Методы дозиметрического контроля кратко

Обновлено: 08.07.2024

Контроль с использованием индивидуальных дозиметров обязателен для персонала группы А. Индивидуальный контроль персонала в зависимости от характера работ включает:

радиометрический контроль за загрязненностью кожных покровов и средств индивидуальной защиты;

контроль за характером, динамикой и уровнями поступления радиоактивных веществ в организм с использованием методов прямой и косвенной радиометрии;

контроль за дозами внешнего b -, g - и рентгеновского излучений, а также нейтронов с использованием индивидуальных дозиметров или расчетным путем.

По результатам радиационного контроля должны быть рассчитаны значения эффективных доз у персонала, а при необходимости — определены и значения эквивалентных доз облучения отдельных органов.

Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в том случае, когда он превышает 1 мЗв в год [3].

Дозиметры индивидуального контроля состоят из детектора и измерительного пульта с блоком питания (зарядным устройством).

Основные характеристики индивидуальных дозиметров:

фединг — спад показаний во времени

ход с жесткостью — характер изменения чувствительности детектора от энергии фотонов — обусловлен разной зависимостью от энергии фотонов коэффициентов линейной передачи энергии m в стенке и рабочем материале детектора, т. е. при одинаковых экспозиционных дозах показания детектора будут зависеть от энергии излучения. Для компенсации хода с жесткостью применяют выравнивающие фильтры, либо как в сцинтилляционных детекторах комбинируют два вещества так, чтобы скомпенсировать их взаимное влияние в области фотопоглощения (см. подраздел 6.5.1);

диапазон энергий излучения;

вид регистрируемого излучения;

тип первичного преобразователя.

6.5.7.1.Основные методы индивидуальной дозиметрии

Ионизационный метод основан на измерении ионизации в газе, наполняющем регистрирующий прибор (подробнее см. в подразделе 6.2.2). Используются как ионизационные камеры, недостатком которых является низкая чувствительность, так и газоразрядные счетчики — одни из наиболее чувствительных детекторов в дозиметрии фотонного излучения.

Радиофотолюминесцентный метод (РФЛ) — под действием излучения в люминофоре создаются центры фотолюминесценции, содержащие атомы и ионы серебра. Освещение РФЛ ультрафиолетовым светом вызывает видимую люминесценцию. Линейность показаний от дозы сохраняется до 10 Гр. Метафосфатные РФЛ-детекторы, содержащие серебро, алюминий, фосфор, кислород, литий и другие примеси, имеют довольно высокий эффективный номер (12,6 - 17,9) и поэтому большой ход с жесткостью (от 4 до 11 раз соответственно) в диапазоне 50 кэВ - 1 МэВ.

Термолюминесцентный метод (ТЛД) основан на испускании света при нагревании предварительно облученного неорганического кристалла (термолюминофора). Наибольшее распространение получили дозиметры на основе LiF и CaF₂, так как они относятся к самым чувствительным дозиметрам, дозиметрическая характеристика их линейна в диапазоне 10 –3 - 10 4 сГр соответственно, ход с жесткостью выравнивается фильтрами, фединг почти отсутствует. Для сдвига t_max на КТВ к 200 ° С LiF активируется Mg, а для повышения выхода люминесценции соактивируется одним из элементов Al, Ca, Ti, Cu.

Фотографический метод (подробнее см. подраздел 6.2.5.2) используется для контроля дозы рентгеновского, g -, b - и нейтронного излучений. Химически обработанная пленка имеет прозрачные и почерневшие участки под воздействием излучения. Между степенью почернения S и экспозиционной дозой Х имеется связь (сенситометрическая характеристика эмульсии S = f(lgX)). Поскольку бромистое серебро и наполнитель — не воздухоэквивалентные материалы, то степень почернения при одинаковых экспозиционных дозах Х зависит от энергии излучения.

Достоинства и недостатки методов индивидуальной дозиметрии сопоставлены в табл. 6.5.7, а их основные характеристики и параметры приведены в табл. 6.5.8.

Сравнительная характеристика методов, используемых в индивидуальной дозиметрии

Сопоставление основных методов, применяемых в индивидуальной дозиметрии [20]

6.5.7.2. Принцип метода ТЛД

Метод ТЛД основан на том, что некоторые неорганические вещества с введенными в них посторонними атомами (так называемые запасающие кристаллофосфоры) после возбуждения ионизирующим излучением при нагревании испускают свет. На рис. 6.5.3 показана модель бимолекулярного механизма реакции термолюминесценции. При возбуждении кристаллофосфора ионизирующим излучением в нем образуются свободные электроны и дырки, которые запасаются в дефектных местах — центрах захвата — и при комнатной температуре сохраняются длительное время.

Локализованные на центрах захвата носители заряда можно освободить различными способами. Одним из них является нагревание кристалла. При этом происходит термическое освобождение носителей заряда с центров захвата и наблюдается рекомбинационное свечение — термолюминесценция. Интенсивность ТЛ в начале нагрева растет, так как с ростом температуры увеличивается число электронов, освобожденных из ловушек и переходящих в зону проводимости. При определенной температуре интенсивность люминесценции достигает максимума и при дальнейшем нагревании снижается, что связано с истощением запаса захваченных электронов.

Рис. 6.5.3. Зонная энергетическая схема процесса термолюминесценции [20]:

а) возбуждение, прямая рекомбинация
с испусканием света и запасание энергии;
б) термостимулированое высвобождение запасенной
энергии с испусканием света (термолюминесценция):
черный кружок — электрон ; белый кружок — дырка;
А — уровень активатора; Н — центр захвата (ловушка);
d — возбуждение; b — захват электорна в ловушку;
a — термическое высвобождение;
g — излучательная рекомбинация

Рис. 6.5.4. Кривая термовысвечивания (КТВ) [18]

Рис. 6.5.5. Дозовая характеристика [18]

Кривая зависимости интенсивности люминесценции от температуры (или времени), наблюдаемая при нагревании кристаллофосфоров, называется кривой термического высвечивания (КТВ). На рис. 6.5.4 приведен пример такой кривой термовысвечивания. Форму КТВ определяют термическое освобождение носителей заряда и опустошение ловушек. Если у кристаллофосфора несколько типов ловушек, КТВ состоит из нескольких пиков, с чем и приходится сталкиваться обычно в реальных условиях. Для ТЛД пригодны те кристаллофосфоры, у которых интенсивность одного — главного максимума значительно выше остальных (кривая 1 на рис. 6.5.4; кривая 2 объясняется тепловым свечением). Светосумма, определяемая по площади под КТВ (площадъ , ограниченная кривой 1 - 1 и осью абсцисс), и интенсивность термолюминесценции в максимуме пропорциональны поглощенной дозе, что является основой метода ТЛД. Действительно, если энергетический выход термолюминесценции h определяется соотношением

где Е_ф — энергия, высвечиваемая фосфором; E_п — энергия, поглощенная фосфором; m — масса фосфора; D — поглощенная доза фосфором, то дозовая характеристика имеет вид:

где a_s, — постоянные коэффициенты; S_с — интегральная светосумма свечения; j w — максимальная интенсивность термопика.

Для измерений используют оба параметра КТВ: светосумму S_с (интегральный метод) и высоту пика j w (пиковый метод). На фоне теплового излучения и темнового тока легче выделить I_M, чем S_с, вследствие чего пиковый метод имеет преимущества перед интегральным при измерении малых доз. Погрешность метода 8 %. Кроме того, возможность выбора для измерения достаточно высокотемпературных пиков позволяет длительно сохранять дозиметрическую информацию без существенных потерь.

Дозовую характеристику (рис. 6.5.5) можно разделить на: участок линейной зависимости 3 (D₁–D₂) протяженностью от нескольких микрогреев до 10 4 сантигреев; участок насыщения 2 или участок нелинейности 1 (D₂–D₃); участок фонового свечения 4 (0D₁). На участке 1 наблюдается зависимость более высокого порядка, чем линейная. Он характерен для фосфоров (например, LiF), у которых верхний предел линейного участка оканчивается при 10 сГр. Нелинейный ход дозовой характеристики на участке 1 при больших дозах объясняется радиационными дефектами кристалла LiF, возникающими при интенсивном облучении и вызывающими усиление свечения. Эти дефекты исчезают полностью после длительного прогрева кристалла свыше 350 ° C. Участок 4 характеризует не ионизирующее излучение, а люминесценцию, обусловленную тепловым свечением, дневным светом, химическими реакциями и т. п. Тогда светосумма будет равна (см. рис. 6.5.4)

Для ТЛД отбирают фосфоры, удовлетворяющие следующим требованиям [18]:

химическая стойкость на воздухе и при нагревании до температуры свыше 300 ° C;

форма KTB и параметры h и q_w не должны изменяться при многократном использовании и длительном хранении;

высокая чувствительность в широком диапазоне измерения доз от 10 3 до 10 6 сГр;

независимость показаний от мощности дозы; тканеэквивалентность для g -излучения и др.

Этим требованиям в наибольшей степени удовлетворяют кристаллы: LiF—Mg, Tl, CaF₂—Mn; Li₂B₄O₇—Mn; CaSО₄—Dy и алюмофосфатные стекла ИС-7 (см. табл. 6.5.9). Эти кристаллофосфоры выделяются среди многочисленных термолюминофоров тем, что под действием ионизирующего излучения возбуждаются с высоким выходом термолюминесценции и обладают хорошей способностью к накоплению энергии.

Для дозиметрии рентгеновского и g -излучений обычно используют кристаллофосфоры на основе LiF. Эффективный атомный номер LiF Z_эф = 8,3, что лишь на 7,5 % выше, чем у воздуха, вследствие чего он обладает сравнительно небольшой энергетической зависимостью. К преимуществам LiF можно отнести незначительные потери дозиметрической информации при пиковом методе измерения, отсутствие чувствительности к свету, технологичность, позволяющую получить детекторы разнообразных форм.

Основные метрологические параметры термолюминесцентных дозиметрических комплектов [20]

Дозиметрический контроль – это комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей, проводимых с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений. Организация дозиметрического контроля предусматривает назначение допустимого времени пребывания (работы) на загрязненной радиоактивными веществами местности или работы с источниками ионизирующих излучений с учетом ранее полученных доз облучения. Результаты дозиметрического контроля используются также для принятия мер непревышения допустимых пределов индивидуальных доз облучения людей.

Воздействие ионизирующего излучения на организм человека оценивается величиной эффективной дозы (см. Доза эффективная ), используемой как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Единица измерения эффективной дозы — Зиверт (Зв). Допустимые пределы доз определяются в соответствии с рекомендациями норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009). По данным дозиметрического контроля определяется режим работы формирований (групп спасателей) и необходимость направления на обследование в медицинские учреждения. Контроль облучения личного состава (персонала), находящегося на загрязненной радиоактивными веществами местности или работающими с источниками ионизирующих излучений, проводится постоянно. Дозиметрический контроль ведется групповым и индивидуальным способами. Для населения его допускается производить расчетным путем по уровням излучения и времени работы (нахождения на загрязненной территории) с учетом коэффициента ослабления.

Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах облучения каждого человека и включает в себя определение доз внешнего облучения с использованием индивидуальных дозиметров (измерителей доз), а также контроль поступления радиоактивных веществ в организм или отдельный орган, формирующих дозы внутреннего облучения, который осуществляется в медицинских учреждениях. Групповой контроль организуется руководителем (начальником) с целью получения данных о средних дозах облучения личного состава, когда отсутствует возможность обеспечения всех работающих в условиях радиоактивного загрязнения индивидуальными дозиметрами (измерителями доз). Для этого формирования обеспечиваются индивидуальными дозиметрами (измерителями доз) из расчета 1-2 дозиметра на группу людей 12-20 человек, действующих в одинаковых условиях обстановки. Снятие показаний индивидуальных дозиметров (измерителей доз) как при групповом, так и при индивидуальном способе контроля производится руководителем (начальником) или специально назначенным лицом. Измерение показаний индивидуальных дозиметров, расчет эффективной дозы внешнего облучения личного состава, и их регистрация производится сразу после окончания работы и выхода с загрязненной территории (участка). Возможна другая периодичность измерений в зависимости от технических характеристик индивидуальных дозиметров. Эта периодичность должна быть установлена в инструкции.

По результатам измерения или расчета индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения производится определение индивидуальных эффективных доз облучения, и результаты заносятся в журналы регистрации доз облучения. В журналы регистрации доз облучения заносятся только дозы облучения, отличные от нулевых. Эти журналы должны храниться в подразделениях (формированиях) в течение календарного года. В январе каждого года значения эффективной дозы облучения (внешнего и внутреннего) личного состава на основании записи в журналах регистрации доз вносятся в карточки учета индивидуальных доз облучения, а также в базу данных автоматизированной системы учета индивидуальных доз (при ее наличии). Учет доз производится за последовательные 5 лет и весь период службы (работы). Карточки хранятся в течение 50 лет после прекращения военнослужащим (рабочим, служащим) работы в условиях воздействия ионизирующего излучения. В случае перевода личного состава в другие части или учреждения, где проводятся такие работы, копии карточек должны пересылаться на новое место службы (работы). Сведения о дозах облучения прикомандированных военнослужащих, рабочих и служащих, имеющих допуск к работам с источниками ионизирующих излучений, должны сообщаться по месту их постоянной службы (работы) в течение месяца после окончания командировки.

Командиры (начальники) подразделений, работающих в условиях ионизирующих излучений, должны принимать все меры к снижению доз облучения личного состава до возможно низкого уровня. Снижение доз облучения личного состава достигается:

использованием теневой защиты от ионизирующего излучения, стационарных и переносных экранов, снижающих уровни гамма- и нейтронного излучений, специальной одежды и обуви, а также средств индивидуальной защиты, снижающих уровни альфа- и бета-излучений;
применением дистанционного управления и дистанционного инструмента, проведением организационных мероприятий, направленных на увеличение расстояния от ИИИ;
ограничением времени работы в условиях воздействия ионизирующего излучения.

Все случаи облучения свыше основных пределов доз, установленных НРБ-99/2009, расследуются комиссией. По материалам расследования руководителями (командирами, начальниками) принимаются решения, включающие меры по предотвращению случаев переоблучения личного состава.

Источник: Гражданская защита: Энциклопедия в 4 томах. Том I (А–И); под общей редакцией С.К. Шойгу; МЧС России. – М.: Московская типография № 2, 2006; Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 (СанПиН 2.6.1.2523-09).

Кратко методы защиты можно представить в виде следующих:

1) защита количеством – т. е. использование источников с минимальным выходом ИИ, герметизация;

2) защита временем;

3) защита расстоянием (доза облучения убывает пропорционально квадрату расстояния);

4) зонирование территории (при работе с открытыми источниками);

5) дистанционное управление;

6) экранирование источников.

Для защиты от рентгеновского и -излучения используются металлические экраны, выполненные из материалов с большим атомным весом (свинец, вольфрам, железо). Могут использоваться также бетон, кирпич, чугун.

Для защиты от -излучения наоборот – используются материалы с малой атомной массой (для минимизации тормозного излучения), а именно, алюминий, плексиглас. Толщина экрана подбирается по номограммам в зависимости от кратности ослабления К

где Ро– замеренная на рабочем месте мощность дозы, Рдоп– соответствует предельно допустимой дозе.

Для защиты от нейтронного излучения используются материалы, содержащие в своем составе водород (вода, парафин, полиэтилен и т. п.).

Зонирование подразумевает деление территории на 3 зоны:

I зона – укрытия (боксы, камеры, коммуникации, являющиеся источниками радиоактивного загрязнения);

II зона – объекты и помещения, в которых люди могут находиться периодически (помещения для временного хранения отходов и т. п.);

III зона – помещения для постоянного пребывания людей.

Одним из существенных факторов системы радиационной безопасности является дозиметрический контроль. Обнаружение и измерение ИИ основывается на их способности ионизировать вещество среды, в которых они распространяются. Таким образом, принцип действия приборов, используемых для регистрации излучений, заключается в измерении эффектов, возникающих в процессе взаимодействия излучения с веществом. В связи с этим методы измерения классифицируются следующим образом:

Применяются также полупроводниковые, фото- и термолюминесцентные детекторы ионизирующих излучений.

По назначению приборы РК условно подразделяются на 3 группы:

1) рентгенометры (для измерения мощности экспозиционной дозы);

2) радиометры (для измерения плотности потоков ИИ);

3) индивидуальные дозиметры (для измерения экспозиционной или поглощенной дозы ИИ).

Фотографический метод основан на измерении степени почернения фотоэмульсии под воздействием ИИ. Гамма-лучи, воздействуя на молекулы бромида серебра, содержащегося в фотоэмульсии, выбивают из них электроны связи. При этом образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые и вызывают почернение фотопленки при ее проявлении. Сравнивая почернение пленки с эталоном, можно определить полученную пленкой дозу облучения, так как интенсивность почернения пропорциональна дозе облучения.

Химический метод основан на изменении цвета некоторых химических веществ под воздействием ИИ. Так, например, молекулы хлороформа при облучении распадаются, образуя молекулы соляной кислоты, которая воздействует на индикатор, добавленный к хлороформу. Интенсивность окрашивания индикатора зависит от количества соляной кислоты, которое, в свою очередь, пропорционально экспозиционной дозе облучения.

Сцинтилляционный метод основан на том, что под воздействием ИИ некоторые вещества испускают фотоны видимого света, таким образом, в объеме вещества возникают вспышки - сцинтилляции. Здесь также существует пропорциональная связь между экспозиционной дозой и интенсивностью вспышек. Сцинтилляционный метод обычно применяется в лабораторной практике.

Ионизационный метод основан на явлении ионизации газов под воздействием ИИ, в результате которой образуются положительные ионы и электроны. Если в этом объеме поместить два электрода, к которым подведено постоянное напряжение, то между электродами создается электрическое поле. Электроны, имеющие отрицательный заряд, будут перемещаться к аноду, т.е. положительному электроду, а положительные ионы - к катоду. Таким образом, между электродами возникает электрический ток, называемый ионизационным. Измеряя ионизационный ток, можно судить об интенсивности излучений.

Ионизационный метод положен в основу действия дозиметрических приборов, т.е. приборов для обнаружения и измерения ионизирующих излучений. Дозиметрические приборы можно разделить на следующие три группы:

приборы для радиационной разведки местности;

приборы для контроля облучения;

приборы для контроля степени заражения поверхностей, веществ, продуктов питания и т.п. (измеряется активность в Ки или Бк).

Рентгенометр-радиометр ДП-5В для обнаружения и измерения уровней гамма- и бета- излучения на местности, степени заражения радиоактивными веществами кожных покровов людей, одежды, техники, продовольствия, воды и т.д. Диапазон измерения прибора по гамма-излучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч.

Индивидуальные дозиметры ДП-22В и ДКП-50А для измерения индивидуальных доз гамма - облучения личного состава ГО и РСЧС, действующего на местности, зараженной радионуклидами. Эти дозиметры измеряют экспозиционную дозу облучения в рентгенах.

Комплект индивидуальных измерителей доз ИД-1, ИД11 для измерения поглощенных доз гамма-нейтронного излучения.

К более современным дозиметрическим приборам относятся такие приборы как:

РКСБ-104 - комбинированный прибор, позволяющий измерять мощность эквивалентной дозы, плотность потока гамма-излучения, а также удельную активность;

ИМД-1Р -прибор, измеряющий мощность экспозиционной дозы в диапазоне 10 мкР/ч. 995 мР/ч.

Защита от ионизирующих излучений

Кратко методы защиты можно представить в виде следующих:

1) защита количеством – т. е. использование источников с минимальным выходом ИИ, герметизация;

2) защита временем;

3) защита расстоянием (доза облучения убывает пропорционально квадрату расстояния);

4) зонирование территории (при работе с открытыми источниками);

5) дистанционное управление;

6) экранирование источников.

где Ро– замеренная на рабочем месте мощность дозы, Рдоп– соответствует предельно допустимой дозе.

Зонирование подразумевает деление территории на 3 зоны:

I зона – укрытия (боксы, камеры, коммуникации, являющиеся источниками радиоактивного загрязнения);

III зона – помещения для постоянного пребывания людей.

Применяются также полупроводниковые, фото- и термолюминесцентные детекторы ионизирующих излучений.

По назначению приборы РК условно подразделяются на 3 группы:

1) рентгенометры (для измерения мощности экспозиционной дозы);

2) радиометры (для измерения плотности потоков ИИ);

3) индивидуальные дозиметры (для измерения экспозиционной или поглощенной дозы ИИ).

приборы для радиационной разведки местности;

приборы для контроля облучения;

К более современным дозиметрическим приборам относятся такие приборы как:

ИМД-1Р -прибор, измеряющий мощность экспозиционной дозы в диапазоне 10 мкР/ч. 995 мР/ч.

Производственный контроль при работе с техногенными источниками излучения осуществляется за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения. В соответствии с НРБ-99 в каждой организации система радиационного контроля должна предусматривать конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля.

Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:

- измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;

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

- определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

- измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;

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

Выделяют три основных вида дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения:

Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующих излучений.

Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника при выполнении запланированных работ, связанных с возможным повышенным внешним облучением. К ним относятся операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение не планируется, а также работы в условиях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий.

Задача аварийного контроля заключается в определении больших доз облучения работника в случае выхода источника из-под контроля.

Приборы для дозиметрического контроля как внешнего, так и внутреннего облучения делятся на приборы группового контроля и индивидуального контроля.

Групповой дозиметрический контроль(ГДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.

Индивидуальный дозиметрический контроль(ИДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника.

Индивидуальная доза облучения должна регистрироваться в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку, а также в машинный носитель для создания базы данных в организациях. Копия индивидуальной карточки работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками излучения, должна передаваться на новое место работы; оригинал должен храниться на прежнем месте работы. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала должны храниться в течение 50 лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за 5 последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы.

Для ГДК используются стационарные и переносные, так называемые инспекционные, дозиметрические приборы. Для ИДК применяются индивидуальные дозиметры.

По виду и назначению дозиметры могут быть условно разделены на следующие группы:

1) дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений;

2) радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков бета-частиц, нейтронов и др.);

3) спектрометры – приборы, измеряющие энергию частиц ионизирующих излучений.

В комбинированных приборах могут объединяться функции указанных средств измерений.

Поверхностную загрязненность можно установить путем измерения активности мазков, снимаемых с контролируемых поверхностей, или непосредственным измерением с помощью радиометров для определения удельной поверхности активности.

Чаще всего для этой цели используют переносные приборы для контроля поверхностей пола, стен и оборудования, а также устанавливаемые у выходов из помещений стационарные приборы для контроля загрязненности кожных покровов, обуви и одежды персонала.

Метод индивидуальной дозиметрии выбирают в зависимости от вида ионизирующего излучения, особенностей приборов, нужных диапазонов измерений, точности показаний, объема работ.

Дозиметры размещают на участках тела, которые подвергаются наибольшему облучению. Длительность ношения прибора выбирают такой, чтобы показания, по крайней мере, в 2—3 раза превосходили нижний порог показаний прибора (но не больше длительности установленного промежутка регистрации измерений).

Контрольные вопросы к разделу 10:

1. Какие виды ионизирующего излучения существуют, как они характеризуются?

2. Какие излучения обладают наибольшей проникающей способностью?

3. Что является источником ионизирующего излучения?

4. Где и с какой целью применяются ионизирующие излучения?

5. Что такое – активностьрадиоактивного вещества, в каких единицах измеряется?

6. Что такое – активность минимально значимая удельная?

7. Что такое – поглощенная доза, в каких единицах измеряется?

8. Что такое – экспозиционная доза, в каких единицах измеряется?

9. Что такое – эквивалентная доза, в каких единицах измеряется?

10. Что такое – взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения?

11. Что такое – эффективная доза излучения, в каких единицах измеряется?

12. Что такое – предел дозы ионизирующего облучения?

13. Что такое – предел годового поступления ионизирующего облучения?

14. Какие классы работ с источниками ионизирующего излучения существуют и чем они характеризуются?

15. Каковы могут быть последствия при воздействии на человека ионизирующего излучения?

16. Чем оценивается опасность хронического облучения?

17. Какое излучение наиболее опасно при внешнем облучении человека?

18. Какое излучение наиболее опасно при внутреннем облучении человека?

19. Как зависят нормируемые пределы доз (ПД) ионизирующего облучения от категории облучаемых лиц?

20. Для какой категории лиц установлен наиболее высокий предел дозы (ПД) ионизирующего облучения?

21. В чем заключаются дополнительные ограничения для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения?

22. В каких случаях нормы радиационной безопасности допускают облучение персонала выше установленных пределов доз?

23. Какой уровень обучения эффективной дозой в течение года рассматривается для персонала группы А как потенциально опасный?

24. Требуется ли лицензирование деятельности организаций, связанной с использованием источников излучения?

25. В течение какого срока действительно санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии санитарным правилам условий работы с источниками физических факторов воздействия на человека?

26. Кто в организации обеспечивает условия сохранности источников излучения?

27. Какие мероприятия необходимо провести в эксплуатирующей организации к моменту получения источника излучения?

28. С какого возраста допускают людей к работе с источниками излучения в качестве персонала группы А?

29. Какие существуют средства защиты работников от ионизирующего облучения?

30. Какие существуют методы защиты работников от ионизирующего облучения?

31. На какие группы по назначению подразделяются защитные экраны?

32. Какие материалы используют для устройства защитных экранов?

33. Можно ли системы вентиляции для помещений, где ведутся работы с радиоактивными веществами, объединять с системами вентиляции помещений, не связанных с применением этих веществ?

34. Какими санитарно-техническими устройствами должны быть оборудованы помещения, в которых ведутся работы с открытыми источниками излучения?

35. В чем заключаются требования к СИЗ для работ с радиоактивными веществами?

36. Какие условия необходимо выполнять при сборе и временном хранении радиоактивных отходов в организациях?

37. Какие требования к местам захоронения радиоактивных отходов следует выполнять?

38. Что включает в себя контроль за радиационной обстановкой в организации?

39. Какие виды дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения существуют?

40. В чем заключается групповой дозиметрический контроль?

41. Какие приборы используют для измерения ионизирующего излучения?

42. Как производят захоронение радиоактивных отходов в зависимости от их активности?

43. Как можно охарактеризовать субъективные ощущения при воздействии на организм в производственных условиях ионизирующего излучения?

Читайте также: