WWW.DISS.SELUK.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА
(Авторефераты, диссертации, методички, учебные программы, монографии)

 


Pages:     | 1 || 3 |

«Факультет мониторинга окружающей среды Кафедра ядерной и радиационной безопасности Ю. Е. Крюк Индивидуальный дозиметрический контроль в промышленности и медицине Методическое пособие по ...»

-- [ Страница 2 ] --

3.2. Программы мониторинга Основной целью оперативных программ мониторинга является оценка условий рабочего места и индивидуального облучения. Оценка доз, получаемых в ходе повседневной работы, или доз, которые могут быть получены работниками в результате поступления радиоактивных материалов в организм, составляет неотъемлемую часть любой программы радиационной защиты и помогает гарантировать приемлемый уровень безопасности и удовлетворительные в радиологическом отношении условия на рабочем месте.

Типичными методами индивидуального мониторинга поступления являются счет излучения организма в целом, счет излучения органа (например, щитовидной железы или легких) и анализ проб выделений.

Также используется взятие пробы из зоны дыхания индивидуальными пробоотборниками воздуха. Во многих обстоятельствах, связанных с облучением радионуклидами, будет необходим мониторинг рабочего места.

Мониторинг для оценки доз вследствие поступления радионуклидов может включать один или несколько следующих методов:

последовательные измерения радионуклидов в организме в целом или в конкретных органах;

измерение радионуклидов в биологических пробах, таких как выделения или выдыхаемый воздух;

измерение радионуклидов в физических пробах, таких как фильтры из индивидуальных и стационарных пробоотборников воздуха или мазки с поверхностей.

Измерения могут использоваться для расчетов поступления радионуклида, которое, умноженное на соответствующий коэффициент дозы, дает оценку ожидаемой эффективной дозы. В некоторых обстоятельствах результаты прямого измерения могут использоваться для расчета мощности дозы на весь организм или на отдельные органы.

Определение контролируемой зоны (зоны наблюдения) и установление необходимости в индивидуальном мониторинге производится на основе знания условий на рабочем месте и потенциала облучения работника. В целом решение о включении работника в программу мониторинга внутреннего облучения следует основывать на вероятности того, что данное отдельное лицо могло получить поступление радиоактивного материала, превышающее заранее определенный уровень.

Нужно ли проводить индивидуальный мониторинг или мониторинг зоны в отношении внутреннего облучения, зависит от количества радиоактивного материала и от вида радионуклида(ов), физической и химической формы радиоактивного материала, типа используемой защитной оболочки, выполняемых операций и общих условий труда. Например, работникам, имеющим дело с закрытыми источниками или с открытыми источниками в надежной оболочке, может потребоваться мониторинг внешнего облучения, но мониторинг внутреннего облучения не обязателен.

Наоборот, работники, имеющие дело с такими радионуклидами, как T (тритий), 125I или 239Pu, могут нуждаться в мониторинге внутреннего облучения, а не внешнего.

В некоторых случаях трудно определить, необходим ли данному работнику мониторинг поступления радиоактивного материала. Такой мониторинг в общем случае должен применяться только к работникам, занятым в зонах, которые отнесены к контролируемым ввиду необходимости именно контроля за загрязнением и в которых имеются основания ожидать значительных поступлений радионуклидов. Если опыт показывает, что вероятность превышения величины в 1 мЗв ожидаемой эффективной дозой профессионального облучения при годовом поступлении радионуклидов мала, то индивидуальный мониторинг может не понадобиться, но следует проводить мониторинг рабочего места.

Текущий мониторинг внутреннего облучения работников проводится выборочно по фиксированному графику. Мониторинг внутреннего облучения имеет несколько недостатков, которые следует учитывать при разработке адекватной программы мониторинга.

Во-первых, при мониторинге не измеряется непосредственно ожидаемая эффективная доза отдельного лица. Необходимы биокинетические модели, чтобы соотнести уровень активности в пробе выделений с активностью в организме во время взятия пробы, сопоставить содержание радионуклидов в организме во время взятия пробы с первоначальным поступлением и рассчитать ожидаемую эффективную дозу по оценке поступления.

Во-вторых, измерения могут быть искажены за счет влияния других находящихся в организме радионуклидов, таких как естественно содержащийся 40K, 137Cs из глобальных радиоактивных выпадений, уран, естественно содержащийся в пище, или радиофармацевтические препараты, применяемые в диагностических или терапевтических целях. Следовательно, важно установить содержание в организме как природных, так и искусственных радионуклидов из предыдущих поступлений. Это особенно важно при повышенном уровне поступления при непрофессиональном облучении, например, в областях горнодобычи, где бытовое облучение выше среднего из-за радона. У всех рабочих следует провести измерение биологической активности перед началом работ с радиоактивными материалами, чтобы определить «фоновый» уровень.

Радиофармацевтические препараты могут искажать данные определения биологической активности в течение некоторого времени после их введения в организм, в зависимости от свойств применяемого средства и от радионуклидов на рабочем месте. Следует рекомендовать работникам сообщать руководству о каждом случае применения радиофармацевтических препаратов, дабы определить, можно ли проводить адекватный мониторинг внутреннего облучения.

В-третьих, результаты программы индивидуального мониторинга для оценки хронических поступлений могут зависеть от времени проведения мониторинга. Для некоторых радионуклидов со значимым компонентом раннего выведения с выделениями измерения, сделанные до и после выходных дней, могут существенно различаться. Если возможно хроническое облучение, то такие случаи следует рассматривать индивидуально. Кроме того, для нуклидов с длительным периодом эффективного полураспада количество элемента, содержащееся в организме, и количество, выведенное из него, зависят от числа лет, в течение которых работник подвергался облучению, и будут с годами увеличиваться. В целом остаточную активность от поступлений за предыдущие годы следует считать частью фонового уровня текущего года.

И наконец, аналитические методы, используемые для индивидуального мониторинга, иногда не обладают чувствительностью, адекватной для регистрации уровней активности, представляющих интерес. Если индивидуальный мониторинг невозможен, следует применить систему, включающую мониторинг рабочего места и персонала, чтобы определить количество радионуклидов, которое, вероятно, поступило в организм отдельного лица. Возможно применение стационарных или индивидуальных пробоотборников воздуха (ИПВ) для определения концентрации присутствующих в воздухе радиоактивных веществ, чтобы затем в сочетании со стандартными или привязанными к местности допущениями по физико-химической форме вещества, по частоте дыхания и по длительности облучения работника дать оценку поступлений по ингаляции.

Аналогичным образом, мониторинг поверхности может использоваться для определения потенциала поступления или необходимости более тщательного мониторинга рабочей зоны, но модели оценки поступлений от поверхностного загрязнения весьма ненадежны.

Характер, частота проведения и точность индивидуального мониторинга определяются с учетом величины и возможных колебаний уровней облучения, а также вероятности и величины потенциального облучения.

Чтобы определить надлежащую частоту и тип индивидуального мониторинга, необходимо охарактеризовать рабочее место. Следует также знать, какие используются радионуклиды и, если возможно, их химические и физические формы.

График взятия проб для определения биологической активности должен быть составлен так, чтобы минимизировать влияние погрешности в оценке поступления из-за неопределенности времени поступления в рамках периода мониторинга. Рекомендуется выбирать периоды мониторинга так, чтобы при предположении, что поступление произошло в середине периода мониторинга, оценка поступления не была занижена более чем в три раза.

Периодичность мониторинга будет в значительной степени определяться чувствительностью методики измерения. Хотя следует обеспечить, чтобы методы измерения были максимально чувствительны, издержки, связанные с использованием наиболее чувствительных методов и наибольшей частотой взятия проб, следует соотносить с ущербом от облучения, соответствующим дозам, которые могут быть занижены или пропущены, если используются менее чувствительные методы или менее частые измерения.

В любом случае следует обеспечить, чтобы принятый метод определения биологической активности и частота измерений были в состоянии обнаружить поступление, равное установленной доле предела дозы.

Иногда эта цель не может быть достигнута из-за недостатка аналитической чувствительности, неприемлемо больших периодов счета при прямых измерениях или очень коротких интервалов между взятием проб выделений, особенно в случае взятия фекальных проб с целью мониторинга ингаляции нерастворимых твердых частиц. В таких случаях, чтобы гарантировать адекватную защиту работников, следует использовать дополнительные методы, такие как улучшенный мониторинг рабочего места и взятие индивидуальных проб воздуха.

Вопросы к разделу 3.2.:

1. Назовите типичные методы индивидуального мониторинга внутреннего облучения.

2. На чем основывается решение о включении работника в программу индивидуального мониторинга внутреннего облучения?

3. Перечислите недостатки мониторинга внутреннего облучения.

4. Что определяет характер и частоту проведения мониторинга внутреннего облучения?

3.3. Прямые и косвенные методы измерений Поступление радионуклидов может быть определено прямыми или косвенными методами измерений. Прямые измерения фотонов гаммаили рентгеновских лучей (включая тормозное излучение), испускаемых находящимися внутри организма радионуклидами, часто называются измерениями активности организма, мониторингом организма в целом или дозиметрией организма в целом. Косвенные измерения – измерения активности в пробах, которые могут быть как биологическими (например, выделения), так и физическими (например, воздушные фильтры).

Каждый тип измерения имеет преимущества и недостатки, и выбор одного из них в значительной степени зависит от природы измеряемого излучения. Прямые методы применимы только к тем радионуклидам, которые испускают фотоны достаточной энергии и в достаточном количестве, позволяющем им выйти за пределы организма, где их можно измерить внешним детектором. Под эту категорию подпадают многие продукты деления и активации. Инкорпорированные радионуклиды, которые не испускают энергетические фотоны (например, 3H, 14C, Sr/90Y, 239Pu), обычно измеряются только косвенными методами. Однако некоторые бета-излучатели, особенно с высокими энергиями эмиссии, такие как 32P или 90Sr/90Y, могут иногда измеряться «непосредственно»

по произведенному тормозному излучению. Такие измерения тормозного излучения из-за его относительно высокого минимума поддающейся выявлению активности, для текущего мониторинга обычно не используются.

Прямые измерения там, где они возможны, имеют преимущество в скорости и удобстве оценки общей активности в организме или определенной части организма во время измерения. Когда имеется достаточная чувствительность, например для 131I и 137Cs, следует предпочесть непосредственное измерение содержания радионуклидов в организме или органе. Измерения активности организма в целом и отдельного органа меньше зависят от биокинетических моделей, чем косвенные измерения в ходе мониторинга, но на них отражается большая неточность калибровки, особенно для эмитентов фотонов низкой энергии. При прямых измерениях может понадобиться отстранить работника от работы, связанной с облучением, на период измерения параметров удержания радиоактивности, и, как правило, требуются специальные, хорошо экранированные (и, следовательно, дорогие) установки и оборудование.

Прямые измерения полезны для определения как природы, так и количества радионуклидов в смеси, попавшей в организм ингаляционным, пероральным или инъекционным путем. Кроме того, прямые измерения могут содействовать определению способа поступления по распределению активности в организме. Последовательные измерения, где они возможны, могут показать перераспределение активности и дать информацию относительно общего удержания и биокинетического поведения радионуклидов в организме.

Косвенный мониторинг основан на определении концентраций активности в биологических материалах, выделяемых из тела, обычно в моче, кале, выдыхаемом воздухе или крови, а также в физических пробах, отобранных из рабочей среды, таких как пробы воздуха или загрязнения с поверхностей.

Рассмотрим использование биологических и физических проб для проведения индивидуального мониторинга.

Наиболее часто используемыми для оценки поступления биологическими пробами являются моча и кал, но в специальных случаях используется выдыхаемый воздух, кровь или другие пробы. Выбор вида биопробы будет зависеть не только от основного пути выделения, определяемого по физико-химической форме поступления и по биокинетической модели для данного элемента или группы элементов, но и от таких факторов, как легкость сбора, анализа и интерпретации.

Моча. После попадания радионуклидов в кровь и в большой круг кровообращения выведение из тела будет осуществляться в основном через мочу. Моча содержит отходы жизнедеятельности и другие материалы, включая воду, извлеченные почками из крови и скопившиеся за несколько часов или больше в мочевом пузыре перед мочеиспусканием.

Из-за этого смешения в мочевом пузыре уровни радионуклидов в пробах мочи, полученных вскоре после однократного поступления, следует интерпретировать с осторожностью. Мочевой пузырь следует опорожнить вскоре после поступления и затем получить вторую и последующие пробы. Все пробы следует проанализировать.

Через несколько дней лучшие данные для оценки поступления обычно обеспечивают суточные пробы мочи. Если суточные пробы не были получены, общее количество выделения может быть оценено измерением креатинина. В программе текущего мониторинга радионуклидов с быстро выделяющимися компонентами следует учитывать день взятия проб, так как пробы, полученные до и после даже короткого периода без облучения, могут существенно отличаться.

При поступлении тритированной воды концентрация трития в моче такая же, как в воде организма, и может использоваться для оценки содержания радионуклидов в организме и мощности дозы независимо от модели выделения.

Кал. Фекальные пробы содержат воду, продукты распада клеток, оторвавшиеся из стенки желудочно-кишечного тракта, непоглощенные продукты жизнедеятельности, перемещаемые через желудочнокишечный тракт, включая нерастворимые материалы, выведенные из легких, и продукты обмена веществ, выведенные из печени с желчью.

Масса и состав фекальных выделений могут колебаться в весьма широком диапазоне и сильно зависеть от рациона. Поэтому надежные оценки суточной интенсивности фекального выделения радиоактивных материалов могут базироваться, как правило, только на суммарном сборе за 3–4 дня.

Однократные пробы следует в большинстве случаев использовать только для целей скрининга.

Измерения, проводимые после отпуска работника, позволяют разграничить долю радионуклидов, поступивших путем ингаляции и быстро выводящихся через желудочно-кишечный тракт, и долю задержанного выведения системной активности и долгосрочных отложений нерастворимых форм радионуклидов в легких. Следовательно, при мониторинге работников, хронически облучаемых долгоживущими радионуклидами, в идеале фекальные пробы следует собирать после отпуска (отсутствия на работе в течение по меньшей мере десяти дней) и до возврата в рабочую среду.

Дыхание. Дыхание – это важный путь выделения только тех немногих веществ, которые непосредственно выдыхаются или в ходе обмена веществ преобразуются в газы или летучие жидкости. Однако в этих случаях пробы дыхания могут обеспечивать удобный способ измерения активности выделения, не зависящей от большинства других источников радиоактивного загрязнения. Для радона и торона, произведенных в организме из поступивших 226Ra и 228Ra, имеются модели, которые использовались в целях оценки дозы.

Кровь. Анализ крови является непосредственным источником оценки радионуклидов, присутствующих в большом круге кровообращения, но используется он нечасто из-за медицинских ограничений процесса взятия пробы. За немногими исключениями (например, тритированная вода, 59Fe и 51Cr в меченых эритроцитах), анализ крови дает очень ограниченную информацию относительно общей системной активности после поступления из-за быстрого выведения радионуклидов из кровотока и накопления их в тканях.

Выделения из носа. Выделения из носа не следует использовать для оценки поступления, но они могут быть очень полезны при целевом и специальном мониторинге, указывая на необходимость взятия дополнительных проб и анализа, особенно когда предполагается облучение актинидами. Они могут также использоваться, чтобы идентифицировать составляющие в смеси радионуклидов.

Пробы тканей. При локализованных отложениях в ране радионуклидов с высокой радиотоксичностью (например, трансурановых элементов) обычно рекомендуется, проконсультироваться с медиками и иссечь загрязнение сразу после поступления. Путем радиохимического анализа иссеченной ткани разрушающими и/или неразрушающими методами можно получить данные о радионуклидах и их относительных концентрациях. Это способствует также оценке поглощения в крови и определению дальнейших действий.

Другие биологические пробы, такие как волосы и зубы, можно использовать, чтобы оценить поступление, хотя в общем случае они не могут использоваться для количественных оценок дозы. Пробы ткани, взятые при вскрытии, могут также использоваться для оценки содержания радионуклидов в организме.

Физические пробы включают пробы воздуха, мазки с поверхности и другие материалы с рабочего места, которые можно использовать, чтобы определить физико-химическую форму радиоактивных загрязняющих веществ. Оценки поступлений, основанные на активности физических проб, особенно ненадежны из-за значительных различий в условиях рабочих мест и в способности различных индивидуумов поглощать поступления радионуклидов. Кроме того, оценка обычно основывается на одиночной пробе, взятой в начальном периоде процесса облучения, которая не может быть взята повторно. Тем не менее, для тех радионуклидов, которые не испускают сильнопроникающей радиации и которые наблюдаются в выделениях только в низких концентрациях, например для некоторых вдыхаемых актинидов, интерпретация таких физических проб может стать основанием для оценки. Эти пробы могут также служить указанием на необходимость дополнительного индивидуального мониторинга.

Пробы воздуха. Пробы воздуха могут быть взяты из окружающей атмосферы помещения стационарными пробоотборниками воздуха или из зон дыхания рабочих индивидуальными пробоотборниками воздуха (ИПВ).

Для соединений, легко рассеивающихся в воздухе, таких как радиоактивные газы и пары (например, 14СО2 и тритированная вода), пробы из стационарных пробоотборников могут дать адекватное представление о вдыхаемых радиоактивных веществах, особенно в небольших помещениях. Однако в отношении других источников, таких как ресуспендированные частицы, такие пробы могут привести к оценке активности вдыхаемого материала с ошибкой по величине на порядок или больше, в зависимости от относительного расположения источника, пробоотборника и работника.

Репрезентативные пробы можно взять с помощью ИПВ – прибора с автономным питанием, который работник носит на себе и который через равные промежутки времени берет пробы непосредственно из зоны дыхания. Но и эти пробы могут привести к переоценке или недооценке поступлений, в зависимости от верности допущений относительно размера частиц и частоты дыхания. Чтобы уменьшать эту неопределенность, в некоторых системах ИПВ частицы, размер которых препятствует их ингаляции, не достигают фильтра.

Обе формы взятия пробы основываются на извлечении радиоактивного вещества из воздуха на материал сбора. Этот материал до некоторой степени должен соответствовать собираемому веществу. Например, вещество в виде твердых частиц может оседать на волокнистом фильтре грубой очистки, в то время как угольные фильтры-поглотители используются для взятия проб радонового газа и паров йода, а тритированная вода может быть собрана в водную ловушку.

Анализ размера частиц и растворимости проб содержащихся в воздухе радиоактивных веществ содействует разработке биокинетических моделей для оценки дозы. Прямое сравнение проб воздуха со значениями допустимых объемных активностей в воздухе может использоваться в качестве исходных данных для оценки условий рабочего места и для оценки дозы.

Пробы с поверхности. Вследствие того что моделирование переноса радиоактивных веществ с поверхностей в организм особенно неточно, пробы концентраций радионуклида на поверхностях используются прежде всего для выявления вероятности значительного поступления и необходимости индивидуального мониторинга. Такие пробы также свидетельствуют об относительных количествах различных радионуклидов в смеси и о наличии радионуклидов, не обнаруженных при анализе биопроб.

Пробы с поверхности обычно получают, протирая определенную область поверхности такими материалами, как ватные тампоны или фильтровальная бумага. Эти материалы используются благодаря их способности собирать предполагаемые загрязнители с поверхности и по мере необходимости выделять их для анализа. Эффективность сбора следует определять по каждому конкретному сочетанию поверхности и обтирочного материала (например, для влажного тампона на умеренно пористой поверхности эффективность близка к 10%).

Косвенные измерения, как правило, создают меньше помех деятельности работников, но для них необходима радиохимическая аналитическая лаборатория. Такая лаборатория может также использоваться для измерения проб окружающей среды, но измерения материалов с высоким уровнем активности (например, химического состава воды ядерного реактора) и с низким уровнем активности (например, биологические пробы или пробы окружающей среды) следует выполнять в отдельных лабораториях. Измерения выделений определяют скорость выведения радиоактивных материалов из организма тем или иным путем, и они должны быть соотнесены с содержанием радиоактивных материалов в организме и с их поступлением в рамках биокинетической модели.

Поскольку радиохимические анализы позволяют обнаружить низкие уровни активности, измерения выделений обычно способствуют выявлению активности в организме.

Решающим фактором выбора прямых или косвенных методов мониторинга внутреннего облучения после аварии или аварийной ситуации являются радиационные характеристики задействованных радионуклидов.

Если пострадавший подвергся внешнему облучению гаммаизлучающими радионуклидами, то прямые измерения обычно проводят после дезактивации пострадавшего. Это делается для того, чтобы предотвратить искажение результатов измерений, а также избежать загрязнения применяемых при прямых измерениях приборов.

Вопросы к разделу 3.3.:

1. Назовите основные методы определения поступления радионуклидов.

2. Дайте определение понятия дозиметрия организма.

3. К каким видам радионуклидов применимы прямые методы измерения?

4. Перечислите биологические пробы, наиболее часто используемые для оценки поступления.

5. Прокомментируйте ситуации, в которых интерпретация физических проб может служить указанием на необходимость дополнительного индивидуального мониторинга.

3.4. Биокинетические модели для внутренней дозиметрии Поступления радионуклидов могут происходить несколькими путями.

При профессиональном облучении основной путь поступления – ингаляция, хотя часть любого материала, попавшего в систему органов дыхания, будет перемещена в горло и проглочена, давая возможность поглощения в желудочно-кишечном тракте. Поступления могут происходить непосредственно перорально, через поврежденную кожу, а для некоторых радионуклидов поглощение может происходить через неповрежденную кожу. Модель поступления радионуклидов представлена на рис. 4.

МКРЗ были сделаны рекомендации по методам оценки поступления радионуклидов и возникающих в результате этого доз на основе данных мониторинга. Для профессионального облучения работников Международная комиссия по радиологической защите разработала серию моделей, представляющих поведение радионуклидов, которые попали в организм путем ингаляции или перорально. Эти модели могут применяться для регулирующего контроля рабочего места.

По иным путям облучения поступления могут произойти только в результате аварий, точный характер которых невозможно предсказать.

Вследствие этого практически не существует принятых на международном уровне моделей поступления радионуклидов через неповрежденную кожу или через раны, хотя была издана некоторая информация об этом последнем пути. Исключением является тритированная вода, которая легко поглощается через неповрежденную кожу. Можно предположить, что при облучении на рабочем месте это выразится в дополнительном поступлении трития, равном 50% активности трития, поступившего путем ингаляции, и для этого случая установлены соответствующие ДОА.

Таким образом, более полезной контрольной величиной для тритированной воды в воздухе было бы две трети ДОА.

Использование тканевых или взвешивающих коэффициентов WT предусмотрено МКРЗ для расчета эквивалента ожидаемой эффективной дозы из индивидуальных эквивалентов тканевой дозы. Это стало общепринятым способом выражения доз от внешней радиации, которые относительно однородны для всех тканей тела, и от поступления радионуклидов, которое может быть весьма разнородным. Подобным способом выражаются биокинетические модели, используемые для расчета эквивалентов дозы на органы и ткани при поступлениях путем ингаляции и перорально широкого диапазона радионуклидов различных химических форм. Основы структуры модели, принятой МКРЗ, показаны на рис. 5.

Эти модели были разработаны в первую очередь для расчетов предполагаемых доз от поглощенных радионуклидов и установления пределов поступления. Они не были предназначены для интерпретации данных анализа биопроб, хотя и являются адекватными для целей защиты, когда поступления радионуклидов низки. Эти модели постепенно заменяются моделями, теснее связанными с физиологией.

В Рекомендациях МКРЗ 1990 года подход к расчету ожидаемой эффективной дозы основан на подходе, использованном для расчета эквивалента ожидаемой эффективной дозы, хотя в результате новых сведений относительно отдаленных последствий радиации для тканей организма были произведены некоторые изменения значений тканевых взвешивающих коэффициентов, определенных теперь для большего числа тканей.

Биокинетические модели, разработанные МКЗР, предназначены для использования в нормальных ситуациях, например для оценки доз по измерениям, выполняемым согласно программам текущего мониторинга.

Для оценки доз в аварийных ситуациях требуется более конкретная информация относительно времени и режима поступления, относительно физико-химической формы радионуклидов и относительно характеристик индивидуума (например, масса тела). Индивидуальные конкретные данные относительно биокинетики радионуклида(ов) могут быть получены посредством специального мониторинга, то есть неоднократными прямыми измерениями всего организма или конкретных его зон и измерениями выделений.

Вопросы к разделу 3.4.:

1. Назовите пути поступления радионуклидов при профессиональном облучении.

2. В какой ситуации может произойти поступление радионуклидов через неповрежденную кожу?

3. Назовите общепринятый способ выражения доз от внешней радиации.

3.5. Интерпретация измерений Прямые или косвенные измерения дают информацию о количестве радионуклидов, находящихся в организме (в органах или тканях), в биологических пробах или в пробах из рабочей зоны. В первую очередь эти данные применяются для оценки поступления радионуклида в организм работника. С этой целью используются биокинетические модели, описывающие содержание радионуклида в организме и органах, активность в выделениях как функцию времени после поступления и модели облучения, которые связывают поступление с условиями на рабочем месте. С другой стороны, измерения активности в организме могут использоваться для непосредственной оценки мощности дозы. Расчет ожидаемых доз по прямым измерениям все еще подразумевает биокинетическую модель, если нет достаточного количества данных измерений, чтобы определить функции удержания.

Общая схема интерпретации измерений с использованием простой оценки дозы при поступлении 131I, основанной как на прямых, так и на косвенных результатах мониторинга представлена на рис. 6.

Чтобы рассчитать поступление, измеренное содержание в организме или скорость выделения М делят на долю m(t) поступления, удерживаемую в организме в целом (прямое измерение) или выделенную из тела (косвенное измерение) ко времени t (обычно в днях) после поступления:

МКРЗ опубликовала общие значения m(t) для некоторых радионуклидов в тканях или выделениях вместе с функциями удержания по системной активности.

Если поступления могли быть значительными, следует произвести более точные расчеты, основанные на конкретных индивидуальных параметрах (специальная дозиметрия). Если имеются данные многократных измерений, то лучшая оценка поступления может быть получена, например, методом наименьших квадратов.

Приведем пример оценки доз при поступлении 131I, используемый МАГАТЭ для иллюстрации применения описанных моделей.

Рассмотрим источники данных измерения и биокинетическую информацию. Профессиональное облучение радиоактивным йодом имеет место в ядерной промышленности, в ядерной медицине и при научных исследованиях. Часто встречается облучение короткоживущим радиоизотопом 131I (период полураспада 8 дней), который распадается с эмиссией как бета-частиц (средняя энергия основной эмиссии 0,19 MэВ), так и гамма-излучения (основная эмиссия 0,36 MэB). После ингаляции или перорального поступления йод быстро попадает в круг кровообращения, концентрируется в щитовидной железе и выделяется преимущественно с мочой. Таким образом, после поступления 131I может быть обнаружен прямым измерением активности в щитовидной железе или косвенным – в анализах мочи.

Выбор метода мониторинга зависит от таких факторов, как наличие аппаратуры на месте (так как изотоп короткоживущий) и относительная стоимость анализов, а также от необходимой чувствительности. Хотя прямое измерение активности в щитовидной железе обеспечивает основание для наиболее точной оценки дозы, другие методы могут обеспечить адекватный мониторинг и лучше соответствовать конкретным обстоятельствам.

Все распространенные формы йода легко накапливаются в организме.

При ингаляции йода в форме твердых частиц предполагается поглощение легкими типа F, в то время как пары элементного йода отнесены к классу SR-1 (растворимый или химически активный) с типом поглощения F.

Поглощение йода из желудочно-кишечного тракта f1 считается полным, то есть f1 = 1.

Современная биокинетическая модель поведения йода в организме взрослого человека представлена на рис. 7.

Возраст f1 Поглощение Выделение Период полувыведения (дней) Применительно ко взрослым считается, что 30% йода, достигшего крови, переносится к щитовидной железе, а остальные 70% выводятся непосредственно с мочой через мочевой пузырь. Период полувыведения из крови принят равным 6 часам. Йод, инкорпорированный в гормоны щитовидной железы, покидает железу с периодом полувыведения 80 дней и поступает в другие ткани, где он сохраняется с периодом полувыведения 12 дней. Большая часть йода (80%) впоследствии высвобождается и поступает в круг кровообращения, откуда он может быть поглощен щитовидной железой или непосредственно выведен с мочой;

остаток выделяется через толстую кишку с калом. Из-за короткого периода физического полураспада 131I эта рециркуляция с точки зрения ожидаемой эффективной дозы не имеет значения.

Согласно прямым измерениям мониторинг йода-131 в организме обычно проводится непосредственно измерением активности в щитовидной железе с использованием простого детектора NaI(T1). Если подозревается наличие смеси радиоизотопов йода, может потребоваться спектроскопическое определение гамма-эмиссии 131I.

В качестве примера предположим, что в программе текущего мониторинга с периодом 14 дней у работника мужского пола было обнаружено содержание в щитовидной железе 3000 Бк 131I. С учетом проводимых на этом рабочем месте операций предполагается, что любое облучение будет обусловлено ингаляцией твердых частиц, а не паров (хотя для 131I это предположение не является критическим). Аналогичным образом пероральное поступление вызвало бы такой же режим удержания и выделения и такую же ожидаемую эффективную дозу, рассчитанную по данным мониторинга.

Если схема поступления неизвестна, а период мониторинга не противоречит рекомендациям, следует предположить, что однократное поступление имело место в середине периода мониторинга при условии, что поступление было нетипичным. Исходя из этого предположения, на биокинетической модели можно показать, что 7,4% радиоактивного вещества, вдыхаемого в форме твердых частиц (типа F) со значением САДА по умолчанию 5 мкм, удерживается в щитовидной железе после 7 дней. Таким образом, m(7) = 0,074, и по результату мониторинга из предыдущего пункта можно вычислить поступление 41 кБк. Применение к такому поступлению коэффициентов дозы дает в результате расчета ожидаемую эффективную дозу 450 мкЗв. Такая доза может потребовать последующего расследования.

Рассмотрим использование косвенных измерений.

Моча. Через день после прямого измерения щитовидной железы работник из вышеприведенного примера представляет на анализ суточную пробу мочи, в которой обнаружено содержание 30 Бк 131I. Из биокинетической модели для частиц типа F m(8) для суточного выделения с мочой составляет 1,1 10-4. На этом основании рассчитываются поступление 270 кБк и ожидаемая эффективная доза, равная 3 мЗв (для аэрозоля с САДА 5 мкм). В этом примере предшествующие поступления в расчет не принимались.

Измерения воздуха на рабочем месте. В приведенном примере анализ измерений воздуха на рабочем месте в течение периода мониторинга в помещении, где могло иметь место облучение, показал, что концентрации 131I были в целом низки, хотя и колебались. В течение коротких промежутков времени несколько раз в нескольких местах были зарегистрированы максимальные концентрации от 10 до 20 кБк/м 3.

При принятой по умолчанию частоте дыхания 1,2 м3/ч поступление в 24 кБк может быть получено при работе в течение одного часа без защиты органов дыхания при концентрации 20 кБк/м3. Если работник трудился несколько дольше с ограниченной защитой органов дыхания, поступление, рассчитанное на основании данных мониторинга, не будет противоречить поступлению, рассчитанному по определению биологической активности, в пределах точности, обычно достижимой такими методами.

При выполнении оценки дозы большое расхождение между оценками поступления, рассчитанными на основе прямого измерения щитовидной железы, и измерениями радиоактивного материала, выделенного с мочой, указывает на то, что, по крайней мере, один из заданных по умолчанию способов, используемых для получения этих оценок, не является абсолютно точным. Хотя имеются значительные индивидуальные различия в поглощении йода и в обмене веществ, тем не менее они не могут привести к расхождению почти в десять раз. С другой стороны, после поступления скорость выделения 131I с мочой со временем заметно уменьшается (больше чем в 1000 раз за период мониторинга), так что вероятным источником ошибки является допущение по умолчанию относительно времени поступления. Если предположить, что поступление произошло за три дня до представления анализа мочи (то есть за два дня до окончания периода мониторинга), а не в его середине (за восемь дней до анализа), поступление, оцененное по измерению мочи, составило бы 21 кБк, а поступление, оцененное по измерению щитовидной железы, – 25 кБк. Эти цифры вполне согласуются.

Согласно биокинетической модели величина доли поступившего путем ингаляции 131I, удерживаемого в щитовидной железе, за весь период мониторинга уменьшается примерно в 3 раза. В отсутствие лучшего доказательства при рассмотрении источников возможного облучения рабочего места это уточненное предположение дает более надежное основание для оценки дозы. Тогда ожидаемая эффективная доза для приведенного примера была бы 270 мкЗв. Для проверки этого заключения следует использовать второй анализ мочи, полученный еще через несколько дней.

Ожидаемая эффективная доза, рассчитанная по результатам прямого мониторинга щитовидной железы, относительно независима от предположений о времени поступления. Именно благодаря быстрым изменениям во времени выделений с мочой после облучения прямое измерение представляет гораздо более надежное основание для интерпретации данных повседневного мониторинга по радиоактивному йоду, хотя скрининга мочи все же может быть достаточно для обнаружения значительных поступлений.

Результаты измерений концентраций в воздухе вызывают необходимость индивидуального мониторинга работников, находившихся на рабочем месте. Однако из-за их прямой зависимости от периода облучения, частоты дыхания, уровня защиты и других факторов, которые известны только приблизительно, оценки поступления, основанные на мониторинге воздуха по 131I, намного менее надежны, чем те, что основаны на индивидуальных измерениях.

Оценим допущенные погрешности в оценках дозы.

Модели, разработанные МКРЗ для описания поведения радионуклидов в организме и, следовательно, для оценки поступлений, обеспечивают наиболее современные методы оценки дозы. Однако при интерпретации данных мониторинга следует учитывать ряд погрешностей.

Прямые методы основываются на результатах полного или частичного мониторинга организма. Точность любых измерений зависит преимущественно от уровня активности, но также и от точности калибровки контрольного оборудования. Предел обнаружения для любого конкретного радионуклида может быть рассчитан по данным о чувствительности оборудования и фонового счета в исследуемой зоне.

Для косвенных методов точность измерений уровней активности в физических или биологических пробах зависит от аналогичных факторов. Однако геометрию счета, как правило, можно точно определить, а время счета при необходимости может быть увеличено для получения приемлемой статистики счета по всем пробам, за исключением проб с очень низкой активностью (или с очень коротким временем полураспада).

Модели, используемые для описания поведения радионуклидов в организме, затем используются, чтобы оценить поступление и дозу, исходя из оценки активности в организме в целом, в пробах тканей или выделениях. Надежность оценок дозы, следовательно, зависит от точности моделей и любых ограничений на их применение в конкретных обстоятельствах. Это зависит от многих факторов. В частности, для надежной оценки дозы необходимо знать время поступления и то, было ли поступление однократным или хроническим.

Когда период взятия проб не дает возможности оценить период полувыведения радионуклида, предположение о длительном периоде удержания в организме для целей оценки дозы может привести к недооценке поступления и, следовательно, ожидаемой эффективной дозы.

Степень недооценки или переоценки дозы будет зависеть от общей схемы удержания радионуклида в организме.

Поведение радионуклидов, поступающих в организм пероральным или ингаляционным путем, будет зависеть от их физико-химических характеристик. Для радионуклидов, поступающих в организм ингаляционным путем, особенно важным по влиянию на депонирование в системе органов дыхания является размер частиц, в то время как при пероральном поступлении на эффективную дозу может существенно влиять фактор поглощения в кишечнике f1. При текущем мониторинге, когда облучение не выходит за рамки пределов поступления, параметры по умолчанию могут быть достаточны для оценки поступлений. Однако при облучении, приближающемся к этим пределам или превышающем их, для улучшения точности прогнозов модели может быть необходима более конкретная информация относительно физической и химической формы поступления и характеристик отдельного лица.

Вопросы к разделу 3.5.:

1. Опишите общую схему интерпретации результатов измерений в ходе мониторинга.

2. Назовите формулу, с помощью которой возможно рассчитать оценку поступления.

3. Определите, в каком случае программа текущего мониторинга может быть основана на прямом измерении щитовидной железы, а в каком на косвенном мониторинге проб с рабочего места или анализов мочи.

4. Опишите модель поведения йода в организме человека.

5. Каким образом обычно происходит мониторинг йода-131 в организме человека?

6. Назовите другие способы измерения доз йода-131, поступивших в организм человека.

7. Объясните, по какой причине и в каких ситуациях оценки поступлений не могут являться абсолютными и окончательными.

Глава 4. Приборы индивидуального мониторинга В данной теме представлена общая информация по методам и системам, используемым для индивидуального мониторинга 4.1. Дозиметры фотонного и бета-излучения Фотопленочные дозиметры. Фотопленочные дозиметры используются для определения индивидуального облучения фотонами, бетачастицами и тепловыми нейтронами. Обычно они состоят из фотопленки, помещаемой внутри подходящей кассеты, оснащенной соответствующими фильтрами. Такие сборки часто называют плоскими пленочными дозиметрами.

Эмульсия пленки состоит из кристаллов бромида серебра, находящихся в желатиновой среде. Тонкий слой этой эмульсии равномерно наносится на тонкую пластиковую основу. Воздействие ионизирующего излучения на зерна эмульсии образует скрытое изображение. При последующем проявлении ионы серебра в скрытом изображении образуют устойчивое почернение. С помощью денситометра измеряется оптическая плотность, зависящая от типа пленки, режима ее проявления, а также от вида и энергии измеряемого излучения. Зависимость оптической плотности от дозы – нелинейная. Фотографические пленки чаще всего используются для фотонного и бета-излучений, но они будут реагировать на ионизирующее воздействие любого излучения, передающего достаточно энергии для образования ионов серебра в эмульсии. Пленка часто используется для косвенных измерений тепловых нейтронов; нейтроны захватываются кадмиевым фильтром, а почернение пленки под воздействием возникающего гамма-излучения является индикатором дозы нейтронов.

Осложняющим фактором в применении фотопленочного дозиметра является энергетическая зависимость пленки в сопоставлении с тканями тела человека. Компенсация энергетической зависимости чувствительности пленочного дозиметра достигается применением одного или нескольких фильтров из соответствующих материалов с заданной толщиной. В то время как для фотонов с энергией выше 0,1 МэВ достаточно использование одного фильтра, для фотонов с более низкими энергиями необходимо применение системы, состоящей из нескольких фильтров (например, фильтры с открытыми окнами из меди, олова, свинца, пластика). Вид падающего излучения и дозу можно оценить на основании чувствительности пленки после различных фильтров.

Когда планируется применить новый тип пленки или вносятся изменения в процесс ее проявления, необходимо проведение типовых испытаний. Как правило, плоские пленочные дозиметры используются в течение периода продолжительностью до одного месяца и пригодны для применения в контролируемых зонах. При более длительном периоде экспозиции следует уделить особое внимание проблеме почернения пленки. Калибровку пленочных дозиметров необходимо проводить посредством облучения идентичных пленок с заданными уровнями доз и обработки этих «стандартов» одновременно с дозиметрами.

Фотопленочные дозиметры могут использоваться как селективные дозиметры, дающие, помимо дозы, качественную информацию. Этот метод может быть очень экономичным в зависимости от принятой степени автоматизации. Пленочные дозиметры весьма чувствительны к температуре и влажности, что приводит к почернению скрытого изображения. Энергетическая зависимость чувствительности пленки может потребовать применения сложной системы фильтров. Дозиметры такого типа можно легко приспособить для измерения величин Hp(10) и Hp(0,07) при фотонном и бета-излучениях с энергиями (max), превышающими 0,5 МэВ.

Термолюминесцентные дозиметры. Термолюминесценцией называется явление испускания световых квантов при нагревании предварительно облученного ионизирующим излучением материала. Испускание световых квантов происходит при высвобождении электронов, которые под действием облучения перешли в возбужденное состояние и затем были захвачены в ловушки. Количество испускаемого света непосредственно соотносится с дозой облучения, полученной материалом. Случайное высвобождение захваченных электронов из ловушек до считывания показаний дозиметра называется федингом и может являться следствием высвобождения электронов в результате нагрева или облучения материала светом. В термолюминесцентной дозиметрии (ТЛД) соотношение между определяемым сигналом и измеряемым эквивалентом дозы должно устанавливаться с помощью калибровки.

При использовании вышеназванного явления в дозиметрии в процессе нагревания термолюминесцентного материала ведется регистрация испускаемого им света с помощью фотоумножителя или иного светочувствительного прибора. График зависимости количества испускаемого люминесцентного света от температуры называется «кривой термовысвечивания». Форма кривой термовысвечивания зависит от типа и количества примесей и дефектов кристаллической решетки в материале, а также от тепловой предыстории и обработки материала. Фотоэлектронный умножитель имеет высокую чувствительность, большое значение отношения сигнал–шум и широкий динамический диапазон. Площадь под кривой термовысвечивания рассматривается как мера дозы. При считывании показаний детектора происходит потеря информации у термолюминесцентного материала, и он тогда готов для регистрации нового облучения (хотя некоторые материалы должны подвергнуться отжигу перед повторным использованием). Механизм термолюминесценции сложен, и хотя постулированы общие теоретические модели, каждый термолюминесцентный люминофор уникален, и модели, соответствующие конкретным веществам, имеют весьма разные характеристики.

По мере совершенствования твердотельных термолюминесцентных дозиметров (ТЛД) и приборов для считывания их показаний ТЛД находят все более широкое применение. В настоящее время ТЛД имеются в продаже и широко используются в текущем индивидуальном дозиметрическом контроле, мониторинге окружающей среды и клинической радиационной дозиметрии.

Рост использования ТЛД в дозиметрическом обеспечении радиационной защиты происходит по следующим причинам:

существование почти полностью тканеэквивалентных термолюминесцентных материалов;

достаточно высокая чувствительность и точность как для индивидуального мониторинга, так и для мониторинга окружающей среды;

наличие в продаже твердотельных детекторов малого размера, пригодных как для ручной, так и автоматической обработки;

пригодность для использования в дозиметрии бета-облучения кожи и конечностей;

существование материалов с очень высокой временной стабильностью при меняющихся условиях окружающей среды;

легкость в обработке;

возможность повторного использования;

линейность зависимости чувствительности детектора от дозы и мощности дозы в широком диапазоне.

Используемые в настоящее время дозиметры для индивидуального мониторинга доз бета-излучения имеют серьезный недостаток, связанный с наличием энергетического порога, поскольку детектор и его покрытие имеют слишком толстые стенки. Тонкие и сверхтонкие детекторы имеются в продаже, но, по-видимому, их трудно использовать в больших масштабах для текущего мониторинга. В последние годы для измерения рабочих величин Hp(0,07) и Hp(10) разработаны несколько типов термолюминесцентных детекторов.

Чувствительность термолюминесцентных материалов к нейтронам зависит от состава детектора, кассеты ТЛД и, главным образом, от энергии нейтронов. Ряд люминофоров имеют высокую чувствительность к тепловым нейтронам, но малую чувствительность к быстрым нейтронам.

Для повышения чувствительности ТЛД к быстрым нейтронам исследованы различные методы, в том числе использующие тело как замедлитель нейтронов до тепловых скоростей. Такой подход получил важное практическое развитие в индивидуальных альбедо-дозиметрах.

Фотолюминесцентные дозиметры. Фотолюминесценция основана на образовании индуцированных ионизирующим излучением люминесцентных центров в активированных серебром фосфатных стеклах.

При последующем облучении стекол ультрафиолетовым излучением происходит излучение видимого света с интегральной интенсивностью, линейно зависящей от поглощенной дозы ионизирующего излучения.

В отличие от термолюминесценции, результаты воздействия ионизирующего излучения – центры – не разрушаются при обычном процессе считывания показаний и являются исключительно стабильными, поэтому при комнатной температуре снижение интенсивности излучения видимого света (фединг) на протяжении периода в несколько лет остается пренебрежимо малым, и информация о дозах может быть получена в любое время на протяжении всего длительного периода накопления дозы.

Фосфатные стекла можно производить в большом количестве с высокой воспроизводимостью и постоянной чувствительностью. Поэтому не требуется калибровки индивидуальных детекторов. Применение имеющихся в продаже импульсных ультрафиолетовых лазерных считывателей снижает величину «преддозы» (видимое показание прибора при необлученных стеклах до значения около 10 мкЗв. Это устраняет некоторые недостатки прежнего традиционного метода считывания показаний, который требовал чистки стекол и вычета «преддозы» для измерения значений дозы ниже 100 мкЗв.

Поскольку некоторые материалы, из которых изготовлены стекла, имеют большой атомный номер, с ними необходимо использовать фильтры для компенсации энергетической зависимости чувствительности.

Изготовленные в последнее время на основе таких стекол дозиметры обеспечивают энергетическую зависимость в пределах ±15% для фотонов с энергией более 15 кэВ. Дозиметрическая система полностью на базе фосфатных стекол с автоматическим считыванием показаний, использующая лазерное возбуждение с помощью ультрафиолетового излучения, может применяться для индивидуального мониторинга в крупномасштабных системах.

Дозиметры, использующие фосфатное стекло, повседневно применяются для индивидуального мониторинга и мониторинга окружающей среды для измерения величин Hp(10) и Hp(0,07) в диапазоне доз от уровней естественного фона до значений, представляющих интерес при аварийных ситуациях.

Преимущества фотолюминесцентных дозиметров заключаются в постоянном и длительном по времени накоплении информации по дозам, высокой точности, пренебрежимо малом фединге и возможности, в случае необходимости, повторного считывания показаний дозиметра.

Электронные дозиметры. Электронные дозиметры, разработанные для индивидуальной дозиметрии, основаны на счетчиках Гейгера– Мюллера, обнаруживающих фотоны с энергией более 30 кэВ, и кремниевых полупроводниковых детекторах.

В последнее время в продаже появилась электронная дозиметрическая система, основанная на использовании трех кремниевых детекторов, пригодных для одновременного измерения величин Hp(10) и Hp(0,07), для фотонов и бета-излучения (сосредней энергией более 250 кэВ).

Это устройство подходит для использования работниками в контролируемых зонах при условии, что вклад в дозу, обусловленный бетаизлучением с низкой энергией, незначителен. Дозиметрические службы ряда стран сумели добиться утверждения своими регулирующими органами использования этой системы в качестве официального или разрешенного законом дозиметра.

Недавно опубликовано описание используемых для текущего контроля персональных дозиметров размером с кредитную карточку, содержащих кремниевый детектор. Этот дозиметр измеряет эквивалент дозы и мощность эквивалента дозы фотонов, имеет управляемую сигнализацию и хранит в своей памяти интегрированную за сутки дозу на протяжении последних 12 месяцев.

Электронные приборы могут обеспечить выдачу работнику мгновенной индикации как о накопленной дозе, так и о ее мощности. Приборы также снабжены световой и звуковой сигнализацией с возможностью ее предварительной установки, так что эти приборы можно использовать одновременно как интегрирующие и как сигнальные дозиметры.

Карманные дозиметры. Для индивидуального мониторинга все еще применяются дозиметры с кварцевой нитью, хотя их использование снижается. Они представляют собой маленькую ионизационную камеру с нитью, а отклонение нити пропорционально полученной дозе. Считывание показаний происходит зрительно: необходимо смотреть сквозь дозиметр и отмечать отклонение нити на шкале. Эти приборы просты и дешевы. Однако они обладают низкой чувствительностью по отношению к уровням измерения, необходимым для целей текущей радиационной защиты. Кроме того, они имеют ограниченный полезный диапазон регистрации доз (приблизительно с коэффициентом 20).

Можно выбрать подходящие карманные дозиметры непосредственного считывания в зависимости от ожидаемой максимальной дозы и предполагаемых величин излучения. Основные проблемы в работе – установка нуля и утечка заряда – накладывают ограничения на минимальное значение измеряемой дозы.

Вопросы к разделу 4.1.:

1. Перечислите известные вам дозиметры фотонного и бетаизлучения.

2. Определите, для каких измерений используются фотопленочные дозиметры.

3. Назовите осложняющий фактор в применении фотопленочного дозиметра.

4. Дайте определение явлению термолюминесценции.

5. Опишите, каким образом происходит процесс термолюминесцентной дозиметрии.

6. Перечислите, где находят применение твердотельные термолюминесцентные дозиметры.

7. Дайте определение явлению фотолюминесценции.

8. Опишите принцип работы фотолюминесцентных дозиметров и назовите их преимущества.

9. Назовите, на каких счетчиках основаны электронные дозиметры.

В чем их отличительная особенность?

10. Опишите принцип работы карманного дозиметра.

4.2. Нейтронные дозиметры Ядерные фотоэмульсии. Ядерные фотоэмульсии можно использовать для дозиметрии быстрых нейтронов. Нейтроны взаимодействуют с ядрами водорода в эмульсии и окружающих материалах, образуя в результате упругих столкновений протоны отдачи. Ионизирующие частицы, проходя через эмульсию, создают скрытое изображение, которое после обработки приводит к почернению пленки вдоль трека частиц.

Ядерные фотоэмульсии, как правило, имеют энергетический порог, равный приблизительно 0,7 МэВ, слабую энергетическую чувствительность и ограниченный диапазон измеряемых доз. Дозиметры этого типа имеют точку насыщения примерно в 50 мЗв.

Нейтроны с энергией ниже 10 эВ можно обнаруживать благодаря их взаимодействию с ядрами азота желатина, приводящему к образованию протонов отдачи. Если чувствительность к тепловым нейтронам нежелательна, дозиметр следует поместить под фильтр из материала, который поглощает тепловые нейтроны (например, кадмий).

Для подсчета треков протонов отдачи в эмульсии можно использовать микроскоп с тысячекратным увеличением. Подсчет треков можно облегчить, если использовать микроскоп, оснащенный телевизионной камерой и монитором. Точность измеренной дозы зависит от квалификации оператора по распознаванию треков в эмульсии.

Один из недостатков ядерной фотоэмульсии состоит в высокой скорости фединга. Фединг ускоряется при высокой температуре и влажности и может достигать 75% за неделю. Эту проблему можно контролировать, если до использования пленки высушить ее в контролируемых условиях и запечатать во влагонепроницаемом пакете.

Другая серьезная проблема, связанная с эмульсией, заключается в том, что фотонное излучение может приводить к почернению пленки после облучения и проявления, создавая большие трудности в выделении треков протонов отдачи. Из-за указанных недостатков, в том числе и высокого энергетического порога нейтронов, для целей индивидуальной дозиметрии ядерные фотоэмульсии все в большей степени замещаются другими методами, такими как ТЛД альбедо-дозиметрами и/или твердотельными трековыми детекторами.

Твердотельные ядерные трековые детекторы. Сильноионизирующие частицы, такие как осколки деления, альфа-частицы и индуцированные нейтронами частицы отдачи, вызывают структурные повреждения вещества вдоль своего пути во многих материалах, таких как минералы, стекло и различные пластики. При химическом травлении поверхности детектора с помощью соответствующих реагентов можно удалить вещество из зоны повреждения вдоль трека частицы и увеличить размеры углублений так, что они становятся видимыми при использовании оптического микроскопа. Применение электрохимического травления многократно увеличивает размер треков, и плотность треков можно легко сосчитать одним детектором площадью 1 см2 при использовании микроскопа с малым увеличением (например, двадцатикратным) или другого оптического считывателя.

Размер и форма треков после травления зависят от типа, энергии и угла падения частиц, типа материала детектора и условий травления (т. е.

концентрации реактива для травления, температуры и времени травления). Эти параметры следует оптимизировать для каждого материала и конкретного применения.

При нейтронной дозиметрии обычно применяют три типа детекторов: треков осколков деления, треков отдачи и треков, обусловленных реакцией (n,). Эти детекторы кратко рассмотрим ниже.

Детекторы треков осколков деления. В результате облучения нейтронами радиатор или конвертор из делящегося материала испускает осколки деления. Осколки деления обнаруживаются твердотельным детектором, например, таким как поликарбонат. Реакции деления имеют либо энергетический порог (например, 0,6 МэВ для 237Np, 1,3 МэВ для Th, 1,5 МэВ для 238U), либо чрезвычайно высокое сечение захвата для тепловых нейтронов (например, 235U). В настоящее время в ряде стран ограничено или запрещено использование в дозиметрии делящихся материалов из-за их радиоактивности.

Детекторы треков отдачи. Упругое рассеяние нейтронов на ядрах детекторов из пластика может приводить к образованию заряженных частиц отдачи, таких как протоны или атомы углерода, кислорода и азота.

Эти заряженные частицы отдачи образуют скрытые треки, которые можно сделать видимыми в результате травления. Для увеличения размеров треков применяется химическое или электрохимическое травление.

Плотность треков, пропорциональная нейтронному облучению, может быть подсчитана с помощью микрофишного считывателя или автоматического счетчика частиц. Различные типы пластика имеют разную чувствительность к нейтронам, обусловленную линейной передачей энергии (ЛПЭ) протонов отдачи и коротким пробегом более тяжелых частиц. Чувствительность также зависит от энергии нейтронов. Для каждого материала детектора или сочетания материалов радиатора, поглотителя и детектора следует оптимизировать метод травления и установить экспериментально кривые зависимости чувствительности от энергии.

Наиболее часто используемый материал для детекторов – поликарбонат, нитрат целлюлозы и Sr39. В настоящее время с разрешения регулирующих органов ряд дозиметрических служб в своей работе базируются на использовании материала Sr39.

Трековые детекторы, основанные на реакциях (n, ).

Нейтроны взаимодействуют с 6Li или 10B, содержащимися во внешнем радиаторе. Альфа-частицы, образованные в результате реакций типа (n, ), имеют максимальную энергию около 2,5 МэВ (6Li) и 1,5 МэВ (10B) для нейтронов с энергиями не более нескольких сотен кэВ. Сечения захвата реакции высокие для тепловых нейтронов и убывают с увеличением энергии нейтронов в обратной зависимости от их скорости. Большинство имеющихся в продаже детекторов из пластика способны обнаруживать испускаемые альфа-частицы. Эффективность обнаружения зависит от типа материала и условий травления.

ТЛД альбедо-дозиметры. Альбедо-дозиметрия основана на обнаружении нейтронов с низкими энергиями (альбедо-нейтронов), выходящими из тела человека, облученного нейтронами с различными энергиями.

Поэтому любой детектор тепловых нейтронов, расположенный на поверхности тела, может служить в качестве альбедодетектора.

Альбедо-дозиметры обычно используют термолюминесцентные детекторы, такие как 6LiF в капсуле из пластика, обогащенного бором, которая отделяет альбедо-нейтроны от падающих тепловых нейтронов.

Вследствие чувствительности ТЛД к фотонам в качестве показания дозы нейтронов принимается разница между показаниями детекторов LiF и 7LiF.

Альбедо-дозиметры имеют высокую и практически постоянную чувствительность к нейтронам с энергиями в диапазоне от тепловых до 10 кэВ. Однако чувствительность дозиметров к нейтронам с энергиями более 10 кэВ резко падает. Установлено, что в нейтронных полях рассеяния различие значений относительной энергетической чувствительности альбедо-детекторов может достигать 20 раз.

Двухкомпонентные альбедо-дозиметры, разработанные для автоматического считывания показаний в различных ТЛД системах, признаны пригодными для текущего мониторинга. Этот тип дозиметров включает альбедо-детектор и дополнительный детектор тепловых нейтронов.

Чувствительность к нейтронам зависит от нейтронного спектра.

На рабочих местах нейтронные спектры меняются в широких пределах.

Однако при условии, что спектр нейтронов известен и остается постоянным, можно использовать корректирующие коэффициенты, учитывающие местную специфику.

Энергетическая зависимость альбедо-детекторов может быть скомпенсирована в дозиметрах, применяемых в полях излучения быстрых нейтронов, путем добавления ядерного трекового детектора, такого как поликарбонат, для отдельного измерения быстрых нейтронов. В такой комбинации детекторов альбедо-детектор служит в качестве основного нейтронного детектора, показания которого можно считывать автоматически, используя обычный ТЛД считыватель. Тогда необходимость обработки трекового детектора возникает только в том случае, если ТЛД покажет значительное облучение.

Пузырьковые детекторы. Пузырьковые детекторы являются новым типом нейтронных дозиметров непосредственного считывания.

Детектор изготавливается путем суспендирования перегретых микрокапель в твердом эластичном полимере. Пролет нейтронов через материал приводит к образованию видимых пузырьков пара, которые захватываются в местах образования. Число пузырьков является мерой дозы нейтронного излучения. Пузырьковый детектор – абсолютно пассивный прибор, который может храниться до возникновения в нем потребности.

Он не требует никакой электронной аппаратуры для измерений или считывания. Однако для считывания показателей с большого количества детекторов можно использовать автоматический считыватель, управляемый компьютером.

Пузырьковый детектор чрезвычайно чувствителен к нейтронам, обнаруживая дозы в «мЗв-ом» диапазоне, и абсолютно нечувствителен к гамма-излучению. Можно изготовить детекторы с разными энергетическими порогами регистрации нейтронов (от 100 кэВ до нескольких МэВ), так что набор пузырьковых детекторов с разными порогами можно использовать в качестве грубого спектрометра нейтронов. Однако у этих детекторов есть недостатки, обусловленные существенной зависимостью их характеристик от температуры окружающей среды, а также ограниченностью энергетического и дозового диапазонов. В связи с этим для охвата требуемого дозового диапазона может возникнуть необходимость использовать ряд дозиметров с различной чувствительностью.

Персональные сигнальные нейтронные дозиметры. Персональные сигнальные нейтронные дозиметры могут выдать пользователю информацию о нейтронном эквиваленте дозы. Эти детекторы основаны на использовании разных методов. Среди них:

счетчик для измерения протонов отдачи;

3He-детектор в маленьком полиэтиленовом замедлителе с защитой от тепловых нейтронов;

счетчик, работающий на принципе Росси, с микропроцессором для преобразования числа отсчетов либо в поглощенную дозу, либо в эквивалент дозы;

кремниевый поверхностно-барьерный детектор для обнаружения ионов отдачи, испускаемых полиэтиленовым и 10B-радиаторами.

Вопросы к разделу 4.2.:

1. Благодаря чему ядерные фотоэмульсии можно использовать для дозиметрии быстрых нейтронов?

2. Назовите основной недостаток ядерной фотоэмульсии.

3. Перечислите виды твердотельных ядерных трековых детекторов.

Опишите их основные принципы работы.

4. На чем основан метод альбедо-дозиметрии. В чем его преимущества?

5. Назовите, каким образом изготавливается пузырьковый детектор.

Каковы его недостатки?

6. Определите, на чем основан принцип работы персональных сигнальных нейтронных дозиметров.

Глава 5. Учет доз облучения 5.1. Международные подходы к учету доз облучения персонала В соответствии с рекомендациями МКРЗ и нормами МАГАТЭ наниматели, зарегистрированные лица и лицензиаты ведут регистрационные записи облучения каждого работника, для которого требуется оценка профессионального облучения. Для выполнения этих требований каждому предприятию следует устанавливать процедуру, которая определяет, как нужно сообщать данные и результаты мониторинга, какие уровни доз нужно регистрировать и какие документы и регистрационные записи о радиационном воздействии следует вести. Как правило, служба дозиметрии имеет ограниченный прямой контакт с работниками и руководством предприятия. Однако результаты мониторинга часто используются руководством для того, чтобы сообщить оперативному персоналу радиационной защиты, когда необходимо вмешательство в работу, такое как дополнительный отбор проб или ограничение работ. Поэтому необходимо тесное сотрудничество между всеми, кто участвует в осуществлении различных компонентов программ мониторинга и защиты.

Ведение регистрационных записей дозы заключается в осуществлении и хранении записей об индивидуальной дозе для работников, подвергающихся воздействию излучения. Ведение регистрационных записей является важнейшим элементом процесса индивидуального мониторинга.

В программе мониторинга следует установить определенные периоды оценки дозы или мониторинга, связанные с обработкой дозиметров или программой отбора проб. Регистрационные записи дозы для отдельных лиц следует составлять так, чтобы оцениваемые за эти периоды дозы можно было идентифицировать раздельно.

Следует постоянно обновлять регистрационные записи дозы, а также установить процедуры, обеспечивающие незамедлительное включение оценок дозы за любой период мониторинга в регистрационные записи данного конкретного лица.

Регистрационную запись об индивидуальном профессиональном облучении следует уникально связывать с работником и обеспечивать с ее помощью возможность соответствующего суммирования доз от внешнего и внутреннего облучения. В регистрационную запись за каждый год следует включать:

уникальную идентификацию данного лица;

данные об облучении за год до текущего момента и, если необходимо, за соответствующий пятилетний период;

измерения дозы внешнего облучения и способ оценки:

эквивалента индивидуальной дозы, Нp(10), эквивалента индивидуальной дозы, Нp (0,07) (в случае значительного облучения фотонами низкой энергии или бетаизлучением);

измерения дозы внутреннего облучения:

ожидаемой эффективной дозы, Е(50), ожидаемой эквивалентной дозы, Н(50) (в случае переобучения);

оценки аномальных результатов дозы (неожиданно высоких или низких);

не учтенную из-за пропажи или поломки дозиметра или проб дозу;

другую информацию о предшествующем облучении, необходимую для демонстрации выполнения требований, установленных соответствующим регулирующим органом;

информацию о веществах и радионуклидах, содержавшихся в любых предыдущих известных или предполагаемых значительных поступлениях;

любые особые пределы доз, устанавливаемые для работника;

регистрационные записи с официальным заявлением о беременности, любые отмены таких заявлений и уведомления о завершении беременности;

дозу, полученную в течение всей жизни по данный момент.

В регистрационные записи об индивидуальной дозе следует включать любые оцененные эквиваленты доз или поступления. Следует включать подробности любого участия в аномальных событиях, даже если оценки облучения не могут быть сделаны. Также важно сохранять записи с указанием целей, методов мониторинга и моделей, используемых для анализа и интерпретации данных, потому что они могут понадобиться для интерпретации регистрационных записей о дозе в будущем. Важна прослеживаемость измерений и оценок доз.

При ведении регистрационных записей об оценках дозы важно установить уровни регистрации программ мониторинга. Значительная часть данных, накопленных в программах мониторинга, имеет только временное значение; результаты мониторинга получить легко, но процедура оценки сложна, а очень часто предполагаемые дозы малы. За уровень регистрации в контексте индивидуального мониторинга следует принять официально определенный уровень эффективной (или эквивалентной) дозы или поступления, при превышении которого какой-либо результат программы мониторинга становится достаточно значим для включения измеренного или рассчитанного значения в регистрационную запись дозы. Другие результаты могут быть охвачены общим утверждением в записи о том, что ни один из незарегистрированных результатов не превышал уровня регистрации. Однако даже в этих случаях важно зарегистрировать сам факт того, что измерение было сделано. Возможно, лучший способ сделать это – поставить в регистрационных записях нуль.

Однако тогда следует ясно указывать, что это означает, что доза была ниже уровня регистрации. Если погрешность в ±100% рассматривается как приемлемая при уровне регистрации, то это может быть использовано при определении необходимых спецификаций для работы индивидуальных дозиметров в диапазоне низких доз.

Уровень регистрации для индивидуального мониторинга следует выводить исходя из продолжительности периода мониторинга и годовой эффективной дозы не менее чем 1 мЗв или годовой эквивалентной дозы, составляющей примерно 10% от соответствующего предела дозы. Однако в тех ситуациях, когда в суммарную дозу вносят значительный вклад несколько составляющих облучения (таких как внешнее и внутреннее облучение конкретных органов), может быть целесообразным выводить более низкие уровни регистрации для каждой из компонент. Позицию в отношении регистрации каждой компоненты затем следует определить официально и зарегистрировать.

На практике при индивидуальном мониторинге внешнего облучения значения измеряемых доз обычно вводятся прямо в регистрационную запись. Минимальный уровень обнаружения затем следует использовать как уровень регистрации, то есть результаты ниже такого уровня регистрируются как нуль. Этого достаточно, если минимальный уровень обнаружения меньше, чем доля уровня регистрации в 1 мЗв, пропорционально соответствующая периоду ношения дозиметра. При мониторинге внутреннего облучения уровень регистрации, применяемый к измеренным результатам, исключает излишние усилия по трудоемкой и требующей времени оценке незначительных поступлений.

Распространение информации является важным аспектом процесса ведения регистрационных записей. Наниматели, зарегистрированные лица и лицензиаты:

обеспечивают работникам доступ к информации, содержащейся в их регистрационных записях облучения;

обеспечивают доступ к регистрационным записям облучения руководителю программы наблюдения за состоянием здоровья, регулирующему органу и соответствующему нанимателю;

содействуют предоставлению копий регистрационных записей облучения работников новым нанимателям, если эти работники меняют место работы;

когда работник уходит с работы, принимают меры по сохранению регистрационных записей облучения этого работника, соответственно, у регулирующего органа, в государственном реестре или у зарегистрированного лица или лицензиата;

при соблюдении первого и второго пунктов принимают должные меры в целях обеспечения соответствующей конфиденциальности записей.

Из этого следует, что регистрирующие системы должны быть способны давать информацию по оценке дозы за любой отчетный период, определенный в ПРЗ, или по требованию регулирующих органов. Если работник меняет место работы, в регистрационные записи дозы следует незамедлительно внести самые последние и полные данные.

Многие из указанных регистрационных записей, например, полное подробное описание конкретного радиационного обследования, носят временный характер и имеют значение только в течение установленного периода проверки. Хранить такие записи более длительные сроки нет необходимости. Другие записи могут быть связаны с решениями относительно характеристики рабочего места, и эти записи имеют значение, пока существует данное рабочее место. Например, записи, в которых задокументировано создание обозначенных зон, необходимо хранить до тех пор, пока эти обозначенные зоны существуют. В тех случаях, когда срок хранения записей не определен регулирующим органом, соответствующий период хранения для каждого вида записей следует устанавливать руководству.

Вопросы к разделу 5.1.:

1. В чем заключается ведение регистрационных записей дозы?

2. Какие данные следует включать в регистрационную запись за каждый год?

3. Обоснуйте важность распространения информации нанимателями.

5.2. Учет доз облучения персонала в Республике Беларусь Во исполнение Закона Республики Беларусь от 5 января 1998 года «О радиационной безопасности населения» Совет Министров Республики Беларусь в постановлении от 17 июня 1999 г. № 929 утвердил Положение о единой государственной системе контроля и учета индивидуальных доз облучения. Положение устанавливает организационную структуру, порядок создания и функционирования единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения (далее – единая система), определяет виды облучения, подлежащие контролю и учету в рамках единой системы, регламентирует деятельность по сбору, учету и распространению информации о дозах облучения.

Основными целями создания и функционирования единой системы являются:

– осуществление государственного контроля над соблюдением требований охраны труда в области радиационной безопасности;

– информирование республиканских органов государственного управления при выработке и принятии решений, направленных на обеспечение радиационной безопасности в связи с изменением радиационной обстановки и снижение уровня облучения граждан;

– обеспечение возможности прогнозирования медицинских последствий облучения населения и поиска оптимальных путей их снижения.

Для достижения поставленных целей единой системой должно обеспечиваться решение следующих основных задач:

– организация проведения контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан от всех источников облучения, подлежащих контролю, на республиканском, региональном уровнях, а также в организациях;

– организация проверки соблюдения методических, метрологических, технических и информационных требований ко всем видам контроля индивидуальных доз облучения;

– ведение учета годовых доз облучения граждан, осуществляемое в порядке, определяемом Министерством здравоохранения;

– ведение банков данных по индивидуальным (персональным или среднегрупповым) и коллективным дозам облучения граждан от всех источников.

Объектами контроля и учета в зависимости от вида и условий облучения могут быть как отдельные граждане (индивидуальные дозы), так и группы граждан, имеющие сходные условия облучения, сходные производственные и (или) территориальные признаки (среднегрупповые, коллективные и индивидуальные дозы).

Для определения индивидуальных доз облучения используются следующие виды радиационного контроля:

– прямые измерения с помощью индивидуальных дозиметров (индивидуальные дозы);

– расчет индивидуальной дозы на основе данных контроля радиационной обстановки, а также данных, полученных с помощью счетчиков излучения человека;

– реконструкция индивидуальной дозы по биологическим, биохимическим и биофизическим эффектам в облученном организме;

– реконструкция индивидуальной дозы по радиационным эффектам в различных материалах.

Исследования, направленные на определение содержания радионуклидов в организме людей с помощью счетчиков излучения человека, проводятся по программам, согласованным с Министерством здравоохранения и Департаментом по ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС Министерства по чрезвычайным ситуациям.

Согласно Положению, контроль и первичный учет индивидуальных доз облучения работников (персонала) организаций, в которых ведутся работы с источниками ионизирующих излучений, возлагаются на их администрацию и проводятся на основе единого нормативного, методического, метрологического и информационного обеспечения.

Единая система представляет собой совокупность систем контроля и учета индивидуальных доз облучения в организациях и региональных систем с последующей передачей информации в государственный дозиметрический регистр, в котором накапливается, обобщается, анализируется информация об индивидуальных дозах облучения. Контроль правильного ведения и учета индивидуальных доз осуществляют органы государственного санитарного надзора.

Структурно система состоит из трех уровней.

К первому уровню относятся службы организаций, которые непосредственно получают информацию о дозах облучения граждан. Они включают подразделения, осуществляющие индивидуальный дозиметрический контроль и другие виды радиационного контроля, результаты которого используются для оценки индивидуальных доз облучения.

Задача этого уровня – получение и первичный учет информации по индивидуальным дозам облучения граждан и передача ее на следующий уровень в соответствии с регламентом об информационном обмене в единой государственной системе контроля и учета индивидуальных доз облучения.



Pages:     | 1 || 3 |
 


Похожие работы:

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ ВОЛГОГРАДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ ЛАБОРАТОРИЯ ИНФОРМАЦИОННЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ХТФ КАФЕДРА ХИМИИ И ТЕХНОЛОГИИ ПЕРЕРАБОТКИ ЭЛАСТОМЕРОВ А.Н. Гайдадин, С.А. Ефремова ПРИМЕНЕНИЕ СРЕДСТВ ЭВМ ПРИ ОБРАБОТКЕ ДАННЫХ АКТИВНОГО ЭКСПЕРИМЕНТА Методические указания Волгоград 2008 УДК 678.04 Рецензент профессор кафедры Промышленная экология и безопасность жизнедеятельности А.Б. Голованчиков Издается по решению редакционно-издательского совета Волгоградского...»

«Министерство Российской федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий www.mchs.gov.ru Организационно-методические указания по подготовке населения Российской Федерации в области гражданской обороны, защиты от чрезвычайных ситуаций, обеспечения пожарной безопасности и безопасности людей на водных объектах на 2011-2015 годы Руководителям федеральных органов исполнительной власти и организаций Руководителям органов исполнительной власти...»

«Безопасность информационных систем 1 Методические указания по курсу Безопасность информационных систем Длительность курса 16 академических часов Данный курс представляет собой обзор современных методов, средств и технологий для решения задач в области безопасности. В курсе рассматриваются решения на основе последних разработок программного обеспечения фирмы Microsoft. Важные сведения о безопасности 4ч Повод для внедрения безопасности Управление рисками безопасности Этап Оценки Рисков Модель...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ВОСТОЧНО-СИБИРСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ Кафедра Метрология, стандартизация и сертификация МЕТОДЫ И ПРИБОРЫ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ Раздел: Радиационный контроль Методические указания по выполнению лабораторных работ для студентов специальности Метрология и метрологическое обеспечение дневной и заочной форм обучения Составитель: Жаргалов Б.С. Улан-Удэ, 2002 г. Методические указания Радиационный контроль по курсу Методы и...»

«Методические указания МУК 2.3.2.721-98 2.3.2. Пищевые продукты и пищевые добавки. Определение безопасности и эффективности биологически активных добавок к пище (утв. Главным Государственным санитарным врачом РФ 15 октября 1998 г.) Дата введения: 1 января 1999 г. ГАРАНТ: См. Методические рекомендации МР 2.3.1.1915-04 Рекомендуемые уровни потребления пищевых и биологически активных веществ, утвержденные Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека 2 июля...»

«ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО РОССИЙСКИЕ ЖЕЛЕЗНЫЕ ДОРОГИ МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ по внедрению системных мер, направленных на обеспечение безопасности движения поездов для филиалов ОАО Российские железные дороги, участвующих в перевозочном процессе ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО РОССИЙСКИЕ ЖЕЛЕЗНЫЕ ДОРОГИ УТВЕРЖДЕНЫ распоряжением ОАО РЖД от 3 января 2011 г. № 1р МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ по внедрению системных мер, направленных на обеспечение безопасности движения поездов для филиалов ОАО Российские...»

«Содержание Пояснительная записка..3 Методические рекомендации по изучению предмета и 1. выполнению контрольных работ..6 Рабочая программа дисциплины 2. Технология органических веществ.13 Контрольная работа 1 по дисциплине 3. Технология органических веществ.69 Контрольная работа 2 по дисциплине 4. Технология органических веществ.77 1 Пояснительная записка Данные методические указания по изучению дисциплины Технология органических веществ и выполнению контрольных работ предназначены для студентов...»

«Порядок и организация контроля за наноматериалами : метод. указания МУ 1.2.2966-11 : утвержден Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом РФ 17 окт. 2011 г. – Введ. 17.10.2011. - Режим доступа: Система КонсультантПлюс ; Гарант. 1.2. Гигиена, токсикология, санитария Методические указания МУ 1.2.2966-11 Порядок и организация контроля за наноматериалами (утв. Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав...»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ Федеральное государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования СИБИРСКИЙ ФЕДЕРАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ СФУ УТВЕРЖДАЮ Заведующий кафедрой Н. В. Соснин _2007 г. Кафедра Инженерная и компьютерная графика ДИПЛОМНАЯ РАБОТА СОЗДАНИЕ ЭЛЕКТРОННОГО УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОГО ПОСОБИЯ ПО ДИСЦИПЛИНЕ WEB - ДИЗАЙН В РАМКАХ НАПРАВЛЕНИЯ ЭЛЕКТРОННОЙ ПЕДАГОГИКИ Пояснительная записка Руководитель проекта / А. А. Воронин / Разработал...»

«2 РЕФЕРАТ Методические указания 82 с., 5 табл., 29 источников, 1 прил. МОНИТОРИНГ БЕЗОПАСНОСТИ УГОЛЬНЫХ ШАХТ, ГЕОДИНАМИЧЕСКИЕ РИСКИ, КОНТРОЛЬ СОСТОЯНИЯ МАССИВА, ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА КОНТРОЛЯ, СЕЙСМИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, ГЕОФИЗИЧЕСКИЕ НАБЛЮДЕНИЯ, ДЕФОРМАЦИОННЫЕ ДАТЧИКИ, БЕЗОПАСНОСТЬ ГОРНЫХ РАБОТ В методических рекомендациях изложена концепция, принципы и технология построения комплексных систем контроля состояния горного массива, контроля и прогноза удароопасности отрабатываемых угольных...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФГАОУ ВПО СЕВЕРО-КАВКАЗСКИЙ ФЕДЕРАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ИНСТИТУТ ИНФОРМАЦИОННЫХ ТЕХНОЛОГИЙ И ТЕЛЕКОММУНИКАЦИЙ КАФЕДРА ОРГАНИЗАЦИИ И ТЕХНОЛОГИИ ЗАЩИТЫ ИНФОРМАЦИИ Утверждаю Проректор по учебной работе (подпись) _2012 г. Инженерная и компьютерная графика УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ПОСОБИЕ Направление подготовки 090900 – Информационная безопасность Профиль подготовки Организация и технология защиты информации Квалификация (степень) выпускника Бакалавр...»

«Методическое пособие М.А. Некрасова, Н.В. Крестинина Методы экологического управления Медико-экологический фитодизайн Москва, 2004 6 Предисловие Интенсификация всех областей народного хозяйства привела к усилению и возникновению новых видов загрязнений человека и окружающей среды. Стратегия экологической безопасности предусматривает несколько подходов к защите от негативного экологического воздействия и требует разработки как экологически более чистых производств, так и методов и технологий...»

«СТАНДАРТ ОРГАНИЗАЦИИ СТО 56947007ОАО ФСК ЕЭС 29.240.01.053-2010 Методические указания по проведению периодического технического освидетельствования воздушных линий электропередачи ЕНЭС Стандарт организации Дата введения - 24.08.2010 ОАО ФСК ЕЭС 2010 Предисловие Цели и принципы стандартизации в Российской Федерации установлены Федеральным законом от 27 декабря 2002 г. № 184-ФЗ О техническом регулировании, объекты стандартизации и общие положения при разработке и применении стандартов организаций...»

«И.Н. Христолюбов МЕТОДИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС ПО ДИСЦИПЛИНЕ ДОРОЖНЫЕ УСЛОВИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ ДВИЖЕНИЯ, ЭКСПЛУАТАЦИЯ ДОРОГ Учебно-методическое пособие Омск • 2009 3 Федеральное агентство по образованию ГОУ ВПО Сибирская государственная автомобильно-дорожная академия (СибАДИ) И.Н. Христолюбов МЕТОДИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС ПО ДИСЦИПЛИНЕ ДОРОЖНЫЕ УСЛОВИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ ДВИЖЕНИЯ, ЭКСПЛУАТАЦИЯ ДОРОГ Учебно-методическое пособие Омск СибАДИ ОГЛАВЛЕНИЕ Введение.. Цели и задачи...»

«Министерство образования и науки Российской Федерации Владивостокский государственный университет экономики и сервиса _ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ Учебная программа курса по специальности 19070265 Организация и безопасность движения Владивосток Издательство ВГУЭС 2007 1 ББК 34 Учебная программа по дисциплине Материаловедение разработана в соответствии с требованиями Государственного образовательного стандарта высшего профессионального образования Российской Федерации. Рекомендуется для студентов...»

«Перечень электронных образовательных ресурсов, содержащихся в фонде библиотеки Университета Название № электронного Автор/Авторский Год Краткая аннотация электронного образовательного ресурса п/п образовательного коллектив издания ресурса Цель изучения дисциплины Экологическое право – дать студентам знания о предмете и системе экологического права, об объектах экологических отношений, о становлении и основных этапах развития Экологическое право и экологического права, о нормах экологического...»

«База нормативной документации: www.complexdoc.ru Руководящий документ РД 52.24.483-2005 Массовая концентрация сульфатов в водах. Методика выполнения измерений гравиметрическим методом (утв. Росгидрометом) Дата введения 1 июля 2005 г. Взамен РД 52.24.483-95 Методические указания. Методика выполнения измерений массовой концентрации сульфатов в водах весовым методом Содержание Введение 1 Область применения 2 Характеристики погрешности измерения 3 Средства измерений, вспомогательные устройства,...»

«РОССИЙСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ОТКРЫТЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ ПУТЕЙ СООБЩЕНИЯ 6/20/13 Одобрено кафедрой Инженерная экология и техносферная безопасность ВВЕДЕНИЕ В ГЕОИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ Методические указания к выполнению практических работ для студентов заочной формы обучения IV курса специальностей 080103 Национальная экономика (НЭ) 080507 Менеджмент организации (МО) 080111 Маркетинг (М) Москва – 2008 Данные методические указания разработаны на основании примерной учебной программы данной...»

«Ирина Васильевна Еркомайшвили Ольга Леонидовна Жукова Серова Нина Борисовна Учебно-методическое пособие Пособие практиканта по физической культуре 137 СОДЕРЖАНИЕ Введение.. 3 Глава 1. ПЕДАГОГИЧЕСКАЯ ПРАКТИКА В СИСТЕМЕ ПРОФЕССИОНАЛЬНОЙ ПОДГОТОВКИ СПОРТИВНОГО ПЕДАГОГА 5 1.1. Цель и задачи педагогической практики студентов по предмету Физическая культура в школе. 5 1.2. Содержание и организация педагогической практики. 6 1.3.Требования к студентам и организаторам педагогической практики.. 9...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОСИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования Тихоокеанский государственный университет Профессиональная этика методические рекомендации к изучению курса для студентов заочной формы обучения направления 030900.62 Юриспруденция (бакалавриат) направления (специальности) 030901.65 Правовое обеспечение национальной безопасности (специалитет) Хабаровск Издательство ТОГУ 2013 УДК К492...»







 
© 2013 www.diss.seluk.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Авторефераты, Диссертации, Монографии, Методички, учебные программы»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.