Кривашеев Сергей Владимирович к ф -м н

Кривашеев Сергей Владимирович к. ф. -м. н. , с. н. с. МИФИ Генеральный директор ООО «Эко. Сфера» (г. Москва) тел. /факс (495) 1504012 доб. 101 E-mail: krivs@ekosf. ru сайт - www. ekosf. ru

Особенности гигиенической оценки условий труда при работе с источниками ионизирующего излучения (ИИИ) Идентификация ИИИ в соответствии с классификатором (приложение 2 к методике проведения СОУТ)

«Введение в «радиоактивность» термины и определения

радиоактивность, радионуклиды, изотопы закон радиоактивного распада виды излучения ионизация период полураспада радионуклида энергия излучения спектры излучения персонал А и Б открытые и закрытые источники ионизирующего излучения

Структура атома Модель атома, впервые предложенную Резерфордом и модифицированную в 1913 году Нильсом Бором, можно представить как планетарную систему, в центре которой находится ядро, а на орбитах (электронных оболочках), расположенных на определенных расстояниях от ядра – электроны.

Ядро Ядра состоят из протонов и нейтронов, называемых нуклонами Ядра определяют элемент и его атомную массу Число протонов в ядре определяет атомный номер Z Сумма протонов и нейтронов определяет массовое число М Атомы могут содержать разное число нейтронов. Атомы одного и того же химического элемента, имеющие различное число нейтронов, называются изотопами

РАДИОАКТИВНОСТЬ (от лат. radio — испускаю лучи и activus — действенный) - самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра других элементов, сопровождающееся испусканием частиц или γ-кванта. - излучение Радиоактивность впервые обнаружена Антуаном Анри Беккерелем в 1896 г. Единица активности Бк = р/с = 0, 3 · 10 -10 Ки (внесистемная единица)

Нуклид — вид атомов, характеризующийся определёнными массовым числом, атомным номером, и энергетическим состоянием их ядер Изотопы - разновидности ядер одного и того же химического элемента, различающаяся количеством нейтронов в ядре Изобары - нуклиды, имеющие одинаковое массовое число

РАДИОАКТИВНЫЙ РАСПАД Явление радиоактивности - радиоактивный распад можно охарактеризовать, как самопроизвольный процесс превращения атомного ядра, приводящий к изменению его заряда, массы или энергетического состояния «…В этом предложении необходимо подчеркнуть слово «самопроизвольное» , т. к. все другие процессы: вынужденное деление ядра, ядерные реакции, ионизация и возбуждение и др. происходят под воздействием внешних сил и не относятся к явлению радиоактивности» ? ? ? !!!

Цепочки распада ряд урана-238 U-238 Th-230 Pb-214 Bi-210 Th-234 Ra-226 Bi-214 Po-210 1 Pa-234 Rn-222 Po-214 2 γ Po-218 Pb-210 Pb-206 γ - U-234 γ 3 стаб

Виды излучения

ВИДЫ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ 1. Заряженные частицы: α – частицы, 11 p- протоны, Ǿ - осколки ядер, Ο – многозарядные ионы ( тяжелые частицы ); β-, β+ – частицы ( электроны, позитроны ) – легкие частицы 2. Незаряженные частицы - 10 n – нейтроны 3. Электромагнитное излучение: γ – излучение (фотонное излучение), рентгеновское тормозное и характеристическое – излучение

Энергия излучения • для измерения энергии в международной системе единиц физических величин СИ используется джоуль ( Дж), однако, до сих пор широко используется единица электронвольт (э. В) и производные – кэ. В, Мэ. В • один электронвольт 1 э. В соответствует энергии приобретаемой электроном, ускоряющемся в электрическом поле с разностью потенциалов в 1 В 1 э. В = 1, 6∙ 10 -19 Дж

Большая засада для СОУТ(( МПД = 1, 7 × Н внеш. + 2, 4 × 106 × U, G (С U, G × U, G ), Формула (5) из методики СОУТ где: МПД – максимальная потенциальная эффективная доза за год, м. Зв/год; Н внеш. – мощность амбиентной дозы внешнего излучения на рабочем месте, определенная по данным радиационного контроля, мк. Зв/ч; СU, G – объемная активность аэрозолей (газов) соединений радионуклида U типа соединения при ингаляции G на рабочем месте, определенная по данным радиационного контроля, Бк/м 3; U, G – дозовый коэффициент для соединения радионуклида U типа соединения при ингаляции G в соответствии с приложением № 1 к НРБ-99/2009, Зв/Бк

Альфа-распад ( -излучение) при альфе-распаде испускается α - частица, представляющая собой ядро изотопа гелия - 42 Не α - частица состоит из двух протонов и двух нейтронов. Такое соотношение протонов и нейтронов соответствует заполненным ядерным оболочкам и характеризуется высокой стабильностью всего насчитывается около 200 радионуклидов, претерпевающих α - распад, которые расположены за элементом Pb, т. е. их атомные номера Z больше 82 альфа-распад и спонтанное деление присущи радионуклидам тесно сгруппированным в конце таблицы Д. И. Менделеева

Альфа спектры

- излучение Бета-распад β - распад наблюдается у радиоактивных элементов, разбросанных по всей таблице Д. И. Менделеева, начиная от изотопа водорода 31 Н и заканчивая трансурановыми элементам Стронций-90 — чистый бета-излучатель с T 1/2 =28, 8 лет. 90 Sr - чистый бетаизлучатель с максимальной энергией 0, 54 Мэ. В. При распаде он образует дочерний радионуклид 90 Y с T 1/2=64 ч. Как и 137 Сs, 90 Sr может находиться в растворимой и нерастворимой формах в воде. Радионуклид 90 Sr характеризуется большей подвижностью в почвах по сравнению с 137 Сs. Поглощение 90 Sr в почвах в основном обусловлено ионным обменом. Большая часть задерживается в верхних горизонтах.

Энергетический спектр β - распада антинейтрино уносит энергию, равную разности между максимальной энергией β - распада и энергией β – частиц энергия распределяется между β - частицей и ν *, поэтому спектр β - распада имеет непрерывный вид.

Рентгеновское излучение Х – лучи с энергией 0, 1 -250 кэ. В Рентгеновское, это электромагнитное излучение, возникающее при взаимодействии ускоренных электронов с атомами материала анода рентгеновской трубки Различают тормозное и характеристическое рентгеновское излучение тормозное излучение фотон при заполнении электроном вакансии – характеристическое излучение электрон

Спектр гамма-излучения

Коэффициент качества — в радиобиологии усредненный коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или «коэффициент качества вреда» ). Характеризует опасность данного вида излучения (по сравнению с гаммаизлучением). Чем коэффициент больше, тем опаснее данное излучение. Вид излучения Коэффициент качества Публ. МКРЗ № 60 (1990 год) Источник Публикация МКРЗ № 103 (2007 год) ү- излучение 1 1 β-частицы 1 1 мюоны 1 1 α-частицы 20 10 20 20 Нейтроны(тепловые, медл. , 5 резонансные), до 10 кэ. В 3 5 2, 5 + 18, 2·e-[ln(E)]²/6 Нейтроны 10 ÷ 100 кэ. В 10 10 2, 5 + 18, 2·e-[ln(E)]²/6 Нейтроны от 100 кэ. В до 2 Мэ. В 20 20 2, 5 + 18, 2·e-[ln(E)]²/6 (до 1 Мэ. В) 5, 0 + 17, 0·e-[ln(2·E)]²/6 (от 1 Мэ. В) Нейтроны от 2 ÷ 20 Мэ. В 10 10 5, 0 + 17, 0·e-[ln(2·E)]²/6 Нейтроны более 20 Мэ. В 5 5 5, 0 + 17, 0·e-[ln(2·E)]²/6 (до 50 Мэ. В) 2, 5 + 3, 25·e-[ln(0. 04·E)]²/6 (от 50 Мэ. В) Протоны, 2 ÷ 5 Мэ. В 5 5 2 Протоны, 5 ÷ 10 Мэ. В 10 5 2 Тяжёлые ядра 20 20 20

Как получаются тяжелые техногенные радионуклиды? Массовое распределение осколков деления различных ядер 235 U + nтепл → [236 U]* Компаунд ядро: T 1/2 ≈ 10 -14 c [236 U]* → 2 осколка + n [236 U]* → 236 U + γ

Происхождение радионуклидов Радионуклиды делятся на естественные, т. е. образующиеся в природе без участия человека, и техногенные, появившиеся в результате деятельности человека. долгоживущие радионуклиды, образовавшиеся в недрах Земли несколько миллиардов лет назад: U-238 T 1/2 = 4, 47*109 лет, U-235 T 1/2 = 7, 00*108 лет, Th-232 T 1/2 = 1, 41*1010 лет, K-40 T 1/2 = 1, 28*109 лет, Rb-87 T 1/2 = 4, 7*1010 лет.

Наиболее значимые космогенные радионуклиды: H-3 (тритий) T 1/2 = 12, 28 г. C-14 T 1/2 = 5, 73*103 лет Be-7 T 1/2 = 53, 44 дня Na-22 T 1/2 = 2, 6 года Техногенные радионуклиды Всего известно несколько тысяч техногенных радионуклидов. Наиболее значимые: Pu-239 Cs-137 Sr-90 Co-60 I-131 T 1/2 = 2, 4*104 лет T 1/2 = 31, 7 года T 1/2 = 28, 8 лет T 1/2 = 5, 27 года T 1/2 = 8, 02 суток Наиболее значимый среди ЕРН – Rn-222 T 1/2 = 3, 8 суток

ЕРН. Как в биосфере Земли появляются углерод (С 14) и тритий (H 3) ? • путем ядерных реакций, протекающих непрерывно: ИЛИ 7 N 14 + 0 n 1 6 C 14 + 1 H 1 N 14 + 0 n 1 6 C 12 + 1 H 3 7

Техногенный йод Иод-131 (T 1/2 = 8, 02 суток) является дочерним продуктом β-распада нуклида 131 Te (T 1/2 последнего составляет 25, 0 мин) и является β- и γрадиоактивным. Он распадается с испусканием β-частиц с максимальной энергией 0, 807 Мэ. В (наиболее вероятны каналы бета-распада с максимальными энергиями 0, 248, 0, 334 и 0, 606 Мэ. В и вероятностями соответственно 2, 1 %, 7, 3 % и 89, 9 %), а также с излучением γ-квантов с энергиями от 0, 08 до 0, 723 Мэ. В (наиболее характерная гамма-линия, используемая на практике для идентификации иода-131, имеет энергию 364, 5 кэ. В и излучается в 82 % распадов); излучаются также конверсионные электроны и рентгеновские кванты. При распаде 131 I превращается в стабильный 131 Xe:

Закон радиоактивного распада Самопроизвольный распад радиоактивных ядер происходит по закону радиоактивного распада, согласно которому число ядер d. N , распадающихся за бесконечно малый промежуток времени dt, прапорционально N – общему числу радиоактивных ядер, имеющихся в данный момент времени t: d. N / dt = - λ N где λ – коэффициент пропорциональности, называемый постоянной радиоактивного распада отрицательная величина производной указывает на то, что количество радиоактивных ядер уменьшается во времени

Период полураспада На практике чаще всего пользуются величиной периода полураспада T 1/2, который определяется как промежуток времени, в течение которого распадается половина первоначального количества радиоактивных ядер λ T 1/2 = ln 2 = 0, 693 или T 1/2 = 0, 693 / λ А = Ао е– 0, 693 t / T 1/2 или А = А 0 е –λt Можно решить задачу изменения активности через заданный промежуток времени

ИОНИЗАЦИЯ. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ. Ионизирующим называют излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию заряженных частиц, т. е. вместо нейтральных атомов и молекул образуются заряженные частицы В ФЗ «О радиационной безопасности населения» с изменениями от 19 июля 2011 дается более понятное определение. ионизирующее излучение - излучение, которое создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков этот процесс является основным или фундаментальным свойством данного класса излучений

проходя сквозь вещество, альфа-частицы оставляют вдоль своего пути зону сильной ионизации, разрушений и локального перегрева среды ионы разных знаков a 300 0 C белок t = 300 0 C U-238 ДНК Th-234 электроны

Ионизация атома – как это происходит При ионизации за счет удаления электрона с внутренней оболочки атома на ней образуется свободное место (вакансия), которая заполняется электроном из выше расположенной оболочки с меньшей энергией связи. Это создает, в свою очередь, новую вакансию, и процесс будет повторяться до тех пор, пока не произойдёт захвата электрона из вне. Разность между энергиями связи на оболочках освобождается в виде рентгеновского излучения. Каждый атом имеет характерный только для него набор энергетических уровней, и, таким образом, спектр рентгеновского излучения, возникающего вследствие образования вакансии, является характеристикой атома, а рентгеновское излучение называют характеристическим рентгеновским излучением. Поэтому энергетический спектр характеристического рентгеновского излучения имеет дискретный или линейчатый вид.

Радиация вызывает два вида неблагоприятных эффектов, которые клинической медициной относят к болезням: детерминированные (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др. ) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни) латентный период 25 -70 лет

именно по беспороговым эффектам оценивается степень вредности условий труда – т. е. по стохастическим (понадобится в дальнейшем при оценке рисков от ИИИ) Детерминированные: Лучевая болезнь Лучевой дерматит Лучевая катаракта Лучевое бесплодие Аномалии в развитии плода Стохастические: Злокачественные опухоли Лейкозы Наследственные болезни

Структура суммарной годовой эффективной дозы облучения населения России от природных источников ионизирующего излучения, %

Структура всех доз облучения (радиационно-гигиенический паспорт РФ за 2010 г. , %)

Разная радиочувствительность органов! Высокая Костный мозг Селезенка Вилочковая железа Лимфоузлы Гонады Хрусталики глаза Лимфоциты Средняя Низкая Кожа Мускулы Органы Кости мезодерма Нервная система (печень, сердце, легкие…)

Облучение всего тела и симптомы Поглощенная доза (Гр) Синдромы, органы Симптомы 1 -2 Костный мозг Тромбопения, инфекции 2 -5 Желудочнокишечный тракт диарея, лихорадка, электролитический дисбаланс >10 Центральная нервная система судороги, тремор, атаксия, летаргия, слабое зрение, кома

Результаты (% исход) облучения в зависимости от поглощенной дозы Поглощенная доза, Гр Терапия Прогноз 1 -2 Симптоматическая Благоприятный 2 -5 Переливание лейкоцитов и тромбоцитов. Трансплантация костного мозга. Неопределенный 5 -10 >10 Смягчающая Симптоматическая Очень плохой Безнадежный Летальный исход 0% 0 -90% 90 -100%

А может быть не все так страшно? Вероятность смертельных случаев по разным причинам Характер несчастного случая Вероятность случая в год Автокатастрофа 1 из 4 000 Падение 1 из 10 000 Утопление 1 из 30 000 Авиакатастрофа 1 из 100 000 Электротравма 1 из 160 000 Удар молнией 1 из 1 200 000 Ураган 1 из 2 500 000 Одновременно несколько причин 1 из 1600 Авария на атомном реакторе 1 из 300 000

Частый вопрос о планируемом облучении Вопрос не относится к сфере СОУТ, но помогает ориентироваться в пределах доз. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 м. Зв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 3. 1 (НРБ), допускается организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровне субъекта РФ, а облучение в эффективной дозе до 200 м. Зв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3. 1 – допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 м. Зв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 м. Зв за год.

Частный вопрос - не относится к сфере СОУТ Активность радионуклидов в теле взрослого пациента после радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и мощность эквивалентной дозы на расстоянии 1 м от поверхности тела, при которых разрешается выписка пациента из клиники* Активность в теле, ГБк Мощность дозы, мк. Зв/ч 125 I** 60, 1 4 10 131 I 8, 0 0, 4 20 153 Sm 2, 0 9 100 188 Re Радионуклид Период полураспада, сут 0, 7 12 80 * В случае многократного лечения в течение года активность в теле и мощность дозы в табл. 5. 1 должны быть уменьшены в число раз, равное числу курсов лечения за год. ** В составе имплантантов для брахитерапии предстательной железы.

Частный вопрос - не относится к сфере СОУТ Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии Радионуклиды Удельная активность радионуклида в пищевых продуктах, к. Бк/кг уровень А уровень Б 131 I, 134 Cs, 137 Cs 1 10 90 Sr 0, 1 1, 0 238 Pu, 239 Pu, 241 Am 0, 01 0, 1

Приложение 3 к ОСПОРБ- 99/2010 Удельные активности техногенных радионуклидов, при которых допускается неограниченное использование материалов Радионуклид Удельная активность, Бк/г 3 H 100 60 Co 0, 1 90 Sr 1 131 I 10 137 Cs 0, 1

Защита от внешнего облучения Время, расстояние (~1/R 2), применение СИЗ открытые и закрытые источники ионизирующего излучения особенности СИЗ от вида излучения

Составляющие индивидуальной дозы внешнее облучение внутреннее облучение (ингаляционное)

Международная комиссия по радиологическим единицам (радиационной защите) МКРЗ предложила для оценки облучения человека измерять дозу на глубине d, равной 10 мм измеряемая величина дозы на этой глубине получила название АМБИЕНТНЫЙ ЭКВИВАЛЕНТ ДОЗЫ

Амбиентный эквивалент дозы ambient (от лат. аmbi - кругом, вокруг, с обеих сторон) Амбиентный эквивалент дозы H*(d) – эквивалент дозы, который был бы создан на глубине d (мм) от поверхности шара из тканеэквивалентного материала фантом МКРЕ диаметром 30 см Для оценки облучения всего тела человека величина d принимается равной 10 мм За единицу измерения H*(10) принят 1 Зв (зиверт) это слишком большая величина, поэтому на практике используются дольные величины: миллизиверт (м. Зв) и микрозиверт (мк. Зв): 1 м. Зв = 10 -3 Зв 1 мк. Зв = 10 -6 Зв Мощность амбиентного эквивалента дозы

Амбиентный эквивалент дозы направленное излучение точка измерения d Шаровой фантом МКРЕ

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами Фактор Излучение Операционная величина Нормируемая величина Внешнее облучение Гамма H*(10) Эффективная доза Внешнее облучение Бета H’(3), H’(0, 07) Эквивалентная доза кожи и хрусталика Внешнее облучение Рентген H*(10), H’(3), H’(0, 07) Эффективная доза, Эквивалентная доза кожи и хрусталика Внешнее облучение нейтроны H*(10) Эффективная доза Внутреннее облучение Газы Объемная активность Эффективная доза Внутреннее облучение Аэрозоли Объемная активность Эффективная доза

Радиационные величины, используемые для радиационного контроля 10 мк. Зв/год - величина, соответствующая пожизненному индивидуальному риску в результате облучения в течение года 10 -6 Для оценки мощности дозы используется мощность амбиентного эквивалента дозы Н*(10)

Экспозиционная доза: d. Q - суммарный заряд всех ионов одного знака, созданных в воздухе при полном торможении электронов и позитронов, освобожденных фотонным излучением в массе воздуха dm, т. е. : 1. определена только для фотонного излучения 2. определена только для воздуха

Поглощенная доза ПД – энергия, переданная излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме Единица измерения Дж/кг = Гр (Грей)=100 рад≈100 Р Определена для всех видов излучений и всех веществ ПД равна эквивалентной для гамма-излучения 1 Гр=1 Зв

Эквивалентная доза Различные виды излучения дают при одинаковой поглощенной дозе различный по величине биологический эффект Эквивалентная доза H – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на взвешивающий коэффициент W для данного вида излучения: Для разных видов излучений: единица измерения – Зиверт (Зв)

Эффективная доза Различные органы и ткани имеют разную чувствительность к воздействию излучения Взвешивающие коэффициенты WT характеризуют чувствительность различных органов и тканей Эффективная доза – мера риска для организма в целом Эффективная доза численно равна: Единица измерения – Зиверт (Зв)

Взвешивающие коэффициенты для различных органов и тканей согласно НРБ-99 Орган Взвешивающий коэффициент Гонады Костный мозг (красный) 0, 12 Толстый кишечник 0, 12 Легкие 0, 12 Желудок 0, 12 Мочевой пузырь 0, 05 Грудная железа 0, 05 Печень 0, 05 Пищевод 0, 05 Щитовидная железа 0, 05 Кожа 0, 01 Клетки костных поверхностей 0, 01 Остальное 0, 20 0, 05* * При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0, 025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0, 025.

Дозы, дозы…. к методике СОУТ, п. 67 – формула (5) расчета МПД = 1, 7 × Н внеш. + 2, 4 × 106 × U, G (С U, G × U, G ) Вопрос к экзамену эксперта СОУТ Разница между эквивалентной и эффективной дозой? Эффективная доза – показатель уровня радиационной безопасности

Дозы, дозы… Наименование Экспозиционная Поглощенная Эквивалент дозыdose equivalent Определение Единица др. единицы Х = d. Q/dm Р = 2, 58 10 -4 Кл/кг D = d. E/dm Гр= Дж/кг рад = 10 -2 Гр Н =Q D Зв=Дж/кг бэр=10 -2 Зв Зв=Дж/кг Эквивалентнаяequivalent dose HT = е R w. R DTR Эффективная Е = е T Wт HT Зв

счетчик Гейгера

Почему нужно вращать прибор для записи максимального значения мощности амбиентного эквивалента дозы в протокол? 1 2 3

Согласно МУ 2. 6. 1. 2397 -08, 2838 -11 и не только 6. 2. Для расчетов эффективных доз внешнего облучения мощность дозы гамма -излучения (Нi) в жилых домах и общественных зданиях должна определяться с учетом уровня собственного фона дозиметра (Нф) и отклика его на космическое излучение (Нк) по соотношению: Нi = Нid - (Нф + Нк), в котором Нid - показания дозиметра в i-ой точке измерений. Численное значение величины (Нф + Нк) определяется для каждого дозиметра индивидуально путем многократных измерений, выполненных над водной поверхностью при глубине воды не менее 5 м на расстоянии от берега 50 м или более (можно улыбнуться!). Не менее 5 точек. Это только рекомендация, когда нет аномалий!!! 7. 1. Значение индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых жителей за счет короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона в воздухе рассчитывается по данным измерений среднегодовых значений ЭРОА изотопов радона в воздухе по формуле: Евн. Rn = 9, 45 • 10 -6 • Т • Аэкв , м. Зв/год, (4) где 9, 45 • 10 -6 [м. Зв/(ч∙Бк/м 3)] - дозовый коэффициент [НК ДАР ООН за 2000 г. ]; Аэкв - среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в воздухе жилых, общественных, производственных зданий или на открытой местности, Бк/м 3; Т - время облучения в течение года за счет пребывания в производственных зданиях, ч (т. е. 1700 или 2000 ч).

МУ 2. 6. 1. 2838— 11 Радиационный контроль и санитарноэпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после окончания их строительства, капитального ремонта, реконструкции по показателям радиационной безопасности Обследование в 2 этапа: 1) проводится гамма-съемка поисковыми радиометрами поверхности ограждающих конструкций помещений здания с (обход всех помещений здания по свободному маршруту по центру помещений при непрерывном наблюдении за показаниями поискового радиометра с постоянным прослушиванием скорости счета импульсов в головной телефон). Высота 0, 1 -0, 3 м; медленно. Критерий аномалий – превышение в 2 и более раз над фоном. 2) там, где зафиксированы максимальные значения – измерения на расстоянии 1 м от пола

5. 1. Контролируемой величиной в жилых домах и общественных зданиях и сооружениях является разность {Нi = Нid - (Нф + Нк)} между мощностью эквивалентной дозы гаммаизлучения в помещениях и на прилегающей территории, которая не должна превышать 0, 3 мк. Зв/ч. Hмакс − Hмин фона + ΔН ≤ 0, 3 мк. Зв/ч, где ΔН - абсолютная неопределенность результата Контролируемой величиной в производственных зданиях и сооружениях, сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства, капитального ремонта или реконструкции, является мощность эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях, которая не должна превышать 0, 6 мк. Зв/ч с учетом фона. Hмакс + ΔН ≤ 0, 6 мк. Зв/ч (в НРБ 2, 5 мк. Зв/ч)

Зависимость эффективности детектора от энергии излучения (жаргон - «ход с жесткостью» )

Основной нормативный документ по РБ - НРБ- 99/2009 (он же Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 2523 – 09) Для персонала группы Б значения основных ПД и ДУ составляют ¼ значений от значений ПД и ДУ персонала группы А требования Норм не распространяются на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

В определения ряда терминов внесены принципиальные изменения: Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников (группа Б). Уточнено определение персонала группы Б. Это лица, работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников.

3. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях 3. 1. 5. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 3. 1. 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. т. е. годовая эффективная доза=внешнее+внутреннее облучение

Нормируемые величины Эффективная доза Эквивалентная доза за год: • в хрусталике глаза • коже • кистях и стопах Пределы доз Персонал (группа А) Население 20 м. Зв в год в 1 м. Зв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 м. Зв в год 5 м. Зв в год 150 м. Зв 500 м. Зв 15 м. Зв 50 м. Зв 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.

Важное примечание к табл. 3. 1 Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 2523 – 09 (НРБ-99/2009) для оценки эквивалентной дозы в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах Примечание 4 – предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бетачастиц … вроде решение вопроса… Хотя с новыми рекомендациями МКРЗ, если они будут приняты в РФ, ситуация поменяется Вопрос: а как измерить эквивалентную дозу кожи лица от бета-частиц для кожи лица?

При монофакторном воздействии - пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов изотопов радона (222 Rn и 220 Rn) - 218 Po (Ra. A); 214 Pb (Ra. B); 214 Bi (Ra. C); 212 Pb (Th. B); 212 Bi (Th. C) в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют: ПГП: 0, 10 ПRa. A + 0, 52 ПRa. B + 0, 38 ПRa. C = 3, 0 МБк 0, 91 ПTh. B + 0, 09 ПTh. C = 0, 68 МБк ДОА: 0, 10 АRa. A + 0, 52 АRa. B + 0, 38 АRa. C = 1200 Бк/м 3 0, 91 АTh. B + 0, 09 АTh. C = 270 Бк/м 3, где Пi и Аi - годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.

Дополнительные ограничения – на что обратить внимание эксперта при идентификации (анализируем предоставленные Работодателем документы) Для женщин репродуктивного возраста из персонала группы А (до 45 лет) эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 м. Зв 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. Облучение работников за весь период трудовой деятельности (50 лет) ограничивается величиной эффективной дозы 1 Зв. Для студентов (учащихся) старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием ИИИ, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Эффективная доза облучения природными источниками излучения Для всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 м. Зв в год в производственных условиях (любые профессии и производства). При средней скорости дыхания 1, 2 м 3/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют: - мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте - 2, 5 мк. Зв/ч; - ЭРОАRn в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/м 3 ; - ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/м 3; - удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 40/f к. Бк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м 3 ; - удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, - 27/f, к. Бк/кг. Эффективные дозы для других работающих (не персонал А и Б) другие!!!

Эффективная доза облучения природными ИИ (продолжение) При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к нормируемым значениям не должна превышать 1. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях

Путаница экспертов в нормативах и методиках!!! Разные нормативы при проектировании помещений и приемки в эксплуатацию и в существующих (относится к СОУТ) При поиске источников (в том числе расстояния!) и самих измерений Производственные и жилые здания Население и персонал

СП 2. 6. 1. 2612 -10 ОСПОРБ-99/2010 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной» безопасности 5. 2. 1. При проектировании производственных зданий и сооружений должно быть предусмотрено, чтобы после окончания их строительства, капитального ремонта или реконструкции, среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4, 6 ЭРОАTn не превышала 150 Бк/м 3, а мощность эквивалентной дозы гамма-излучения не превышала 0, 6 мк. Зв/ч. 5. 2. 2. Среднегодовые значения ЭРОА изотопов радона в помещениях эксплуатируемых производственных зданий и сооружений не должны превышать 300 Бк/м 3, а мощность эквивалентной дозы гамма-излучения – 0, 6 мк. Зв/ч. При невозможности снизить ЭРОА изотопов радона ниже 300 Бк/м 3 и/или мощности эквивалентной дозы гамма-излучения ниже 0, 6 мк. Зв/ч, то решается вопрос о перепрофилировании здания или части его помещений.

Подходы к проведению СОУТ на рабочих местах по радиационному фактору

Нормативно-правовая база по проведению СОУТ по радиационному фактору • Федеральный закон от 9 января 1996 г. № 3 -ФЗ «О радиационной безопасности населения» • Федеральный закон от 30 марта 1999 г. № 52 -ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» • Санитарные правила и нормативы Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 2523 - 09. «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» • Постановление от 16 сентября 2013 г. № 43 «О внесении изменений в отдельные правила, устанавливающие требования в области радиационной безопасности» (касаются ОСПОРБ - 99/2010 и СПОРО-2002) • Санитарные правила и нормативы СП 2. 6. 1. 2612 -10. «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)» • Приказ Минздравсоцразвития № 1034 н от 9 сентября 2011 г. «Перечень измерений, относящихся к сфере государственного регулирования обеспечения единства измерений и производимых при выполнении работ по обеспечению безопасных условий и охраны труда, в том числе на опасных производственных объектах»

Нормативно-правовая база по проведению СОУТ по радиационному фактору (продолжение) • Федеральный закон № 426 -ФЗ от 28 декабря 2013 г. «О специальной оценке условий труда» • Приказ Минтруда России № 33 н от 24 января 2014 г. «Об утверждении Методики проведения специальной оценки условий труда, Классификатора вредных и (или) опасных производственных факторов, формы отчета о проведении специальной оценки условий труда и инструкции по ее заполнению» • Приложение № 1 к приказу Минтруда России № 33 н от 24 января 2014 г. «Методика проведения специальной оценки условий труда» - (пункты по ИИ 65 -71) • Приложение № 2 к приказу Минтруда России № 33 н от 24 января 2014 г. «Классификатор вредных и (или) опасных производственных факторов» • Приказ Минтруда России № 46 н от 27 января 2015 г. «Об утверждении особенностей проведения специальной оценки условий труда на рабочих местах работников радиационно опасных и ядерно опасных производств и объектов, занятых на работах с техногенными источниками ионизирующих излучений» • Приказ Минтруда России № 250 н от 24 апреля 2015 г. «Об утверждении особенностей проведения СОУТ на рабочих местах отдельных категорий медицинских работников и перечня медицинской аппаратуры (аппаратов, приборов, оборудования), на нормальное функционирование которой могут оказывать воздействие средства измерений, используемые в ходе проведения СОУТ»

Нормативно-правовая база по проведению АРМ (!!!) по радиационному фактору (продолжение) • Радиационный контроль и санитарноэпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после окончания их строительства, капитального ремонта, реконструкции по показателям радиационной безопасности МУ 2. 6. 1. 2838— 11 • Гигиенические критерии оценки условий труда и классификация рабочих мест при работах с источниками ионизирующего излучения Р 2. 2. /2. 6. 1. 1195 – 03 (Дополнение № 1 к Руководству Р 2. 2. 755 -99) • Оценка и классификация условий труда персонала при работах с источниками ионизирующего излучения МУ 2. 2/2. 6. 1. 20 -04

Еще нормативно-правовая база по РБ (продолжение) МИ 2453 – 2000 Методики радиационного контроля. Общие требования МР 153 -00. 0 -012 -2002 Обеспечение радиационной безопасности на объектах топливноэнергетического комплекса Российской Федерации МУ 2. 6. 1. 14 -2001 Контроль радиационной обстановки. Общие требования. МУ 2. 6. 1. 2944 -11 Контроль эффективных доз облучения пациентов при проведении медицинских рентгенологических исследований МУ 2. 6. 1. 1088— 02 Оценка индивидуальных эффективных доз облучения за счет природных источников ионизирующего излучения МУ 2. 6. 1. 26 -2000 Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования МУ 2. 6. 1. 016 -2000 Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования МУ 2. 6. 1. 56 -2002 Контроль эквивалентных доз фотонного и бета- излучения в коже и хрусталике глаза МУ 2. 6. 1. 1892 -04 Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности проведении радионуклидной диагностики с помощью радиофармпрепаратов МУ 2. 6. 1. 2135 -06 Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при лучевой терапии закрытыми радионуклидными источниками МУ 2. 6. 1. 2797 -10 Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при лучевой терапии закрытыми радионуклидными источниками. Изменение 1 к МУ 2. 6. 1. 2135 -06 МУ 2. 6. 1. 2397 -08 Оценка доз облучения групп населения, подвергающихся повышенному облучению за счет природных источников ионизирующего излучения МУ 2. 6. 1. 2398 -08 Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка земельных участков под строительство жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения в части обеспечения радиационной безопасности МУ 2. 6. 1. 2135 -06 Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при лучевой терапии закрытыми радионуклидными источниками МУК 2. 6. 1. 016 -99 Контроль загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, транспортных средств и других объектов МУК 2. 6. 1. 1797 -03 Контроль эффективных доз облучения пациентов при медицинских рентгенологических исследованиях

Еще нормативно-правовая база по РБ (продолжение) Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 2525 -09 Гигиенические требования к обеспечению радиационной безопасности при заготовке и реализации металлолома. Изменение N 1 к Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 993 -00 Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 1192 -03 Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований, взамен Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 802 -99 Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 1281 -03 Санитарные правила по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ) Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 3106 -13 Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при использовании ренгеновских сканеров для персонального досмотра людей Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 2369 -08 Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с лучевыми досмотровыми установками Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 2573 -2010 Гигиенические требования к размещению и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 Мэ. В Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 01 -04 Обеспечение радиационной безопасности портов Российской Федерации при заходе и стоянке в них атомных судов, судов атомно-технологического обслуживания и плавучих энергоблоков атомных теплоэлектростанций (СПРБП-04) Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 1291 -03 Санитарные правила по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазового комплекса России Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 1202 -03 Гигиенические требования к использованию закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения при геофизических работах на буровых скважинах СП 2. 6. 1. 3247 -15 Гигиенические требования к размещению, устройству, оборудованию и эксплуатации радоновых лабораторий, отделений радонотерапии Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 1015 -01 Гигиенические требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов СП 2. 6. 1. 697 -98 Гигиенические требования к производству, эксплуатации и контролю рентгеновских установок для досмотра багажа и товаров (отменен? В 2007 не отменяли) СП 2. 6. 1. 3164 -14 Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при рентгеновской дефектоскопии СП 2. 6. 1. 3241 -14 Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при радионуклидной дефектоскопии ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 12 января 2015 г. № 2 О внесении изменения в СП 2. 6. 6. 2572 -2010 Обеспечение радиационной безопасности при обращении с промышленными отходами атомных станций, содержащими техногенные радионуклиды ГОСТ 12. 4. 120 -83 Средства коллективной защиты от ионизирующих излучений. Общие технические требования

Отличия методики СОУТ от АРМ • Согласно руководству Р 2. 2. 2006 -05 «Руководство по гигиенической оценке факторов рабочей среды и трудового процесса. Критерии и классификация условий труда» определяло порядок по АРМ: Условия труда характеризовались как вредные даже при соблюдении гигиенических нормативов! Определенная методами индивидуального дозиметрического контроля реальная годовая доза облучения (эффективная и/или эквивалентная) работника на конкретном рабочем месте не могла изменить класс или степень вредности условий труда данного рабочего места

Еще отличия СОУТ от АРМ по ИИИ ü Нет необходимости считать МПД (максимальная потенциальная доза) и мощность ПД (ДМПД) Критерии оценки условий труда с источниками ионизирующих излучений не учитывали фактическое время пребывания работника на рабочем месте

А как учитывать фактическое время? При воздействии на работника в течение рабочего дня (смены) или (года) различных мощностей МПД эффективной и/или эквивалентной дозы (например, при работе в разных помещениях или рабочих зонах) определяется средневзвешенное значение мощности МПД при выполнении производственных операций по формуле: МПДсредневзв = (7) где: МПДi – мощность максимальной потенциальной дозы, рассчитанная для iго помещения, м. Зв/год; – время выполнения работ на i-м рабочем месте, час/год

Классификатор. Приложение 2 к приказу 33 н Что нужно измерять и идентифицировать по ИИИ согласно приложению? 1. 6 Ионизирующие излучения 1. 6. 1 Рентгеновское, гамма- и нейтронное излучение 1. 6. 2 Радиоактивное загрязнение производственных помещений, элементов производственного оборудования, средств индивидуальной защиты и кожных покровов работника Идентифицируются как вредные и (или) опасные факторы только на рабочих местах, на которых осуществляется добыча, обогащение, производство и использование в технологическом процессе радиоактивных веществ и изотопов, а также при эксплуатации оборудования, создающего ионизирующее излучение. примечание 6 к Классификатору СОУТ

Приложение 1 к приказу 1034 н Перечень измерений, относящихся к сфере государственного регулирования обеспечения единства измерений и производимых при выполнении работ по обеспечению безопасных условий и охраны труда, в том числе на опасных производственных объектах 20. Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы рентгеновского, гамма и нейтронного излучений 21. Измерение индивидуального эквивалента дозы рентгеновского, гамма и нейтронного излучения 22. Измерение плотности потока альфа излучения 23. Измерение плотности потока бета излучения 24. Измерение удельной активности материалов и объектов окружающей среды 25. Измерение объемной активности радиоактивных аэрозолей 26. Измерение объемной активности радиоактивных газов, в том числе, радон и торон 27. Измерение активности радионуклидов в организме, критическом органе

Приложение 2 к приказу 1034 н Обязательные метрологические требования, в том числе показатели точности, к измерениям, относящимся к сфере государственного регулирования обеспечения единства измерений и производимым при выполнении работ по обеспечению безопасных условий и охраны труда, в том числе на опасных производственных объектах № п/п 20. 21. 22. 23. 24. 25. 26. 27. Измерения Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы рентгеновского, гамма и нейтронного излучений Измерение индивидуального эквивалента дозы рентгеновского, гамма и нейтронного излучения Измерение плотности потока альфа излучения Измерение плотности потока бета излучения Измерение удельной активности материалов и объектов окружающей среды Измерение объемной активности радиоактивных аэрозолей Измерение объемной активности радиоактивных газов, в том числе, радон и торон Измерение активности радионуклидов в организме, критическом органе Диапазон измерений Предельно допустимая погрешность фотонное излучение (0, 05 – 5. 106) мк. Зв/ч нейтр. излучение (0, 05 – 2. 106) мк. Зв/ч (20 -50)% (40 -80) % фотон. излучение (1 – 106) мк. Зв нейтр. излучение (1 – 106) мк. Зв (30 -50) % (50 -90) % (0, 5 -5· 10 6 ) мин-1 см-2 (30 -50) % (5 -10 8 ) мин-1 см-2 (30 -50) % (1 -10 10 ) Бк/кг (15 -60) % (0, 1 -104) Бк/м 3 (30 -60) % (10 -104) Бк/м 3 (30 -60) % (40 -106) Бк (30 -60) %

Идентификация ИИИ на производстве Наличие и загрязнение СИЗ Генерирующие устройства Радиоактивные аэрозоли и газы Открытые и закрытые ИИИ

Устройства, генерирующие ионизирующие излучения 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. Рентгеновское излучение (рентгенустановки, гамма-дефектоскопические переносные и стационарные аппараты, старые мониторы, досмотровые установки) гамма-излучение (генераторы короткоживущих радионуклидов, радиоизотопные приборы, нейтронный гамма-каротаж, да почти все ИИИ!, ускорители, подводные лодки, АЭС, геофизические работы при гамма-гамма, гамма-нейтронном каротаже) нейтронное излучение (контрольные источники, нейтронные генераторы, открытые источники типа реакторов, нейтронный гамма-каротаж, нейтрон-нейтронный каротаж, трансураны) элементы производственного оборудования (камеры, боксы, вытяжные шкафы, а также сейфы, контейнеры для радиоактивных отходов, транспортные средства, транспортные упаковочные комплекты, контейнеры, предназначенные для хранения и перевозки РВ, фильтры системы пылегазоочистки, дистанционный инструмент, СИЗ (спецобувь, сертифицированная спецодежда, комбинизон, перчатки, шлем, средства защиты органов дыхания в зависимости от класса работ) и средства РК – сделаю запрос!!!) контроль рабочих мест рядом с сейфами для хранения контрольных источников (не забывать про МЗА!) и медицинскими препаратами для радионуклидной терапии Радонолечебницы Радиоактивные газы и аэрозоли (естественные и техногенные) соединения радионуклида типа U, Pu, Th и др. Работы с радиоактивными отходами? ? ? !!! Что делать эксперту? – сделаю запрос!!! С другой стороны - все виды обращения с источниками ионизирующего излучения, включая радиационный контроль, разрешаются только при наличии санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии условий работы с ИИ санитарным правилам, которое выдают органы, осуществляющие государственный санитарно-эпидемиологический надзор по обращению юридического или физического лица

Особенности проведения СОУТ на производстве в проектах МТ Постановление Правительства Российской Федерации от 14 апреля 2014 г. № 290 «Об утверждении Перечня рабочих мест в организациях, осуществляющих отдельные виды деятельности, в отношении которых специальная оценка условий труда проводится с учетом особенностей» 1. Рабочие места членов экипажей морских судов и судов смешанного (река – море) плавания. (имеются ли ввиду атомные ледоколы и подводные лодки? ) 2. Рабочие места членов летных и кабинных экипажей воздушных судов гражданской авиации.

Особенности проведения СОУТ на производстве (НОВЕНЬКОЕ!) От 27 января 2015 г. № 46 н «Об утверждении особенностей проведения специальной оценки условий труда на рабочих местах работников радиационно опасных и ядерно опасных производств и объектов, занятых на работах с техногенными источниками ионизирующих излучений» п. 2 в) прохождение специального обучения по правилам работы с источником ионизирующего излучения и по радиационной безопасности, инструктажа по радиационной безопасности, инструктажа о действиях при аварии Идентификация потенциально вредных и (или) опасных производственных факторов, проведение исследований (испытаний) и измерений вредных и (или) опасных производственных факторов, а также перемещение по территории работодателя, на рабочих местах которого проводится СОУТ, осуществляется экспертами и иными работниками организации, ее проводящей, под контролем уполномоченного лица работодателя

Приказ МТ № 46 н 3. Исследования (испытания) и измерения вредных и (или) опасных производственных факторов не проводятся в местах непосредственного проведения аварийно-спасательных работ, работ по ликвидации чрезвычайных ситуаций. 4. В случаях, когда в связи с требованиями, установленными на режимном объекте, на котором расположены рабочие места, запрещен вынос средств измерений или имеется риск их повреждения (невозможности дальнейшей эксплуатации), запрещен вынос исследуемых (испытуемых) и измеряемых материалов (проб) за пределы рабочего места, в качестве результатов исследований (испытаний) и измерений вредных и (или) опасных производственных факторов по решению комиссии по проведению специальной оценки условий труда могут приниматься результаты производственного контроля, организованного структурным подразделением работодателя, на рабочих местах которого проводится СОУТ.

Приказ МТ № 46 н (продолжение) 5. При проведении СОУТ на рабочих местах, характер и технология работы на которых составляют государственную тайну, в качестве результатов исследований (испытаний) и измерений вредных и (или) опасных производственных факторов по решению комиссии по проведению СОУТ могут приниматься результаты производственного контроля, организованного структурным подразделением работодателя, на рабочих местах которого проводится СОУТ, аккредитованным национальным органом РФ по аккредитации в порядке, установленном законодательством РФ, а также для проведения идентификации потенциально вредных и (или) опасных производственных факторов, исследований (испытаний) и измерений вредных и (или) опасных производственных факторов могут привлекаться специалисты работодателя, на рабочих местах которого проводится СОУТ, имеющие соответствующие сертификаты эксперта на право выполнения работ по СОУТ и допуск к технологической и иной документации, необходимой для формирования перечня вредных и (или) опасных производственных факторов, подлежащих исследованиям (испытаниям) и измерениям, установления времени их воздействия.

Приказ МТ № 46 н (продолжение) 6. СОУТ на рабочих местах с территориально меняющимися рабочими зонами, где рабочей зоной считается оснащенная необходимыми средствами производства часть рабочего места, в которой один или несколько работников выполняют схожие работы или технологические операции, проводится путем предварительного определения типичных технологических операций, характеризующихся наличием одинаковых вредных и (или) опасных производственных факторов, и последующей оценки воздействия на работников этих производственных факторов при выполнении таких работ или операций. При этом комиссией по проведению СОУТ учитывается время пребывания работника в соответствующих точках производственных помещений и производственной площадки работодателя, на рабочих местах которого проводится СОУТ, исходя из его должностных обязанностей, технологических инструкций и результатов производственного контроля.

Приказ МТ № 46 н (продолжение) п. 7. В ходе проведения СОУТ на рабочих местах, на которых осуществляется работа с техногенными источниками ИИ, содержащими оружейные делящиеся материалы, обязательному исследованию (испытанию) и измерению подлежит напряженность трудового процесса по числу разнотипных опасных операций <1> или разнотипных особо опасных операций <2>, однократно выполняемых в течение рабочего дня (смены). Примеч. В целях настоящих Особенностей операцией признается законченная часть технологического процесса, выполняемая на одном рабочем месте с применением одних и тех же приемов работ; опасной операцией признается операция, выполняемая одним работником или группой работников на одном рабочем месте в течение рабочего дня (смены) с узлами и (или) сборочными единицами, содержащими либо взрывчатые вещества, либо делящиеся материалы, либо тритий.

Приказ МТ № 46 н (продолжение) там же п. 7: При однократном выполнении на рабочем месте в течение рабочего дня (смены) от одной до трех разнотипных опасных операций или одной особо опасной операции условия труда на таком рабочем месте по напряженности трудового процесса по числу разнотипных опасных операций или разнотипных особо опасных операций, однократно выполняемых в течение рабочего дня (смены), относятся к подклассу 3. 1 вредных условий труда. В случае однократного выполнения на рабочем месте в течение рабочего дня (смены) более трех разнотипных опасных операций или более одной разнотипной особо опасной операции условия труда на таком рабочем месте по напряженности трудового процесса по числу разнотипных опасных операций или разнотипных особо опасных операций, однократно выполняемых в течение рабочего дня (смены), относятся к подклассу 3. 2 вредных условий труда.

Приказ МТ от 9 декабря 2014 г. № 996 н «Об утверждении особенностей проведения специальной оценки условий труда на рабочих местах работников, занятых на подземных работах» 3. При проведении исследований (испытаний) и измерений вредных и (или) опасных производственных факторов в подземных выработках шахт, опасных по газу, должны применяться средства измерений в рудничном искробезопасном исполнении.

Приказ МТ от 24 апреля 2015 г. № 250 н «Об утверждении особенностей проведения СОУТ на рабочих местах отдельных категорий медицинских работников и перечня медицинской аппаратуры (аппаратов, приборов, оборудования), на нормальное функционирование которой могут оказывать воздействие средства измерений, используемые в ходе проведения СОУТ» 5. Обязательным исследованиям (испытаниям) и измерениям на рабочих местах подлежат следующие вредные и (или) опасные производственные факторы: а) химические факторы; б) неионизирующее излучение; в) ионизирующее излучение; г) биологический фактор; д) тяжесть трудового процесса. е) напряженность трудового процесса.

Приложение № 4 к приказу МТ от 24 апреля 2015 года № 250 н Перечень медицинской аппаратуры (аппаратов, приборов, оборудования), на нормальное функционирование которой могут оказывать воздействие средства измерений, используемые в ходе проведения СОУТ 1. Программно-диагностические комплексы, приборы для функциональной диагностики и контроля 2. Плазменные фотометры 3. Электрокардиографы, векторкардиографы, фонокардиографы, баллистокардиографы 4. Оборудование спирографии (диффузиометрии, капноографии, оксигемографии) 5. Оборудование для электроэнцефалографии (реоэнцефалографии), миографии, радиотелеметрии, электрогастрографии 6. Оборудование лучевой терапии, теле-гамма терапии, рентгенотерапии, микроэлектроволновой терапии, ультравысокочастотной терапии 7. Аппараты искусственного кровообращения 8. Роботизированные хирургические комплексы 9. Эндовидеохирургические комплексы 10. Оборудование для эндосонографических исследований 11. Конфокальные микроскопы

Какие изменения еще ожидаются? Минтрудом России ведется разработка 3 проектов приказов, 1 проект приказа Минтруда России готовится к утверждению, 1 проекта приказа Минтруда России дорабатывается в рамках специально созданной рабочей группы, ведется разработка 1 проекта приказа Минтруда России

Идентификация наличие и загрязнение СИЗ согласно НРБ-99/2009 Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала, част/(см 2 мин) Объект загрязнения Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемых в саншлюзах Альфа-активные нуклиды* отдельные** прочие Бетаактивные нуклиды* 2 2 200*** 5 20 2000 50 200 10000 Примечания: * Для кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение. ** К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0, 3 Бк/м 3. *** для 90 Sr + 90 Y - 40 част/(см 2 мин)

Идентификация наличие и загрязнение поверхности транспортных средств согласно НРБ-99/2009 Допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных веществ и материалов, част/(см 2 мин) Вид загрязнения Объект загрязнения Наружная поверхность транспортного средства и охранной тары контейнера Внутренняя поверхность охранной тары и наружная поверхность транспортного контейнера Снимаемое (нефиксированное) Неснимаемое (фиксированное) альфа-активные бета-активные альфа-активные радионуклиды бета-активные радионуклиды 1, 0 10 не регламентируется 200* 1, 0 100 не регламентируется 2000 * для 90 Sr + 90 Y - 40 част/(см 2 мин)

Идентификация Что не забыть при идентификации? Не забывать, что не все подлежит контролю (будет вопрос эксперту)! От радиационного контроля и учета освобождаются: - электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение с максимальной энергией не более 5 кэ. В; -другие электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение, при любых возможных условиях эксплуатации которых мощность эквивалентной дозы в любой доступной точке на расстоянии 0, 1 м от поверхности устройства не превышает 1, 0 мк. Зв/ч; - продукция, товары, содержащие радионуклиды, на которые имеется заключение органов, осуществляющих государственный санитарноэпидемиологический надзор о том, что создаваемые ими дозы облучения не могут превышать значения, приведенные в пункте 1. 4 НРБ-99/2009. Юридическим и физическим лицам, осуществляющим деятельность в области обращения с источниками излучения, необходимо иметь специальное разрешение (лицензию) на право проведения этих работ, выданное органами, уполномоченными на ведение лицензирования.

Идентификация Что не забыть при идентификации? Не забывать! Разрешение на работу с источниками излучения не требуется в случаях, если: - используются продукция, товары, перечисленные в пункте 1. 7 Правил (ОСПОРБ); - на рабочем месте: удельная активность радионуклида меньше минимально значимой удельной активности (далее - МЗУА) или активность радионуклида в открытом источнике излучения меньше минимально значимой активности (далее - МЗА), приведенных в приложении 4 НРБ-99/2009, или сумма отношений активности отдельных радионуклидов к их табличным значениям меньше 1; - а в организации: общая активность радионуклидов в открытых источниках излучения не превышает более чем в 10 раз МЗА или сумму отношений активности отдельных радионуклидов к их табличным значениям, приведенным в приложении 4 НРБ-99/2009; - мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0, 1 м от поверхности закрытого радионуклидного источника излучения, не превышает 1, 0 мк. Зв/ч над фоном. При этом должна быть обеспечена надежная герметизация находящихся внутри источника радиоактивных веществ.

Идентификация Что не забыть при идентификации? Не забывать! Не допускается размещение источников ионизирующего излучения и работа с ними в жилых зданиях и детских учреждениях, кроме рентгенодиагностических аппаратов с цифровой обработкой изображения, применяемых в стоматологической практике, максимальная рабочая нагрузка которых не превышает 40 м. А мин/нед. , при условии обеспечения требований норм радиационной безопасности для населения в пределах помещений, в которых проводятся рентгеностоматологические исследования. Ознакомиться с проектной документации радиационного объекта для каждого помещения (участка, территории), где указывается (согласно ОСПОРБ п. 3. 3. 2): - при работе с открытыми источниками излучения: радионуклид, соединение, агрегатное состояние, активность на рабочем месте, годовое потребление, вид и характер планируемых работ, класс работ; - при работе с закрытыми источниками излучения: радионуклид, его вид, активность, допустимое количество источников излучения на рабочем месте и их суммарная активность, характер планируемых работ; - при работе с устройствами, генерирующими ионизирующее излучение: тип устройства, вид, энергия и интенсивность генерируемого излучения и (или) анодное напряжение, сила тока, мощность, максимально допустимое число одновременно работающих устройств размещенных в одном помещении (на участке, территории); - при работах на ядерных реакторах, с генераторами радионуклидов, радиоактивными отходами и с другими источниками излучения со сложной радиационной характеристикой: источник излучения и его радиационные характеристики (радионуклидный состав, активность, энергия, интенсивность излучения). Для всех работ указываются их характер и ограничительные условия.

Идентификация Что писать эксперту в качестве рекомендаций по снижению доз? 2. 3. 7. (ОСПОРБ) При разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала и населения следует исходить из следующих основных положений: - индивидуальные дозы должны снижаться, прежде всего, там, где они превышают допустимый уровень облучения; - мероприятия по коллективной защите людей должны осуществляться в отношении тех источников излучения, где, в соответствии с принципом оптимизации, достижимо наибольшее снижение коллективной дозы облучения при минимальных затратах; -снижение доз от каждого источника излучения должно, прежде всего, достигаться за счет уменьшения облучения критических групп населения для этого источника излучения. Что требовать? Санитарно-эпидемиологическое заключение (бессрочное) о соответствии условий работы с источниками излучения санитарным правилам.

Идентификация На что еще должен обратить внимание эксперта? Оборудование, аппараты, контейнеры, упаковки, передвижные установки, специальные транспортные средства, содержащие источники излучения, должны иметь знак радиационной опасности. Допускается не наносить знак радиационной опасности на оборудование в помещении, где постоянно проводятся работы с источниками излучения, на входе в которое имеется знак радиационной опасности. Ознакомиться с утвержденным списком лиц, допущенных к работе с конкретным ИИИ, проверить необходимое обучение, список лиц, ответственных за обеспечение радиационной безопасности, учет и хранение источников излучения, за организацию сбора, хранения и сдачу радиоактивных отходов, радиационный контроль. Камеры, боксы, вытяжные шкафы, а также сейфы, контейнеры для радиоактивных отходов, транспортные средства, транспортные упаковочные комплекты, контейнеры, предназначенные для хранения и перевозки РВ, фильтры системы пылегазоочистки, СИЗ и средства РК, содержащие ИИИ (входят в Классификатор - п. 1. 6. 2 Приложение 2 к приказу 33 н), должны иметь санитарно-эпидемиологическое заключение на соответствие санитарным правилам

Идентификация На что еще должен обратить внимание эксперта? ОСПОРБ: Радионуклиды, при хранении которых возможно выделение радиоактивных газов, паров или аэрозолей, должны храниться в вытяжных шкафах, боксах, камерах, с очистными фильтрами на вентиляционных системах, в закрытых сосудах, выполненных из несгораемых материалов, с отводом образующихся газов. Хранилище должно быть оборудовано круглосуточно работающей вытяжной вентиляцией. Мощность эквивалентной дозы излучения от переносных, передвижных, стационарных дефектоскопических, терапевтических аппаратов и других установок, действие которых основано на использовании закрытых радионуклидных источников, не должна превышать 20 мк. Зв/ч на расстоянии 1 м от поверхности защитного блока с источником. Помещения, где проводятся работы на стационарных установках с закрытыми радионуклидными источниками, должны быть оборудованы системами блокировки и сигнализации о положении источника (блока источников). При простых операциях с жидкостями (без упаривания, перегонки, барботажа) допускается увеличение активности на рабочем месте в 10 раз. При простых операциях по получению (элюированию) и расфасовке из генераторов короткоживущих радионуклидов медицинского назначения допускается увеличение активности на рабочем месте в 20 раз.

Идентификация На что еще должен обратить внимание эксперта? Оборудование, инструменты, инвентарь, предназначенный для уборки помещений и мебель должны быть закреплены за помещениями каждого класса (зоны) и соответственно маркированы. Планировка санпропускника должна исключать возможность пересечения потоков персонала в личной и специальной одежде. Возможность прохода из помещений зоны свободного доступа в помещения зоны контролируемого доступа, минуя санпропускник, должна быть исключена. Контроль за радиационной обстановкой включает все, что требует СОУТ (он из ОСПОРБа и переписывался!) – попросить журналы радиационного контроля. На этих объектах результаты индивидуального контроля доз облучения персонала хранятся в течение 50 лет.

Методы дозиметрического контроля - Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы, H* (10) в интересующих точках - При наличии рентгеновского излучения с эффективной энергией менее 50 кэ. В, необходимо измерить направленный эквивалент дозы, или, экранируя дозиметр от мягкого излучения с помощью листа меди или стали толщиной 1 мм, оценить вклад мягкой компоненты. Если она существенна, т. е. составляет более 10% показаний прибора, необходимо измерить H’(3) и H’(0, 07). - При измерении импульсного излучения использовать соответствующие приборы - Необходимо учитывать анизотропию прибора. Подходит метод максимальной оценки. Дозиметр ориентируют в разных направлениях, проводят измерения и берут максимальное значение. - Рекомендуется использовать поисковый прибор (дозиметррадиометр) для определения наиболее опасных мест.

Отнесение условий труда на рабочем месте к классам (подклассам) условий труда при воздействии ИИ (в зависимости от значения потенциальной максимальной дозы при работе с источниками излучения в стандартных условиях), м. Зв/год (приложение № 19 к методике СОУТ) Максимальная потенциальная доза за год, м. Зв/год Класс (подкласс) условий труда допустимый 2 вредный 3. 1 3. 2 3. 3 опасный 3. 4 4 Эффективная доза ≤ 5 > 5 -10 > 10 -20 > 20 -50 > 50 -100 > 100 Эквивалентная доза в хрусталике глаза ≤ 37, 5 > 37, 5 -75 > 75 -150 > 150 -225 > 225 -300 > 300 Эквивалентная доза в коже, кистях и стопах ≤ 125 > 125 -250 > 250 -500 > 500 -750 > 750 -1000 > 1000 УРРА!! Теперь отнесение условий труда к классу (подклассу) условий труда при воздействии ИИ осуществляется на основе систематических данных текущего и оперативного контроля за год.

Хорошая, как памятка таблица из Р 2. 2. 2006 -05. Значения мощности потенциальной дозы При оценке условий труда персонала группы А 1 ДМПД 20 м. Зв/1700 ч = 0, 012 м. Зв/ч (12, 0 мк. Зв/ч); 50 м. Зв/1700 ч = 0, 03 м. Зв/ч (30, 0 мк. Зв/ч); 100 м. Зв/1700 ч = 0, 06 м. Зв/ч (60, 0 мк. Зв/ч); 1 ДМПД 37, 5 м. Зв/1700 ч = 0, 022 м. Зв/ч (22, 0 мк. Зв/ч); 2 ДМПД 75 м. Зв/1700 ч = 0, 044 м. Зв/ч (44, 0 мк. Зв/ч); 4 ДМПД 150 м. Зв/1700 ч = 0, 088 м. Зв/ч (88, 0 мк. Зв/ч); 5 ДМПД 187, 5 м. Зв/1700 ч = 0, 11 м. Зв/ч (110, 0 мк. Зв/ч); 8 ДМПД 300 м. Зв/1700 ч = 0, 176 м. Зв/ч (176, 0 мк. Зв/ч); 1 ДМПД 125 м. Зв/1700 ч = 0, 075 м. Зв/ч (75, 0 мк. Зв/ч); 2 ДМПД 250 м. Зв/1700 ч = 0, 15 м. Зв/ч (150, 0 мк. Зв/ч); 4 ДМПД 500 м. Зв/1700 ч = 0, 3 м. Зв/ч (300, 0 мк. Зв/ч); 5 ДМПД 750 м. Зв/1700 ч = 0, 44 м. Зв/ч (440, 0 мк. Зв/ч); 8 ДМПД Для эквивалентной МПД облучения кожи, кистей и стоп 4 ДМПД 20 ДМПД Для эквивалентной МПД облучения хрусталика глаза 10 м. Зв/1700 ч = 0, 006 м. Зв/ч (6, 0 мк. Зв/ч); 10 ДМПД Для эффективной МПД 5 м. Зв/1700 ч = 0, 003 м. Зв/ч (3, 0 мк. Зв/ч); 1000 м. Зв/1700 ч = 0, 6 м. Зв/ч (600, 0 мк. Зв/ч). При оценке условий труда рабочих мест персонала группы Б и работников в случае природного облучения в производственных условиях значения мощности потенциальной дозы определяются так же, как и для персонала группы А, но при условии стандартной продолжительности работы в течение года 2000 ч

В качестве гигиенического критерия для отнесения условий труда к классу (подклассу) условий труда при воздействии ионизирующего излучения принимается мощность потенциальной дозы (МПД) излучения МПД – максимальная потенциальная эффективная (эквивалентная) доза излучения, которая может быть получена за календарный год при работе с источниками ионизирующих излучений в стандартных условиях на конкретном рабочем месте.

Для предприятий Минатома России согласно МУ 2. 2/2. 6. 1. 20 -04 операционными величинами при контроле параметров радиационной обстановки для целей оценки условий труда являются: 1) 2) 3) 4) Мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внешнего облучения Мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения Мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы облучения хрусталика Мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы облучения кожи, кистей и стоп

Как считать МПД? МПД определяется по формуле (5) для эффективной дозы и (или) по формуле (6) – для эквивалентной дозы. МПД = 1, 7 × Н внеш. + 2, 4 × 106 × U, G (С U, G × U, G ), (5) где: МПД – максимальная потенциальная эффективная доза за год, м. Зв/год; Н внеш. – мощность амбиентной дозы внешнего излучения на рабочем месте, определенная по данным радиационного контроля, мк. Зв/ч; СU, G – объемная активность аэрозолей (газов) соединений радионуклида U типа соединения при ингаляции G на рабочем месте, определенная по данным радиационного контроля, Бк/м 3; U, G – дозовый коэффициент для соединения радионуклида U типа соединения при ингаляции G в соответствии с приложением № 1 к НРБ 99/2009, Зв/Бк

В формуле (5): 2, 4 х 106 – коэффициент, учитывающий объем дыхания за год (2, 4 х 103 м 3/год для персонала группы «А» ) и размерность применяемых единиц (103 мк. Зв/Зв). МПД орган = 1, 7 × МД орган, (6) где: МПД орган – максимальная потенциальная эквивалентная доза на орган на данном рабочем месте за год, м. Зв/год; МД орган – мощность амбиентной дозы внешнего облучения органа на рабочем месте, определенная по данным радиационного контроля, мк. Зв/ч; 1, 7 – коэффициент, учитывающий стандартное время облучения в течение календарного года (1700 часов в год для персонала группы «А» ) и размерность единиц (103 мк. Зв/м. Зв).

МУ 2. 2/2. 6. 1. 20 -04 4. 3. Мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внешнего облучения рассчитывается на основании среднего значения мощности амбиентного эквивалента дозы по формуле (2) или на основании среднего значения плотности потока фотонов или нейтронов при известном спектре частиц: МПДвнешн. =0, 34 ∙ [Н*(10) средн. + U+] где: МПДвнешн. – мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внешнего облучения, ед. ДМПД; 0, 34 - коэффициент, учитывающий стандартное время облучения персонала в течение года (1700 ч/год для персонала группы А) и размерность единиц. Для персонала группы Б вместо коэффициента 0, 34 используют коэффициент 0, 40; Н*(10) средн– среднее значение мощности амбиентного эквивалента дозы, мк. Зв/час; U+ - положительное значение неопределенности определения среднего значения мощности амбиентного эквивалента дозы, мк. Зв/час.

Коррекция при пересчете Н’(10) в H’(3), H’(0, 07) Для предприятий Минатома России согласно МУ 2. 2/2. 6. 1. 20 -04 МПДорган = К ∙ [Н*(10) средн. + U+] где: МПДорган – мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы на орган (кожа или хрусталик), ед. ДМПД; К – коэффициент, учитывающий размерность единиц и время облучения в течение года – • для персонала группы А этот коэффициент равен 4, 5· 10 -2 для хрусталика глаза и 1, 4· 10 -2 для кожи, кистей и стоп. • для персонала группы Б этот коэффициент равен 5, 3· 10 -2 для хрусталика глаза и 1, 6· 10 -2 для кожи, кистей и стоп.

Мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы в отдельных органах (кожа и хрусталик) рассчитывается по среднему значению мощности амбиентного эквивалента дозы на соответствующий орган п. 4. 6. методики - по формуле (6) или на основании среднего значения плотности потока фотонов или электронов при известном спектре частиц. МПДорган = К ∙ [Н*(10) средн. + U+] (6) где: МПДорган – мощность максимальной потенциальной эквивалентной дозы на орган (кожа или хрусталик), ед. ДМПД; К – коэффициент, учитывающий размерность единиц и время облучения в течение года – • для персонала группы А этот коэффициент равен 4, 5· 10 -2 для хрусталика глаза и 1, 4· 10 -2 для кожи, кистей и стоп. • для персонала группы Б этот коэффициент равен 5, 3· 10 -2 для хрусталика глаза и 1, 6· 10 -2 для кожи, кистей и стоп; Н*(10) средн – среднее значение мощности амбиентного эквивалента дозы на орган - для кожи и для хрусталика, соответственно, мк. Зв/час.

Откуда брать среднее значение мощности амбиентного эквивалента дозы на соответствующий орган? Ответ: у службы РБ (но этого у них, как правило, нет!) Согласно МУ 2. 6. 1. 56 -2002 «Контроль эквивалентных доз фотонного и бета - излучения в коже и хрусталике глаза» . Объем индивидуального дозиметрического контроля за облучаемостью кожи и хрусталика глаза при хроническом облучении персонала определяется службами РБ предприятий, исходя из специфики выполняемых операций и данных по радиационной обстановке. В первую очередь дозиметры (как правило ТЛД – прим. мое) двух типов (А и В) должны выдаваться персоналу, занятому на выполнении ручных операций с источниками бета-гамма-излучения и ремонтно-профилактических работах с загрязненным оборудованием.

4. 5. При ингаляционном поступлении радона (222 Rn) и торона (220 Rn) за мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения следует принимать величину, рассчитанную по формуле (5). МПДвнутр. = 4, 0∙[ ] (5) где: МПДвнутр. – мощность максимальной потенциальной эффективной дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления дочерних продуктов распада техногенных радона и торона, ед. ДМПД; 4, 0 – коэффициент, учитывающий размерность единиц и годовой объем дыхания – 2400 м 3/год; (ЭРОА)Rn – средняя эквивалентная равновесная объемная активность радона, Бк/м 3; (ЭРОА)Tn – средняя эквивалентная равновесная объемная активность торона, Бк/м 3; U+ – положительное значение неопределенности определения средней ЭРОА радона и торона, соответственно; 1200 и 270 – допустимые объемные активности радона и торона, соответственно, Бк/м 3.

Конкретный пример РК применительно к РИП берем Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 1015 -01 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов» (РИП) Учитываем группу РИП 6. 3. В зависимости от типов используемых в организации РИП радиационный контроль включает измерение следующих параметров: • мощность эквивалентной дозы гамма-излучения; • мощность эквивалентной дозы тормозного излучения; • мощность эквивалентной дозы нейтронного излучения; • поверхностное загрязнение РИП и оборудования радионуклидами. Измерения мощности эквивалентной дозы на рабочих местах и в местах возможного нахождения людей проводятся на трех высотах: 0, 5, 1, 0 и 1, 5 м над полом. Измерения поверхностного радиоактивного загрязнения РИП и оборудования проводятся методом мазков.

Конкретный пример РК применительно к рентгенкабинетам берем Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 1192 -03 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований» допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 50 м. Зв при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 20 м. Зв – т. е. как для персонала А Смотрим таблицу 4. 2 «Допустимая мощность дозы рентгеновского излучения за стационарной защитой процедурной рентгеновского кабинета ДМД» в мк. Гр/ч! 6. 14. Во время рентгенографии и сеанса рентгенотерапии персонал из комнаты управления через смотровое окно или иную систему наблюдает за состоянием пациента, подавая ему необходимые указания через переговорное устройство. 8. 6. Индивидуальные годовые дозы облучения персонала фиксируются в карточке учета (базе данных) индивидуальных доз. Копию карточки следует хранить в учреждении в течение 50 лет после увольнения работника. И т. д. – т. е. придется изучить Сан. Пин (таблицы для конкретных аппаратов) и помнить про импульсные установки при измерениях!

Конкретный пример РК применительно к рентгеновской дефектоскопии берем СП 2. 6. 1. 1283 -03 «Обеспечение радиационной безопасности при рентгеновской дефектоскопии» (еще есть и СП 2. 6. 1. 1284 -03 «Обеспечение радиационной безопасности при радионуклидной дефектоскопии» ) – определитесь! 1. 4. Правила не распространяются на работы: · с рентгеновскими аппаратами, предназначенными для структурного и спектрального анализа; · с рентгеновскими толщиномерами, плотномерами, уровнемерами, сепараторами и иными устройствами для контроля технологических процессов; · с установками (аппаратами) в состав которых входят источники неиспользуемого рентгеновского излучения (высоковольтные электронные лампы, электронные микроскопы, катодно-лучевые осциллографы, электроннолучевые установки для плавления, сварки и других видов электронной обработки металлов); · с медицинскими рентгеновскими аппаратами; · с рентгеновскими аппаратами для досмотра багажа и товаров (тут смотрим Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 2369 -08 Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с лучевыми досмотровыми установками) 5. 4. Защитные устройства установок с рентгеновскими аппаратами в местной защите выполняются так, чтобы мощность дозы рентгеновского излучения в 10 см от любой доступной точки наружной поверхности защиты или ограждения, исключающего возможность доступа людей при работе аппарата, не превышала 2, 5 мк. Зв/ч.

Проблемы аттестации экспертов СОУТ по фактору ИИ Отсутствие опыта оценки радиационного фактора в частных лабораториях, отсутствие навыков проведения радиационного контроля и индентификации вредных факторов у специалистов лабораторий.

Средства измерения ИИИ

Средства измерения должны соответствовать обязательным метрологическим требованиям к измерениям - утверждены приказом Минздравсоцразвития России от 9 сентября 2011 г. № 1034 н «Об утверждении перечня измерений, относящихся к сфере государственного регулирования обеспечения единства измерений и производимых при выполнении работ по обеспечению безопасных условий и охраны труда, в том числе на опасных производственных объектах, и обязательных метрологических требований к ним, в том числе показателей точности» (зарегистрирован Минюстом России 13 октября 2011 г. № 22039).

Средства измерения поисковые Дозиметррадиометр ДКС-96 с блоками детектирования БДКС-96, БДМГ-96 и БДПГ-96

еще вариант поискового дозиметра-радиометра Дозиметр-радиометр МКС-РМ 1402 М

Средства измерения АТОМТЕХ (Беларусь) ДКС-АТ 1121 (АТ 1123!) МКС-АТ 1125 ДКР-АТ 1103

поисковый дозиметр-радиометр МКСАТ 1117 М (АТОМТЕХ) альфа, бета, гамма, рентген üДозиметрия γ -, х -, n - излучений в широком диапазоне мощностей доз и энергий üРадиометрия α -, β -, γ -, n - излучений идеальный вариант для аккредитации лаборатории на право проведения СОУТ за 73 000 руб. с блоком БДПС 02

Пример использования Вид дозиметра-радиометра МКС-АТ 1117 М с блоком со штангой и головными детектирования БДПС-02 телефонами

Область применения ▪ Радиационно-защитные мероприятия при ядерных авариях ▪ Радиоэкология ▪ Санэпидемнадзор ▪ Атомная промышленность ▪ Пожарные службы ▪ Аварийно-спасательные службы ▪ Гражданская оборона ▪ Научные исследования ▪ Таможенный контроль ▪ Досмотровая рентгеновская техника

Чувствительность к гамма-излучению источника 137 Cs БОИ, БОИ 2 0, 3 имп·с-1/мк. Зв·ч-1 БДКГ-03 350 имп·с-1/мк. Зв·ч-1 БДКГ-04 70 имп·с-1/мк. Зв·ч-1 БДКГ-05 900 имп·с-1/мк. Зв·ч-1 БДКГ-11 1960 имп·с /мк. Зв·ч БДПС-02 6, 6 имп·с-1/мк. Зв·ч-1 Диапазон измерения мощности амбиентного эквивалента дозы БОИ, БОИ 2 10 мк. Зв/ч - 100 м. Зв/ч БДКР-01 0, 05 - 100 мк. Зв/ч БДКГ-03 0, 03 - 300 мк. Зв/ч БДКГ-04 0, 05 мк. Зв/ч - 10 Зв/ч блок 58000 руб. !!! БДКГ-05 0, 03 - 100 мк. Зв/ч БДКГ-11 0, 01 - 100 мк. Зв/ч БДПС-02 0, 1 мк. Зв/ч - 30 м. Зв/ч БДКН-01 (от Pu-Be источников) 0, 1 мк. Зв/ч - 10 м. Зв/ч БДКН-03 (0, 025 э. В - 14 Мэ. В) 0, 1 мк. Зв/ч - 10 м. Зв/ч Приложение 2 к приказу 1034 н (0, 05 – 5. 106) мк. Зв/ч

«Индивидуальные» дозиметры ДКГ-07 Д «Дрозд» , ДКГ-02 У «Арбитр» , МКС-05 «Терра»

А, вот и дешевый вариант для СОУТ!!! МКС-15 Д «Снегирь» МКС-АТ 6130 26 342 руб. за гамма, бета, рентген МКС-СРП-08 А

Экспрессное измерение ДПР в помещениях. Аэрозольный альфа-радиометр РАА-20 П 2 «Поиск» Оптимальный вариант для целей СОУТ за 158000 руб. Состав: пробоотборный блок с "ППД-детектором"; блок управления и дозиметрии; карманный персональный компьютер типа Palm-Size с ПО «Поиск"; фильтродержатель с фильтрами АФА-РСП-3; контрольный альфаисточник; ротаметр; зарядное устройство; кожаная сумка.

Детекторы ТТЛД-580 (4 шт. ) для измерения эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения H(0, 07) в коже лица и эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения H(3) в хрусталике глаза с детекторами ДТГ-4 (1 шт. ) Дозиметры термолюминесцентные МКД (многослойные кожные детекторы тип А) Оптимальный вариант комплекса для целей СОУТ от 756700 руб. Дозиметр может крепиться на шапочке или воротнике спецодежды. Может измерять и ИЭД нейтронного излучения. Диапазон измерения индивидуального эквивалента дозы Н(0, 07), H(3) – 2, 0 м. Зв÷ 100 Зв Диапазон энергии при хроническом и аварийном облучении персонала для энергий фотонного излучения 0, 015÷ 3, 5 Мэ. В, для энергий бета-излучения 0, 25 ÷ 3, 5 Мэ. В

Дозиметры термолюминесцентные МКД (тип Б) в коже пальцев рук с детекторами ТТЛД-580 – в комлекте 4 шт. Дозиметры термолюминесцентные ТТЛД-580 Оптимальный вариант комплекса для целей СОУТ от 756700 руб. Многослойные кожные дозиметры предназначены для регистрации эквивалентной дозы фотонного и бета-излучения Hp (0, 07) в коже пальцев рук. Дозиметр состоит из набора детекторов, разделенных тканеэквивалентными поглотителями. Набор детекторов запаян в полиэтиленовый конверт и помещен на гибкую несущую основу, с помощью которой он крепится на внутренней стороне фаланг пальцев рук. Номер дозиметра находится на тыльной стороне. Диапазон измерения индивидуального эквивалента дозы Н(0, 07), H(3) 2, 0 м. Зв÷ 100 Зв Температура отжига детекторов в муфельной печи около 250 °С. Для этого требуется недешевый считыватель (типа СТ-01 Д желательно с ПО DVG) с целью автоматического отключение питания нагревательного элемента при достижении установленного порога температуры 300 - 450 °С

Энергетическое разрешение

Сравнение спектров гамма-излучения ППД и сцинтилляторов

Измерение плотности потока бетаизлучения с поверхностей с помощью переносных радиометров Целью является определение H(0, 07), но приборов для его измерения в стране нет, поэтому измеряем плотность потока с поверхности и оцениваем (легко сказать… - покажите спектр излучения) ожидаемую эквивалентную дозу на кожу, кисти и стопы

Вопросы к экзамену эксперта СОУТ по ИИИ