Практикум ЛПУ гигиена. Практикум ЛПУ исправл. Сборник ситуационных задач и тестов по гигиене лечебнопрофилактических учреждений донецк 2019
 Скачать 2.62 Mb.
|
|
. ПРИНЦИПЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ В ЛЕЧЕБНО-ПРОФИЛАКТИЧЕСКИХ УЧРЕЖДЕНИЯХ, МЕТОДИКА ПРОТИВОРАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ПЕРСОНАЛА БОЛЬНИЦ ЗАДАЧА №1 1.1 В радиологическом отделении на 30 коек региональной онкологической больницы проводится регулярный дозиметрический контроль согласно методическим указаниям МУ2.6.1.3015—12«Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских организаций», 8 сотрудников отделения (врачи, инженер - физик, техник, медсестры, лаборанты) непосредственно работают с закрытыми и открытыми источниками ионизирующего излучения, остальные 10 – средний и младший медицинский персонал. На момент обследования из 18 сотрудников 12- женщины, в том числе 8-репродуктивного возраста, одна беременная на ранней стадии. Преимущественные органы облучения персонала – все тело, гонады, кисти и предплечья. Согласно данным карточек учета индивидуальных доз персонала эффективная доза облучения на все тело не превышает 8 мЗв, а эквивалентная на кисти рук – 65мЗв. -определите виды облучения, которым подвергается персонал. -распределите сотрудников отделения по категориям облучаемых лиц. -выберите нормативы эффективной и эквивалентной дозы. -оцените годовую лучевую нагрузку сотрудников отделения. -определите пределы облучения персонала на случай аварийного облучения. -определите пределы облучения женщин репродуктивного возраста. -определите возможность работы с источниками беременной женщины. 1.2 Главный врач больницы своим приказом установил рабочий контрольный уровень мощности экспозиционной дозы на рабочем месте лаборанта гамма-терапевтической установки равным 1.5 мР/час, поскольку в больнице широко применяются дозиметрические приборы, в которых средства индикации выражены в несистемных единицах. Активность радионуклида составляет 10 мКи, y-источник (К у - 13,2), расстояние от источника ИИИ - 0,5м.Рабочий день лаборанта с источником гамма-излучения не превышает 2 часов в день. -рассчитайте рабочий контрольный уровень годовой экспозиционной дозы излучения гамма-установки. -рассчитайте безопасное время работы с данным источником. -рассчитайте безопасную активность радионуклида. -рассчитайте безопасное расстояние от источника на рабочем месте лаборанта. -предложите комплекс мероприятий по минимизации дозы облучения лаборанта. 1.3. В помещении хранения гамма-радиофармпрепаратов уровень излучения от источников может превысить контрольные уровни в 145 раз 88 (энергия излучения составляет 1,35 Мэв). В отделении имеется сейф для хранения других радиофармпрепаратов с максимальным пробегом бета-частиц 0,50Мэв. - определите величину кратности ослабления. - определите толщину стен и дверей хранилища из бетона, железа и свинца. -определите толщину защитного экрана из алюминия для работы с бета- активными источниками В протокольной тетради укажите номер задачи и оформите заключение об эффективности системы обеспечения радиационной безопасности персонала в отделении, предварительно ответив на вопросы по каждой ситуации . 89 Приложение 1 Тактический алгоритм темы «ОЦЕНКА СИСТЕМЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ В РАДИОЛОГИЧЕСКОМ ОТДЕЛЕНИИ» Гигиеническая характеристика ИИИ Расчет параметров защиты от внешнего облучения без экранирования НРБ Рабочий контрольный уровень Расчет параметров защиты от внешнего облучения с применением экранов Оценка индивидуальных доз облучения Оценка системы обеспечения радиационной безопасности в радиологическом отделении Индивидуальные дозы не превышают ПДУ Индивидуальные дозы превышают ПДУ Индивидуальные дозы превышают рабочие контрольные уровни 90 Краткое описание тактического алгоритма 1 шаг. Студенты, по условию ситуационной задачи, относят действие источника ионизирующего излучения (ИИИ) в радиологическом отделении к одному из перечисленных видов облучения, которому подвергается персонал – внешнему (влияние на человека ионизирующего излучения от источников, которые находятся вне организма) или внутреннему облучению (от источников, которые находятся внутри организма). 2 шаг. Для распределения сотрудников отделения по категориям и группам облучаемых лиц необходимо воспользоваться «Нормами радиационной безопасности (далее НРБ) – 99/2009», п. 3.1.1. 3–4 шаг. Необходимо в п.3.1.2 НРБ, выбрать нормативы эффективной и эквивалентной дозы согласно группам облучаемых лиц и оценить годовую лучевую нагрузку сотрудников отделения, указанного в условии задачи. 5-6 шаг - определение пределов эффективных доз для персонала на случай аварийного облучения (планируемое повышенное облучение). Для этого необходимо их найти в п.3.2 НРБ, и проанализировать, кто из сотрудников может быть привлечен для предотвращения радиационной аварии или ее ликвидации и при каких условиях. 7 шаг – определитьвозможность работы с ИИИ беременных женщин, по п.3.1.8. НРБ. Согласно 8 шагу, проводиться расчет контрольного уровня годовой экспозиционной дозы (КУГЭД) по формуле: КУГЭД= P x t где: P – мощность экспозиционной дозы излучения на рабочем месте персонала в мр/ч; t- предельное время облучения персонала в течение года в часах ( принимается 300 рабочих дней). 9 шаг - расчет безопасного времени работы в течение года по формуле: R- расстояние от источника до тела человека, м 10 4 – коэффициент перевода квадратных метров в квадратные сантиметры, безразмерный. Q – активность радиоизотопа на рабочем месте в милликюри (мКи). - постоянная величина гамма активного вещества, рентген/час х см 2 - табличная величина, константа. 10 шаг - расчет безопасной активности препарата на рабочем месте по формуле: 91 11 шаг - расчет безопасного расстояния в м от источника на рабочем месте по формуле: 12 шаг. Необходимо составить комплекс мероприятий, на основании принципов радиационной безопасности и защиты от внешнего облучения. 13-й шаг - определение толщины защитного экрана для γ-активных источников из свинца, железа и бетона. Толщина экрана, выраженная в мм (для свинца) или см (для бетона и железа), определяется по точке пересечения величин кратности ослабления и энергии излучения (приложения 3,4,5). Кратность ослабления это- коэффициент, который показывает во сколько раз доза излучения (облучения) превышает нормативный предел. Одновременно, он указывает во сколько раз необходимо ослабить энергию излучения. 14-й шаг алгоритма – определение толщины защитного экрана для β- активных источников по величине максимального пробега частиц в различных средах, которые определяются по энергии излучения. Максимальный пробег частиц и будет толщиной экрана (приложения 2). 92 Приложение 1 НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НРБ –99/2009 УТВЕРЖДЕНЫ постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от “07” июля 2009 г. № 47 Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523 - 09 (ИЗВЛЕЧЕНИЯ) I . Область применения 1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 (далее - Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических и физических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации. ІІІ. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях 3.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения 3.1.1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: - персонал (группы А и Б); - все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности. 3.1.2. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов: - основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 3.1; - 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.). 93 Таблица 3.1 Основные пределы доз Нормируемые величины* Пределы доз персонал (группа А)** 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. ** 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/см 2 . **** Относится к среднему по площади в 1 см 2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см 2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см 2 . На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см 2 . Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см 2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц. 3.1.3. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. 3.1.4. 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. Началом периодов считается 1 января 2000 года. 3.1.5. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных (табл. 3.1.) 94 Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. 3.1.8. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. На период беременности и грудного вскармливания ребёнка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения. 3.1.9. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б. 3.2. Планируемое повышенное облучение 3.2.1. Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) 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. 3.2.2.. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается 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 (табл. 3.1) – допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор. Повышенное облучение не допускается: - для работников, 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. 3.1; - для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения. 3.2.3. Лица, 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. 95 Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии. 3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А. VΙΙ. Требования к контролю за выполнением Норм 7.1. Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности и конкретный перечень видов и объем контроля включается в проект радиационного объекта. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения, кроме приведенных в п. 1.4 Норм. 7.2. 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 настоящих Норм. 7.3. Основными контролируемыми параметрами являются: - годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 3.1); - поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления; - объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, пищевых продуктах, строительных материалах и др.; - радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей; - доза и мощность дозы внешнего облучения; - плотность потока частиц и фотонов. Переход от измеряемых величин к нормируемым определяется методическими указаниями по проведению соответствующих видов радиационного контроля. 96 7.4. С целью оперативного контроля для всех контролируемых параметров по п.7.3 устанавливаются контрольные уровни. Значение этих уровней устанавливается таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня. При этом учитывается облучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровень защищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для выяснения причин этого превышения и разработки мероприятий по его устранению. 7.5. Контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных гражданами при использовании источников ионизирующего излучения, проведении медицинских рентгенорадиологических процедур, а также обусловленных естественным радиационным и техногенно- измененным радиационным фоном, осуществляются в рамках единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения (ЕСКИД). 7.6. При планировании и проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, принятии решений в области обеспечения радиационной безопасности, анализе эффективности указанных мероприятий органами государственной власти, органами местного самоуправления, а также организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, проводится оценка радиационной безопасности по следующим основным показателям: - характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды; - анализ обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности; - вероятность радиационных аварий и их масштаб; - степень готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий; - анализ доз облучения, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения; - число лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения. 97 Приложение 2 Максимальный пробег бета-частиц в разных средах в зависимости от энергии Энергия β-частиц, МэВ Длина пробега бета-частиц в воздухе, м в алюминии и силикатном стекле, мм в мягких тканях, воде, органическом стекле, пластиках, мм 0,01 0,00229 0,00127 0,00247 0,02 0,00773 0,00422 0,00841 0,03 0,0161 0,00870 0,0175 0,04 0,0266 0,0143 0,0290 0,05 0,0394 0,0212 0,0431 0,06 0,0541 0,0289 0,0591 0,07 0,0708 0,0378 0,0774 0,08 0,0889 0,0478 0,0974 0,09 0,109 0,0578 0,119 0,10 0,130 0,0693 0,143 0,15 0,256 0,135 0,281 0,20 0,407 0,214 0,448 0,25 0,747 0,304 0,638 0,30 0,763 0,400 0,841 0,35 0,959 0,504 1,06 0,40 1,168 0,611 1,29 0,45 1,384 0,722 1,52 0,50 1,601 0,837 1,77 0,55 1,817 0,952 2,01 0,60 2,050 1,070 2,27 0,65 2,774 1,193 2,52 0,70 2,513 1,315 2,78 0,75 2,745 1,437 3,04 0,80 2,985 1,559 3,31 0,85 3,217 1,685 3,57 0,90 3,449 1,807 3,84 0,95 3,697 1,933 4,11 1,00 3,936 2,059 4,38 1,20 4,896 2,563 5,47 1,30 5,868 3,070 6,56 1,60 6,821 3,574 7,60 1,80 7,781 4,074 8,75 2,00 8,732 4,593 9,84 2,20 9,683 5,074 10,90 2,40 10,611 5,593 12,00 2,60 11,510 6,074 13,10 2,80 12,459 6,593 14,20 3,00 13,441 7,741 15,30 98 Приложение 3 Толщина защиты из свинца в зависимости от кратности ослабления и энергии гамма-излучения (в мм) Крат ность ослаб ления Энергия гамма-излучения, МэВ 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 1,25 1,5 1,75 2,0 1,5 0,5 1 1,5 2 2 3 4 6 7 8 9,5 11 12 12 2 1 2 3 4 5 7 8 10 11,5 13 155 17 18,5 20 5 2 4 6 9 11 15 19 22 25 28 34 38 41 43 8 2 5 8 11 15 19,5 23,5 28 32 35 42 48 52,5 55 10 3 5,5 9 13 16 21 26 30,5 35 38 45 51 56 59 20 3 6 11 15 20 26 32,5 38,5 44 49 58 66 72 76 30 3,5 7 11,5 17 23 30 36,5 43 49,5 55 65 73 80 85 40 4 8 13 18 24 31 38 45 52 58 68,5 71 86 91 50 4 8,5 14 19,5 26 32,5 39,5 46 53 60 72 82 90 96 60 4,5 9 14,5 20,5 37 24,5 42 49,5 56 63 75 90 95 101 80 4,5 10 15,5 21,5 28 37 47 55 63 70 80 92 101 107 110 2 5 10 16 23 30 38,5 45 53 60 67 84,5 96,5 103 113 210 2 6 12,5 19 26 34 44 53 63 72 80 96,5 111 122 129 510 2 6,5 14 22 31 40 51 61 72 82 92 113 129 142 130 110 3 7 15 24 33 44 57 69,5 81 92 102 123 141 155 165 210 3 8,5 17 27 38 50 63 76 88 101 111 135 154 168 179 510 3 9 19 30 42 55 70 85 99 112 124 149 170 186 198 810 3 10 20 31,5 44 57 73,5 90 104 118 130 158 190 196 208 110 4 10,5 21 33 45,5 59 75 91 106 120 133 161 183 201 213 210 4 11 22 35 48,5 63 80 97 113 128 142 172 195 214 227 510 4 11,5 23,5 37 52 69 87 105 123 140 156 188 214 233 247 110 5 11,5 24 38 54 72 92 111 130 148 165 201 227 247 262 99 Приложение 4 Толщина защиты из железа (в см) в зависимости от кратности ослабления и энергии -излучения (широкий пучок;=7,89 г/см 3 ) Кратность ослабления Энергия γ-излучения, МэВ 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 1,25 1,5 1,75 2,0 2,2 3,0 4,0 6,0 8,0 10,0 1,5 0,5 0,9 1,2 1,4 1,6 1,7 1,85 2,0 2,05 2,1 2,15 2,2 2,3 2,4 2,5 2,7 2,8 2,9 4,0 2,0 2 0,7 1,2 1,7 2,2 2,5 2,7 2,9 3,1 3,2 3,3 3,45 3,6 3,8 3,9 4,1 4,4 4,5 4,6 4,0 3,4 5 1,4 2,5 3,4 4,1 4,8 5,1 5,5 5,7 6,1 6,4 6,9 7,4 7,8 8,1 8,3 8,9 9,4 9,6 9,0 8,0 8 1,7 3,1 4,2 5,1 5,8 6,3 6,7 7,1 7,5 7,8 8,5 9,1 9,6 10,1 10,3 11,2 11,6 12,1 11,2 10,4 10 1,9 3,5 4,6 5,6 6,3 6,8 7,3 7,7 8,1 8,5 9,3 10,0 10,6 11,0 11,4 12,2 12,6 13,2 12,4 11,4 20 2,3 4,3 5,7 6,8 7,7 8,3 8,8 9,4 9,8 10,3 11,3 12,2 13,0 13,6 14,1 15,3 15,9 16,6 16,0 15,0 30 2,4 4,5 6,2 7,5 8,5 9,2 9,8 10,4 10,9 11,4 12,6 13,6 14,4 15,1 15,6 17,0 17,7 18,8 18,0 17,0 40 2,5 4,8 6,6 8,0 9,1 9,8 10,5 11,1 11,7 12,2 13,3 14,4 15,3 16,1 16,6 18,2 19,1 20,4 19,4 18,4 50 2,9 5,2 7,1 8,4 9,5 10,3 11,0 11,6 12,2 12,7 13,9 15,1 16,1 16,9 17,5 19,1 20,0 21,5 20,6 19,6 60 3,1 5,6 7,5 8,8 9,8 10,7 11,4 12,1 12,7 13,2 14,5 15,7 16,7 17,6 18,2 19,9 21,0 22,4 21,4 20,6 80 3,2 5,9 7,7 9,2 10,4 11,2 12,0 12,7 13,4 14,0 15,5 16,3 17,8 18,7 19,4 21,2 22,2 24,0 23,0 22,0 110 2 3,4 6,1 8,1 9,6 10,8 11,7 12,5 13,2 13,9 14,5 16,1 17,3 18,5 19,5 20,2 22,1 23,3 25,0 24,0 23,1 210 2 4,2 7,0 9,1 10,7 12,0 13,1 14,0 14,8 15,6 16,3 18,0 19,6 20,8 22,0 22,8 25,0 26,6 28,4 27,4 26,6 510 2 4,4 7,7 10,1 12,0 13,7 14,9 16,0 17,0 17,9 18,7 20,6 22,3 23,7 25,0 25,9 28,8 30,6 32,7 32,0 31,2 110 3 4,5 8,2 11,0 13,2 15,0 16,3 17,5 18,6 19,6 20,5 22,6 24,4 26,1 27,5 28,6 31,7 33,7 36,0 35,4 34,6 210 3 4,9 9,0 11,1 14,4 16,2 17,7 19,0 20,2 21,2 22,2 24,5 26,5 28,3 30,0 31,2 34,6 36,8 39,2 38,7 37,9 510 3 5,6 10,1 13,4 15,8 17,7 19,3 20,7 22,0 23,2 24,3 27,0 29,4 31,4 33,3 34,3 38,2 40,7 43,2 43,0 42,2 110 4 6,8 11,5 14,7 17,1 19,0 20,7 22,3 23,6 24,9 26,0 28,8 31,3 33,6 35,5 36,9 40,9 43,7 46,5 46,3 45,2 210 4 8,0 12,9 16,0 18,3 20,2 21,9 23,4 24,8 26,3 27,6 30,6 33,2 35,6 37,8 39,2 43,4 46,5 50,8 49,6 48,6 510 4 8,6 13,8 17,0 19,6 21,8 23,6 25,2 26,9 28,4 29,9 33,0 35,9 38,4 40,8 42,3 47,2 50,4 55,0 54,0 53,0 110 5 10,0 15,8 18,2 20,8 23,0 24,9 26,7 28,4 30,0 31,5 34,9 38,0 40,7 43,2 44,7 50,0 53,4 58,3 57,2 56,1 210 5 11,3 15,9 19,3 21,8 24,1 26,1 28,1 29,9 31,6 33,3 36,8 40,1 43,0 45,4 47,1 52,6 56,4 61,8 60,8 59,8 510 5 12,0 16,9 20,4 23,2 25,6 27,8 29,9 31,8 33,6 35,4 39,1 42,5 45,5 48,3 49,9 56,1 60,2 66,0 65,0 64,0 110 6 12,8 17,9 21,4 24,2 26,7 28,9 31,2 33,3 35,2 37,0 41,4 44,7 47,8 50,6 52,3 58,8 63,3 69,0 68,3 67,0 210 6 13,5 18,9 22,1 25,0 27,7 30,3 32,7 34,8 36,8 38,7 42,9 46,6 49,9 52,8 54,7 61,4 66,2 72,3 71,2 70,3 510 6 14,5 19,4 23,2 26,5 29,3 32,2 34,6 36,7 38,8 40,9 45,5 49,4 52,7 55,7 57,7 64,9 70,3 76,5 75,5 74,8 110 7 15,0 20,3 24,3 27,6 30,5 33,2 35,8 38,1 40,2 42,4 47,1 51,3 54,8 57,9 60,1 67,5 73,1 79,4 78,8 78,0 100 Приложение 5 Толщина защиты из бетона (в см) в зависимости от кратности ослабления и энергии -излучения (широкий пучок; =2,3 г/см 3 ) Кратность ослабления Энергия -излучения, МэВ 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 1,25 1,5 1,75 2,0 2,2 3,0 4,0 6,0 8,0 10,0 1,5 2,6 4,7 6,3 7,5 8,2 8,2 8,2 8,3 8,3 8,5 8,6 8,7 8,7 8,8 8,9 9,4 10,0 11,7 11,7 11,7 2 4,7 7,6 9,9 11,3 12,3 12,4 12,4 12,6 12,7 12,9 13,3 13,6 13,8 14,1 14,3 15,3 16,4 18,8 18,8 18,8 5 5,6 11,0 15,5 18,8 21,1 21,8 22,3 22,6 23,0 23,5 24,6 25,8 27,0 28,2 29,4 32,9 35,2 38,7 39,3 39,9 8 7,0 12,9 17,8 22,0 24,6 25,6 26,4 27,2 27,9 28,8 30,5 32,3 33,8 35,2 36,4 39,9 43,4 48,1 48,7 49,3 10 8,2 14,6 19,7 23,7 25,8 26,8 27,6 28,4 29,1 29,9 31,9 34,0 35,9 37,6 39,0 43,4 47,5 51,6 52,8 54,0 20 8,2 15,3 21,4 25,8 29,9 31,9 33,6 35,0 36,2 37,0 39,9 42,5 44,8 47,0 48,6 54,0 58,7 64,6 65,7 69,3 30 8,5 16,4 22,8 27,7 32,9 34,8 36,4 37,8 39,2 40,5 43,7 46,5 49,3 51,6 53,5 59,9 65,7 71,6 72,8 78,1 40 8,5 17,6 24,2 29,6 34,0 36,2 37,9 39,6 41,3 42,8 45,3 49,8 52,8 55,2 57,3 64,0 69,8 77,5 79,2 84,5 50 9,9 18,8 25,1 30,8 35,0 37,6 39,4 41,2 42,8 44,6 48,5 52,1 55,2 58,1 60,1 66,9 72,8 81,6 83,9 89,8 60 11,0 20,0 26,1 31,7 36,4 38,5 40,5 42,5 44,1 45,8 50,1 54,0 57,5 60,5 62,7 69,8 74,0 85,1 88,0 93,9 80 11,5 20,4 27,7 33,6 38,7 41,1 43,0 44,8 46,5 48,1 52,4 56,4 59,9 63,4 65,7 74,0 81,0 90,4 93,9 100,4 110 2 11,5 21,1 28,9 35,2 39,9 43,0 45,3 47,2 48,8 50,5 54,5 58,3 62,2 65,7 68,6 77,5 84,5 95,1 98,0 105,1 210 2 12,7 23,5 32,4 39,2 44,6 47,9 50,5 52,6 54,6 56,4 60,8 65,3 69,7 74,0 77,2 88,0 95,7 108,0 112,1 120,9 510 2 13,8 24,6 35,2 43,9 50,5 54,5 57,3 58,8 62,5 64,6 69,8 74,8 79,8 84,5 88,5 101,1 110,4 124,4 129,7 139,7 110 3 15,5 28,2 39,2 48,1 55,2 59,2 62,5 65,3 67,8 70,4 76,1 81,7 87,6 92,7 97,0 110,9 120,9 137,9 143,2 155,0 210 3 17,6 30,5 42,3 52,4 59,9 64,1 67,4 70,4 73,2 75,7 82,2 88,5 94,6 100,4 104,0 120,9 132,1 150,3 156,1 168,5 510 3 18,8 33,1 45,6 56,4 65,7 70,0 74,0 77,0 80,2 82,8 90,2 97,4 104,2 110,9 115,5 132,7 146,8 166,7 173,8 186,7 110 4 18,8 35,2 48,5 60,3 69,3 74,7 79,1 82,9 85,2 89,2 97,2 104,5 111,5 118,6 124,7 143,2 156,7 179,0 187,8 201,3 210 4 21,1 38,4 51,9 63,4 72,8 78,2 83,1 87,3 91,1 94,5 102,7 110,8 118,6 126,2 131,7 152,6 167,3 190,8 201,9 216,0 510 4 23,3 42,3 56,4 68,6 78,1 83,4 88,7 93,4 97,9 102,1 111,5 120,4 128,4 136,2 142,0 164,9 181,4 206,6 218,4 233,6 110 5 30,5 50,5 64,6 75,1 82,8 88,3 93,5 98,1 102,5 106,8 116,9 126,6 135,7 144,4 150,7 173,8 191,4 218,4 231,3 248,9 210 5 38,3 56,7 69,8 79,4 86,9 92,4 97,7 102,8 108,0 112,7 125,1 135,6 145,1 153,8 160,2 177,3 201,9 231,3 245,4 263,0 510 5 44,8 61,5 73,7 83,7 91,6 98,1 103,9 109,5 114,8 119,7 133,8 142,5 152,6 162,0 169,2 196,0 214,8 247,1 261,8 281,2 110 6 49,3 66,4 79,8 89,9 97,4 103,7 109,2 114,1 119,5 124,4 140,2 149,8 160,6 171,4 178,6 205,4 225,4 260,6 274,7 295,8 210 6 67,6 73,1 84,5 93,3 101,0 107,4 113,6 119,7 125,6 131,5 148,4 157,8 169,2 179,6 187,2 213,7 237,1 272,4 287,6 308,8 510 6 59,4 79,7 91,6 100,6 108,0 114,1 120,2 126,0 113,7 133,8 154,7 165,8 178,0 189,0 197,8 227,8 250,1 287,6 302,9 327,5 110 7 64,0 84,9 95,7 130,7 110,3 117,4 123,6 130,0 136,2 142,0 160,0 170,8 183,6 194,9 203,4 236,0 259,4 299,4 314,6 340,5 |