения среднего значения мощности амбиентного эквивалента дозы, мкЗв/час.
Оценка неопределенности проводится в соответствии с Приложением 3.
, (3)
где: МПДвнешн. – мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внеш-
него облучения, ед. ДМПД;
φ(ЕR)средн. — среднее значение плотности потока фотонов или нейтронов с энергией ЕR, см-2·с-1;
U+(ЕR) – положительное значение неопределенности оценки среднего значения плотности потока фотонов или нейтронов с энергией ЕR, см-2·с-1;
e(ER) – эффективная доза внешнего облучения на единичный флюенс фотонов или нейтронов с энергией ER, Зв·см2 (табл. 8.5 и 8.8 НРБ-99);
1,2·109 – коэффициент, учитывающий размерность единиц и время работы – 1700 час/год для персонала группы А. Для персонала группы Б этот коэффициент равен 1,4·109.
4.4. Расчет мощности максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения проводится по формуле (4).
, (4)
где: МПДвнутр. – мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения, ед. ДМПД;
– средняя объемная активность аэрозолей (газов) на рабочем месте соединений радионуклида U типа соединения G при ингаляции, определенная по данным радиационного контроля, Бк/м3;
U+ — положительное значение неопределенности определения средней объемной активности, Бк/м3;
— дозовый коэффициент для соединения радионуклида U типа соединения при ингаляции G из Приложения 1 НРБ-99, Зв/Бк;
4,8·105 — коэффициент, учитывающий объем дыхания за год (2,4·103 м3/год для персонала) и размерность применяемых единиц.
4.5. При ингаляционном поступлении радона (222Rn) и торона (220Rn) за мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения следует принимать величину, рассчитанную по формуле (5).
, (5)
где: МПДвнутр. – мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления дочерних продуктов распада техногенных радона и торона, ед. ДМПД;
4,0 – коэффициент, учитывающий размерность единиц и годовой объем дыхания – 2400 м3/год;
(ЭРОА)Rn – средняя эквивалентная равновесная объемная активность радона, Бк/м3;
(ЭРОА)Tn – средняя эквивалентная равновесная объемная активность торона, Бк/м3;
U+ – положительное значение неопределенности определения средней ЭРОА радона и торона, соответственно;
1200 и 270 – допустимые объемные активности радона и торона, соответственно, Бк/м3.
4.6. Мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы в отдельных органах (кожа и хрусталик) рассчитывается по среднему значению мощности амбиентного эквивалента дозы на соответствующий орган — по формуле (6) или на основании среднего значения плотности потока фотонов или электронов при известном спектре частиц – по формуле (7).
, (6)
где: МПДорган – мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы на орган (кожа или хрусталик), ед. ДМПД;
К – коэффициент, учитывающий размерность единиц и время облучения в течение года – для персонала группы А этот коэффициент равен 4,5·10-2 для хрусталика глаза и 1,4·10-2 для кожи, кистей и стоп. Для персонала группы Б этот коэффициент равен 5,3·10-2 для хрусталика глаза и 1,6·10-2 для кожи, кистей и стоп;
– среднее значение мощности амбиентного эквивалента дозы на орган — 
для кожи и 
для хрусталика, соответственно, мкЗв/час;
U+ — положительное значение неопределенности определения соответствующего среднего значения мощности амбиентного эквивалента дозы на орган, мкЗв/час.
, (7)
где: МПДорган – мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы на орган, ед. ДМПД;
φ(ЕR)средн. – среднее значение плотности потока фотонов или электронов с энергией ЕR, см-2· с-1;
U+(ЕR) – положительное значение неопределенности оценки среднего значения плотности потока, см-2·с-1;
e(ER) – эквивалентная доза внешнего облучения на единичный флюенс фотонов или электронов с энергией ER (табл. 8.2, 8.3, 8.4, 8.6 и 8.7 НРБ-99), Зв·см2;
К – коэффициент, учитывающий размерность единиц и время работы – для персонала группы А этот коэффициент равен 1,6·108 для хрусталика глаза и 4,9·107 для кожи, кистей и стоп. Для персонала группы Б этот коэффициент равен 1,9·108 для хрусталика глаза и 5,8·107 для кожи, кистей и стоп.
4.7. При воздействии на работающего в течение смены различных мощностей максимальной потенциальной эффективной дозы (например, при работе в разных помещениях или рабочих зонах) следует определять средневзвешенное значение мощности максимальной потенциальной эффективной дозы при выполнении производственных операций по формуле (8):
, (8)
где МПДi — мощность максимальной потенциальной эффективной дозы, рассчитанная в соответствии с п. 4.2. для i-го помещения при выполнении работником производственных операций;
Δti – нормативное время выполнения рабочей операции на i-м рабочем месте, час/год.
4.8. При невозможности проведения расчета по формуле (8) для группы персонала численностью не менее 10 человек, обслуживающих одно рабочее место, на котором оборудование распределено по различным участкам (например, рабочее место – весь цех) в качестве средневзвешенного значения максимальной потенциальной эффективной дозы внешнего облучения МПДвнешн.среднезвзв. для гамма-излучения допускается использовать среднее по группе значение годовой индивидуальной дозы, определенное по показаниям индивидуального дозиметрического контроля за предшествующий год с учетом неопределенности определения среднего — формула (9). Перечень таких рабочих мест составляется администрацией организации и согласовывается с ЦГСЭН.
, (9)
где: МПДвнешн.средневзв. – средневзвешенное значения мощности максимальной потенциальной эффективной дозы внешнего гамма-облучения, ед. ДМПД;
— среднее по группе значение годовой индивидуальной дозы гамма-облучения, определенное по данным индивидуального дозиметрического контроля, мЗв/год;
U+ — положительное значение неопределенности определения среднего значения, мЗв/год.
В этом случае по формуле (8) рассчитывается только средневзвешенное значение мощности максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения; суммарная средневзвешенная мощность максимальной потенциальной эффективной дозы рассчитывается по формуле (1) для средневзвешенных значений мощностей максимальных потенциальных составляющих эффективной дозы.
4.9. При воздействии на работающего в течение смены различных мощностей максимальной потенциальной эквивалентной дозы на орган (например, при работе в разных помещениях или рабочих зонах) следует определять средневзвешенное значение мощности максимальной потенциальной дозы при выполнении производственных операций по формуле (10):
, (10)
где 
— мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы на орган при выполнении производственных операций, рассчитанная в соответствии с п. 4.5 для i-го помещения;
Δti – нормативное время выполнения рабочей операции в i-м помещении, час/год.
4.10. При производстве разовых работ (устранение последствий аварий и пр.) в случае необходимости расчет мощности максимальной потенциальной дозы производится на основании разовых замеров соответствующих операционных величин с учетом неопределенности их определения.
5. ОПРЕДЕЛЕНИЕ КЛАССА УСЛОВИЙ ТРУДА
5.1. Рассчитанные значения МПД и МПДорган. (МПДсредневзв. и МПДорган средневзв.) сравнивают с данными табл. 2. «Гигиенических критериев оценки условий труда и классификации рабочих мест при работах с источниками ионизирующего излучения» (Приложение 2 данных МУ) и определяют класс условий труда.
5.2. Условиям труда на рабочем месте присваивается максимальный класс из определенных по трем показателям: мощность максимальной потенциальной эффективной дозы, мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы в хрусталике глаза и мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы в коже, кистях и стопах.
5.3. Результаты определения класса условий труда оформляются «Протоколом оценки условий труда при работах с источниками ионизирующего излучения» (Приложение 5).
5.4. Общая гигиеническая оценка условий труда на рабочем месте с учетом других факторов вредности проводится согласно п. 4.12 Руководства Р 2.2.755-99 после внесения полученных оценок в графу «Ионизирующее излучение» табл. 4.12.1 указанного Руководства.
Библиографические данные
1. МУ 2.6.1.16-2000. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования.
2. МУ 2.6.1.25-2000. Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования.
3. МУ 2.6.1.26-2000. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования.
4. МУ 2.6.1.14-2001. Контроль радиационной обстановки. Общие требования.
5. МУ 2.6.1.12-2001. Определение индивидуальных эффективных доз облучения персонала от короткоживущих дочерних изотопов радона.
6. Методики радиационного контроля. Общие требования. МИ 2453* — 2000.
Приложение 1.
(справочное)
ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ
Применительно к настоящим МУ приняты следующие термины и определения.
1. Доза максимальная потенциальная – максимальная индивидуальная эффективная (эквивалентная) доза облучения, которая может быть получена за календарный год при работе с источниками ионизирующих излучений в стандартных условиях на конкретном рабочем месте, Зв/год.
2. 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 (п.18 раздела «Термины и определения» НРБ-99 и ОСПОРБ-99).
Единица годовой эффективной дозы – зиверт (Зв).
3. Место рабочее временное – место (или помещение) пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение менее половины рабочего времени или менее двух часов непрерывно.
4. Место рабочее постоянное – место (или помещение) пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение не менее половины рабочего времени или двух часов непрерывно. Если обслуживание процессов производства осуществляется в различных участках помещения, то постоянным рабочим местом считается все помещение.
5. Мощность дозы – доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час) (п.38 раздела «Термины и определения» НРБ-99 и ОСПОРБ-99).
6. Мощность потенциальной дозы излучения – максимальная потенциальная эффективная (эквивалентная) доза излучения при стандартной продолжительности работы в течение года. (В рамках данного документа).
7. Персонал — лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). (Раздел «Термины и определения» ОСПОРБ-99, п. 55).
8. Персонал группы Б – лица, работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников излучения.
9. Радиационная обстановка — совокупность радиационных факторов в пространстве и времени, обусловливающих воздействие на человека и на окружающую природную среду.
10. Эквивалент дозы амбиентный (амбиентная доза) H(d) – эквивалент дозы, который был создан в шаровом фантоме МКРЕ на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном. Эквивалент амбиентной дозы используется для характеристики поля излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома. (МУ 2.6.1.16-2000).
Приложение 2.
Значения мощности максимальной потенциальной дозы при работах с источниками излучения в стандартных условиях
|
№ п/п |
Мощность максимальной потенциальной дозы, ед. ДМПД |
Класс условий труда |
|||||
|
Допустимый – 2 |
Вредный – 3 |
Опасный – 4 |
|||||
|
3.1 |
3.2 |
3.3 |
3.4 |
||||
|
1 |
Эффективной |
≤ 1 |
> 1 – 2 |
> 2 — 4 |
> 4 — 10 |
> 10 — 20 |
> 20 |
|
2 |
Эквивалентной в хрусталике глаза |
≤ 1 |
> 1 – 2 |
> 2 – 4 |
> 4 – 5 |
> 5 — 8 |
> 8 |
|
3 |
Эквивалентной в коже, кистях и стопах |
≤ 1 |
>1 – 2 |
> 2 — 4 |
> 4 — 5 |
> 5 — 8 |
> 8 |
Приложение 3
Оценивание результатов измерений
Результат измерения при многократных (n) наблюдениях в неизменных условиях определяется как среднее арифметическое значение показаний хi, полученных при i-м наблюдении:
(1)
При измерениях в неизменных условиях показаниям СИ свойственен случайный разброс значений, который характеризуют средним квадратическим отклонением (СКО):
— для xi
(2)
— для Х
(3)
При этом интервал значений, в котором с (доверительной) вероятностью Р может находится «истинное» показание СИ, оценивается как
{Xmin, Xmax}= X ± US, (4)
где разброс (неопределенность) значений US вычисляется по соотношению
US = tP S, (5)
где t – коэффициент Стьюдента.
Относительная неопределенность определяется как
uS = US / X. (6)
В технических измерениях Р = 0,95 и при достаточно большом числе наблюдений (n = 5÷10) принимают tP = 2 для нормального закона распределения случайной величины и tP = 1,7 – для равномерного.
Неопределенность измерений – параметр, определяющий интервал вокруг измеренного значения величины, внутри которого с заданной вероятностью находится истинное значение измеряемой величины.
Для обозначения доверительного интервала (для Р = 0,95; Р = 0,99 и др.) принято использовать термин «расширенная неопределенность» в отличие от термина «неопределенность», соответствующего интервалу в одно среднее квадратическое отклонение. Имея в виду использование в радиационном контроле исключительно доверительной вероятности Р = 0,95, для краткости допустимо применять термин неопределенность измерений без слова «расширенная».
Как и для «погрешности» применяют:
— U (U+, U—) – абсолютная неопределенность (в единицах измеряемой величины);
— u (u+, u—) – относительная неопределенность, определяемая как
u = U / R, (10)
где R – измеренное значение величины.
Основными составляющими неопределенности при радиационном контроле являются:
— погрешности средств измерений (основная и доверительные);
— статистическая (случайная) неопределенность измерений;
— методическая погрешность обработки измерительной информации (погрешность МВИ);
— погрешности, вызываемые взаимодействием (возмущением) средства измерений с объектом измерений, или погрешности пробоотбора и пробоподготовки;
— неопределенность перенесения результатов измерений в точках контроля на объект в целом (представительность контроля);
— неадекватность контролируемому объекту (эффекту) измерительной модели, параметры которой принимаются в качестве измеряемых величин.
Результатом измерения является интервал значений искомой величины от Rmin до Rmax, в котором с вероятностью Р = 0,95 находится истинное значение искомой величины:
(11)
(12)
Здесь R – измеренное (или рассчитанное по измерению) значение искомой величины, а 
и 
— абсолютные неопределенности измерений в сторону больших и меньших значений , соответственно.
В общем виде неопределенность результата измерений обусловлена:
— случайной (в основном статистической) составляющей неопределенности измерений;
— погрешностью СИ и МВИ, трактуемой как систематическая составляющая.
Оценивание результата измерений выполняется с использованием следующих соотношений:
(13)
(14)
(15)
(16)
Здесь us – статистическая неопределенность, рассчитываемая по соотношениям (1-6), а
uδ — неопределенность, обусловленная погрешностью СИ и МВИ:
, (17)
, (18)
где δ — доверительная погрешность применяемых СИ и МВИ.
(19)
При R < 0 (что возможно при разностных измерениях из-за статистического разброса показаний СИ) принимается R = 0. Принимается также Rmin = 0 при 
.
Следует обратить внимание, что при симметричных значениях относительной погрешности СИ δ (δ+ = δ—), превышающей примерно 0,2, равноточным измерениям соответствуют несимметричные пределы для положительных (u+) и отрицательных (u—) неопределенностей.
Результат контроля объекта – значение контролируемого (нормируемого, регламентируемого) для объекта параметра, определяемое по результатам точечных измерений в соответствии с принятой методикой радиационного контроля, с оценкой неопределенности результата контроля:
Q – значение контролируемого параметра;
uQ – неопределенность результата контроля.
При этом
, (20)
где uR – неопределенность результата измерений; uK – неопределенность контроля, обусловленная представительностью контроля и физической неопределенностью самого объекта контроля.
Приложение 4
Протокол измерений уровней факторов радиационного воздействия
1. Наименование организации ____________________________________________________________________________________________________________________
2. Адрес организации ____________________________________________________________________________________________________________________
3. Подразделение ____________________________________________________________________________________________________________________
4. Наименование и код рабочего места ____________________________________________________________________________________________________________________
5. Место проведения измерения ____________________________________________________________________________________________________________________
(эскиз с нанесением рабочих мест при необходимости дается в приложении к протоколу)
6. Условия проведения измерения ____________________________________________________________________________________________________________________
(штатная работа, ремонтные работы и т.п.)
7. Дата проведения измерения ____________________________________________________________________________________________________________________
8. Наименование организации (или ее подразделения), привлеченной к выполнению измерений, сведения об ее аккредитации (номер и дата аттестата аккредитации, наименование органа по аккредитации) ____________________________________________________________________________________________________________________
9. Средства измерения ____________________________________________________________________________________________________________________
(наименование и зав. номер прибора, номер свидетельства, кем выдано, дата поверки)
11. Метод проведения измерений ____________________________________________________________________________________________________________________
(нормативно-методические документы, на основании которых проводились измерения)
10. Результаты измерения ____________________________________________________________________________________________________________________
|
№ п/п |
Наименование или код рабочего места, номер точки контроля по эскизу |
Время проведения работ в данной зоне, час/год |
Измеряемая величина |
Результат измерения (средние значения) |
Оценка неопределенности |
13. Должности, фамилии, инициалы работников, проводивших измерения
____________________________________________________________________________________________________________________
14. Подпись руководителя организации (лаборатории), привлеченной к выполнению измерений ____________________________________________________________________________________________________________________
М.П.
Приложение 5
Протокол оценки условий труда при работах с источниками ионизирующего излучения
1. Наименование организации_______________________________
2. Адрес организации______________________________________
3. Подразделение_________________________________________
4. Наименование и код рабочего места________________________
5. Краткое описание выполняемой работы_____________________
6. Результаты расчетов_____________________________________
|
Параметр |
Оцененная величина |
Класс условий труда |
Примечание |
|
Мощность максимальной потенциальной эффективной дозы, ед. ДМПД |
|||
|
Мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы на хрусталик, ед. ДМПД |
|||
|
Мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы на кожу, ед ДМПД |
|||
|
Мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы на кисти и стопы, ед. ДМПД |
7. Заключение: В соответствии с Руководством Р 2.2/2.6.1.1195-03 условия труда по фактору «Ионизирующее излучение» – допустимые / вредные / опасные
(ненужное зачеркнуть)
класс условий труда______________________________
8. Лица, проводившие оценку:___________(__________)
___________(__________)
___________(__________)
9. Руководитель подразделения, в котором проводилась оценка:
___________(__________)
М.П.
СОДЕРЖАНИЕ
Предисловие
Введение
1. Область применения
2. Нормативные ссылки
3. Требования к выполнению измерений для оценки условий труда
4. Расчет мощности максимальной потенциальной дозы
5. Определение класса условий труда
Библиографические данные
Приложение 1. Термины и определения
Приложение 2. Значения мощности максимальной потенциальной дозы при работах с источниками излучения в стандартных условиях
Приложение 3. Оценивание результатов измерений
Приложение 4. Протокол измерений уровней факторов радиационного воздействия
Приложение 5. Протокол оценки условий труда при работах с источниками ионизирующего излучения
