Задачи по радиационной безопасности с решением


Задачи на занятии № 21 по теме «Радиационная безопасность»

Задачи по Общей гигиене на тему «Радиационная безопасность»

Задача 1

Больному с хроническим миелолейкозом для оценки состояния печени шприцом вводят радиоактивный технеций-99М

Задание:

  1. Какую лучевую нагрузку получат кисти рук врача при введении радиоактивного вещества шприцом в течение 5 минут? Активность Те99 в шприце 1,85x107 Бк. Толщина стенки шприца 1 мм. Энергия излучения 0,14 МэВ.

  2. Оцените эффективность защиты рук от ионизирующего излучения по использовании защитного шприца с толщиной свинцового эквивалента 2 мм?

  3. От какого вида облучения защищает использование латексных перчаток и почему?

  4. Какие виды излучения наиболее опасны при попадании радиоактивного вещества внутрь организма и почему?

  5. Чем обусловлен набор средств индивидуальной защиты? Приведите примеры

Задача 2

Больному терапевтического отделения с системной красной волчанкой острого течения проводится диагностическое исследование с помощью палатного рентгеновского аппарата. Врач-терапевт находится за защитной ширмой.

Задание:

  1. Укажите вид облучения медицинского персонала и дайте характеристику виду ионизирующего излучения.

  2. Кто в данной ситуации подвергается медицинскому облучению?

  3. Рассчитайте безопасное расстояние для лечащего врача, находящегося в зоне рассеянного излучения. Анодное напряжение 100 кВ.

  4. Какие принципы обеспечения радиационной защиты реализуется в этой ситуации по отношению к медицинскому персоналу?

  5. Укажите, как должно осуществляться медицинское обеспечение радиационной безопасности персонала.

Задача 3

Контейнер с приготовленным для ведения радиоактивным технецием-99М находится в течение 1 часа в предоперационной.

Задание:

  1. Рассчитайте безопасное расстояние для медсестры радиологического отделения, которая за предыдущие дни недели получила дозу облучения, равную 0,25 мЗв. Толщина контейнера из свинца 4 мм. Активность радиоактивного вещества 37х1010 Бк, энергия излучение 0,14МэВ.

  2. Какой принцип обеспечения радиационной безопасности при этом соблюдается?

  3. Возможно ли при использовании радиоактивного вещества загрязнение окружающей Среды?

  4. Как должна осуществляться защита от внутреннею облучения медицинского персонала?

  5. Перечислите мероприятия по контролю состояния здоровья персонала радиологического отделения.

Задача 4

В отделении реанимации больному с отеком легких проводятся рентгенологическое исследование с помощью палатного рентгеновского аппарата.

Задание:

  1. Укажите особенности механизма действия ионизирующего излученияна организм человека.

  2. На каком безопасном расстоянии должен находиться врач-рентгенологпри проведении исследования (анодное напряжение 100 кВ)?

  3. Как можно изменить ситуацию? Ваши сценарии. Ответ подтвердитенеобходимыми расчетами.

  4. Какой нормативный документ регламентирует уровни воздействияионизирующего излучения?

  5. Перечислите пути обеспечения радиационной безопасности.

Задача 5

Тяжелобольному с двусторонней плевропневмонией проводятрентгенографическое исследование в положение стоя.

Задание:

  1. Какую лучевую нагрузку получит медсестра реанимационного отделения, поддерживающая больного в вертикальном положении и находясь рядом с ним во время исследования на расстоянии от источника 1 м? Время просвечивания в зоне первичного пучка излучение 2 сек, анодное напряжение 100 кВ.

  2. Оцените полученные результаты, сравните их с нормами радиационной безопасности.

  3. Как изменится доза при использовании легкого защитного фартука? Ответ подтвердите расчетом.

  4. Какими другими мерами радиационной защиты можно усилить безопасность медсестры и пациента?

  5. К каким эффектам экспозиции ионизирующим излучением может привести несоблюдение мер радиационной безопасности и в чем они могут проявиться?

Задача 6

Для лечения рака простаты больному имплантируют иглу с I131 активностью 3x10 Бк. Энергия излучения 0,36 МэВ.

Задание:

  1. Назовите тип источника.

  2. Какому виду облучения может подвергаться медицинский персонал во время операции?

  3. Какой принцип обеспечения радиационной безопасности по отношению к пациенту должен соблюдаться в первую очередь?

  4. Рассчитайте мощность эквивалентной дозы ионизирующего излученияна расстоянии 0,25 м от больного.

  5. Перечислите принципы радиационной защиты от ионизирующегоизлучения. Какой из них Вы можете предложить в данной ситуации?Подтвердите эффект снижения дозы воздействия математически.

Задача 7

Больному вводят цилиндры радиоактивного Au198 в ткань неоперабельного рака бронхов.

Задание:

  1. Рассчитайте дозу ионизирующего облучения хирурга при продолжительности операции 1,0 ч. Активность Аu198 2,3 х 10 Бк. Энергия излучения 1,08 МэВ. Расстояние до источника 0,5 м.

  2. Прокомментируйте полученные результаты.

  3. При какой толщине экрана из свинца доза облучения не будет превышать ориентировочную недельную допустимую дозу?

  4. Дайте сравнительную характеристику проникающей способности различных видов излучения. Обоснуйте эффективность материалов защитных экранов.

  5. Как должен осуществляться контроль радиационной безопасности в данной ситуации?

Задача 8

Больному проводят фистулографию под контролем рентгеноскопии в горизонтальном положении. Во время операции руки хирурга в течение 1 минуты находятся в зоне первичного пучка рентгеновского излучения.

Задание:

  1. Какому виду излучения и облучения подвергается врач? Дайте их сравнительную характеристику.

  2. Рассчитайте лучевую нагрузку на кисти рук хирурга при расстоянии до источника 20 см. Анодное напряжение 100 кВ

  3. Прокомментируйте полученные результаты.

  4. Как снизят дозу рентгеновского излучения использование резиновых перчаток? Ответ аргументируйте расчетом. Предложите свои варианты обеспечения радиационной безопасности врача.

  5. К каким эффектам может привести переоблучение организма? В чем они будут проявляться?

Задача 9

Больному с калькулезным холециститом проводится холецистэктомия под контролем рентгенологического исследования.

Задание:

  1. Рассчитайте дозу рентгеновского облучения хирурга, находящегося в зоне рассеянного излучения на расстоянии 0,5 м от хирургического передвижного рентгеновского аппарата. Суммарное время проведения рентгенографических исследований 10 сек. Анодное напряжение 100 кВ.

  2. Сколько таких операций под контролем рентгеновского изображения он может сделать в течение недели с учетом равномерного распределения дозовой радиационной нагрузки в течение года?

  3. Ваши предложения по эффективному снижению дозы рентгеновского излучения на медицинский персонал хирургического отделения.

  4. Как должен осуществляться контроль радиационной безопасности?

  5. Дайте определение стохастических эффектов. Приведите примеры.

Соседние файлы в предмете Гигиена

studfiles.net

Сборник ситуационных задач и тестовых - Стр 23

радия являются:

1.нахождение в стационаре только на момент введения иглы

2.амбулаторное лечение без права посещения работы

3.домашний режим

4.лечение только в стационаре

11.Не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения соответствует принципу:

1.обоснования

2.оптимизации

3.защиты количеством

4.нормирования

12.При проведении рентгенологических исследований радиационная безопасность должна быть обеспечена:

1.персоналу рентгеновского кабинета

2.ограниченной части населения, проживающей в радиусе 200 м от источника

3.обследуемым пациентам

4.сотрудникам, находящимся в зоне воздействия рентгеновского излучения

13.При стохастических эффектах воздействия ионизирующего излучения нет:

1.порога дозы

2.связи между дозой и тяжестью проявления эффекта

3.специфичности

4.пропорциональности между вероятностью возникновения и дозой

14.Для защиты рук персонала от рентгеновского излучения эффективны перчатки:

1.резиновые

2.хлопчатобумажные

3.со свинцовым эквивалентом

220

4.пластиковые

15.Стационарная защита при организации отделения дистанционной терапии должна включать:

1.вход по типу «лабиринта»

2.телевизионные устройства для наблюдения за больными

3.устройство мощных перекрытий, перегородок из бетона и свинца

4.организацию специальных систем водопровода и канализации

16.После сеансов дистанционной лучевой терапии больной является:

1.радиаопасным для окружающих

2.опасности для окружающих не представляет

поэтому лечение пациентов

3.должно проводиться только в условиях стационара

4.допускается амбулаторное ведение больных

17.Лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия ионизирующего излучения, относятся к:

1.группе «А»

2.группе «Б»

включая

3.травматологов

4.стоматологов

18.Стохастические эффекты от воздействия на организм ионизирующего излучения могут проявляться в виде:

1.лучевой болезни

2.лейкозов

3.бесплодия

4.аномалий развития плода

19.К детерминированным эффектам воздействия ионизирующего излучения относятся:

1.лучевые ожоги

2.трофические расстройства

221

3.злокачественные новообразования

4.катаракта хрусталика

20.Мерой защиты персонала от внутреннего облучения является:

1.защита количеством

2.защита временем

3.защита экраном

4.использование средств индивидуальной защиты

Примеры решения ситуационных задач по обеспечению радиационной безопасности

Задача 1

Какой толщины требуется защитный экран из свинца при приготовлении медсестрой раствора Au198 активностью 4,8. 109Бк (расстояние до источника 0,5 м, энергия излучения 0,4 МэВ)?

Решение.

Ссылки на справочный материал см. Архангельский В. И. Семеновых Л. Н. Макарова ВВ. Семеновых Г. К.Учебно-методическое пособие «Радиационная безопасность медицинского персонала при работе с источниками ионизирующего излучения». М., 2003

1.Определение мощности поглощенной дозы

P

= 106 ∙ G ∙ А ∙ 3600

R 2

Керма-постояннаяAu198 (Приложение, табл. 11) составляет 15,1 аГр. м2/с. Бк или10-18 . 15,1 Гр м2/с. Бк

P =

106

∙15,1∙10−18 ∙ 4,8 ∙109 ∙ 3600

= 1043,7

мкГр/час

0,52

Так как Wr = 1 (Приложение, табл. 9), мощность эквивалентной дозы (Н) равна мощности поглощенной дозы (Р).

2. Рассчет коэффициента ослабления ионизируюшего излучения. Для этого находим Нпроект. (табл. 5), равную 6 мкЗв/ч и определяем К.

222

K =

H

=

1043,7

= 173,95

Hпроект.

6

3.Толщину экрана определяется по таблице 12 (Приложение). При К = 173,95

иэнергии излучения 0,4 МэВ толщина экрана из свинца должна быть не менее 2,6 см.

Задача 2

Определите величину свинцового эквивалента передвижной ширмы для защиты рентгенолога от рассеянного рентгеновского излучения при работе с палатным рентгеновским аппаратом у постели больного (расстояние до рентгеновского аппарата 110 см, анодное напряжение 100 кВ, сила тока 1мА) .

Решение

Для определения эффективной защиты необходимо рассчитать коэффициент кратности ослабления по формуле:

К = Ррасч. / ДМД = 103 . Н. W. N) / (30. г2 . ДМД)

При анодном напряжении 100 кв радиационный выход (Н) равен 9 мГр м2/ (мА мин) (Приложение– таблица 15). Величина рабочей нагрузки W при использовании палатного рентгеновского аппарата составляет 200 (мА мин)/нед.(Приложение, табл.16). ДМД для персонала группы А равна 13 мкГр/ч (табл.7). При рассеянном рентгеновском излучении коэффициент направленности N равен 0,05.

К = (103 * 9* 200* 0,05) / (30* 1,21* 13) = 190, 7

По таблице 17 (Приложение) находим толщину защиты из свинца, которая составляет 1 мм

Ситуационные задачи по теме модуля «Радиационная безопасность медицинского персонала при работе

с источниками ионизирующих излучений»

Задача 1

Для лечения рака простаты больному имплантируют иглу с I131 активностью 3х107 Бк. Энергия излучения 0,36 МэВ.

223

Задание

1.Назовите тип источника.

2.Какому виду облучения может подвергаться медицинский персонал во время операции?

3.Какой принцип обеспечения радиационной безопасности по отношению

кпациенту должен соблюдаться в первую очередь?

4.Рассчитайте мощность эквивалентной дозы ионизирующего излучения на расстоянии 0,25 м от больного.

5.Перечислите принципы радиационной защиты от ионизирующего излучения. Какой из них Вы можете предложить в данной ситуации? Подтвердите эффект снижения дозы воздействия математически.

Задача 2

При лечении болезни Иценко-Кушингапроводится внутритканевая терапия имплантацией в ткань мозга Со60.

Задание

1.Укажите вид ионизирующего излучения, воздействующего в процессе операции на медицинский персонал. Дайте его характеристику.

2.Возможно ли загрязнение окружающей среды радиоактивным веществом? ответ поясните?

3.Рассчитайте мощность дозы ионизирующего излучения на расстоянии 50 см от больного при имплантации в ткань мозга 12 гранул Со60. (Активность одной гранулы 0,037х1010 Бк, энергия излучения 1,33 МэВ).

4.Выполнение какого принципа радиационной защиты позволит эффективно снизить дозу ионизирующего излучения? Ответ аргументируйте математически.

5.Требует ли вышеуказанная ситуация осуществлять контроль радиационной обстановки?

Задача 3

Больному проводят фистулографию под контролем рентгеноскопии в горизонтальном положении. Во время операции руки хирурга в течение 1 минуты

224

находятся в зоне первичного пучка рентгеновского излучения.

Задание

1.Какому виду излучения и облучения подвергается врач? Дайте их сравнительную характеристику.

2.Рассчитайте лучевую нагрузку на кисти рук хирурга при расстоянии до источника 20 см. Анодное напряжение 100 кВ.

3.Прокомментируйте полученные результаты.

4.Как снизят дозу рентгеновского излучения использование резиновых перчаток? Ответ аргументируйте расчетом. Предложите свои варианты обеспечения радиационной безопасности врача.

5.К каким эффектам может привести переоблучение организма? В чем они будут проявляться?

Задача 4

Больному вводят цилиндры радиоактивного Аu198 в ткань неоперабельного рака бронхов.

Задание

1.Рассчитайте дозу ионизирующего облучения хирурга при продолжительности операции 1,0 ч. Активность Au 198 2,3 х 1010 Бк. Энергия излучения 1,08 МэВ. Расстояние до источника 0,5 м.

2.Прокомментируйте полученные результаты.

3.При какой толщине экрана из свинца доза облучения не будет превышать ориентировочную недельную допустимую дозу?

4.Дайте сравнительную характеристику проникающей способности различных видов излучения. Обоснуйте эффективность материалов защитных экранов.

5.Как должен осуществляться контроль радиационной безопасности в данной ситуации?

Задача 5

В отделении кардиореанимации больному после операции на сердце проводились контрольные рентгенологические исследования в 12 и 18 часов с

225

использованием палатного рентгеновского аппарата.

Задание

1.Какую лучевую нагрузку получит врач рентгенолог, находясь в зоне рассеянного излучения на расстоянии 0,5 м от источника? Время одного просвечивания 5 сек. Анодное напряжение 100 кВ.

2.Сколько таких исследований может сделать рентгенолог в течение недели при равномерном распределении радиационной нагрузки в течение года?

3.Ваши рекомендации по снижению дозы облучения.

4.Как принцип обоснования реализуется при проведении рентгенодиагностических исследований?

5.Какой Федеральный закон требует обязательного соблюдения гражданами России санитарных норм и правил?

Задача 6

Больному с хроническим миелолейкозом для оценки состояния печени шприцом вводят радиоактивный технеций-99М

Задание

1.Какую лучевую нагрузку получат кисти рук врача при введении радиоактивного вещества шприцом в течение 5 минут? Активность I131 в шприце 1,85х107 Бк. Толщина стенки шприца 1 мм. Энергия излучения 0,14 МэВ.

2.Оцените эффективность защиты рук от ионизирующего излучения при использовании защитного шприца с толщиной свинцового эквивалента 2 мм?

3.От какого вида облучения защищает использование латексных перчаток

ипочему?

4.Какие виды излучения наиболее опасны при попадании радиоактивного вещества внутрь организма и почему?

5.Чем обусловлен набор средств индивидуальной защиты? Приведите

примеры.

Задача 7

В отделении реанимации больному с отеком легких проводится рентгенологическое исследование с помощью палатного рентгеновского аппарата.

226

Задание

1.Укажите особенности механизма действия ионизирующего излучения на организм человека.

2.На каком безопасном расстоянии должен находится врач-рентгенологпри проведении исследования (анодное напряжение 100 кВ)?

3.Как можно изменить ситуацию? Ваши сценарии. Ответ подтвердите необходимыми расчетами.

4.Какой нормативный документ регламентирует уровни воздействия ионизирующего излучения?

5.Перечислите пути обеспечения радиационной безопасности.

Задача 8

Доставка радиоактивного Au198 из хранилища в радиологическое отделение осуществляется с помощью переносного контейнера.

Задание

1.Рассчитайте дозу ионизирующего излучения, которую получит медицинская сестра за 15 мин. транспортировки контейнера вручную на расстоянии 30 см от источника. Активность Au198 3,7х1010 Бк. Энергия излучения 0,411 МэВ. Толщина свинцового эквивалента стенки контейнера 1,1 см.

2.Прокомментируйте полученные результаты.

3.Как изменится доза облучения при использовании резинового или просвинцованного рентгенологического фартука? Ваши рекомендации по снижению лучевой нагрузки.

4.Как должен осуществляться индивидуальный контроль радиационной безопасности медицинского персонала?

5.Перечислите мероприятия медицинского обеспечения радиационной безопасности.

Задача 9

Больному терапевтического отделения с системной красной волчанкой острого течения проводится диагностическое исследование с помощью палатного рентгеновского аппарата. Врач-терапевтнаходится за защитной ширмой.

227

Задание

1.Укажите вид облучения медицинского персонала и дайте характеристику виду ионизирующего излучения.

2.Кто в данной ситуации подвергается медицинскому облучению?

3.Рассчитайте безопасное расстояние для лечащего врача, находящегося в зоне рассеянного излучения. Анодное напряжение 100 кВ.

4.Какие принципы обеспечения радиационной защиты реализуется в этой ситуации по отношению к медицинскому персоналу?

5.Укажите, как должно осуществляться медицинское обеспечение радиационной безопасности персонала.

Задача 10

Перед проведением имплантации игл при внутритканевой терапии осуществляется их зарядка и размещение в матрице.

Задание

1.Рассчитайте лучевую нагрузку на кисти рук медсестры радиологического отделения при зарядке 18 игл с I131 с помощью пинцета длиной 10 см. Активность 1 иглы 3х109 Бк, энергия излучения 0,364 МэВ. Время зарядки 1 иглы 2 мин.

2.Сколько таких манипуляций она может совершить в течение месяца, чтобы не переоблучиться, исходя из равномерной радиационной нагрузки в течение года?

3.Как изменится доза облучения при использовании индивидуальных средств защиты?

4.Какой федеральный закон указывает на обязательное соблюдение гражданами России санитарных норм и правил?

5.Укажите пути обеспечения радиационной безопасности.

Задача 11

Больному терапевтического отделения проводится рентгенодиагностика с помощью палатного переносного рентгеновского аппарата.

228

Задание

1.Рассчитайте мощность дозы рентгеновского излучения на расстоянии 1

мот рентгеновского аппарата при рассеянном направлении лучей. Анодное напряжение 75 кВ.

2.Перечислите принципы обеспечения радиационной безопасности. Какой из них нарушен в данном случае? Ответ аргументируйте.

3.Какие меры защиты Вы порекомендуете медицинскому персоналу отделения, находящемуся в палате?

4.Эффективно ли в данном случае использование защитного фартука? Ответ аргументируйте математически.

5.Дайте характеристику рентгеновскому излучению, его проникающей способности и факторам на нее влияющим.

Задача 12

Перед фасовкой радиоактивного Na24 производится его выгрузка из контейнера.

Задание

1.Какому виду облучения подвергается медицинская сестра?

2.Какую лучевую нагрузку получают кисти рук медсестры при выгрузке 10 флаконов Na24 с помощью резиновых перчаток или пинцетом длиной 15 см в течение 30 сек? Активность Na24 в одном флаконе 7,4х108 Бк., толщина флакона 3 мм, резиновых перчаток – 2 мм.. Прокомментируйте полученные результаты.

3.Оцените эффективность использования пластиковых или просвинцованных рентгеновских перчаток?

4.К каким эффектам воздействия ионизирующего излучения может привести несоблюдение мер радиационной безопасности и в чем это будет проявляться?

5.Соблюдение какого принципа обеспечения радиационной безопасности важно в данной ситуации?

Задача 13

Тяжелобольному

с

двусторонней

плевропневмонией

проводят

229

studfiles.net

Ситуационные задачи для самостоятельного решения

КОНТРОЛЬ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Время: 4 часа

Рекомендации к практическим занятиям по «Радиационной и экологической медицине» для студентов 2 курса лечебного факультета и факультета по подготовке специалистов для зарубежных стран

Гомель,

ГомГМУ

МОТИВАЦИОННАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ТЕМЫ

Знание принципов и методов обеспечения радиационной безопасности необходимо для дальнейшей практической деятельности врача с целью проведения мероприятий по ограничению облучения населения, в том числе в условиях радиационной аварии, для обеспечения радиационной безопасности персонала при эксплуатации техногенных источников излучения.

Цели занятия:

1. усвоить основные принципы обеспечения радиационной безопасности населения;

2. ознакомиться с организацией и проведением индивидуального дозиметрического контроля.

Задачи занятия:

1. усвоить основные требования по обеспечению радиационной безопасности;

2. ознакомиться с основными документами, регламентирующими работу с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений: закон Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения», ГН 2.6.1.8-127-2000 «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-2000); Санитарные правила и нормы 2.6.1.8-8-2002 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности» (ОСП-2002);

3. усвоить основные принципы организации работы с источниками ионизирующих излучений.

ТРЕБОВАНИЯ К ИСХОДНОМУ УРОВНЮ ЗНАНИЙ

Для освоения темы занятия необходимо знание основ физики, общей химии, биологии, биохимии, общей гигиены. Полноценное усвоение материала практического занятия возможно при наличии у студентов адекватного представления о терминах «риск» и «безопасность», знания принципов обоснования допустимых уровней воздействия, принципов организации работ во вредных условиях труда.

МАТЕРИАЛЬНОЕ ОСНАЩЕНИЕ

1. Курс лекций по радиационной медицине.

2. Закон Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения».

3. НРБ-2000, ОСП-2002.

4. Таблица: «Основные пределы доз облучения».

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ ИЗ СМЕЖНЫХ ДИСЦИПЛИН

1. Характеристика ионизирующих излучений.

2. Основные источники ионизирующих излучений.

3. Дозиметрия ионизирующих излучений.

4. Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом.

5. Естественные радионуклиды, их миграция по пищевым цепям.

6. Охрана окружающей среды.

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ ПО ТЕМЕ ЗАНЯТИЯ

1. Международные и национальные органы регулирования и управления в области обеспечения радиационной безопасности.

2. Общая характеристика основных документов, регламентирующих обеспечение радиационной безопасности населения: Закон Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения»; Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000); Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002).

3. Пути обеспечения и оценка состояния радиационной безопасности населения: основные принципы обеспечения радиационной безопасности, категории облучаемых лиц,соответствующие им основные дозовые пределы; классы нормативов.

4. Закрытые источники ионизирующих излучений, методы защиты от внешнего облучения.

5. Открытые источники ионизирующих излучений, методы защиты от внешнего и внутреннего облучения; защита окружающей среды от радиоактивного загрязнения.

6. Пути обеспечения радиационной безопасности персонала и населения. Радиационный контроль при работе с источниками ионизирующих излучений, используемыми в медицине. Индивидуальная дозиметрия.

7. Понятие о радиационных авариях. Критерии для принятия решения по защите населения при радиационных авариях.

Учебный материал

Радиационная безопасность — это состояние защищенности настоящего и будущих поколений людей от вредного воздействия ионизирующих излучений. Обеспечение радиационной безопасности населения предусматривает проведение комплекса мероприятий (административных, технических, санитарно-гигиенических и других), ограничивающих облучение различных категорий населения в пределах допустимых порогов и обеспечивающих снижение радиоактивного загрязнения окружающей среды до наиболее низких уровней, достигаемых приемлемыми для общества средствами (с учетом социальных и экономических факторов).

В настоящее время все страны, использующие атомную энергию, имеют национальные нормативные документы, регламентирующие обеспечение радиационной безопасности, базирующиеся на рекомендациях МКРЗ.

Основной документ, регламентирующий облучение различных категорий населения в Республике Беларусь – Закон«О радиационной безопасности населения» № 122-3 от 5 января 1998 г.с соответствующими изменениями и дополнениями. Он определяет основы правового регулирования в области обеспечения радиационной безопасности населения; направлен на создание условий, обеспечивающих охрану жизни и здоровья людей от вредного воздействия ионизирующего излучения. В законе продекларированы основные принципы обеспечения радиационной безопасности при практической деятельности – принцип нормирования, принцип обоснования, принцип оптимизации (ст. 3); определены функции государства в области обеспечения радиационной безопасности (гл. 2, ст. 5) и регламентированы, соответственно, вопросы государственного управления, надзора и контроля, в т.ч. ст. 8 устанавливает основные допустимые пределы доз облучения персонала и населения на территории Республики Беларусь в результате воздействия источников ионизирующего излучения (ИИИ). Закон регламентирует общие требования по обеспечению радиационной безопасности в условиях нормальной эксплуатации ИИИ и в случае радиационной аварии. Законом определены права и обязанности граждан и общественных объединений в области обеспечения радиационной безопасности, предусмотрена ответственность за невыполнение или нарушение требований по обеспечению радиационной безопасности.

Выполнение требований Закона «О радиационной безопасности населения» регламентируется двумя основополагающими документами: Нормами радиационной безопасности (НРБ-2000) и Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002).

НРБ-2000 и ОСП-2002 базируются на трех основных принципахобеспечения радиационной безопасности:

1) Не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека от всех источников излучения (принцип нормирования);

2) Исключение всякого необоснованного облучения: 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);

3) Снижение дозы излучения до возможно низкого уровня: 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). Доза должна быть настолько низкой, насколько это возможно и достижимо с учетом социально-экономического и научного потенциала страны.

Нормирование радиационного воздействия осуществляется дифференцированно для разных категорий облучаемых лиц.

Категория облучаемых лиц— это условно выделяемая группа населения, отличающаяся по степени контакта с ионизирующим излучением.

Законом РБ «О радиационной безопасности населения» и НРБ-2000 установлены 2 категории облучаемых лиц:

1) персонал (профессиональные работники), т. е. лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с ИИИ (пример: врач-рентгенолог, лаборант радиоизотопной лаборатории).

2) все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Уровень облучения лиц этих категорий определяется по критической группе. Критическая группа — небольшая по численности группа лиц из населения (не менее 10 человек) однородная по одному или нескольким признакам — условиям проживания, возрасту, полу, социальным или профессиональным условиям, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.

Для категорий облучаемых лиц установлены три класса нормативов:

1) основные пределы доз;

2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), допустимые среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Предел дозы (ПД) — величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Предел годового поступления (ПГП) — допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

Уровень контрольный — 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. Контрольные уровни устанавливаются администрацией учреждения и учитывают достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивают условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого. Контрольные уровни, принятые в учреждении, всегда ниже допустимых уровней.

Основные пределы доз облучения приведены в таблице 1. Основные пределы доз не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) — 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) — 70 мЗв.

Таблица 1

Основные пределы доз

Нормируемые величины* Пределы доз
Персонал Население
  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.

** 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.

Требования «Норм» не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

– индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

– индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;

– 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.

Требования «Норм» не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.

Ограничение облучения населения осуществляется регламентацией или контролем следующих параметров:

· радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды (воды, воздуха, пищевых продуктов и т.п.);

· радиационной безопасности технологических процессов, которые могут привести к загрязнению радионуклидами объектов окружающей среды;

· доз облучения, полученных при проведении медицинских диагностических и лечебных процедур;

· техногенно-повышенного фона, обусловленного строительными материалами, химическими удобрениями, сжиганием органического топлива и т.п.;

Регламентация и контроль за облучением населения — компетенция Министерства здравоохранения Республики Беларусь, и осуществляются они на основе информации ведомств и служб Государственного санитарного надзора.

В соответствии с законом Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» одним из элементов обеспечения радиационной безопасности населения является создание и эффективное функционирование единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения, в рамках которой осуществляется контроль и учет индивидуальных доз облучения населения при проведении медицинских рентгенологических исследований. Этот вид радиационного воздействия определяет более 40–50 % дополнительно к фоновому облучению населения. В ст. 15 Закона «О радиационной безопасности населения» указано, что при медицинском облучении не должны превышаться установленные нормативы, должны использоваться средства защиты пациентов, врач должен проинформировать пациента о дозе облучения и возможных последствиях, пациент имеет право отказаться от медицинских рентгенорадиологических процедур. Эти положения находят дальнейшее развитие в 10 главе НРБ-2000 и 23 главе ОСП-2002.

В соответствии с постановлением Совета Министров Республики Беларусь «О единой государственной системе контроля и первичного учета индивидуальных доз облучения» организация контроля и первичного учета индивидуальных доз облучения при проведении рентгенологических исследований осуществляется администрацией лечебного учреждения.

Во избежание необоснованного переоблучения пациентов рекомендуются допустимые контрольные уровни для трех категорий обследуемых, нуждающихся в рентгенологической помощи разной степени. В зависимости от цели и показаний к проведению рентгенодиагностических исследований выделяют три категории пациентов: АД, БД, ВД. Отнесение обследуемых лиц к той или иной категории определяет индивидуальную предельную дозу, устанавливаемую по значению эффективной дозы.

Категория АД — пациенты, которым рентгенодиагностические исследования назначаются в связи с наличием или подозрением онкологического заболевания, а так же в ургентной практике (травмы, кровотечения и др.). Для этой категории дозовый контрольный уровень рекомендован таким образом, чтобы облучение не могло вызвать непосредственных лучевых поражений.

Категория БД — пациенты, которым рентгенодиагностические исследования проводятся по клиническим показаниям с целью установления (уточнения) диагноза или выбора тактики лечения при заболеваниях неонкологического характера. Для этой категории дозовый контрольный уровень рекомендован в 10 раз ниже, чем для категории АД, для предотвращения риска появления стохастических (соматических и генетических) последствий облучения.

Категория ВД —пациенты, которым рентгенодиагностические исследования проводятся с профилактической целью, а также периодические исследования после радикального лечения по поводу злокачественных опухолей. В категорию ВД также включены группы риска: работающие во вредных условиях, связанных с воздействием ионизирующих излучений, с предопухолевыми заболеваниями (фиброаденоматоз, лейкоплакия и др.).

Величины дозовых контрольных уровней, рекомендуемых для пациентов при рентгенодиагностических исследованиях представлены в таблице 2.

Таблица 2

Категории пациентов Рекомендуемый дозовый контрольный уровень, эффективная доза, мЗв/год
АД
БД
ВД 1,5

Допускается многократное обследование пациентов в течение года при условии, что суммарное значение эффективной дозы не превысит рекомендуемого контрольного уровня для данной категории. Рентгенодиагностические исследования не проводятся (за исключением жизненных медицинских показаний) женщинам, относящимся к категориям БД и ВД в период установленной или возможной беременности и детям до 15 лет, относящимся к категории ВД.

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002) являются документом, регламентирующим требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от ИИИ, на которые распространяется действие НРБ-2000. Выполнение требований ОСП-2002 обеспечивает непревышение установленных основных пределов доз. ОСП-2002 регламентируют требования к обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при эксплуатации техногенных и природных ИИИ и радиационных авариях. В частности:

· требования к размещению и проектированию радиационных объектов, зонированию территорий;

· правила организации работ с закрытыми и открытыми источниками ионизирующих излучений;

· правила обращения с радиоактивными веществами и отходами;

· требования к дезактивации помещений и оборудования;

· мероприятия по предупреждению и ликвидации радиационных аварий;

· правила использования средств индивидуальной защиты и личной гигиены;

· порядок проведения радиационного контроля.

Основные требования безопасности при работе с источниками ионизирующего излучения зависят от типа используемого на предприятии источника: закрытый или открытый ИИИ.

Закрытый источник —радионуклидный источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Кроме радионуклидных источников к закрытым ИИИ относят устройства, генерирующие ионизирующее излучение (например, рентгеновский аппарат).

При работе с закрытыми ИИИ человек подвергается только внешнему облучению.

Открытый источник — радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду. При работе с открытыми ИИИ возможно загрязнение окружающей среды и попадание радионуклидов внутрь организма, поэтому человек подвергается не только внешнему, но и внутреннему облучению.

Все работы с открытыми радиоактивными веществами подразделяются на три класса. Класс работ устанавливается в зависимости от:

· степени радиационной опасности нуклида как потенциального источника внутреннего облучения (по степени радиационной опасности в зависимости от минимально значимой активности нуклиды делятся на четыре группы — А, Б, В, Г);

· фактической активности источника на рабочем месте.

Классом работ определяются требования к размещению, набору и оборудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками. Наиболее жесткие требования по обеспечению радиационной безопасности предъявляются для помещений с первым классом работ. Все объекты, использующие ИИИ, находятся на учете в органах Государственного санитарного надзора и МЧС Республики Беларусь (департамент по ядерной и радиационной безопасности – Госатомнадзор).

Радиационный дозиметрический контроль (контроль за соблюдением допустимых уровней облучения и индивидуальный дозиметрический контроль) проводится службой радиационной безопасности, либо специально выделенным лицом.

Радиационному контролю подлежат:

– радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;

– радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;

– радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения;

– уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие НРБ-2000.

Основными контролируемыми параметрами являются:

– годовая эффективная и эквивалентная дозы;

– поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления;

– объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и других;

– радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;

– доза и мощность дозы внешнего излучения;

– плотность потока частиц и фотонов.

ПРАКТИЧЕСКАЯ РАБОТА

Ситуационные задачи для самостоятельного решения

Задача №1

Работнику из персонала 40 лет. С источниками ионизирующих излучений он начал работать в возрасте 25 лет. Определите максимальную эквивалентную дозу, которую он мог получить за время работы.

Задача № 2

Какую максимальную эквивалентную дозу за время работы мог получить оператор, если его возраст 25 лет?

Задача № 3

В цеху производятся дефектоскопические работы с использованием радионуклидного источника фотонов. Предъявляются ли в этом случае специальные требования к отделке помещений?

Задача № 4

Следует ли предъявлять специальные меры защиты и требования к размещению установки с закрытым источником γ-излучения, если мощность эквивалентной дозы на расстоянии 1 м от доступных частей установки в рабочем положении и в положении хранения источника не превышает 1 мкЗв/ч?

Задача № 5

Во время выполнения рентгенографии органов грудной клетки пациент получил эффективную дозу 0,15 мЗв при выполнении снимка в задне-передней проекции и 0,37 мЗв в боковой проекции. Оценить значимость риска и ущерба для пациента при выполнении рентгенографии органов грудной клетки.

Задача № 6

Во время выполнения обзорной рентгенографии органов брюшной полости в задне-передней проекции пациент получил эффективную дозу 2,3 мЗв. Определить пожизненный индивидуальный риск и индивидуальный ущерб (сокращение ожидаемой продолжительности жизни) в результате выполнения данного исследования.

Задача №7

Врач-рентгенолог, принимавший участие в ликвидации последствий радиационной аварии, получил дозу 200 мЗв. В дальнейшем он планирует продолжить работу по специальности. Какое решение может быть принято администрацией учреждения с точки зрения санитарного законодательства?

Задача №8

По результатам дозиметрического контроля врач-рентгенолог получил дозу за год 35 мЗв. Как следует оценить полученную дозу и какие меры следует предпринять?

Задача №9

Рентгеновский аппарат EDR-750 В оборудован проходной ионизационной камерой дозиметра рентгеновского клинического ДРК-1. Пациенту в возрасте 45 лет для уточнения диагноза провели рентгенографию органов грудной клетки в задне-передней и боковой проекциях.

Параметры проведения рентгенологического исследования:

- фокусное расстояние 100см для снимка в задне-передней проекции и 150 см в боковой проекции;

-анодное напряжение 80 кВ для снимка в задне-передней проекции и 90 кВ для снимка в боковой проекции;

-измеренное значение произведения дозы на площадь для снимка в задне-передней проекции 78 сГр×см² и 197 сГр×см² в боковой проекции.

Определить эффективную дозу, полученную пациентом во время исследования.

Задача №10

Больному 24 лет с диагнозом «перелом ключицы» выполнили рентгенографию ключицы в задне-передней проекции на 2-м рабочем месте рентгеновского аппарата EDR-750 В. Размер поля исследования 24×18см; экспозиция 60мАс; напряжение на трубке 70кВ, составили 5,75 (мР×м²)/(мА×с).

Какую эффективную дозу получил больной во время исследования?

Справочный материал

Определение эффективной дозы облучения пациентов при рентгенологических исследованиях.

Способ 1. Измерение произведения дозы на площадь по результатам измерений дозиметрами, использующими в качестве детектора проходную ионизационную камеру, устанавливаемую на рентгеновском излучателе.

Е = Ф × Kd, [мкЗв], где:

Ф – измеренная величина произведения дозы на площадь, сГр×см2 ;

Kd – дозовый коэффициент для данного исследования и пациента данного возраста, (мкЗв/сГр×см2)

Способ 2. Определение эффективной дозы облучения пациента с помощью измерения радиационного выхода рентгеновского излучателя.

Радиационный выход (R) рентгеновского излучателя в (мР×м2)/(мА×с) – это мощность экспозиционной дозы в мР/с, измеренная на расстоянии 1 м от фокуса рентгеновской трубки на оси первичного пучка рентгеновского излучения при заданных значениях анодного напряжения, анодном токе 1 мА и дополнительном фильтре 2 мм А1. Измерение радиационного выхода проводят с помощью клинических дозиметров для каждого диагностического рентге­новского аппарата во всём диапазоне значений анодного напряжения рентгеновской трубки не реже 1 раза в год (и каждый раз после ремонта, настройки рентгеновского аппарата, замены его частей, при оформлении санитарно-эпидемиологического заключения на аппарат).

Если при проведении диагностического рентгенологического исследования напряжение на рентгеновской трубка отличается по величине от напряжения, при котором определён радиационный выход, то радиационный выход можно вычислить по формуле с использованием двух измеренных величин радиационного выхода для двух ближайших значений анодного напряжения: Rk– радиационный выход для Uk – напряжения, которое чуть ниже, чем U – напряжение, при котором проводилось исследование; Rk+1 – радиационный выход для Uk+1 – напряжения, которое чуть выше, чем U - напряжение, при котором проводилось исследование.

Например, рентгенологическое исследование производилось при значении анодного напряжения U=80 кВ. Значит два ближайших значения Uk и Uk+1 это соответственно 70 и 90 кВ.

Значение эффективной дозы Е облучения пациента данного возраста при проведении рентгенологического исследования определяется с помощью выражения:

E = R×i×t×Ke,

где: I - ток рентгеновской трубки, мА;

Т - время исследования,

i×t- экспозиция, в мАс;

Ке – дозовый коэффициент для данного исследования и паци­ента данного возраста, мкЗв/(сГр×см2) (определяется по таблице).

Приложение «Значения дозовых коэффициентов для отдельных рентгенологических исследований»

Рекомендуемые страницы:

Воспользуйтесь поиском по сайту:

megalektsii.ru

Методика решения задач по оценке радиационной обстановки

⇐ ПредыдущаяСтр 9 из 11Следующая ⇒

Необходимы следующие исходные данные:

1.Время ядерного взрыва, в результате которого произошло РЗМ.

2.Уровни радиации (мощности доз) на объекте, маршрутах движения, в местах проживания населения и районах размещения формирований на момент их измерения.

3.Значения коэффициентов ослабления радиации зданиями, сооружениями, транспортными средствами.

В зависимости от обстановки и обеспеченности методическими материалами, для решения задач можно пользоваться формулами, специальными таблицами, номограммами и линейками – дозиметрической (ДЛ-1), радиационной (РЛ) или расчетной линейкой. Использование различных способов может дать некоторые несовпадения в конечных результатах, что в большинстве случаев несущественно.

Задача 1. Приведение уровней радиации к одному часу после ядерного взрыва.

Пример 1. На территории объекта в 14.40. измеренный уровень радиации составил 5 рад/ч. Определить уровень радиации на 1 час после взрыва, если он произошел в 8.00.

Решение. В таблице 11 по времени, прошедшему от момента взрыва до измерения уровня радиации: 14.40 - 8.00 = 6,7 часа находим переводной коэффициент Кпер = 9,8. По формуле 27 определяем: P1 = 5 · 9,8 = 49 рад/ч = 0,49 Гр/ч. или по номограмме (правая нижняя часть вклейки),получаем P1 = 48 рад/ч = 0,48 Гр/ч, что практически одно и то же.

Т а б л и ц а 11

Коэффициенты перерасчета уровней радиации к 1 часу после взрыва

Время, прошедшее после взрыва, час Кпер = P1/ Pt   Время, прошедшее после взрыва, час Кпер = P1/ Pt  
  0,50 0,43 9,5 14,90
1,00 1,00 10,0 15,85
1,25 1,31 11,0 17,77
1,50 1,63 12,0 19,72
1,75 1,96 13,0 21,71
2,00 2,30 14,0 23,73
2,25 2,65 15,0 25,73
2,50 3,00 16,0 27,86
2,75 3,37 17,0 29,95
3,00 3,74 18,0 32,08
3,50 4,50 19,0 34,24
4,00 5,28 20,0 36,41
4,50 6,08 21,0 38,61
5,00 6,90 22,0 40,83
5,50 7,73 23,0 43,06
6,00 8,59 24,0 45,31
6,50 9,45 28,0 54,53
7,00 10,33 32,0 64,00
7,50 11,22 36,0 73,72
8,00 12,13 40,0 83,66
8,50 13,04 44,0 93,78
9,00 14,00 48,0 104,10

P1 = Кпер · Pt (27)

Pt -измеренный уровень радиации на любой момент времени.

Задача 2. Определение возможных доз облучения при нахождении на зараженной местности.

В целях недопущения переоблучения работников при их пребывании на

РЗМ необходимо заранее рассчитывать возможные дозы облучения, которые они могут получить в этих условиях. При этом следует иметь в виду, что в результате радиоактивного распада продуктов ядерного взрыва уровень радиации на местности уменьшается не равномерно, а по экспоненциальной кривой - вначале быстро, а в последующее время - все медленнее и медленнее. Поэтому уровни радиации приходится многократно измерять: чем чаще, тем точнее определяются дозы. Производить такие измерения неудобно, а главное - дозу нельзя точно рассчитать заранее. Прогнозировать дозу внешнего облучения в течение первых 2-х суток можно по формуле:

Д = Р1 / а · Косл (28)

Значения коэффициента «а» приведены в табл.12. Они рассчитывались по формулам:

а = Р1 /Ду · Косл или а = Рt · Кпер / Ду · Косл (29) где Ду - установленная доза облучения.

Начиная с 3-х суток можно пользоваться упрощенной формулой:

Д = (Рср · tоб) / Косл или Д = (Рвх + Рвых) · tоб / Косл (30)

Пример 2. Определить дозу облучения, которую могут получить студенты, работающие в стройотряде за 3 часа работ на зараженной открытой местности, если известно, что Р1 =80 рад/ч, а заражение началось через 2 часа после взрыва.

Решение. По таблице 12 находим а = 1,3.

По формуле (28) Д= 80/1,3 · 1 = 61,5 рад = 0,615 Гр.

По универсальной номограмме (вклейка), решая прямую задачу (влево, вверх, направо, вниз номограммы, начиная с ее левой нижней части), получим Д=58 рад, что достаточно близко к результату, полученному аналитическим путем.

Т а б л и ц а 12 Коэффициент «а» для определения доз облучения при нахождении в зонах радиоактивного заражения

t но, час Продолжительность облучения, час      
после взрыва 0,5 1,0 2,0 3,0 4,0 6,0 8,0 12,0 24,0
0,5 1,5 0,85 0,62 0,55 0,48 0,43 0,4 0,35 0,31
1,0 2,5 1,5 1,0 0,82 0,72 0,61 0,55 0,5 0,41
1,5 3,9 2,1 1,4 1,1 1,0 0,77 0,70 0,6 0,50
2,0 5,2 3,0 1,7 1,3 1,2 0,92 0,82 0,7 0,58
2,5 6,6 3,8 2,2 1,55 1,35 1,1 1,05 0,8 0,65
3,0 8,0 4,5 2,6 1,8 1,5 1,3 1,2 0,9 0,7
3,5 9,5 5,3 3,0 2,1 1,8 1,45 1,25 1,05 0,75
4,0 6,0 3,3 2,3 2,0 1,57 1,3 1,2 0,8
4,5 12,5 6,8 3,7 2,7 2,2 1,7 1,4 1,25 0,85
5,0 7,5 4,0 3,0 2,4 1,8 1,5 1,3 0,9
5,5 15,5 8,3 4,5 3,25 2,6 1,95 1,6 1,4 0,95
6,0 3,5 2,8 2,1 1,7 1,5 1,0
7,0 4,2 3,2 2,5 2,0 1,6 1,2
8,0 6,7 4,8 3,8 2,8 2,2 1,7 1,3
9,0 7,7 5,5 4,2 3,1 2,4 1,8 1,4
10,0 8,7 6,2 5,0 3,5 2,7 2,0 1,5
12,0 7,2 5,8 4,0 3,2 2,5 1,6
18,0 9,0 6,8 5,0 3,7 2,2
24,0 9,0 6,8 5,0 3,0
36,0 7,0 4,0
48,0 5,3

Пример 3. На объекте через 4 часа после взрыва измеренный уровень радиации Р4 = 8 рад/ч. Определить дозу, которую получат отделочники, работая в помещениях каменного одноэтажного дома, если они начнут работать через 10 часов после взрыва.

Решение. Из табл. 10 находим Косл = 10. По аналогии с примером 2, из табл. 11,12 находим: Кпер =5,28, а = 3,5. Р1 = 5,28 · 8 = 42,2 рад/ч.

Д = 42,2 /(3,5 · 10) = 1,2 рад (формула 28). По универсальной номограмме:

Р1 =42 рад/ч, Д=1,3-1,4 рад., что практически одно и то же.

Задача 3. Определение допустимой продолжительности пребывания людей на зараженной местности.

Расчеты ведутся либо с помощью табл. 12, либо по табл. 13 (точнее) или по универсальной номограмме. Входными данными в табл. 13 являются или отношение (Ду · Косл · Кпер)/Р1, или (Ду · Косл)/Рвх - что одно и то же, и время, прошедшее с момента взрыва до начала работ на зараженной территории. На их пересечении выбираем допустимую продолжительность работ (пребывания на зараженной местности).

Решая эту же задачу по табл. 12, входными данными в которую являются время начала облучения (входа в зону заражения) и рассчитанный по формулам (29) коэффициент «а», на пересечении значений tно и коэффициента «а» в верхней горизонтальной строке табл. 12 определяем допустимую продолжительность облучения (работ) в часах.

Решая обратную задачу по универсальной номограмме, т.е. по установленной дозе облучения (Ду), Косл, Р1 и tно в нижней левой части номограммы находим кривую, которая соответствует искомой величине.

Т а б л и ц а 13

Допустимое время пребывания людей на зараженной местности, час

(Ду·Косл·Кп)/Р1 или (Ду·Косл)/Рвх Время с момента взрыва до начала облучения (начала работ), час
0,2 0,2 0,2 0,2 0,2 0,2 0,2 0,2 0,2
0,3 0,4 0,3 0,3 0,3 0,3 0,3 0,3 0,3
0,4 0,5 0,4 0,4 0,4 0,4 0,4 0,4 0,4
0,5 0,7 0,6 0,6 0,5 0,5 0,5 0,5 0,5
0,6 0,9 0,7 0,7 0,7 0,7 0,6 0,6 0,6
0,7 1,1 0,9 0,8 0,8 0,8 0,8 0,7 0,7
0,8 1,4 1,0 1,0 0,9 0,9 0,9 0,8 0,8
0,9 1,7 1,2 1,1 1,0 1,0 1,0 0,9 0,9
1,0 2,0 1,4 1,2 1,2 1,1 1,1 1,0 1,0
1,25 3,2 1,9 1,7 1,5 1,5 1,4 1,2 1,2
1,50 5,2 2,5 2,1 1,9 1,8 1,7 1,6 1,6
2,0 11,9 4,1 3,2 2,8 2,6 2,3 2,2 2,1
2,5 31,0 6,4 4,5 3,8 3,5 3,1 2,8 2,7
3,0 96,6 9,9 6,1 5,0 4,5 3,8 3,5 3,2
4,0 - 23,7 11,1 8,2 7,0 5,5 5,0 4,5
6,0 - - 35,6 19,8 14,7 10,0 8,3 7,0

Примечания: 1. «-»- означает неограниченное время

2. Ду - установленная доза облучения, рад.

Пример 4. Определить допустимое время пребывания студентов, работающих на производственной практике в помещениях каменных одноэтажных домов (Косл=10), если Р1=80 рад, допустимая доза облучения установлена Ду=10 рад, а облучение началось через 1,2 часа после взрыва.

4.1. Решая пример по табл. 13, сначала рассчитываем отношение (Ду · Косл · Кпер)/Р1= (10·10·1,3) / 80 = 1,63. Затем по табл. 13 на пересечении строки крайней левой колонки со значением 1,63 и вертикальной колонки tно со значением 1,2 находим ответ (путем интерполяции) - 3,5 часа. При этом студенты получат дозу не более 10 рад.

4.2. Решая эту же задачу по табл. 12, вначале рассчитываем коэффициент «а» (формула 29): а=80/10·10 =0,8. По табл. 12 напротив строки в крайне левой колонке со значением tно=1,2 часа находим значение а=0,8. На пересечении, «а» со значением верхней горизонтальной строки находим ответ (путем интерполяции) - примерно 3,5 часа, что одно и то же.

4.3. Решая эту же задачу по универсальной номограмме (обратная задача), по Ду=10 входим в номограмму. Эту точку переносим вертикально вверх до пересечения с косой линией соответствующей Косл =10. Полученную точку переносим горизонтально влево до пересечения с косой линией, означающей Р1 =80. Полученную точку переносим вниз на кривые продолжительности работ. На оси ординат левой нижней части номограммы находим точку, соответствующую tно = 1,2 часа и переносим ее влево до пересечения с опущенной вертикальной линией. Точка их пересечения дает искомую кривую, получаем 3,5 - 3,7 часа.

Пример 5. Это же условие, но известно не Р1, а Рвх = 60 рад/ч. Решая пример всеми указанными способами, получаем один и тот же ответ - время не должно превышать 3,5 - 3,7 часа.

Задача 4. Определение времени начала работ на зараженной местности (входа в зону заражения).

Исходными данными являются: установленная доза облучения, Косл и приведенный на 1 час уровень радиации (Р1). Расчеты ведутся либо аналитически, либо по универсальной номограмме. При аналитическом способе вначале рассчитывают дозу, которую могут получить люди при входе в зону заражения через 1 час после взрыва. Затем находят отношение Д1/Ду. По полученной цифре входят в табл. 11, где находят Кпер. Напротив его значения снимают время начала работ.

Решая по универсальной номограмме несколько измененную «обратную» задачу, находят в левой нижней части номограммы не кривую продолжительности работ, а точку на оси координат, соответствующую времени начала работ (входа в зону заражения) в часах после взрыва.

Пример 6. Бригаде ремонтников требуются выполнить работы по ремонту моста на открытой местности. Ориентировочная продолжительность работ - 6 часов. Допустимая доза облучения 7 рад, Р1=30 рад/ч. Определить время начала работ.

Решение (аналитическим методом). Вначале рассчитываем дозу, которую могут получить люди, если они начнут работать через 1 час после взрыва: Д1=Р1· T/Косл (31). Д1=30· 6/1 = 180рад. Затем находим отношение Д1/Ду = 180/7

= 25,7. Следовательно, люди получат дозу в 7 рад, когда уровень радиации уменьшается в 25,7 раз. По табл. 11 находим, что уровень радиации уменьшается в 25,7 раз через 15 часов после взрыва. Ответ: люди получат дозу облучения 7 рад, если они начнут работать через 15 часов после взрыва. Решая эту же задачу по номограмме, получим - через 13-14 часов, что достаточно близко к аналитическому решению.

Задача 5. Определение доз облучения, получаемых людьми при преодолении зон.

Мы рассматривали задачи, в которых люди получали облучение в одной точке местности, а уровень радиации в этой точке изменялся только из-за спада активности выпавших на местность радионуклидов. Однако при преодолении зон радиоактивного заражения в любой конкретный момент времени уровень радиации в пределах зоны и, следовательно, по пути следования неодинаков: на внешней границе зоны от минимален, на внутренней границе значительно выше, а по оси следа имеет максимум, спадающий от внутренней границы к внешней.

Поэтому появляется необходимость говорить о максимальном значении уровня радиации по пути следования и, кроме того, рассматривать это максимальное значение на момент начала преодоления зоны (момент входа в зону) или на какой-то промежуточный момент времени движения. Такой подход достаточно усложняет вид вышеприведенных формул, сбор данных и проведение расчетов, к тому же не всегда повышает точность проводимой оценки. Ввиду этого на практике используются упрощенные расчетные формулы, которые позволяют в короткое время провести оценку возможных доз облучения. Они не требуют подробной предварительной радиационной разведки местности и могут применяться лицами с минимальной специальной подготовкой. Для таких расчетов используются следующие данные радиационной разведки: Рмах - максимальный уровень радиации на маршруте движения; Рвх, Рвых - уровни радиации в точке начала и конца движения, если движение происходит без полного пересечения оси следа. Следовательно:

Дn = (Рср · Тn) / Косл (32)

где Тn=Хn / Vn (33) здесь Хn – протяженность маршрута перемещения, км; Vn – скорость движения, км/ч.

Средний по пути уровень радиации (Рср) в формуле (32) рассчитывается так:

- при полном пересечении следа перпендикулярно оси:

Рср = Рмах / 4 (34)

- если движение начинается или заканчивается на загрязненной местности:

Рср = Рмах / 3 (35)

- при движении под углом, близким 450 к оси следа:

Рср = 1,5 Рмах/ 4 (36)

- при движении параллельно оси следа:

Рср=(Рвх+Рвых)/2 (37)

Для получения более точных результатов при расчете Рср используют формулу:

Рср = ( ∑ Рi) / n (38) где Рi - значения уровней радиации на отдельных участках пути; n - число замеров.

Пример 7. Определить дозу радиации, полученную людьми при пересечении следа радиоактивного облака на автобусах, если известно: Рмах = 40рад/ч,

Хn = 20 км, Vn = 30 км/ч, Косл = 2.

Решение. Рср = 40/4 = 10 рад/ч. Дп = 10·0,66/2 = 3,3 рад.

Задача 6. Определение типового режима защиты.

В 80-ые годы штабом ГО СССР разработано и рекомендовано восемь типовых режимов защиты. Режимы 1,2 и 3 - для населения; режимы 4,5,6 и 7 - для рабочих и служащих; режим 8 - для лиц, выполняющих аварийно-спасательные и другие неотложные работы. Каждый из перечисленных режимов занимает одну таблицу, которые кафедрой ГО выдаются студентам при выполнении практических работ.

Входными данными в таблицы являются: словесное описание режима и условий пребывания населения; уровни радиации на один час после взрыва в местах нахождения людей. По ним из таблиц выбираются номер режима и подрежима защиты, общая продолжительность соблюдения режима и его детализация по времени и способам защиты.

⇐ Предыдущая234567891011Следующая ⇒

Читайте также:

lektsia.com


Смотрите также