ПРОЕКТ
УТВЕРЖДАЮ | ||
Главный военный эксперт Министерства Российской Федерации по делам гражданской обороны, и ликвидации последствий стихийных бедствий | ||
генерал-полковник | ||
«____» _____________ 2011 г. |
РУКОВОДСТВО
ПО ОРГАНИЗАЦИИ И ПРОВЕДЕНИЮ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ В МЧС РОССИИ
Москва 2011
Область применения
Руководство по организации и проведению дозиметрического контроля в подразделениях МЧС России (далее - Руководство) составлено в развитие требований федерального закона «О радиационной безопасности населения» №3-ФЗ, норм радиационной безопасности НРБ-99/2009, санитарных правил и нормативов СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)», приказа Минздравсоцразвития России № 000 от 01.01.2001 «Об утверждении положения о единой государственной системе контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан», правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений и с учетом рекомендаций публикаций международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ) для обеспечения безопасности сотрудников МЧС России во всех условиях воздействия на них ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.
Руководство предназначено для лиц и служб, осуществляющих организацию и проведение дозиметрического контроля в учреждениях и организациях МЧС России, работающих с источниками ионизирующих излучений, а также участвующих в работах по ликвидации последствий чрезвычайных ситуаций, связанных с опасностью радиационного воздействия.
Требования, установленные Руководством, являются обязательными для всех органов, частей, подразделений и формирований МЧС России в результате деятельности которых возможно облучение сотрудников.
Руководство содержит организационные и методические требования, выполнение которых является обязательным при осуществлении дозиметрического контроля в процессе выполнения работ, связанных с возможностью облучения сотрудников при ЧС с радиационным фактором и радиационных аварий.
Руководство должно пересматриваться один раз в 3 года с доведением принятых изменений и дополнений до исполнителей, а 1 раз в 5 лет Руководство подлежит переизданию.
Часть 1
Общие положения
Руководство по организации и проведению дозиметрического контроля в формированиях МЧС России разработано в соответствии с федеральным законом «О радиационной безопасности населения» от 9 января 1996 г. , нормами радиационной безопасности НРБ-99/2009, санитарными правилами и нормативами СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)», приказом Минздравсоцразвития России № 000 от 01.01.2001 «Об утверждении положения о единой государственной системе контроля и учета индивидуальных доз облучения.
Цель дозиметрического контроля - определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, которые предусматривают не превышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, а также получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения зданий и местности радионуклидами. На военное время – это определение работоспособности (боеспособности) формирований и персонала учреждений МЧС России при воздействии на них радиационного фактора.
В Руководстве использованы термины и определения принятые в этих нормативных правовых актах. Разъяснения отдельных терминов и определений применительно к положениям настоящего Руководства приведены в приложении № 1.
Руководство определяет основы, организацию и порядок проведения дозиметрического контроля в формированиях МЧС России.
Требования Руководства распространяются на техногенные источники в результате радиационной аварии, неучтенные, бесхозные источники ионизирующего излучения, а также на радиационное воздействие в результате применения ОМП в ходе военных действий.
Требования Руководства не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:
индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;
коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы;
индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике глаза не более 15 мЗв.
Положения настоящего Руководства распространяются на деятельность органов управления, частей, подразделений, организаций, аварийно-спасательных и других формирований МЧС России, которые постоянно или временно связаны с эксплуатацией источников ионизирующих излучений, работами по ликвидации чрезвычайных ситуаций с ИИИ, радиационных аварий и катастроф на радиационно-опасных объектах и работами на радиоактивно загрязненных объектах и территориях.
В целях обеспечения единства методических подходов к дозиметрическому контролю внешнего облучения и реализации Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан (ЕСКИД) настоящее Руководство определяет:
номенклатуру дозиметрических величин для контроля внешнего облучения сотрудников;
требования и принципы организации дозиметрического контроля внешнего облучения сотрудников;
процедуру интерпретации результатов измерения, учет, хранение и отображение их в АСИДК-МЧС.
Дозиметрический контроль - комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей, проводимый с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений и подразделяется на групповой и индивидуальный. Для сотрудников научно-исследовательских, учебных и медицинских учреждений МЧС России допускается осуществлять дозиметрический контроль расчетным методом по мощностям доз излучения и времени работы. По данным контроля определяются режим работы формирований и необходимость направления на обследование в медицинские учреждения.
Часть 2 Организация дозиметрического контроля
Обеспечение радиационной безопасности при нормальных условиях
Для обеспечения радиационной безопасности при нормальных условиях необходимо руководствоваться следующими основными принципами:
не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения 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).
Принцип нормирования обязаны применять и выполнять все юридические и физические лица, от которых зависит уровень облучения людей и которые должны обеспечивать непревышение пределов доз, установленных требованиями Федерального закона и НРБ-99/2009.
Принцип обоснования применяется при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, при выдаче лицензий и утверждении нормативно-технической документации на использование источников излучения, а также при изменении условий их эксплуатации.
При радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. При этом в качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным мероприятием дозу. Однако мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, должны проводиться в обязательном порядке.
Принцип оптимизации применяется в условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующих излучений в соответствии с
При радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации должен применяться к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством.
Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах облучения каждого человека, которые необходимы для первичной диагностики степени тяжести лучевого поражения и сортировке пораженных на этапах медицинской эвакуации. Индивидуальный контроль осуществляется для всех офицеров и прапорщиков, руководящего и командно-начальствующего состава федерального и территориальных органов управления МЧС, учреждений министерства, а также подразделений и формирований, действующих в отрыве от основных сил. Перечисленным категориям лиц выдаются индивидуальные дозиметры и карточки учета доз облучения.
Групповой контроль организуется командиром (начальником) с целью получения данных о средних дозах облучения личного состава формирований, сотрудников учреждений для оценки их работоспособности. Для этого формирования обеспечиваются измерителями дозы (дозиметрами) из расчета 1…2 дозиметра на группу людей 14…20 человек, действующих в одинаковых условиях обстановки. Снятые показания дозиметров присваиваются каждому человеку данной группы и заносятся в журнал контроля облучения.
Групповой контроль расчетным методом заключается в определении дозы облучения сотрудников учреждений по средним мощностям доз излучения с учетом продолжительности облучения и защищенности людей. Мощности доз излучения измеряются через равные промежутки времени с периодичностью например: в первые сутки с момента загрязнения – через 0,5…1 ч, во вторые сутки - через 1…2 ч, в третьи и последующие – через 3…4 ч. Дозу облучения определяют по формуле
,
где: Д – доза облучения, рад, Гр, Зв;
Рср - средняя мощность дозы излучения в населенном пункте, рад/ч, Гр/ч, Зв/ч ;
Т – продолжительность облучения, ч;
Косл – коэффициент ослабления доз облучения, учитывающий размещение населения за время облучения (приложение 43).
Воздействие ионизирующего излучения на организм человека оценивается величинами поглощенной, эквивалентной или эффективной дозы (см. глоссарий).
Для сотрудников, работающих с ИИИ и принимающих участие в ликвидации последствий ЧС, связанных с радиационным фактором, обязательным условием является аттестация и оформление по группе А.
Для категорий облучаемых лиц в нормальных условиях устанавливаются два класса нормативов:
- основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 1.1;
- допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие.
Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности, администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).
Таблица 1.1
Основные пределы доз
Нормируемые величины* | Пределы доз для сотрудников | |
группа А** | другие категории | |
Эффективная доза | 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год | 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год |
Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза*** коже**** кистях и стопах | 150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв | 15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв |
Примечания:
* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.
** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни воздействия персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.
*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.
**** Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2 . На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.
Учет доз облучения ведется:
в командах, группах, расчетах, ротах, отрядах спасательных воинских формирований, поисково-спасательной службы, подразделениях учреждений министерства – на весь личный состав;
в отрядах АСФ, спасательных центрах – на личный состав управления отряда, спасательного центра и всех командиров команд, и отрядов спасательных воинских формирований;
в учреждениях министерства – на весь командно-начальствующий состав учреждения, личный состав органа управления и руководителей подразделений учреждения;
в органах управления ГОЧС районов, городов – на весь командно-начальствующий состав органа исполнительной власти, ОУ ГОЧС, начальников гражданской обороны и лиц, специально уполномоченных на выполнение задач в области ГОЧС объектов экономики, командиров территориальных АСФ;
в главных управлениях МЧС России по субъектам федерации – на весь командно-начальствующий состав ОИВ СФ, сотрудников ГУ МЧС России по субъекту федерации, руководителей органов исполнительной власти городов и районов;
в региональных центрах МЧС России – на командно-начальствующий состав центра, губернаторов и начальников ГУ МЧС по субъектам федерации, входящих в оперативное подчинение регионального центра;
в министерстве – на командно-начальствующий состав министерства, руководителей департаментов и управлений, руководителей региональных центров МЧС России.
Часть 3 Организация дозиметрического контроля
Планируемое повышенное облучение
Сотрудники, эксплуатирующие ИИИ и (или) привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, связанных с риском облучения должны быть оформлены и допущены к работам как сотрудники группы А. Списки сотрудников группы А утверждаются соответствующим руководителем (командиром, начальником) по представлению начальника службы радиационной, химической и биологической защиты, а там, где такие должности по штату не предусмотрены, - лица, назначенного ответственным за радиационную безопасность (РБ) приказом руководителя (командира, начальника).
Планируемое повышенное облучение сотрудников группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 1.1.) при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения.
Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
Планируемое повышенное облучение допускается только для сотрудников группы А, прошедших аттестацию и не имеющих медицинских противопоказаний по результатам ежегодного медицинского обследования.
Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 1.1, допускается в организациях (структурных подразделениях) МЧС России, осуществляющих проведение работ на уровне субъекта Российской Федерации организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровне субъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 1.1 – допускается только в подразделениях центрального подчинения и структурных подразделениях центрального аппарата МЧС России уполномоченных осуществлять данный вид работ федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор. .
Повышенное облучение не допускается:
- для сотрудников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 1.1;
- для сотрудников, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.
Сотрудники, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.
Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное.
Сотрудники, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим сотрудникам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.
Часть 4
Требования по ограничению облучения в условиях радиационной аварии.
Для сотрудников группы А, выполняющих работы в ходе ликвидации ЧС на РОО, связанных с риском радиационного облучения, организуется индивидуальный контроль доз облучения, который включает:
- индивидуальный учет времени, фактически затраченного на выполнение работ, и соответствия его регламентированной продолжительности работы;
- индивидуальные измерения доз внешнего гамма-облучения с использованием индивидуальных дозиметров;
- оценку индивидуальных доз внутреннего облучения.
Определение доз внешнего облучения для других категорий сотрудников проводится групповым методом.
В случае возникновения аварии должны быть приняты практические меры для восстановления контроля над источником излучения и сведения к минимуму доз облучения, количества облученных сотрудников, радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.
При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничение облучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, как правило, к окружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия могут приводить к нарушению нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.
При планировании защитных мероприятий необходимо обеспечивать максимально возможное превышение пользы от снижения дозы облучения над ущербом, связанным с проведением этих мероприятий.
Сотрудники, отнесенные к группе А обязаны:
- знать и строго выполнять требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные ОСПОРБ 99/2010, настоящим Руководством, инструкциями по радиационной безопасности и функциональными обязанностями;
- использовать в предусмотренных случаях средства индивидуальной защиты;
- выполнять установленные требования по порядку действий при эксплуатации ИИИ и в ходе ликвидации ЧС, связанных с риском облучения;
- обо всех обнаруженных повреждениях ИИИ, неисправностях в работе средств радиационного контроля и загрязнении РВ рабочих поверхностей оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов, обмундирования (одежды), обуви немедленно докладывать непосредственному начальнику (командиру), начальнику службы радиационной, химической и биологической защиты или лицу, ответственному за радиационную безопасность;
- выполнять указания должностных лиц, осуществляющих контроль за РБ при выполнении работ;
- своевременно проходить периодические медицинские осмотры и выполнять рекомендации медицинской комиссии.
Часть 5
Индивидуальный дозиметрический контроль.
Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) является составной частью радиационного контроля, осуществляемого при оценке условий выполнения аварийных и спасательных работ сотрудниками, непосредственно работающих в сфере действия ионизирующих излучений.
Основной целью проведения ИДК является получение информации о дозах облучения персонала за определенный период времени. Данный контроль позволяет своевременно выявить и установить наличие источника повышенного уровня облучения сотрудников и предупредить их переоблучение.
Ответственность за организацию и проведение ИДК сотрудников несет руководитель (командир, начальник) учреждения, организации (формирования, подразделения).
В зависимости от объема и характера проведения работ ИДК должен осуществляться специально выделенным для этой цели лицом (лицами), прошедшим специальную подготовку.
Индивидуальный дозиметрический контроль должен осуществляться силами учреждения (формирования, подразделения), проводящего работы в условиях воздействия радиационного фактора.
Объем проведения ИДК, периодичность, выбор контингента, подлежащего ИДК утверждаются руководством учреждения, организации (формирования, подразделения) по согласованию со службой радиационной, химической и биологической защиты.
В зависимости от характера работ индивидуальный дозиметрический контроль облучения сотрудников включает в себя:
- индивидуальный контроль за дозой внешнего бета-излучения, нейтронов, рентгеновского и гамма-излучений;
- индивидуальный контроль за дозами внутреннего облучения.
Оценка доз внешнего облучения.
Выделяют три основных вида ИДК внешнего облучения:
· текущий контроль;
· оперативный контроль;
· аварийный контроль.
Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника в нормальных условиях эксплуатации ИИИ.
Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника при выполнении работ, связанных с возможным повышенным внешним облучением. К таким работам 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 (сотрудника) в случае чрезвычайной (внештатной) ситуации.
Лица, ответственные за организацию и проведение ИДК, должны знать:
- основные положения нормативных документов, регламентирующих дозовые нагрузки на персонал;
- методы контроля доз, с помощью которых наиболее целесообразно определять величины внешнего и внутреннего облучения персонала;
- принцип оценки уровня облучения персонала и его учета;
- методику технического обслуживания индивидуального дозиметра (комплекта).
При организации ИДК сотрудников, принимающих участие в ликвидации последствий ЧС с радиационным фактором ответственные лица обязаны проводить:
- регистрацию и учет доз облучения персонала;
- обобщение и анализ полученной информации;
- передачу данных в единую автоматизированную систему учета данных ИДК МЧС России (АСИДК-МЧС). Процедура интерпретации результатов измерений дозиметрического контроля, учета, хранения и отображения их в автоматизированной системе дозиметрического контроля МЧС России (АСИДК-МЧС) изложена в Положении об АСИДК МЧС России.
При обнаружении превышения доз облучения ответственные за контроль должны сообщить об этом руководству организации, учреждения (формирования, подразделения) с целью установления причин повышенного облучения.
Основным документом, регламентирующим уровни облучения персонала, являются "Нормы радиационной безопасности" НРБ-99/2009.
При проведении ИДК могут быть использованы описанные в данном Руководстве следующие методы контроля:
индивидуальный контроль с помощью индивидуальных дозиметров на основе ионизационных камер;
индивидуальный контроль с помощью дозиметров электронных прямопоказывающих;
индивидуальный контроль с помощью термолюминесцентных гамма-нейтронных дозиметров.
Эти методы классифицированы с учетом принципов измерения доз, видов регистрируемых излучений и областей использования ионизирующих излучений.
Общая характеристика основных типов индивидуальных дозиметров приведена в таблице 2.
Таблица 2
Характеристика основных типов индивидуальных дозиметров
Тип средства дозиметрического контроля | Вид контроля | Характеристика измеряемого излучения | Диапазон измерения Нр(10) | Погрешность измерения, % | |
Вид излучения | Диапазон энергия, МэВ | ||||
Дозиметры на основе ионизационных камер | Текущий Аварийный | Рентгеновское Гамма | 0,015 – 2,5 0,05 – 2,2 0,08 - 2,2 | 10мкЗв-25мЗв 2мР 2Рад | +25 |
Электронные (на основе газоразрядных счетчиков и кремниевых полупроводниковых детекторов) прямопоказывающие дозиметры | Оперативный Аварийный | Рентгеновское Гамма Нейтронное | 0,,0 0,030-10,0 0,01-20,0 0,05 – 3,0 25х10мин6-20 | 1мкЗв - 1Зв 1мкЗв - 5Зв 1мкЗв - 10Зв 1мкЗв - 15Зв 20мкЗв-15Зв | +15 |
Термолюминесцентные дозиметры | Текущий Аварийный | Рентгеновское Гамма Нейтронное | 0,015 – 3 0,025 – 10 4х10мин6-10 | 50мкЗв – 10Зв 0,1 – 100 мЗв | +40 +100 |
Радиолюминесцентные дозиметры | Текущий Аварийный | Гамма - | 0,08 – 11 | 5х10 мин5 – 50 Гр | +30 100 |
Часть 6
Методы индивидуального дозиметрического контроля
Индивидуальный контроль рентгеновского и гамма-излучения с помощью дозиметров на основе ионизационных камер
Принцип метода основан на оценке изменения потенциала ионизационных камер, который пропорционален дозе гамма - или рентгеновского излучения. Дозиметр представляет собой ионизационную камеру, заполненную воздухом, внутри которой находятся два изолированных друг от друга электрода, один из которых – корпус камеры, на которую подается постоянное напряжение. Свободные носители заряда, образующиеся в объеме камеры под действием ионизирующего излучения, собираются на измерительном конденсаторе. Накопленный на конденсаторе заряд пропорционален дозе облучения.
В настоящее время применяются дозиметры, в которых остаточная разность потенциалов измеряется с помощью специального пульта.
Индивидуальный контроль рентгеновского и гамма-излучения с помощью электронных (на основе газоразрядных счетчиков и кремниевых полупроводниковых детекторов) прямопоказывающих дозиметров (ЭПД)
ЭПД представляют собой малогабаритный прибор с газоразрядными счетчиками или кремниевыми полупроводниковыми детекторами, электронным табло, аккумулятором (элементом автономного питания). ЭПД применяются в целях измерения текущих значений индивидуального эквивалента дозы и мощности дозы и служат для оценки дозы облучения сотрудников. Современные электронные дозиметры имеют энергонезависимую память, двухстороннюю связь со считывающим устройством либо портом компьютера, установку порогов по дозе и мощности дозы и другие опции.
Принцип действия ЭПД основан на подсчете электрических импульсов, вырабатываемых под воздействием ионизирующих излучений газоразрядными счетчиками или веществом полупроводникового детектора на основе кремния, и дальнейшей математической обработке их числа с учетом калибровочным данных.
Индивидуальный контроль рентгеновского, гамма-излучения и нейтронного излучения с помощью термолюминесцентных гамма-нейтронных дозиметров (ТЛД)
Принцип действия ТЛД основан на использовании явления термолюминесценции (термовысвечивания) некоторых веществ – термолюминофоров, для которых под действием ионизирующего излучения характерно возникновение свободных электронов и дырок, локализующихся в так называемых ловушках в течение длительного времени. При нагревании термолюминофора электроны, получив дополнительную энергию, рекомбинируют с дырками, что сопровождается термолюминесценцией – испусканием светового потока. Измерение интенсивности светового потока с последующим преобразованием в цифровую информацию, дает сведения о дозе, поглощенной термолюминофором детектора.
Для термолюминесцентной дозиметрии гамма-излучения используются детекторы на основе фтористого лития (LiF), а для регистрации нейтронного излучения детекторы из фтористого лития обогащенного изотопом литий-6.
Индивидуальный контроль гамма-излучения с помощью радиолюминесцентных гамма-дозиметров (РЛД)
В РЛД чувствительный элемент индивидуального дозиметра (детектор) выполнен из активированного серебром фосфатного стекла, в нем под действием ионизирующего излучения генерируются центры фотолюминесценции, число которых связано с дозой облучения, измеряемой по интенсивности фотолюминесценции детектора. Принцип физических процессов РЛД в общем совпадает с ТЛД, за исключением того, в РЛД центры люминесценции не разрушаются и стирание информации о накопленной дозе детекторов индивидуальных дозиметров происходит путем их термической обработки по специальному алгоритму с заданными скоростями нагрева и охлаждения под управлением встроенного микропроцессора.
Часть 7
Организация и порядок проведения ИДК в подразделениях МЧС России
Индивидуальный дозиметрический контроль организуется и проводится во всех учреждениях, частях и подразделениях МЧС России, в которых:
- имеются и эксплуатируются ИИИ;
- имеются подразделения и формирования, привлекаемые к проведению работ по ликвидации ЧС радиационного характера, радиационных аварий и катастроф на РОО.
Силы и средства МЧС России, предназначенные для проведения работ с ИИИ:
294 Центр по проведению спасательных операций особого риска, г. Москва;
179 Спасательный центр, г. Ногинск;
ФГУ «Государственный центральный аэромобильный спасательный отряд» (отряд «Центроспас»), г. Жуковский;
Спасательные центры;
Поисково-спасательные отряды;
Госакваспасс;
Специальные управления федеральной противопожарной службы;
Подразделения пожарной охраны.
Ответственность за организацию, проведение дозиметрического контроля, автоматизированный учет, хранение своевременное и правильное использование данных дозовых нагрузок сотрудников несут соответствующие руководители (командиры, начальники).
В учреждениях (частях и формированиях), в которых проводятся работы с ИИИ и имеются подразделения постоянной готовности, принимающие участие в ликвидации последствий ЧС радиационного характера, радиационных аварий и катастроф планирование, организация обеспечения РБ, включая организацию и проведение дозиметрического контроля возлагаются непосредственно на начальника службы РХБ защиты, а там, где такие должности по штату не предусмотрены, - на лиц, назначенных ответственными за РБ приказом руководителя (командира, начальника).
Функции за обеспечением методической помощи по вопросам организации и ведения мероприятий дозиметрического контроля возлагаются на отдел РХБ защиты ДГЗ МЧС России.
Руководители (командиры, начальники) учреждений, частей и формирований организуют выполнение мероприятий в соответствии с настоящим Руководством и своими приказами назначают:
- ответственного за радиационную безопасность (во всех случаях);
- ответственного за учет и хранение ИИИ (при наличии ИИИ);
- ответственного за организацию и проведение дозиметрического контроля, учет индивидуальных доз облучения (при необходимости, во всех остальных случаях данные обязанности возлагаются на ответственного за РБ);
- состав специальных формирований для ликвидации последствий ЧС с радиационным фактором, радиационных аварий (при наличии таких формирований).
На начальника службы РХБ защиты (лицо, назначенное ответственным за РБ) возлагаются:
- организация дозиметрического контроля в учреждении (части, формировании), учет и контроль индивидуальных доз облучения;
- организация правильной эксплуатации и содержания в исправном состоянии приборов и оборудования ИДК;
- организационно-методическое руководство и контроль подготовки сотрудников по РБ, включая ИДК, прием зачетов по знанию инструкции по РБ и порядку проведения ИДК, а также действиям сотрудников при проведении работ, связанных с риском облучения.
- обеспечение своевременной поверки измерительной аппаратуры;
- представление полученных результатов руководителям структурных подразделений.
Проведение любых работ с ИИИ или работ в условиях их воздействия должно согласовываться с начальником службы РХБ защиты (лицом, назначенным ответственным за РБ). Указания начальника службы РХБ защиты являются обязательными к исполнению.
В случае перевода работника в другое учреждение его карточка учета доз должна передаваться на новое место работы.
При работе с индивидуальными дозиметрами необходимо соблюдать следующие основные правила:
- дозиметр должен носиться сотрудниками в течение всего времени выполнения работ в строго указанном на теле месте;
- категорически запрещается передавать индивидуальные дозиметры другим лицам или оставлять их где-либо;
- после окончания работы индивидуальные дозиметры должны находиться в помещениях, в которых нет источников ионизирующего излучения;
- запрещается вскрывать индивидуальный дозиметр, а также подвергать его умышленному воздействию ионизирующего излучения, повышенной температуры, влаги и агрессивных сред;
- каждый сотрудник, получающий индивидуальный дозиметр, инструктируется о правилах его ношения.
Номера выданных индивидуальных дозиметров фиксируются в специальном журнале, форма которого приведена в Приложении 2. Там же фиксируются даты раздачи и сбора дозиметров, тип измерения (фоновое или рабочее), а также результаты измерений. Факты нарушения правил ношения должны фиксироваться в графе "Примечание".
Контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных сотрудниками, осуществляются в рамках единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения (ЕСКИД).
Часть 8
Поверка индивидуальных дозиметров.
Для правильной оценки показаний индивидуальных дозиметров необходимо регулярно осуществлять их поверку.
Поверка индивидуальных дозиметров осуществляется в организациях, имеющих право на поверку, с помощью образцовых источников гамма-излучений или специальной рентгеновской установки.
Дозиметры необходимо поверять не реже 1 раза в год.
Часть 9
Погрешность измерения методов ИДК
В предыдущих разделах были даны рекомендации по выбору методов контроля, градуировки дозиметров, приведены материалы, характеризующие технические параметры различных видов дозиметров. Согласно рекомендациям 19 и 20 МКРЕ погрешность измерения определяют поставленными задачами радиационного контроля. При регистрации дозы на уровне ПДД допустимая погрешность около +/- 30%, на уровне 0,1 ПДД - до 300%.
Таким образом, приведенные в таблице 2 сведения о характеристиках индивидуального контроля свидетельствуют о возможности применения для индивидуального контроля любого типа дозиметра.
Более жесткие требования к погрешностям измерения предъявляются к аварийным дозиметрам.
На месте аварии в течение 2 часов необходимо обеспечить разделение людей, подвергшихся и не подвергшихся облучению. Предварительная информация о дозах их облучения должна быть с погрешностью до 200%.
При регистрации доз излучения в диапазоне от 0,1 до 1 Гр (0,10 – 1,00 Зв) - погрешность не более 25%; от 1 до 10 Гр (1,00 – 10,00 Зв) - до +/- 15%, от 10 до 100 Гр (10,00 – 100,00 Зв) - до +/- 25%.
Часть 10
Оценка данных дозиметрического контроля
Поскольку основной задачей дозиметрического контроля является определение дозы внешнего облучения с целью предупреждения переоблучения выше установленных НРБ и ПДД, особое внимание должно уделяться оценке полученных данных.
Результаты дозиметрического контроля должны регулярно и тщательно заноситься в специально заведенный для этой цели журнал и карточку ИДК.
В конце каждого квартала ответственный за РБ должен подводить итоги и в зависимости от уровней облучения принимать соответствующие решения:
- разрешение дальнейшего продолжения работ с источниками ионизирующих излучений;
- возможность продолжения работ с источниками ионизирующих излучений только на определенный промежуток времени.
Одновременно выясняются причины, повлекшие за собой превышение предельно допустимых доз облучения, и намечаются мероприятия для их устранения.
Часть 11
Сохранение информации об облучении персонала
Регистрация доз облучения ведется поквартально в журнале учета доз внешнего облучения и карточках учета индивидуальных доз облучения, а фактической продолжительности работы сотрудников в условиях облучения посуточно в специальном журнале.
При переходе работника предприятия на другую работу, связанную с ионизирующими излучениями, или в случае другой необходимости ему выдается заверенная копия карточки индивидуального учета доз.
Справки заверяются руководством предприятия и скрепляются печатью.
Сохранение информации об облучении персонала групп А и Б включает создание и хранение индивидуальных записей об облучении каждого сотрудника.
Результаты дозиметрического контроля оформляют протоколом в форме индивидуальных записей об облучении сотрудника в течение контролируемого периода.
В записи об облучении сотрудника в установленном порядке должны быть отражены индивидуальные данные об облучении, в том числе:
- идентификационная информация об индивидууме и его профессиональной деятельности;
- индивидуальные дозы облучения, полученные в течение периода контроля и календарного года;
- информация относительно облучения сотрудника:
- за период трудовой деятельности, предшествовавший поступлению на работу в данную организацию;
- за период прикомандирования к другим организациям;
- в результате радиационных аварий и планированного повышенного облучения.
Индивидуальные записи об облучении сотрудника периодически обновляются в соответствии с длительностью соответствующего контролируемого периода и хранятся в виде твердой копии в архиве, а также в электронной форме - в электронной базе данных дозиметрического контроля учреждения, части, формирования, требования к которой определяются Положением об АСИДК-МЧС. Сроки хранения индивидуальных записей об облучении сотрудника устанавливаются в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99/2010. Зарегистрированные результаты учета доз облучения хранятся в учреждении, части, формировании в течение 50 лет после увольнения сотрудника.
По завершении отчетного года, по всем листам учета данных ИДК, заполненным в течение текущего года, каждая медицинская организация составляет статистический отчет по форме N 1-ДОЗ.
В соответствии со статьей 11 Федерального закона "Об информации, информатизации и защите информации" N 24-ФЗ от 20.02.95 индивидуальные записи об облучении работника относятся к категории конфиденциальной информации.
Первичной формой учета и хранения результатов дозиметрического контроля является "Журнал учета индивидуальных доз". Заполнение всех граф данного журнала является обязательным. Качество и своевременность внесения записей в журнал контролируется лицом, ответственным за проведение дозиметрического контроля.
Данные, приведенные в журнале, являются основой для создания компьютерной автоматизированной базы данных дозиметрического контроля МЧС России.
Порядок использования информации об индивидуальных дозах внешнего облучения сотрудников МЧС России определяет руководство МЧС России.
Приложение
Глоссарий (Термины и определения)
Дополнить понятиями с НРБ-99/2009
Для выработки единого понимания терминов и определений, используемых в Руководстве и приведения их в соответствие международным стандартам определен следующий глоссарий:
Авария
Любое непреднамеренное событие, связанное с неправильными действиями персонала, неисправностью оборудования или другими причинами, последствиями или потенциальными последствиями которого нельзя пренебречь с точки зрения радиационной защиты.
Активация
Производство радионуклидов в процессе облучения.
Активность
Активность А – мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени. Единицей активности является беккерель (Бк).
Для определенного количества радионуклида в определенном энергетическом состоянии в заданный момент времени определяется как А = dN/dt, где dN – ожидаемое число спонтанных ядерных превращений при данном энергетическом состоянии за интервал времени dt. Единицей активности является обратная секунда (с-1), имеющая название беккерель (Бк).
Кюри 3,7 х1010 БК
Вмешательство
Любое действие, направленное на снижение или предотвращение воздействия или возможности воздействия неконтролируемых или вышедших из под контроля источников, например, в следствии аварии или, в контексте данного документа, в результате радиологической атаки.
Воздействие излучения и Загрязнения
Понятие воздействие излучения или от источника, или на человека, простое: воздействие излучения означает феномен, связанный с излучением радиации (источником), или получения облучения (телом, например, человеком, тканью, органом). Понятие загрязнение более тонкое и чаще может пониматься неправильно. Это понятие используется для обозначения присутствия радиоактивных веществ на поверхностях или внутри твердых тел, жидкостей или газов (включая тело человека), где оно не предполагалось и нежелательно, или процессов, приводящих к их присутствию в таких местах. Величина нормируемая - величина, являющаяся мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков.
Величина операционная - величина, однозначно определяемая через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенная в стандартных условиях облучения к величине, нормируемой в целях ограничения облучения, и предназначенная для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле.
Вещество тканеэквивалентное - вещество, имеющее массовый химический состав, эквивалентный составу мягкой биологической ткани: 76,2% - кислород, 11,1% - углерод, 10,1% - водород и 2,6% - азот.
Геометрия облучения - виды наиболее вероятных полей излучения, падающих на тело человека: изотропное (2пи или 4пи) поле излучения и параллельный учет излучения, падающий на тело спереди (передне-задняя (ПЗ) геометрия).
Дезактивация
Удаление загрязнения или снижение его уровня с помощью физического или химического средства.
Детерминированный (детерминистский) эффект
Эффект излучения, в отношении которого существует пороговый уровень, выше которого тяжесть проявления этого эффекта возрастает с увеличеним дозы. Такой эффект характеризуется как серьезный детерминированный эффект, если он является смертельным или угрожающим для жизни или приводит к постоянному ущербу, снижающему качество жизни.
Детектор - чувствительный элемент, предназначенный для преобразования энергии ионизирующего излучения в другой вид энергии, удобный для индикации, последующей регистрации и/или измерения
Доза
Мера излучения, полученного или «поглощенного» объектом. В зависимости от контекста используются величины, называемые поглощенная доза, доза на орган, эквивалентная доза, эффективная доза, ожидаемая эквивалентная доза или ожидаемая эффективная доза. Определяющие прилагательные часто опускаются, если они не нужны для определения интересующей величины.
Доза облучения
Значимость радиологической атаки для здоровья человека будет определяться результирующим радиационным воздействием на людей и более точно дозой облучения, полученной облученными. МКРЗ использует термин радиационное воздействие в широком смысле для характеристики процесса нахождения под воздействием радиации или радиоактивного материала и использует термин доза облучения как общее понятие, выражающее количество энергии, полученной веществом от радиационного воздействия. С различными оговорками с термином доза связывают различные дозиметрические понятия.
Доза индивидуальная – мера, характеризующая степень воздействия ионизирующего излучения на конкретного человека.
Дозиметр (краткая форма термина дозиметрический прибор) - прибор или установка для измерения дозы ионизирующего излучения или мощности дозы излучения, и/или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им объекту, находящемуся в поле действия излучения.
Дозиметр индивидуальный - прибор для измерения дозы и/или мощности дозы ионизирующего излучения и/или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им всему телу человека, определенному органу или ткани человеческого тела, находящимся в поле его действия. Габаритные размеры и масса индивидуального дозиметра позволяют, не затрудняя выполнения производственных операций, применять его для ношения человеком с целью получения дозиметрической информации.
Дозиметрический наряд – письменное распоряжение на безопасное проведение радиационно-опасной работы, определяющее содержание, место, время, условия ее выполнения, необходимые меры радиационной безопасности, состав бригады и лиц, ответственных за безопасность работы.
Дозовый предел
Величина эффективной или эквивалентной дозы для индивидуума, признанная в качестве предельно допустимой в условиях нормальной работы.
Защитное действие
Вмешательство, цель которого исключить облучение или снизить дозы для членов общества в ситуациях острого или хронического облучения.
Ионизирующее излучение
Для целей радиационной защиты это излучение, способное генерировать в биологическом (их) материале(ах) ионные пары.
Индивидуальный дозиметрический контроль – определение индивидуальной дозы облучения индивидуума за определенный период времени.
Источник ионизирующего излучения – радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие норм и правил обеспечения радиационной безопасности.
Источник
МКРЗ использует термин источник для обозначения того, что может вызвать облучение. Типы источников варьируются от ядерных установок и других ядерных объектов, обычно содержащих огромные запасы радиоактивных продуктов деления и активации, до простых герметичных источников радиоактивных материалов. Термин используется и более широко, чтобы показать причину воздействия излучения или радионуклидов, а не обязательно отдельного физического источника излучения. Например, если радиоактивные материалы выброшены в окружающую среду из установки, то в целом установка может рассматриваться как источник; если радиоактивные материалы уже рассеяны в окружающей среде, то часть из них, которая действует на людей, может рассматриваться как источник.
Источники-сироты
Термин «сирота» или «осиротевший» источник используется во всем мире для характеристики неконтролируемого радиоактивного источника, который или никогда не контролировался, или был заброшен, украден, потерян, перемещен без соответствующей санкции.
Коллективная доза
Величина, описывающая общую дозу облучения группы людей и определяемая как произведение числа лиц, на которых воздействует источник, на их среднюю дозу. Коллективная доза измеряется в человеко-зивертах (чел.-Зв).
Контроль
В рамках понятия контроля за радиоактивными источниками МКРЗ использует термин контроль, означающий и периодические проверки, и постоянное наблюдение, и верификацию безопасности и охраны таких источников, а также слежение за тем, чтобы меры по коррекции и усилению принимались только в том случае, когда на это указывают результаты проверок. Контроль за радиационными источниками должен быть соизмерим с их потенциальной опасностью.
Контроль оперативный – контроль радиационного параметра с получением информации о нем в любой момент или за любой промежуток времени по мере необходимости.
Контроль радиационный – получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
Контроль текущий – контроль радиационного параметра с получением информации о нем за определенный промежуток времени.
Контроль дозиметрический (ДК) - контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников и мощности дозы на рабочих местах, обусловленных обращением с техногенными источниками ионизирующего излучения. Включает групповой и/или индивидуальный дозиметрический контроль.
Контроль дозиметрический групповой (ГДК) - контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки (мощности дозы) в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.
Контроль дозиметрический индивидуальный (ИДК) - контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника.
Контрольный уровень - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т. д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Критическая группа
Группа людей, достаточно однородная с точки зрения воздействия данного радиационного источника и данного пути облучения, и состоящая обычно из лиц, получающих самую высокую эффективную или эквивалентную (если применимо) дозу от данного пути поступления и данного источника.
Место контроля – место для выдачи и\или контроля дозиметров для проведения радиационно-опасных работ.
Место рабочее – место постоянного или временного пребывания сотрудников для выполнения функциональных обязанностей в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно.
Мощность дозы – доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).
Мониторинг - измерение дозы или загрязнения для оценки или контроля воздействия излучения или радиоактивных веществ и интерпретация результатов.
Область наблюдения - любая территория, не обозначенная как контрольная, но где ведутся наблюдения за условиями профессионального облучения, если даже обычно нет необходимости применения специальных защитных мер и мер безопасности.
Облучение – воздействие на человека ионизирующего излучения.
МКРЗ использует термин облучение в общем смысле, который означает воздействие на людей излучения или радионуклидов, последствия облучения определяются полученной дозой. Таким образом, облучение – это действие или состояние подверженности воздействию излучения. Облучение может быть внешним (от источников вне тела человека) или внутренним (от источников, попавших в организм). Облучение можно разделить на ряд видов: облучение в условиях нормальной работы, потенциальное, профессиональное, медицинское, облучение населения и в ситуациях вмешательства, таких как после радиологической атаки, либо острое, либо хроническое. Термин облучение используется также в радиационной дозиметрии для описания количества ионизации, генерированной в воздухе ионизирующим излучением.
Облучение сотрудников
Облучение сотрудников от радиационных источников, исключая профессиональное или медицинское облучение и облучение от естественного радиационного фона, но включая облучение от санкционированных источников при обычной деятельности, а также в результате вмешательства, например, в ситуации после радиологической атаки или ЧС на РОО.
Облучение внешнее – облучение человека от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.
Облучение внутреннее – облучение органов и тканей человека в результате поступления радионуклидов в организм человека
Особые делящиеся материалы
Особые делящиеся материалы включают: плутоний, кроме плутония с изотопной концентрацией, превышающей 80% по плутонию-238; уран-233 и уран, обогащенный изотопами 235 или 233.
Охрана и безопасность
Термин охрана очень часто смешивают и путают с более широким понятием безопасность. На языке Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ) безопасность источника означает набор административных, технических и управленческих характеристик, направленных на снижение возможности нанесения человеку вреда в результате радиационного воздействия от такого источника. Охрана источника относится к характеристикам, направленным на предотвращение любого несанкционированного владения источником или его использования путем надзора за соблюдением контроля за источником. Охрана источника чрезвычайно важное, но не всегда достаточное условие безопасности источника.
Поглощенная доза – это средняя энергия, переданная излучением ткани, органу или всему телу на единицу массы этой ткани, органа или всего тела. Единица измерения поглощенной дозы – грей (Гр), которая эквивалентна Дж\кг (в некоторых странах используется единица рад, где 100 рад = 1 Гр).
Профессиональное облучение - любое облучение работников во время работы, например, спасателей.
Персонал – лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).
Распоряжение – устное или письменное задание на безопасное проведение работ, определяющее ее содержание, место, время, меры РБ (при необходимости) и лиц, которым поручено ее выполнение. Распоряжения имеют разовый характер, действуют в течение одной смены. По распоряжениям выполняются небольшие по объему работы, не требующие подготовки рабочего места.
Радиационный и Радиоактивный
Источник радиационного воздействия необязательно будет радиоактивным. Типичные нерадиоактивные источники радиационного излучения – это различные типы электрогенераторов излучения, такие как рентгеновские аппараты и ускорители частиц, которые испускают излучение, пока работают, но не испускают при выключении электричества. И наоборот, радиоактивные источники радиационного излучения (или, короче, радиоактивные источники) испускают излучение, потому что содержат радиоактивные вещества. Типичные примеры радиоактивных источников – это герметичные капсулы, содержащие радионуклиды, такие как кобальт-60 и цезий-137, которые никогда не прекращают испускать излучение. Из них только те источники, которые содержат значительное количество радиоактивных веществ, подходят для злонамеренных целей. (Количество радиоактивности, вовлеченное в радиологическую атаку, обычно называется характеристиками источника выброса). Все радиационные источники, будь то радиоактивные или нерадиоактивные, могут рассматриваться с точки зрения безопасности, и наоборот, не все радиационные источники, а только те радиоактивные источники, которые содержат значительное количество радиоактивных веществ, могут рассматриваться с точки зрения охраны в связи с потенциальными террористическими атаками.
Справочник – хранящаяся в БД информация о различных характеристиках АЭС, используемая при работе АРМ АСИДК.
Средство индивидуальной защиты (СИЗ) – средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.
Самодельное ядерное устройство (СЯУ)
Грубое оружие, изготовленное с использованием расщепляющего ядерного материала, полученного незаконным путем и способного обеспечить цепную реакцию. Такое оружие может быть либо полностью самодельным, либо изготовленным на основе военного оружия. Наносимый вред обусловлен энергией или излучением в результате цепной реакции или распада продуктов цепной реакции.
Ситуации длительного облучения
Радиоактивные остатки после злонамеренного акта могут сохраняться в окружающей среде долгое время и приводить к длительному радиационному воздействию.
Средства радиоактивного рассеяния – СРР
Детонация традиционных взрывчатых веществ с использованием обычного радиоактивного источника, например, применяемых в медицине и промышленности, в прессе получила название «грязные бомбы», но правильнее это именовать средствами радиоактивного рассеяния, или СРР. Рассеяния радиоактивного материала в окружающую среду можно достичь без взрыва, открыв контейнер с источником, если материал распыляемый, или переработав материал и сделав его распыляемым.
Стохастические эффекты облучения
Индуцированный излучением эффект для здоровья, вероятность развития которого выше при более высоких дозах и тяжесть проявления которого (если он развился) не зависит от дозы. Стохастические эффекты могут быть соматическими или наследственными и обычно не имеют пороговой дозы.
Угроза
В контексте радиологической атаки МКРЗ использует термин угроза для описания многообразия рисков нарушения режима охраны в отношении устройств и установок, содержащих радиоактивные материалы.
Характеристики источника выброса. Радиоактивность
За исключением СЯУ, которые требуют отдельного рассмотрения, мощность радиологической атаки определяется количеством вовлеченного радиоактивного материала (и его радионуклидным составом), что получило название характеристики источника выброса (ХИВ). Главная величина, определяющая ХИВ, - активность радиоактивных веществ (радиоактивность), вовлеченных в событие, для каждого из вовлеченных радионуклидов. Она характеризует, сколько испускается излучения диспергированными веществами. Единица измерения радиоактивности – обратная секунда (с-1), которая называется беккерель (Бк) (хотя в ряде стран принята другая единица – кюри (Ки), которая определяется как содержание радиоактивности в 1 г радия). Величина радиоактивности один беккерель соответствует чрезвычайно малому количеству радиоактивного вещества, это намного меньше, чем одна миллиардная часть одного кюри (1 Ки = 3,7·1010 Бк). В случае взрыва СЯУ, помимо радиации, высвобождаемой радиоактивностью, образовавшейся во время атаки, может наблюдаться значительный поток нейтронов в первые минуты взрыва.
Эквивалентная доза
Величина HT,R определяется как
HT,R = DT,R · WR
где DT, R – поглощенная доза от излучения R, осредненная для ткани или органа T, а WR – взвешивающий коэффициент для излучения R. Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными величинами WR, то эквивалентная доза определяется в виде
HT = ΣR DT,R · WR
Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж ·кг-1, которая имеет название зиверт (Зв).
Эффективная доза
Величина Е, определяемая как сумма произведений эквивалентной дозы в ткани и соответствующего взвешивающего коэффициента для данной ткани:
Е = ΣT wT · HT ,
где HT – эквивалентная доза в ткани Т, а wT – взвешивающий коэффициент для ткани Т. Из определения эквивалентной дозы следует, что
Е = ΣT wT · ΣR WR · DT,R ,
WR – радиационный взвешивающий коэффициент для излучения R, а DT,R – средняя поглощенная доза в органе или ткани . Единица измерения эффективной дозы - Дж ·кг-1, которая имеет специальное наименование – зиверт (Зв).
Эквивалент дозы (Н) - произведение поглощенной дозы в точке на средний коэффициент качества излучения, воздействующего на биологическую ткань в данной точке.
Единица эквивалента дозы - Зиверт (Зв).
Амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза) (Н*(d)) - эквивалент дозы, который был бы создан в шаровом фантоме на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленному и однородному. Амбиентный эквивалент дозы используется для характеристики поля излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома.
Индивидуальный эквивалент дозы (Н (d)) – эквивалент дозы в мягкой биологической ткани, определяемый на глубине d (мм) под рассматриваемой точкой на теле.
Принятые сокращения
АЭС | Атомная электрическая станция |
ГДК | Групповой дозиметрический контроль облучения |
ДК | Дозиметрический контроль |
ЗСР | Зона строгого режима |
ИДК | Индивидуальный дозиметрический контроль |
ИИ | Ионизирующее излучение |
ИИИ | Источник ионизирующих излучений |
ИКУ | Индивидуальный Контрольный Уровень |
КИД | Контрольный индивидуальный дозиметр |
КУ | Контролируемый уровень |
ПГД, ПГ - дозиметр | Персональный гамма-дозиметр |
ПРБ | Правила радиационной безопасности |
РОО | Радиационно-опасный объект |
ЧС | Чрезвычайная ситуация |
Приложение 2
Журнал контроля облучения
за _________________________месяц 201___ г.
(наименование органа управления, учреждения, части, формирования, команды, группы)
№ п/п | Фамилия и инициалы | Должность | Дата начала облучения | Доза облучения в мкЗв нарастающим итогом по датам измерения | Суммарная доза облучения за | Особые отметки | ||||
02.04 200 г. | 07.04 200 г. | 14.04 200 г. | 25.04 200 г. | первые четверо суток | месяц | |||||
Пример заполнения | ||||||||||
1 | Командир звена | 02.04 20 г. | 0,20 | 0,40 | 0,60 | 1,00 | 0,40 | 1,00 | ||
2 | Бульдозерист | 02.04 20 г. | 0,10 | 0,20 | 0,40 | 0,60 | 0,20 | 0,60 | ||
и т. д. | ||||||||||
Руководитель (Командир начальник) ___________________________
(подпись, фамилия)
Приложение 3
Карточка учета доз облучения
(Первая страница)
Карточка учета доз облучения
Фамилия Сидоров
Имя Федор
Отчество Петрович
(Вторая страница)
Дата (период облучения) | Доза, мкЗв | Подпись руководителя |
10.5 – 17.5 20…г. | 20 | Кислов |
17.5 – 25.5 20…г. | 40 | Кислов |
и т. д. |
