
- •2(31). Биологическое действие ионизирующего излучения: соматические и генетические эффекты; стохастические и нестохастические эффекты. Основные пределы доз, нрб-99.
- •Основные пределы доз (табл 3.1 в нрб-99)
- •4. Эквивалентная и эффективная дозы. Взвешивающие коэффициенты для расчета этих доз. Лучевая болезнь.
- •5. Закон ослабления излучения в геометрии узкого пучка. Линейный коэффициент ослабления.
- •6 (42). Основные принципы обеспечения радиационной безопасности, оспорб-99.
- •7(34). Взаимодействие фотонов с вещ-ом: фотоэффект, комптон-эффект, эффект образования пар.
- •8. Основные контролируемые параметры, контрольные уровни, нрб-99 (пункт 7 в нрб).
- •9. Взаимодействие нейтронов с веществом: упругое и неупругое рассеяние, разиационный захват.
- •10 (36). Основные требования обеспечения безопасности при работе с открытыми источниками излучения, оспорб-99.
- •11. Классификация источников излучения.
- •13. Фотографический метод дозиметрии.
- •14 (23. 35). Защита временем, количеством, расстоянием.
- •16 (24). Основные пути обеспечения радиационной безопасности персонала, оспорб-99.
- •17. Характеристики источников нейтронов: радионуклидные источники, источники нейтронов деления.
- •18. Основные пределы доз; контроль выполнения норм, нрб-99.
- •19. Ионизационный метод регистрации гамма-излучения в дозиметрии.
- •20. Естественные источники радиоактивности. Ограничение природного облучения, нрб-99.
- •25. Защита от альфа и бета-излучения. Тормозное излучение.
- •27. Основные пути обеспечения радиационной безопасности населения.
- •29. Основные требования, предъявляемые к персоналу группы а.
- •30. Керма-постоянная радионуклидного источника. Постоянная мощность экспозиционной дозы (гамма-постоянная радионуклида). Керма-эквивалент радионуклидного источника. Радиевый гамма-эквивалент.
- •32. Сцинтилляционные методы дозиметрии.
14 (23. 35). Защита временем, количеством, расстоянием.
(Основная дозиметрическая формула без учета защиты)
Для точечных изотропных источников
фотонного излучения в непоглащающей
среде (когда отсутствует защита) для
основных функционалов – мощности дозы
,
Зв/с, и эквивалентной дозы Н,
Зв, можно записать
где
Q – активность, Бк; r – расстояние, м; t – время работы в поле излучения источника, с;
a = 1,09 Зв/Гр – переходный коэффициент от мощности Кермы в воздухе к мощности эквив. дозы;
Г*
.
Этот способ условно называют «защита временем, количеством, расстоянием», т.к. при заданных значениях нормативных функционалов и можно рассчитать время работы t, расстояния r, активность Q источника, при которых обеспечивается безопасность без применения экранов.
Время. Является важным фактором радиационной защиты. Чем кратковременнее облучение, тем меньше продуктов воздействия радиации в организме. Различные РА вещества в зависимости от их активности излучают разное количество энергии. Облучение мощностью дозы 60 мР/ч. означает, что каждую минуту, проведенную вблизи радиоактивного источника, организм получает 1 мР. (60:60 = 1) Совершенно очевидно, что чем больше времени проведено у источника, тем больше доза облучения.
Вывод: «Защита временем» заключается в уменьшении продолжительности контакта человека с ИИ.
Количество. Поскольку уровень облучения в источнике напрямую зависит от его массы, данный принцип основывается на лимитировании количества радиоактивного матертиала на рабочем месте.
Вывод: «Защита кол-ом» заключается в уменьшении мощности источников до минимальных величин.
Расстояние. Чем дальше человек находится от источника излучения, тем меньше доза облучения. Этот принцип известен как обратно пропорциональный. При увеличении расстояния от источника радиации в 2 раза интенсивность облучения сокращается в 4 раза. Мощность источника в полуметре от него 8 мР\ч. Если увеличить расстояние до 1 метра, мощность облучения составит 2 мР\ч.
Вывод: «Защита расстоянием» основана на том, что интенсивность облучения уменьшается пропорционально квадрату расстояния между источником излучения и работающим.
16 (24). Основные пути обеспечения радиационной безопасности персонала, оспорб-99.
Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).
Радиационная безопасность персонала обеспечивается:
- ограничениями допуска к работе с источниками излучения по возрасту, полу, состоянию здоровья, уровню предыдущего облучения и другим показателям;
- знанием и соблюдением правил работы с источниками излучения;
- достаточностью защитных барьеров, экранов и расстояния от источников излучения, а также ограничением времени работы с источниками излучения;
- созданием условий труда, отвечающих требованиям НРБ-99 и настоящих правил;
- применением индивидуальных средств защиты;
- соблюдением установленных контрольных уровней;
- организацией радиационного контроля;
- организацией системы информации о радиационной обстановке;
- проведением эффективных мероприятий по защите персонала при планировании повышенного облучения в случае угрозы и возникновении аварии.
В целях обеспечения радиационной безопасности персонала и населения следует:
- направлять излучение в сторону земли или туда, где отсутствуют люди;
- удалять источники излучения от обслуживающего персонала и других лиц на возможно большее расстояние;
- ограничивать время пребывания людей вблизи источников излучения;
- вывешивать знак радиационной опасности и предупредительные плакаты, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 м.