Гігієна методичка. Методичні розробки з гігєни та екології для студентів 6 курсу медичного факультету
 Скачать 10.53 Mb.
|
Розрахунок товщини захисного екрану за таблицямиВизначення товщини захисного екрана за кратністю послаблення дози випромінювання передбачає розрахунок кратності послаблення в результаті зіставлення фактичної потужності джерела випромінювання із максимально допустимою та знаходження товщини екрана за допомогою спеціальних таблиць – шукана величина розташована на перехресті значень енергії випромінювання та кратності послаблення (додатки № 2, 3, 4). При незбіжності даних кратності послаблення та енергії випромінювання з указаними в таблиці результатами, товщину екрану знаходять шляхом інтерполяції або використовують свідомо більш значні числа, забезпечуючи тим самим більш надійний захист. Величина коефіцієнта послаблення (кратність послаблення) визначається за формулою (6):  ; (6)де: К – кратність послаблення; Р – одержана доза; Ро – гранично-допустима доза. З метою створення безпечних умов при постійній роботі використовують ліміти гранично-допустимих доз опромінення, які розраховані на підставі гранично-допустимих річних доз та умов роботи, що передбачається (додаток 5). Приклад: Лаборант, який проводить фасування радіоактивного золота 198 Au, енергія випромінювання якого становить 0,5 МеВ, без захисту за годину опромінення одержує дозу опромінення 5 мБер. Укажіть, якої товщини повинен бути екран зі свинцю, що передбачається застосувати для створення безпечних умов праці лаборанта: У нашому випадку:  разівВ додатку 2 на перетині ліній, що відповідають кратності послаблення 5 та енергії випромінювання 0,5 МеВ знаходимо, що необхідна товщина свинцевого екрану повинна бути 11 мм. Розрахунок товщини захисного екрану за числом шарів половинного послаблення Розрахунок товщини захисного екрану за числом шарів половинного послаблення не враховує енергію випромінювання. Шаром половинного послаблення називають товщину матеріалу, що послаблює потужність –випромінювання в 2 рази. Шар половинного послаблення для свинцю становить 1,8 см, для заліза – 2,4 см, для бетону – 10 см. Таким чином, 1 шар послабляє енергію випромінювання в 2 рази, 2 шари – в 4 рази, 3 шари – в 8 разів тощо (додаток 6). Визначення товщини захисного екрана з використанням цього методу передбачає розрахунок кількості шарів половинного послаблення, які необхідні для зменшення енергії випромінювання у відповідну кількість разів. Приклад: Необхідно послабити інтенсивність –випромінювання 60Со з енергією 1,5 МеВ у 1000 разів з використанням екрану із заліза. З додатку 6 знаходимо, що для послаблення у 1000 разів необхідно використати 10 шарів половинного послаблення. Товщина 1 шару половинного послаблення із заліза складає 2,4 см. Отже, загальна товщина екрану із заліза дорівнює 2,4 х 10 = 24 см. Радіаційний контроль – це контроль за забезпеченням радіаційної безпеки, виконанням вимог щодо санітарних норм праці з радіонуклідами, а також отримання інформації про опромінення медичного персоналу та населення. Розрізняють 4 види радіаційного контролю:
Відповідно до класифікації основних видів радіаційного контролю, апаратуру для радіаційного контролю за призначенням слід розподілити на наступні групи:
Коротка характеристика основних приладів, що використовується для радіаційного контролю: 1. Радіометр–рентгенометр ДП–5А – радіометр–рентгенометр, що призначений для вимірювання рівня радіоактивного забруднення робочих поверхонь та потужності експозиційної дози –випромінювання (Р/год, мР/год) і складається з пошукового зонду з перемикачем для вимірювання – або –випромінювання, пристрою для реєстрації випромінювання, блока живлення та телефону. 2. Комплект індивідуального дозиметричного контролю ДП–21–Б, що призначений для визначення індивідуальної сумарної дози –випромінювання і складається з малогабаритної іонізаційної камери (у вигляді авторучки) та зарядно-вимірювального пристрою (пульту). 3. Дозиметр індивідуального фотоконтролю універсальний ІФКУ, що призначений для вимірювання еквівалентних доз у діапазоні 0,05 – 2 Бер та щільності потоку теплових нейтронів і являє собою поліетиленову касету з світлонепроникаючим корпусом, з внутрішнього боку якого запресовані фільтри. В середині приладу знаходиться фотоплівка, яка розподілена на 4 поля: перше поле – для вимірювання дози -випромінювання та фонового -випромінювання, друге – для вимірювання дози фонового -випромінювання, третє – для вимірювання дози -випромінювання, четверте – для вимірювання дози теплових нейтронів та -випромінювання. 4. Хімічний дозиметр індивідуального дозиметричного контролю ДП–70, що призначений для вимірювання експозиційних доз жорсткого -випромінювання та -випромінювання в діапазоні 50–800 мР. Під впливом іонізуючого випромінювання прозора рідина в ампулі змінює забарвлення пропорційно одержаній дозі. 5. Дозиметр прямопоказуюючий ДК–0,2, що виконаний у вигляді авторучки з оптичним окуляром і дозволяє безпосередньо проводити підрахунок експозиційної дози –випромінювання у діапазоні 0–200 мР. 6. Дозиметр ДРГЗ–04 – широкодіапазонний цифровий дозиметр потужності експозиційної дози хвильового випромінювання, що призначений для вимірювання потужності експозиційної дози на робочих місцях і в суміжних приміщеннях, на території підприємств і закладів, які використовують радіоактивні речовини та інші джерела іонізуючих випромінювань. Крім того, прилад можна використовувати і для здійснення контролю за ефективністю біологічного захисту радіаційних установок, а також під час ліквідації наслідків аварійних ситуацій - для оперативного групового контролю потужності експозиційної дози. 7. Прилад стинтіляційний геологорозвідувальний СРГ–68–01, що призначений для пошуку радіоактивних руд за ступенем –випромінювання, для радіометричної зйомки місцевості і радіометричного випробування кар’єрів та гірських виробок. Прилад вимірює потік та потужність експозиційної дози –випромінювання на основі перетворення фізичної інформації (сцинтіляційний детектор) в електронний сигнал з наступним вимірюванням його параметрів. 8. Дозиметр–радіометр побутовий АНРІ–01–02 “Сосна”, що призначений для індивідуального використання з метою проведення контролю радіаційної обстановки в робочих приміщеннях. Прилад дозволяє вимірювати потужність експозиційної (польової еквівалентної) дози –випромінювання, щільність потоку –випромінювання забруднених поверхонь та об’ємну активність радіонуклідів в речовині. 9. Прилад СРП-68-01 - сцинтиляційний радіометр переносний —має подвійне призначення: а) для вимірювання ступеню забруднення радіонуклідами робочих поверхонь в імп/сек, для чого перемикач (зліва зверху) переводиться на шкалу С-1; б) для вимірювання потужності дози у повітрі в мкР/год, для чого цей перемикач переводять на шкалу мкR/h. 10. Прилад КДТ-02 - термолюмінесцентний дозиметр - його модифікації та аналоги призначені для вимірювання поглинутої в повітрі дози рентгенівського та -випромінювання з енергією понад 10 кеВ. Діапазон вимірюваних величин від 0,05 до 1000 рентген. 11. Прилад ІФК-2,3 – індивідуальний фото дозиметр призначений для вимірювання індивідуальних доз опромінення при роботі з джерелами іонізуючого випромінювання в діапазоні енергії 0,1-0,3 МеВ. 12. Прилад СЗБ-03 (0,4) - сигналізатор забруднення поверхонь, використовується в практиці дозиметричного і технологічного контролю, як сигналізатор забруднення поверхонь бета-випромінюючими радіонуклідами. 13. Прилад УІМ 2-2 – універсальний імпульсивний вимірювач радіоактивного забруднення призначений для вимірювання середньої швидкості лічби імпульсів і сигналізації про перевищення встановлених порогових значень швидкості лічби імпульсів. Вимірювач застосовується в лабораторіях дозиметричного, радіометричного і технологічного контролю об’єктів, де використовуються джерела іонізуючої радіації. 14. Прилад ДП-100 – радіометр, що дозволяє визначити радіоактивність об’єктів навколишнього середовища 15. Прилад РУГ-90 “АДАНІ” – радіометр універсальний для гамма-випромінювання, що дозволяє визначити радіоактивність зразків продуктів і води у товстому шарі Інструкція щодо роботи з приладом радіометр-дозиметр АНРІ–01–02 “Сосна” Визначення потужності експозиційної дози –випромінювання. Прилад має чотири режими роботи: три – для проведення точних вимірювань та четвертий режим “Пошук” – для експрес-оцінки радіаційної обстановки за частотою послідовних звукових сигналів. Порядок підготовки до роботи та увімкнення приладу:
Вимірювання щільності потоку –випромінювання.
q = Кs (N + – N); де: q – щільність потоку –вимірювання (част/см2хв); N – показники приладу з закритою задньою кришкою; N + – показники приладу з відкритою задньою кришкою; K8 – коефіцієнт лічення приладу (част/см2 хв · імпульс). Примітка: Коефіцієнт лічення приладу “Анрі–01–02–Сосна” складає 0,5 част/см2 хв · імпульс. Інструкція щодо роботи з приладом радіометр–рентгенометр ДП–5А Спочатку проводять підготовку приладу до роботи. Для цього перемикач діапазонів переводять з положення “Викл” у положення “Реж”, ручкою “Режим” встановлюють стрілку гальванометра на чорний трикутник і прогрівають прилад протягом 2–3 хвилин. Під час використання приладу ДП–5Б стрілка повинна самостійно установитися у межах чорного сектора. Для визначення природного фону приладу зонд з датчиком встановлюють у положення –випромінювання, а перемикач діапазонів переводять у положення “0,1” або інше, якщо стрілка відхиляється до кінця шкали. Через 1–2 хвилини реєструють показники шкали, помножуючи їх величини на значення конкретного діапазону. Для вимірювання рівня забруднення продовольства та води радіоактивними речовинами датчик розташовують на відстані 1 см від зразка досліджуваної проби. Переміщуючи його уздовж поверхні знаходять найбільше забруднення. Через 1–2 хвилини реєструють результати вимірювання, помноживши їх величину на значення діапазону. Після дослідження прилад переводять у вихідне положення. Інструкція до вимірювання потужності поглинутих у повітрі доз рентгенівського і гама-випромінювання сцинтиляційним радіометром переносним – СРП-68-01 Прилад (батарейного, або від мережі живлення, готується до роботи згідно інструкції) має подвійне призначення: а) для вимірювання ступеню забруднення радіонуклідами робочих поверхонь в імп/сек, для чого перемикач (зліва зверху) переводиться на шкалу С-1; б) для вимірювання потужності дози у повітрі в мкР/год, для чого цей перемикач переводять на шкалу мкR/h. Потім перемикач режиму роботи встановлюють на постійну часу вимірювання – 2,5 або 5, а перемикач діапазонів – в положення, щоб показання стрілочного приладу складали не менше 30% всієї шкали. Детектор випромінювання розміщують на робочому місці таким чином, щоб умови його опромінення відповідали умовам опромінення персоналу, а також – за захисними екранами чи за стінами в суміжних приміщеннях. Показання, враховуючи діапазон, знімають з верхньої (0-100) чи нижньої (0-30) шкали приладу. При цьому роблять 5-10 вимірювань протягом хвилини і розраховують середнє арифметичне. Результати вимірювання потужності дози у повітрі оцінюють згідно нормативних документів: а) для рентгенологічних об’єктів: - на робочому місці (персонал категорії А) – до 1,7 мР/годину; - за стінами в суміжних приміщеннях (персонал категорії Б) – до 0,12 мР/годину; для категорії В (палати, за межами корпусу) – до 0,03 мР/годину. Примітка. Для існуючих рентгенологічних об’єктів давньої побудови ці величини більші у 2 рази, відповідно. б) для об’єктів з гама-випромінюваннями: в приміщеннях постійного перебування персоналу категорії А – до 1,4 мР/годину; перебування половину робочого часу – до 2,9 мР/годину. Для персоналу категорії Б (в суміжних приміщеннях, на території санітарно-захисних зон) – до 0,12 мР/годину, для категорії В – до 0,03 мР/годину. Інструкція з вимірювання індивідуальних доз зовнішнього опромінення за допомогою фотодозиметра ІФК-2,3 Прилад призначений для вимірювання індивідуальних доз опромінення при роботі з джерелами іонізуючого випромінювання в діапазоні енергії 0,1-0,3 МеВ. Він складається з вимірювального блоку у вигляді настільного приладу і комплекту поліетиленових касет, які фіксуються на одязі персоналу (за допомогою булавки, прищепки тощо). Детектором випромінювання у дозиметрах типу ІФК являється фотоплівка, якою заряджаються касети. На передній панелі вимірювального блоку знаходяться: прямопоказуючий стрілочний прилад, шкала якого проградуйована в рентгенах, тумблери включення живлення і переключення діапазону виміру, сигнальна лампочка, вікно з механізмом утримання кришки касети і два перемикачі для регуляції режиму роботи. Касета складається з двох частин – власне касети та її кришки, яка одночасно являється і фіксатором плівки. Для зарядження касет використовується рентгенівська плівка вітчизняного виробництва типу РМ-5-1, РМ-5-4, а також імпортна плівка типу “АГФА” у вигляді смужок 2 х 6 см. Вимірювання індивідуальних доз опромінення складається з пяти етапів: 1. Зарядження касет рентгенівською плівкою; 2. Експозиції плівки в процесі виробничої діяльності персоналу; 3. Обробки плівки (проявлення, фіксація, промивка, сушіння); 4. Вимірювання дози. Для вимірювання дози кришку касети з фіксованою в ній плівкою вставляють в гніздо вимірювального блоку, стрілка прямопоказуючого приладу відхилиться вправо і покаже величину дози в рентгенах. 5. Перерахунку показання приладу в одиниці ефективної дози – зіверт. Для цього дозу в рентгенах множать на коефіцієнт 0,93 (для біологічної тканини), а потім на радіаційний зважуючий фактор. Інструкція по визначенню радіоактивності зразків продуктів і води у товстому шарі на радіометрі універсальному для гама-випромінювання РУГ-90 “АДАНІ” 1. Вмикають вилку шнура приладу у розетку електромережі. Натискують кнопку “сеть” (зліва під цифровим табло), прогрівають прилад 30 хв., після чого почуєте звуковий сигнал, а на табло засвітяться нулі. ВИМІРЮВАННЯ ФОНУ 2. Поміщають порожню кювету для проб у гніздо свинцевого екрану (якщо продукт, який буде вимірюватись – сухий, легкий), або з налитою в неї дистильованою водою (якщо продукт щільний, важкий). 3. Натискують кнопку “фон” (звучить звуковий сигнал), а потім кнопку “2 хв” або “20 хв”. На табло індукується зворотний відлік часу виміру. Після кінця виміру натискують по черзі кнопки К40, Сs137 – на табло висвітиться значення фону для того чи іншого радіонукліду (значення фону автоматично фіксується у пам’яті гама-радіометра). 4. Заповнюють кювету продуктом, що підлягає аналізу, поміщають її у свинцевий екран, закривають кришкою. 5. Натискують кнопку “проба”, а потім кнопку “2 хв” або “20 хв”. 6. Після кінця виміру натискують почергово кнопку Сs137, К40 і знімають значення обємної активності в кБк/л. 7. Результат вимірювання 0,5 або 0,25 л проби відповідає обємній активності в кБк/л, що при щільності продукту, близькій до одиниці, відповідає питомій активності в кБк/кг продукту. Якщо питома вага зразка відмінна від одиниці, зразок потрібно зважити і перерахувати результат. Наприклад, об’єм зразка 500 мл, його вага 400 г. Питома вага зразка = 400 : 500 = 0,8 кг/л. Отримана обємна активність 1,6 кБк/л. Звідси питома активність = обємна активність (кБк/л) / питома вага = 1,6 / 0,8 = 2,0 кБк/кг. Якщо об’єм проб менший ніж 0,5 або 0,25, то результат виміру слід помножити на коефіцієнт:
Радіоактивне забруднення виміряного зразка оцінюють згідно припустимих рівнів. Додаток 1 Відповідно до постанови головного Державного санітарного лікаря України № 62 від 01.12.97 р. з 01.01.98 р. Введені в дію нові Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ–97)”. Зокрема, встановлені наступні нормативи: 1 – ліміт ефективної дози за рік для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань) – 20 мЗв/рік (2 бер); 2 – для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, проте можуть отримати додаткове опромінення) – 2 мЗв/рік (0,2 бер); 3 – для категорії В ( все населення) – 1 мЗв/рік (0,1 бер); 4 – річна ефективна доза, яку людина може отримати під час проведення профілактичного рентгенівського обстеження, що не повинна перевищувати 1 мЗв; 5 – питома активність природних радіонуклідів для будівельних матеріалів та мінеральної сировини,яке повинна становити не вище 370 Бк/кг (I клас); від 370 до 740 Бк/кг (II клас); від 720 до 1350 Бк/кг (III клас); 6 – потужність поглиненої в повітрі дози повинна становити: 6.1 – для об’єктів, які проектуються, будуються або реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей (житлові, дитячі заклади, санаторно-курортні та лікувально-оздоровчі заклади) – 30 мкР/год; 6.2 – для об’єктів, які експлуатуються для постійного перебування людей – 50 мкР/год; 6.3 – для дитячих закладів, санаторно-курортних та лікувально-оздоровчих закладів, незалежно від того, чи вони будуються (реконструюються), чи експлуатуються – 30 мкР/год; 7 – питома активність природних радіонуклідів у мінеральних добривах – 1,9 кБк/кг; 8 – активність природних радіонуклідів (радій, торій, калій) у глиняному, порцелярно-фаянсовому та скляному посуді побутового призначення – не більше 370 Бк/кг ; 9 – питома активність природних радіонуклідів у мінеральних барвниках – 1400 Бк/кг. Визначення доз згідно з пунктами 1, 2, 3, 4 може бути проведено шляхом індивідуальної дозиметрії або розрахунковими методами, відповідно до пункту 6 – дозиметричними приладами (типу ДРГЗ), за всіма іншими пунктами – за допомогою спектрометричних установок. Додаток 2 Товщина захисту з свинцю (в мм) у залежності від кратності послаблення та енергії випромінювання
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||