Что такое поглощенная доза тест
Мощность дозы рентгеновского излучения
Содержание
В чём измеряется мощность дозы рентгеновского излучения и как происходит радионуклидное накопление в человеческом организме?
Какой объем накопленного ионизирующего облучения критичен для здоровья?
Системные и внесистемные единицы измерения
В процессе научного открытия и последующего изучения источников ионизирующего излучения и радиоактивности возникла необходимость во введении специальных единиц измерения. Первыми такими единицами стали Кюри и Рентген. Изначально в мировой практике исследования радиоактивного фона полностью отсутствовала систематизация, поэтому сегодня первичные единицы измерения принято называть внесистемными.
В настоящее время подавляющим большинством государств принята единая интернациональная система измерения (CI). В Российской Федерации переход на CI был начат в январе 1982 года. Предполагалось, что он будет завершен к январю 1990 года, но политические и экономические события в стране существенно затянули данный процесс. Тем не менее, вся современная дозиметрическая аппаратура выпускается с учётом градуирования в новых единицах измерения.
За несколько десятилетий активного изучения и практического применения рентгеновского излучения было введено большое количество различных единиц измерения дозы: Бэр, Грэй, Беккерель, Рад, Кюри и многие другие. Они используются в различных системах измерения и сферах радиологии. В контексте рентгенодиагностики наиболее часто употребляемые – Зиверт и Рентген.
Области применения Рентгена и Зиверта
Рентген сегодня считается устаревшей единицей измерения. Сфера её применения за последние годы существенно сузилась. Чаще всего она теперь используется для отображения общего излучения, тогда как размер полученной человеком дозы обозначается Зивертами.
Еще одно современное применение единицы измерения Рентген – определение характеристик рентгеновского аппарата, в том числе уровня излучаемой им проникающей радиации.
Для объективной и максимально точной оценки воздействия радиоактивного фона на человеческий организм используется понятие – эквивалентная поглощенная доза. ЭПД дает возможность определить количественную величину поглощенной организмом энергии. Анализ проводится с учетом биологической реакции отдельных тканей тела на ионизирующее излучение. При определении показателей применяется единица измерения – Зиверт. Она равна примерно 100 Рентген.
Тысячные и миллионные доли Зиверта/Рентгена
Мощность получаемой дозы облучения при прохождении рентгенодиагностики в десятки раз ниже показателя в 1 зиверт. Многократно ниже данной единицы измерения и естественный фон облучения. Поэтому для проведения более корректных замеров были введены такие понятия, как миллизиверт (мЗв) и микрозиверт (мкЗв). Один зиверт равен тысяче миллизиверт, или одному миллиону микрозиверт. Аналогичные значения применяются и по отношению к Рентгену.
Мощность дозы принято отображать в виде количественной части полученного облучения за определённый временной промежуток. Наиболее распространенные единицы времени: секунды, минуты и часы. Следовательно, часто используемые показатели: зв/ч, мзв/, р/ч, мр/ч и так далее.
Допустимый объём накопленного в организме облучения
Доза облучения при воздействии на человеческий организм имеет накопительное свойство. Учеными определен критический порог накопленных на протяжении жизни Зивертов в организме, превышение которого чревато негативными последствиями. Безопасный объем накопленного облучения находится в диапазоне от 100 до 700 миллизивертов.
Для коренных жителей высокогорных районов данные показатели могут быть немного выше.
Основные источники накопления в организме радионуклидных соединений
Ионизирующее излучение происходит вследствие инерционного высвобождения магнитных волн при активном взаимодействии атомов. Источники ионизирующего излучения делятся на природные и искусственные.
Природные ионизирующие излучения
К числу природных источников излучения в первую очередь относится естественный радиационный фон. В различных районах планеты фиксируется разный уровень радиации. На его размер оказывают прямое влияние следующие факторы:
Оптимальным для жизни считается радиационный фон 0,2 микрозиверта в час (или 20 микрорентген в час). Верхний порог допустимого уровня: 0,5 микрозивертов в час (50 микрорентген в час).
В зоне радиационного фона до 10 мкЗв/ч (1 мР/ч) возможно безопасное нахождение на протяжении 2-3 часов. Более продолжительное пребывание способно повлечь критические последствия.
Источники накопления дозы естественного излучения в организме
Среднестатистическая накапливаемая в человеческом организме доза естественного излучения составляет примерно 2–3 мЗв в год. Она складывается из следующих показателей:
Одним из источников природного ионизирующего излучения является сам человеческий организм, производящий собственные отложения радионуклидных соединений. Среднестатистический уровень одного только скелета колеблется от 0,1 до 0,5 мЗв.
Искусственные ионизирующие излучения
К источникам искусственного ионизирующего облучения в первую очередь относятся медицинские аппараты, применяемые во время проведения рентгеновской диагностики или терапии. В разных видах рентгеновского обследования различная величина эквивалентной поглощенной дозы. Также на мощность дозы облучения влияет срок выпуска и эксплуатационная нагрузка используемого рентген аппарата.
Рентгеновская аппаратура последнего поколения подвергает человеческий организм облучению в несколько десятков раз ниже, чем предшествовавшие модели. Современные цифровые аппараты практически безопасны.
Размер доз облучения при рентгенодиагностике
Мощность дозы рентгеновского излучения в современных аппаратах по сравнению с их предыдущими модификациями:
При рентгеноскопической диагностике происходит визуальное обследование органов с оперативным выводом необходимой информации на монитор компьютера. В отличие от фотографического метода, данный тип диагностики подвергает пациента меньшей дозе облучения за равную единицу времени. Но в некоторых случаях обследование может проводиться более длительное время.
При диагностике продолжительностью до 15-ти минут средняя мощность полученной дозы колеблется от 2 до 3,5 мЗв.
Во время проведения диагностики желудочно-кишечного тракта человек получает дозу облучения до 6-ти миллизивертов. При компьютерной томографии – от 2-х до 6-ти миллизивертов (мощность получаемой дозы напрямую зависит от диагностируемых органов).
При проведении сравнительного анализа получаемой человеком дозы ионизирующего облучения от аппаратов рентгенодиагностики и повседневном пребывании в привычной окружающей среде учёными были получены следующие данные:
Согласно законодательству Российской Федерации по радиационной безопасности допустимой нормой рентгеновского облучения (средняя годовая эффективная доза) является обобщенная доза в 70 мЗв, полученная в течение 70-ти лет жизни.
Компьютерная томография. Что важно знать.
Современному врачу недостаточно просто посмотреть на пациента и узнать о его самочувствии. Требуется комплексная диагностика, иногда дополнительные исследования для определения состояния организма.
При назначении врачом анализов крови, которые необходимо повторять в течение времени болезни несколько раз, для определения индивидуальной дозы лекарства или контроля жизненных показателей пациента ни у кого не возникает беспокойства или вопросов, насколько это опасно. А при назначении рентгенодиагностических исследований у многих пациентов появляется страх.
Однако надо понимать, что постановка точного диагноза без рентгенодиагностических исследований и объективный контроль динамики течения болезни и эффективности лечения в абсолютном большинстве случаев невозможен.
Насколько вредно рентгеновское облучение и надо ли его бояться?
Для учета дозы облучения, получаемой человеком, принята единица Зиверт.
Поскольку 1 Зиверт – это очень большая доза, то реально в результатах измерений фигурирует миллизиверт (мЗв) (1/1000 Зиверта), или даже микрозиверт (мкЗв) (1/1000000 Зиверта).
Зиверт – это доза общего облучения человеческого тела. Поглощенная доза в Зивертах рассчитывается отдельно:
Медицинские рентгеновские исследования не являются единственным источником радиации для человека, они составляют около 30%, а 70% приходится на долю естественных источников радиации, которые окружают нас в природе.
Фоновое излучение
Все мы постоянно находимся под воздействием естественного фонового излучения. Для нашей страны средняя фоновая доза составляет около 2 мЗв в год; для стран, где много гранитных пород (Франция, Финляндия, Швеция, прибрежные территории юго-запада Индии, некоторые курорты Бразилии и др.), естественный фон – в 3-5 раз выше, но при этом в них не наблюдается всплеска онкологических заболеваний и более того, многие районы с повышенным радиационным фоном являются признанными курортами (например, та же Финляндия, Кавказские Минеральные Воды, Карловы Вары и пр.).
Итак, среднемировая фоновая доза радиации составляет 2,4 мЗв в год – столько радиации в среднем получает 1 человек за 1 год проживания на Земле; до 1 мЗв в год составляет дополнительная доза облучения, которую человек может получить в течение года за счет перелетов и медицинских исследований. Итого в среднем получаем около 3,4 мЗв облучения в год. При этом еще фактор места проживания остается немаловажным для учета фоновой дозы.
Какова доза облучения при рентгенодиагностических исследованиях?
Это зависит от рентгеновского оборудования, выполняемого исследования и анатомических особенностей пациента.
Современные цифровые аппараты, новые протоколы КТ-исследований не только улучшили качество диагностических изображений, но и благодаря технологиям существенно снизили дозу.
Компьютерная томография (КТ) – это метод послойной диагностики организма, основанный на рентгеновском излучении. Современные компьютерные томографы – это мультиспиральные аппараты.
КТ на сегодняшний день – ведущий метод диагностики многих заболеваний:
КТ можно использовать и как метод первичной диагностики, и как уточняющую методику, когда предварительный диагноз уже поставлен с помощью УЗИ или клинического обследования.
Есть ли противопоказания?
Абсолютных противопоказаний к КТ нет.
Метод можно выполнять пациенту в любом состоянии (даже при искусственной вентиляции легких). Исследование связано с небольшой лучевой нагрузкой, но при обследовании беременных женщин и маленьких детей необходимо тщательно взвешивать необходимость проведения КТ в каждом конкретном случае. При необходимости проведения КТ у кормящей матери нет никакой необходимости прерывать грудное кормление или сцеживать молоко – рентгеновские лучи не влияют на его состав.
Законодательство
Законодательно вопрос дозовых нагрузок регулируется Постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 07.07.2009 №47 «Об утверждении СанПиН 2.6.1.2523-09» (вместе с «НРБ-99/2009. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности. Санитарные правила и нормативы». СанПиН 2.6.1.1192-03. ионизирующее излучение, радиационная безопасность).
Предельные эффективные дозы для населения составляют 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год.
Однако в том же документе сказано о том, что проведение медицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно быть обосновано путем сопоставления диагностических или терапевтических выгод, которые они приносят, с радиационным ущербом для здоровья, который может причинить облучение.
Также, пациент имеет право отказаться от медицинских рентгенологических процедур, за исключением профилактических исследований, проводимых в целях выявления заболеваний, опасных в эпидемиологическом отношении, пределы доз облучения пациентов с диагностическими целями не устанавливаются.
Таким образом, если врач понимает, что для оценки эффективности лечения выполнение КТ является критически важным, и невыполнение этого исследования может привести к фатальным последствиям для жизни и здоровья пациентов, то он должен назначить это исследование. Однако, несмотря на установленное максимально допустимое годовое значение, не рекомендуется превышать показатель 50 м3в.
Необходимо помнить:
Уважаемые пациенты!
Относитесь с доверием и пониманием к назначению рентгенодиагностических исследований. Помните, что врач при их назначении всегда исходит из заботы о вашем здоровье и заповеди о не нанесении вреда своему пациенту.
Что такое поглощенная доза тест
1. Раздел: Радиационная безопасность.
Назовите три основных принципа обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения согласно НРБ-99.
а) Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения.
б) Запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых получения для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.
в) Снижение риска переоблучения населения путем уменьшения активности водных выбросов с АС.
г) Поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения.
д) Обеспечение контроля за эксплуатацией всех источников излучения и утилизацией их после окончания срока эксплуатации в соответствии с требованиями нормативной документации.
а) Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения.
б) Запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых получения для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.
г) Поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения.
2. Раздел: Радиационная безопасность.
Укажите какое из перечисленных видов излучения обладает наибольшей проникающей способностью?
Пробег альфа-частиц в воздухе составляет порядка нескольких сантиметров, при этом образуется до 10 5 пар ионов. В биологической ткани проникающая способность (пробег) альфа-частиц незначительна и составляет несколько десятков микрон.
Из-за большой ионизирующей способности альфа-частицы энергично поглощаются веществом. Тонкий лист бумаги или расстояние в 10-15 см служит хорошей защитой от альфа-частиц.
Наибольшую опасность альфа-частицы представляют при попадании внутрь организма.
Максимальные пробеги бета-частиц с энергией 1 МэВ составляют в воде 4,4 мм, в алюминии – 2 мм, в воздухе – 4 м.
Для защиты от бета-излучения достаточно применение легких материалов (алюминий, плексиглас и т.п.). При увеличении плотности материала защиты возрастает отдача энергии на гамма-излучение, вклад “тормозных” потерь энергии частиц.
В некоторых случаях ядро, образующееся в результате радиоактивного распада, может оказаться в возбужденном состоянии. Переход ядер из возбужденного состояния в невозбужденное сопровождается испусканием электрически нейтральных гамма-квантов (электромагнитное излучение).
Кроме того, процессами образования фотонного излучения являются:
Скорость распространения гамма-излучения равна скорости света, фотоны существуют только в движении. Энергия гамма-иэлучения может достигать 10 МэВ.
Б.3.5.2 Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью. При его взаимодействии с веществом различают, в основном, три процесса:
Проникающая способность гамма-излучения зависит от его энергии и плотности вещества. Для защиты от гамма-излучения в основном, применяют тяжелые материалы: свинец, бетон, железо и т.п.
3. Раздел: Радиационная безопасность.
Укажите, какое из перечисленных видов излучения наиболее вредно для живого организма при одинаковой энергии, переданной ему излучением?
а) Нейтронное излучение с энергией
б) Нейтронное излучение с энергией > 2 КэВ.
б) Нейтронное излучение с энергией > 2 кЭв.
4. Раздел: Радиационная безопасность.
Соотнесите измеряемым величинам из левого столбца их единицы измерения из правого столбца?
а) Доза поглощения 1) Беккерель
б) Доза эффективная 2) Грей
в) Активность 3) Зиверт
Основными понятиями, используемыми в дозиметрии, являются: дозы, мощности доз, активность, плотность потока, гамма-постоянная, период полураспада.
Б.4.1 Дозы – количественные меры эффектов воздействия ионизирующих излучений на единицу массы.
Б.4.1.1 Поглощенная доза “Д” – средняя энергия, переданная излучением веществу (поглощенная в веществе), находящемуся в элементарном объеме, деленная на массу вещества в этом объеме: 
.
Грей; 1 Гр = 
;
Б.4.1.2 Эквивалентная доза “H” – средняя поглощенная доза в органе или ткани “Т”, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент WR данного излучения R:
Эта величина служит для учета вредных эффектов биологического действия различных видов ИИ при хроническом облучении человека малыми дозами. Она учитывает опасность действия различных видов излучений при одной и той же переданной энергии (поглощенной дозе).
WR – численные коэффициенты, используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучений в индуцировании биологических эффектов. Они отражают способность данного вида излучения повреждать ткани организма, характеризуют их ионизационную способность и являются функцией количества переданной излучением энергии на единицу пути (клетку организма). Общая эквивалентная доза для излучений с разными WR равна сумме эквивалентных доз от этих излучений:
Единицы измерения эквивалентной дозы:
Зиверт, 1 Зв = 
;
бэр, 1 бэр = 
(биологический эквивалент рада).
Б.4.1.3 Эффективная доза “Е” – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека (воздействие эквивалентной дозы) или отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она равна сумме произведений эквивалентных доз HT в различных органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты WT :
, где
Величина вводится для учета суммарного эффекта для организма полученных его органами (тканями) эквивалентных доз (с учетом различной чувствительности органов (тканей) к одним и тем же эквивалентным дозам).
Мочевой пузырь 0,05
Красный костный мозг 0,12
Грудная железа 0,05
Клетки костных поверхностей 0,01
Толстый кишечник 0,12
Щитовидная железа 0,05
*К “остальным” органам и тканям относятся: надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечная ткань, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая железа, матка.
.4.1.5 Экспозиционная доза “X” – отношение приращения суммарного заряда “dQ” всех ионов одного знака, возникающих в элементарном объеме воздуха при полном торможении всех вторичных электронов, образованных фотонами, к массе воздуха в этом объеме:
Понятие вводится для оценки эффекта действия гамма-излучения в воздухе, измерения этого эффекта. В “НРБ” понятие уже не используется, однако рассматривается здесь, т.к. его единицы измерения применяются в справочной литературе и в них же отградуированы многие приборы.
Рентген, 1 р = 
; 
р.
1 р – заряд в 1 электростатическую единицу заряда СГСЭ, образованный в 1 см 3 воздуха, находящегося при нормальных условиях (температуры и влажности). Масса 1 см 3 воздуха – 0,001293 г.
В биологической ткани дозе в 1 р соответствует поглощенная доза 0,96 рад и, следовательно, (т.к. WR = 1 для гамма-излучения), эквивалентная доза 0,96 бэр.
Б.4.1.6 Мощности дозы (МД) – отношения приращений доз (поглощенной, эквивалентной, эффективной или экспозиционной – dД, dH, dE или dX соответственно) за интервал времени “dt” к этому интервалу:
; 
; 
; 
В качестве интервала времени берутся: час; сутки; год; минута; секунда. Величины являются скоростями набора доз.
Соотношения между наиболее часто встречающимися единицами измерений:
; 
; 
;
; 
.
Доп. вопрос: Что такое активность?
5. Раздел: Радиационная безопасность.
в) 20 мЗв в год и не более 200 мЗв за любые последовательные 10 лет.
г) 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более
50 мЗв в год.
г) 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более
50 мЗв в год.
6. Раздел: Радиационная безопасность.
Какое из ниже перечисленных условий не является организационным мероприятием проведения работ в условиях радиационной опасности?
а) Оформление работ дозиметрическим нарядом или распоряжением.
б) Подготовка рабочего места и допуск к работе.
в) Надзор при выполнении работы.
г) Учет вносимого и выносимого из зоны работ инструмента, оснастки и приспособления.
г) Учет вносимого и выносимого из зоны работ инструмента, оснастки и приспособления.
7. Раздел: Радиационная безопасность.
а) 200 
б) 2000
в) 8000
г) 10000
б) 2000
8. Раздел: Радиационная безопасность.
Укажите контрольный уровень загрязнения неповрежденной кожи и спецбелья b активными нуклидами установленными на САЭС.
б) 100 
в) 500 
г) 800
б) 100
9. Раздел: Радиационная безопасность.
Какое максимальное планируемое облучение персонала группы А допускается НРБ –99 при ликвидации или предотвращения аварии с оформлением в установленном порядке?
а) 50 мЗв/год (5 бэр/год).
б) 100 мЗв/год (10 бэр/год).
в) 200 мЗв/год (20 бэр/год).
г) 250 мЗв/год (25 бэр/год).
в) 200 мЗв/год (20 бэр/год).
Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше ПД запрещается в режиме нормальной эксплуатации. Оно может быть разрешено в случае ликвидации или предотвращении аварии при соблюдении следующих условий:
14.4.1 Отсутствие возможности принятия мер, исключающих превышение ПД персонала, необходимость спасения жизни людей и (или) предотвращения их облучения.
14.4.2 Назначение планируемого повышенного облучения только лицам старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
14.4.3 Наличие разрешения на планируемое повышенное облучение:
14.4.4 Отсутствие среди работников, которым планируется назначение повышенных доз, лиц:
Допвопросы :Как должно быть оформлено повышенное облучение? Что должно быть кроме распоряжения?
Что такое оформление в установленном порядке?
Человек получил 200мЗ, что с ним далее “делают”?
14.4.5 Лица, подвергнувшиеся однократному облучению в эффективной дозе 100 мЗв (10 бэр), в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе более 20 мЗв (2 бэр) в год. Однократное облучение дозой более 200 мЗв (20 бэр) рассматривается как потенциально опасное. Лица, получившие такие дозы, должны быть немедленно выведены из зоны облучения с направлением на медицинское обследование. Последующая работа с ИИИ для них могут быть разрешены в индивидуальном порядке по решению компетентной медицинской комиссии.
10. Раздел: Радиационная безопасность.
Кто определяет необходимость назначения наблюдающего при выполнении работ по дозиметрическому наряду?
а) Лицо, выдающее наряд.
б) Дежурный дающий разрешение на подготовку рабочего места.
в) Начальник смены РБ.
г) Руководитель работ.
а) Лицо, выдающее наряд.
11. Раздел: Радиационная безопасность.
Эффективная (эквивалентная) доза облучения для персонала составляет:
а) 20 мЗв (2 бэр) в год.
б) 50 мЗв (5 бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет.
в) 20 мЗв (2 бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет.
г) 20 мЗв (2 бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет,
но не более 50 мЗв (5 бэр) в год.
г) 20 мЗв (2 бэр) в год в среднем за любые последовательные 5 лет,
но не более 50 мЗв (5 бэр) в год.
(Инструкция по РБ на САЭС, гл.14)
Нормы РБ (НРБ) устанавливают три класса нормативов:
Эти пределы не включают в себя дозы от природных и медицинских ИИИ, а также дозы, полученные вследствие радиационных аварий, на которые устанавливаются специальные ограничения.
Годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения за календарный год и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.
1 Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам
2 Основные пределы доз, как и все остальные ДУ и КУ облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.
Эффективная доза облучения природными источниками в производственных условиях не должна превышать 5мЗв (0,5бэр) в год.
14.3.2 Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с ИИИ, эквивалентная доза в коже на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв (0,1 бэр) в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала. При этом эквивалентная доза облучения плода за два месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв (0,1 бэр). При установлении беременности женщина должна проинформировать администрацию. Администрация обязана перевести беременную женщину на работы не связанные с ИИИ, со дня ее информирования о факте беременности, на весь период беременности и грудного вскармливания ребенка.
14.3.3 Студенты и учащиеся старше 16 лет, проходящие профессиональное обучение с использованием ИИИ, не должны подвергаться облучению выше уровней, установленных для персонала группы Б.
12. Раздел: Радиационная безопасность.
Эффективная (эквивалентная) доза облучения персонала за период трудовой деятельности (50 лет) не должна превышать:
в) 1000 мЗв (100 бэр).
г) 2000 мЗв (200 бэр).
в) 1000 мЗв (100 бэр).
(Инструкция по РБ на САЭС, гл.14.3.1.)
13. Раздел: Радиационная безопасность.
Укажите категории лиц, которым запрещено назначение планируемого повышенного облучения:
а) Лица, получившие в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 100 мЗв (10 бэр).
б) Лица, имеющие медицинские противопоказания для работы с ионизирующими источниками.
в) Лица, получившие ранее в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 150 мЗв (15 бэр).
г) Лица, получившие ранее в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 200 мЗв (20 бэр).
б) Лица, имеющие медицинские противопоказания для работы с ионизирующими источниками.
г) Лица, получившие ранее в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективную дозу 200 мЗв (20 бэр).
(Инструкция по РБ на САЭС, гл.14.4)
14.4 Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше ПД запрещается в режиме нормальной эксплуатации. Оно может быть разрешено в случае ликвидации или предотвращении аварии при соблюдении следующих условий:
14.4.1 Отсутствие возможности принятия мер, исключающих превышение ПД персонала, необходимость спасения жизни людей и (или) предотвращения их облучения.
14.4.2 Назначение планируемого повышенного облучения только лицам старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
14.4.3 Наличие разрешения на планируемое повышенное облучение:
14.4.4 Отсутствие среди работников, которым планируется назначение повышенных доз, лиц:
14. Раздел: Радиационная безопасность.
Наличие согласия территориального органа Госсанэпиднадзора требуется на планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до:
(Инструкция по РБ на САЭС, гл.14.4.3)
Наличие разрешения на планируемое повышенное облучение:
15. Раздел: Радиационная безопасность.
Кем устанавливаются контрольные уровни воздействия облучения?
а) Территориальными органами Госсанэпиднадзора.
б) Администрацией АЭС по согласованию с органами Госсанэпиднадзора.
в) Эксплуатирующей организацией по согласованию с федеральными органами
г) Эксплуатирующей организацией по согласованию с МСЧ.
б) Администрацией АЭС по согласованию с органами
(Инструкция по РБ на САЭС, гл.14.1)
Допвопрос: Для чего контрольные уровни и кто их устанавливает?
Подсказка: Не только для оперативного контроля
В инструкции РБ-1 приводятся основные, наиболее часто встречающиеся значения ДУ и КУ.
14.7 Значения ДУ и КУ (обеспечивающие непревышения ПГД при многофакторном воздействии):
Для отдельных органов определяется с учетом взвешивающих коэффициентов (смотри Приложение Б)
16. Раздел: Радиационная безопасность.
Перечислите три класса нормативов, устанавливаемых для категорий облучаемых лиц нормами РБ:
а) Основные дозовые пределы (ПД).
б) Допустимые уровни (ДУ).
в) Контрольные уровни (КУ).
(Инструкция по РБ на САЭС, гл.14.1)
17. Раздел: Радиационная безопасность.
Назовите значения допустимого и контрольного уровня газоаэрозольных выбросов (ИРГ).
(Инструкция по РБ на САЭС)
18. Раздел: Радиационная безопасность.
Перечислите основные принципы, которыми необходимо руководствоваться для обеспечения РБ при нормальной эксплуатации источников излучения:
а) Принцип нормирования.
б) Принцип обоснования.
в) Принцип оптимизации.
Пункт 2.5 НРБ: (выписан для обучения) Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:
-непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования)
-поддержание на возможно низком и достижимом уровне сучетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использования любого источника излучения (принципп оптимизации)
19. Раздел: Радиационная безопасность.
Из предложенного перечня укажите тот, в котором приведены единицы измерения поглощенной дозы:
б) Бэр, Зиверт, Гр/ Wr
в) Ku (кюри), Бк (беккерель)
( Инструкция по РБ на САЭС, п.6.4)
20. Раздел: Радиационная безопасность.
Укажите правильное определение «поглощенной дозы»:
а) – это отношение величины полного заряда ионов к величине объема воздуха, в котором возник этот заряд.
б) – это максимальная энергия, переданная излучением в некотором объеме, отнесенная к величине этого объема.
в) это средняя энергия, переданная излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, деленная на массу вещества в этом объеме.
г) – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения тела человека.
в ) это средняя энергия, переданная излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, деленная на массу вещества в этом объеме.
(Инструкция по РБ на САЭС, п.6.4.1.1)
21. Раздел: Радиационная безопасность.
Перечислите виды излучения, связанные с р/а распадом:
в) 
— излучение
(Инструкция по РБ на САЭС)
22. Раздел: Радиационная безопасность.
Какой вид имеет зависимость р/а распада от времени?
(«Закон радиоактивного распада»)
23. Раздел: Радиационная безопасность.
Какие виды излучения являются корпускулярными?
в) Рентгеновское излучение.
г) — излучение.
24. Раздел: Радиационная безопасность.
Продуктом взаимодействия какого вида излучения с веществом являются фотоэффект, комптон эффект, образование пар?
в 
— излучение.
в) — излучение.
(ИЭс – 023 – ОРБ, п.Б 3.5)
Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью. При его взаимодействии с веществом различают, в основном, три процесса:
Защита от какого вида излучения применяется из материалов с высокой замедляющей способностью (вода, парафин, графит) и высокой поглощающей способностью (бор, кадмий)?
в) 
— излучение.
Б.3.6.1 В зависимости от энергии нейтроны делятся на 3 группы: тепловые (с энергией менее 0,4 эВ), промежуточные (от 0,4 эВ до 500 кэВ) и быстрые (свыше 500 кэВ).
Б.3.6.2 При взаимодействии нейтронов с веществом, происходят следующие процессы:
Б.3.6.3 Вероятность различного типа взаимодействия нейтронов с ядрами зависит от их энергий и атомного веса ядра (нуклида).
Быстрые нейтроны, в основном, испытывают рассеяние, а тепловые – захватываются ядрами атомов.
Защита от нейтронов преследует цель замедления быстрых нейтронов с последующим поглощением тепловых и, как правило, является комбинированной. Применяются материалы, обладающие высокой замедляющей способностью (вода, парафин, графит) и высокой поглощающей способностью (бор, кадмий).
26. Раздел: Радиационная безопасность.
Для защиты от какого вида излучения применяются тяжелые материалы (свинец, бетон, железо)?
в) — излучение.
в) — излучение.
(ИЭс – 023 – ОРБ, п.Б 3.5.2)
27. Раздел: Радиационная безопасность.
Для защиты от какого вида излучения применяются легкие материалы (аллюминий, плексиглас и т.п.?
в) — излучение.
(ИЭс – 023 – ОРБ, п.Б 3.5.4)
28. Раздел: Радиационная безопасность.
Какое облучение наиболее опасно для организма?
а) Внутренне облучение.
б) Внешнее облучение.
в) Внешнее безконтактное.
а) Внутренне облучение.
29. Раздел: Радиационная безопасность.
Как изменяется поражающее действие ионизирующего излучения?
а) Возрастает с ростом мощности дозы.
б) Уменьшается с ростом мощности дозы.
в) Возрастает при получении доз малыми порциями.
г) Уменьшается при получении доз малыми порциями.
д) Равнозначно для всех органов и участков тела.
е) Различно для конечностей и внутренних органов.
а) Возрастает с ростом мощности дозы.
г) Уменьшается при получении доз малыми порциями.
е) Различно для конечностей и внутренних органов.
(ИЭс–023–ОРБ, п.4; НРБ–99, п.9)
Биологическое действие ИИ
На втором месте по степени радиационной опасности находятся быстрые нейтроны. Они, испытывая упругие соударения с легкими ядрами ткани (водород), образуют протоны отдачи, вызывающие высокую плотность ионизации.
Особо опасно попадание РАВ внутрь организма ввиду:
Наиболее опасными являются изотопы, имеющие большой период полураспада и отлагающиеся вблизи костного мозга (в костях) Sr и Pu.
Периоды полувыведения радионуклидов из организма определяются физико-химическими свойствами РАВ, состоянием организма; режимом дня, правильным применением лечебно-профилактического питания.
4.2 Взаимодействие ИИ с биологической тканью приводит к ионизации и возбуждению атомов, разрыву химических связей, образованию высокоактивных в химическом отношении соединений, так называемых “свободных радикалов”. Радикалы могут вызвать модификацию молекул, необходимых для нормального функционирования клетки.
Так как организм на 75% состоит из воды, механизм реакций действует путем ионизации ее молекул с образованием перекиси водорода H2O2, гидратных окислов, взаимодействующих с молекулами клеток и приводящих к разрыву химических связей.
Поражения клеточных структур приводят к нарушениям деятельности нервной системы, процессов регуляции деятельности тканей и органов, регенерации, обновления клеток. Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обновляющихся тканей и органов (костного мозга, селезенки, половых органов).
Нарушения в системе кроветворных органов (прежде всего красного костного мозга) приводят к уменьшению количества:
При повреждении стенок кровеносных сосудов возможны кровоизлияния, потери крови и нарушения деятельности органов и систем.
4.3. При небольших дозах излучений и здоровом организме пораженная ткань восстанавливает свою функциональную деятельность. Поражающее действие ИИ возрастает с ростом мощности дозы, величины единовременно полученной дозы и несколько уменьшается при получении доз малыми порциями.
При однократном облучении всего тела дозой до 0,25 Гр (25 рад) изменения в составе здоровья не обнаруживаются. При поглощенной дозе в 0,25¸ 0,5 Гр (25¸ 50 рад) также отсутствуют внешние признаки лучевого поражения, могут наблюдаться изменения в крови, которые вскоре приходят в норму.
Красный костный мозг и другие элементы кроветворной системы наиболее уязвимы к облучению, теряя способность нормального функционирования при дозах 0,5¸ 1 Гр (50¸ 100 рад). Однако, если не вызвано повреждения всех клеток, то кроветворная система, благодаря способности к регенерации, восстанавливает свои функции. После облучения отмечается чувство усталости без серьезной потери трудоспособности; менее чем у 10% облучённых может появиться рвота, изменения в составе крови.
4.4 В случае однократного облучения дозой свыше 1 Гр (100 рад) возникают различные формы лучевой болезни:
4.4.1 При облучении 1,5¸ 2 Гр (150¸ 200 рад) – кратковременная легкая форма острой лучевой болезни, проявляющаяся в виде выраженной лимфопении (уменьшении числа лимфоцитов). В 30¸ 50% случаев может наблюдаться рвота в первые сутки после облучения, смертельные случаи отсутствуют.
4.4.3 При дозе 4¸ 6 Гр (400¸ 600 рад) развивается тяжелая степень лучевой болезни, с 50% смертельных исходов в течение месяца после облучения.
4.4.4 Крайне тяжелая степень лучевой болезни развивается при дозах выше 6¸ 7 Гр (600¸ 700 рад), сопровождаемая рвотой через 2¸ 4 часа после облучения. В крови почти полностью исчезают лейкоциты, появляются подкожные и внутренние (в основном в желудочно-кишечном тракте) кровоизлияния. Из-за инфекционных заболеваний и кровотечений смертность в этом случае близка к 100%.
4.4.5. Все вышеперечисленные данные относятся к облучению без последующего терапевтического вмешательства, способного с помощью противорадиационных препаратов значительно уменьшить воздействие ИИ. Успех лечения во многом зависит от своевременного оказания первой медицинской помощи.
4.5. Кроме лучевой болезни под действием ИИ, возможны локальные повреждения органов, также имеющие выраженный дозовый порог:
4.5.1 Облучение дозой 2 Гр (200 рад) может привести к длительному (на годы) ухудшению работоспособности семенников, нарушения деятельности яичников отмечаются при дозах более 3 Гр (300 рад).
4.5.2 Длительное (15¸ 20 лет) облучение хрусталика глаза дозой 0,5¸ 2 Гр (50¸ 200 рад) может привести к увеличению его плотности, помутнению, постепенной гибели его клеток, т.е. катаракте.
4.5.3 Большинство внутренних органов способны выдержать большие дозы – в десятки грей (отнесенные по взвешивающему коэффициенту для тканей к “остальным”). Косметические дефекты кожи отмечаются при дозах
4.6 Малые дозы облучения (менее 0,5 Гр) способны инициировать отдаленные во времени эффекты – раковые заболевания или генетические повреждения.
Реакция организма на воздействие ИИ может проявляться в отдаленный (10¸ 15 лет) после облучения период – в форме лейкозов, поражений кожи, катаракты, опухолей, смертельных и не смертельных раковых заболеваний.
В ядрах клеток организма находятся по 23 пары хромосом, удваивающихся при делении и располагающихся в определенном порядке в дочерних клетках, обеспечивая передачу наследственных свойств от клетки к клетке. Хромосомы состоят из больших молекул дезоксирибонуклеиновых кислот, изменения в которых могут привести к образованию дочерних клеток, не идентичных исходным. Появление таких изменений в половых клетках могут привести к неблагоприятным последствиям у потомства. При этом наиболее вероятно возникновение отклонений при соединении гена с другим, имеющим такое же нарушение. Отсюда исходит положение норм РБ об ограничении числа облученных лиц.
4.7 Выход злокачественных новообразований и генетических повреждений обусловлен множеством факторов внешней среды, носит вероятностный характер, оценить который количественно можно только для большого числа людей, т.е. статистическими методами
Имеющиеся радиобиологические данные позволяют достоверно оценить выход неблагоприятных последствий лишь при сравнительно больших дозах, больших 0,7 Гр (70 рад). При отсутствии острых лучевых поражений практически невозможно установить причинную связь между облучением и появлением отдаленных последствий, т.к. они могут быть обусловлены и другими факторами нерадиационного характера. Доза облучения приводит к росту вероятности, повышению риска неблагоприятных для организма последствий, тем большему, чем больше доза. Количественные оценки рисков при малых дозах получены продлением, экстраполяцией зависимости эффектов от дозы из области больших доз (0,7¸ 1 Гр), а также экспериментов над животными. При этом эффекты реакции организма, которые можно оценить только статистическими методами, последствия, вероятность возникновения которых существует при любых малых дозах (однако доза не приводит к этим последствиях во всех случаях) и возрастает с ростом доз, называются стохастическими.
30. Раздел: Радиационная безопасность.
Какое соотношение между единицами эквивалентной дозы? 1 бэр=….Зв.