Определение уровня радиации проводят в игрушках

Обновлено: 27.04.2024

758. Концентрации химических веществ, выделяющихся из игрушек, не должны быть выше предельно допустимых концентраций:

а) для воздуха рабочей зоны;

б) для атмосферного воздуха населенных мест;

в) химических веществ, выделяющихся из полимерных и других материалов,

контактирующих с пищевыми продуктами;

г) для воды питьевой;

д) для воды водных объектов хозяйственно-питьевого и культурно-бытового

759. Санитарно-эпидемиологический контроль за условиями реализации игрушек включает::

а) проверку наличия документа подтверждающего безопасность игрушки;

б) проверку своевременности прохождения работающими медицинских

в) проверку наличия санитарно-эпидемиологического заключения на сырье;

г) проверку санитарного состояния и содержания помещений.

760. При производстве игрушек для детей до 3 лет не разрешается использовать:

а) натуральные мех , кожу;

б) стекло, ворсованную резину,

в) картон, бумагу

г) набивочные гранулы размером менее 3 мм без чехла

761.При производстве игрушек для детей старше 3 лет не разрешается использовать:

б) стекло, ворсованную резину, целлулоид;

в) картон, бумагу;

г) набивочные гранулы размером менее 3 мм без чехла;

д) воспламеняющиеся и взрывоопасные жидкости, газы;

е) вторичное сырье.

762. Оценка безопасности игрушек проводится по:

а) органолептическим показателям;

б) химическим свойствам(санитарно-химическим показателям);

в) физическим, механическим и электрическим свойствам;

г) радиологическим показателям;

д) микробиологическим показателям;

е) токсиколого-гигиеническим показателям;

ж) определению стойкости защитно-декоративного покрытия к влажной

обработке , действию слюны и пота;

з) определению химического состава материала.

763. Изучение химических свойств образцов игрушек включает:

а) определение химического состава материалов игрушки;

б) определение химических веществ, выделяющихся в воздушную среду;

в) определение химических веществ, выделяющихся в модельную среду-

г) определение химических веществ, мигрирующих в среды, моделирующие

д) определение химических веществ, мигрирующих в модельную среду-

764. Игрушки для детей до года должны обеспечивать у ребенка:

а) развитие зрительного анализатора;

б) развитие слухового анализатора;

в) развитие движений пальцев рук;

г) возможность сюжетных игр;

д) возможность ролевых игр.

765. В детских игрушках запрещается использование:

а) систем лазерного излучения всех типов;

б) инфракрасного излучения;

в) электромагнитного поля;

г) электростатического поля.

766. В дошкольном возрасте игры и игрушки должны обеспечивать у ребенка:

а) развитие движений пальцев рук;

б) возможность сюжетных игр;

в) возможность ролевых игр.

767. Уровень звука издаваемого игрушкой нормируется в зависимости от:

а) возраста детей;

б) использования в помещении или на открытом воздухе;

в) характера шума ( импульсный, постоянный);

г) используемого материала.

768. Имеются отдельные гигиенические нормативы содержания тяжелых металлов для:

а) игрушек, предназначенных для детей до 3-х лет;

б) мягких игрушек;

в) формующихся масс и красок, наносимых пальцами;

г) погремушек и зубных колец.

769. Определение стойкости защитно-декоративного покрытия к воздействию влажной обработки, слюны и пота проводится:

а) для всех игрушек и игр;

б) для всех игрушек, исключая мягконабивные;

в) для игрушек детей до 3-х лет;

г) для всех игрушек из полимерных материалов.

770. При определении органолептических показателей игрушек определяют:

а) запах образца в естественных условиях;

б) привкус водной вытяжки;

в) запах водной вытяжки;

г) миграцию химических веществ.

771. При определении токсичности материалов для, игрушек в качестве тест-объектов рекомендуется использовать:

а) лабораторных животных;

б) культуры тканей лабораторных животных;

в) люминесцентные бактериальные культуры;

г) сперму крупного рогатого скота;

772. При оценке гигиенической безопасности игрушек определяют следующие физико-гигиенические показатели:

а) уровень звука;

б) уровень напряженности электромагнитных, электрических и электростатических полей;

в) уровень локальной вибрации;

г) удельную эффективную активность естественных радионуклидов;

е) уровень интенсивности инфракрасного излучения

773. Оценку радиационной безопасности проводят:

а) только в игрушках из природного материала;

б) только в игрушках из полимерных материалов;

в) во всех игрушках;

г) только в игрушках импортного производства.

774. Выбор модельной среды при санитарно-эпидемиологической экспертизе игрушек зависит от:

а) возраста детей;

б) условий эксплуатации игрушки;

в) возможности контакта со ртом ребенка;

г) материала игрушек.

775. Микробиологические исследования проводятся для:

б) игрушек для детей до 3 лет;

в) игрушек для детей до года;

г) формующихся масс и красок, наносимых пальцами.

776. Токсиколого-гигиенические показатели безопасности игрушек оцениваются по:

а) наличию раздражающего действия на слизистые;

б) наличию местного кожно-раздражающего действия;

в) индексу токсичности в водной среде;

г) индексу токсичности в воздушной среде.

777. В настоящее время документом , подтверждающим безопасность игрушек для детей является:

а) свидетельство о государственной регистрации;

б) сертификат соответствия;

в) декларация соответствия;

г) санитарно-эпидемиологическое заключение.

778. Нормативным документом для оценки безопасности игрушек в настоящее время явлется:

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после окончания их строительства, капитального ремонта, реконструкции по показателям радиационной безопасности

Дата введения 2011-02-28

1. Разработаны Федеральным государственным учреждением науки "Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В.Рамзаева" Роспотребнадзора (И.П.Стамат - руководитель, В.А.Венков, А.В.Колотвина, Д.В.Кононенко, Т.А.Кормановская, А.В.Световидов); Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (В.С.Степанов); Управлением Роспотребнадзора по г.Санкт-Петербургу (Г.А.Горский); Управлением Роспотребнадзора по г.Москве (С.Е.Охрименко); ФГУЗ "Центр гигиены и эпидемиологии по г.Санкт-Петербургу" (А.В.Еремин); Управлением Роспотребнадзора по Калининградской области (Н.О.Гарри); ФГУП НТЦ Радиационно-химической безопасности и гигиены ФМБА России (А.М.Маренный); Центром метрологии ионизирующих излучений ФГУП "ВНИИФТРИ" (В.П.Ярына); группой компаний РЭИ (М.А.Маренный, Л.А.Белянина); Управлением Роспотребнадзора по Самарской области (С.А.Шерстнева).

2. Рекомендованы к утверждению Комиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию при Федеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (протокол от 28 декабря 2010 г. N 3).

3. Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г.Онищенко 28 января 2011 г.

4. Введены в действие с 28 февраля 2011 г.

5. Введены взамен методических указаний "Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий. МУ 2.6.1.715-98 от 24.08.1998".

1. Область применения

1.1. Настоящие методические указания (далее - МУ) распространяются на организацию и порядок проведения радиационного контроля на соответствие санитарно-эпидемиологическим и гигиеническим требованиям по показателям радиационной безопасности жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений.

1.2. МУ предназначены для организаций, осуществляющих радиационное обследование жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений. Ими могут руководствоваться также индивидуальные предприниматели и юридические лица, деятельность которых связана с проектированием, строительством (капитальным ремонтом или реконструкцией) и эксплуатацией жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений, а также с проведением радиационного контроля.

1.3. Настоящими МУ руководствуются организации (структурные подразделения) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющие государственный санитарно-эпидемиологический надзор за обеспечением радиационной безопасности населения при облучении природными источниками излучения.

1.4. Показатели радиационной безопасности производственных помещений, расположенных в жилых и общественных зданиях, должны соответствовать требованиям, установленным для помещений производственных зданий и сооружений.

1.5. Владельцы зданий и сооружений, используемых в личных целях, соблюдают требования настоящих МУ на добровольной основе.

2. Нормативные ссылки

В настоящих методических указаниях использованы ссылки на следующие нормативные и методические документы:

* На территории Российской Федерации документ не действует. Действуют СанПиН 2.6.1.2800-10, здесь и далее по тексту. - Примечание изготовителя базы данных.

3. Общие положения

3.1. Мощность дозы гамма-излучения и среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона в воздухе помещений зданий жилищного и общественного назначения, сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства, капитального ремонта и реконструкции, должна соответствовать требованиям п.5.3.2 НРБ-99/2009, а в помещениях производственных зданий и сооружений требованиям п.5.2.1 ОСПОРБ-99/2010.

3.2. Целью настоящих МУ является установление единых требований к организации и проведению радиационного контроля и санитарно-эпидемиологической оценки по показателям радиационной безопасности жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений, сдающихся в эксплуатацию. Требования настоящих МУ направлены на обеспечение соблюдения действующих нормативов по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения при проектировании, строительстве и эксплуатации жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений.

Оценка соответствия жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений санитарно-эпидемиологическим требованиям и гигиеническим нормативам радиационной безопасности при сдаче их в эксплуатацию производится по результатам радиационного контроля.

3.3. В соответствии с п.п.2 и 3 статьи 15 Федерального закона "О радиационной безопасности населения" от 9.01.1996 N 3-ФЗ "В целях защиты населения и работников от влияния природных радионуклидов должны осуществляться: <. >приемка зданий и сооружений в эксплуатацию с учетом уровня содержания радона в воздухе помещений и гамма-излучения природных радионуклидов. <. >При невозможности выполнения нормативов путем снижения уровня содержания радона и гамма-излучения природных радионуклидов в зданиях и сооружениях должен быть изменен характер их использования".

3.4. Настоящие МУ устанавливают минимальный объем и порядок проведения радиационного контроля, необходимые для санитарно-эпидемиологической оценки соответствия жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений при вводе их в эксплуатацию по показателям радиационной безопасности.

3.5. При проведении радиационного контроля жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений определению подлежат следующие показатели радиационной безопасности:

мощность эквивалентной дозы гамма-излучения (далее - мощность дозы) в помещениях зданий;

среднегодовое значение изотопов радона в воздухе помещений зданий.

3.6. Радиационный контроль помещений зданий включает поиск и выявление локальных радиационных аномалий в ограждающих конструкциях зданий.

Радиационный контроль зданий начинается с оценки мощности дозы гамма-излучения. При выявлении локальных радиационных аномалий в ограждающих конструкциях здания измерения радона в помещениях не проводятся до установления причин возникновения аномалий и при необходимости их полной ликвидации.

3.7. Радиационный контроль жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений для оценки их соответствия требованиям санитарных правил и гигиенических нормативов по показателям радиационной безопасности проводят испытательные лаборатории, аккредитованные в установленном порядке в соответствующих областях измерений (испытаний).

3.8. Результаты радиационного контроля жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений оформляются протоколом испытательной лаборатории.

4. Требования к методикам и средствам радиационного контроля

4.1. Методики выполнения измерений показателей радиационной безопасности жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения, результаты которых используются для оценки их соответствия требованиям санитарных правил и гигиенических нормативов, проходят аттестацию в порядке, установленном законодательством.

4.2. На средства измерений, используемые для контроля показателей радиационной безопасности жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений, следует иметь действующие свидетельства о государственной поверке.

4.3. Для измерений мощности дозы применяются дозиметры гамма-излучения с техническими характеристиками:

для 2-го этапа контроля (измерения мощности дозы гамма-излучения) применяются дозиметры, у которых нижний предел диапазона измерения мощности дозы гамма-излучения при суммарной относительной неопределенности (0,95) не выше 60% должна составлять не более 0,1 мкЗв/ч; суммарная относительная неопределенность измерений мощности дозы на уровне 0,3 мкЗв/ч и выше должна быть не более 30%.

4.4. Для определения изотопов радона в воздухе помещений следует применять средства измерений с техническими характеристиками:

- нижний предел диапазона измерения радона (ОА радона) в воздухе на уровне не выше 20 Бк/м (40 Бк/м) с суммарной относительной неопределенностью (0,95) не более 50%;

- суммарная относительная неопределенность (0,95) измерения радона (ОА радона) в воздухе на уровне более 20 Бк/м (40 Бк/м) - не более 30%;

- нижний предел диапазона измерения торона в воздухе на уровне не выше 5 Бк/м с суммарной относительной неопределенностью не более 30%.

4.5. Ограничения на условия выполнения измерений при определении мощности дозы гамма-излучения и изотопов радона в воздухе помещений устанавливаются в соответствующих методиках выполнения измерений.

Поиск и выявление локальных радиационных аномалий на прилегающей территории (при необходимости) и измерения мощности дозы гамма-излучения рекомендуется проводить при толщине снежного покрова на территории не более 0,1 м.

5. Определение мощности дозы гамма-излучения

5.1. Контролируемой величиной в жилых домах и общественных зданиях и сооружениях является разность между мощностью эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях и на прилегающей территории, которая не должна превышать 0,3 мкЗв/ч.

Контролируемой величиной в производственных зданиях и сооружениях, сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства, капитального ремонта или реконструкции, является мощность эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях, которая не должна превышать 0,6 мкЗв/ч с учетом фона.

5.3. Измерения мощности дозы гамма-излучения на прилегающей территории, результаты которых используются для оценки соответствия помещений требованиям НРБ-99/2009, производятся вблизи обследуемого здания не менее чем в 5 точках, по возможности расположенных на расстоянии от 30 до 100 м от существующих зданий и сооружений.

Для измерений по возможности выбирают участки с естественным грунтом, не имеющим локальных техногенных изменений (щебень, песок, асфальт). При использовании дозиметров типа ДРГ-01Т1, ДБГ-06Т и т.п. число измерений в каждой точке должно быть не менее 10, а при использовании дозиметров с неограниченным временем интегрирования длительность измерения должна выбираться такой, чтобы статистическая погрешность результата измерения не превышала 20%.

В качестве численного значения мощности дозы гамма-излучения в каждой контрольной точке на прилегающей территории принимают среднее значение по результатам измерений.

5.4. Контроль мощности дозы гамма-излучения в помещениях жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений следует проводить в два этапа.

5.5. На первом этапе проводится гамма-съемка поверхности ограждающих конструкций помещений здания с целью выявления и исключения в сдающемся здании мощных источников гамма-излучения, представляющих непосредственную угрозу жизни и здоровью населения.

5.6. Если по результатам гамма-съемки в стенах и полах помещений не выявлено зон, в которых показания радиометра в 2 раза или более превышают среднее значение, характерное для остальной части ограждающих конструкций помещения, и при этом мощность дозы не превышает значения 0,3 мкЗв/ч в помещениях жилых и общественных зданий или 0,6 мкЗв/ч - в помещениях производственных зданий и сооружений, то считается, что локальные радиационные аномалии в конструкциях зданий отсутствуют.

При обнаружении локальных радиационных аномалий в конструкциях зданий принимаются меры по их устранению.

5.7. На втором этапе проводятся измерения мощности дозы гамма-излучения в квартирах жилых домов и помещениях общественных и производственных зданий и сооружений. При этом в число контролируемых обязательно включаются помещения, в которых зафиксированы максимальные показания поисковых радиометров (дозиметров), а также помещения после ликвидации обнаруженных локальных радиационных аномалий.

Измерения мощности дозы гамма-излучения в помещении выполняют в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола. Для измерений выбирают типичные помещения, ограждающие конструкции которых изготовлены из различных строительных материалов.

5.8. Объем контроля следует определять достаточным для выявления всех помещений, в которых мощность дозы гамма-излучения может превышать установленный норматив, а также для оценки ее максимальных значений в типичных помещениях (по функциональному назначению, занимаемой площади, на этаже, в подъезде, а также по типу использованных строительных материалов). Число квартир (помещений) выбирается в зависимости от этажности здания, общего числа квартир (помещений), наличия достоверных сведений о показателях радиационной безопасности земельного участка, содержании природных радионуклидов в строительном сырье и материалах и других характеристик здания.

Если имеются документальные сведения о соответствии показателей радиационной безопасности земельного участка требованиям п.п.5.1.6 и 5.2.3 ОСПОРБ-99/2010, а строительного сырья и материалов, использованных при строительстве здания, требованиям п.5.3.4. НРБ-99/2009, то объем контроля выбирается минимальным с учетом:

- для односемейных домов, школьных и дошкольных детских учреждений измерения проводятся во всех помещениях для постоянного пребывания людей;

- в многоквартирных домах при числе квартир до 10 и зданиях и сооружениях общественного и производственного назначения при числе помещений для постоянного пребывания людей до 30 оптимальное число квартир (помещений), где проводятся измерения, может составлять 25% от их общего числа;

- в многоквартирных домах при числе квартир до 100 и зданиях и сооружениях общественного и производственного назначения при числе помещений для постоянного пребывания людей до 100 оптимальное число квартир (помещений), где проводятся измерения, может составлять 10%;

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования

Дата введения - с даты утверждения

1. РАЗРАБОТАНЫ Федеральным медицинским биофизическим центром им.А.И.Бурназяна ФМБА России (д.т.н. Клочков В.Н. - руководитель разработки, к.т.н. Абрамов Ю.В., к.т.н. Кочетков О.А., к.т.н. Молоканов А.А.), НИЦ "Курчатовский институт (к.ф.-м.н. Кутьков В.А.), НПП "Доза" (к.т.н. Нурлыбаев К.), Госкорпорацией "Росатом" (к.т.н. Панфилов А.П., Усольцев В.Ю.), ФГУП "ВНИИФТРИ" (д.т.н., профессор Ярына В.П.), АО "СНИИП" (д.т.н., профессор Б.В.Поленов)

2. РЕКОМЕНДОВАНЫ К УТВЕРЖДЕНИЮ Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 18 мая 2016 N 05/2016).

3. УТВЕРЖДЕНЫ заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России В.В.Романовым 18 мая 2016 г.

4. Дата введения в действие - с момента утверждения.

5. С введением настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.16-00. Методические указания. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования.

УТВЕРЖДАЮ Заместитель руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главный государственный санитарный врач ФМБА России В.В.Романов 18 мая 2016 г.

1. Общие положения

1.1. Настоящие методические указания (далее - МУ) развивают и конкретизируют общие требования к организации и проведению дозиметрического контроля облучения персонала, установленные в Нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009 и Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/2010.

1.2. В НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 четко разграничены требования к обеспечению радиационной безопасности персонала в условиях планируемого облучения при обращении с источниками ионизирующего излучения (далее - ИИИ) и в случае радиационной аварии, когда контроль над ИИИ временно утерян.

1.3. Настоящие МУ предназначены для использования руководителями и специалистами предприятий Госкорпорации "Росатом" при организации контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения при обращении с ИИИ, а также руководителями и специалистами Региональных (Межрегиональных) управлений и Центров гигиены и эпидемиологии ФМБА России при проведении надзорных мероприятий.

МУ предназначены для использования при разработке и использовании методов, средств и регламентирующих документов по дозиметрическому контролю персонала для приборного, методического и метрологического обеспечения радиационного контроля в организациях Госкорпорации "Росатом".

1.4. Настоящие МУ устанавливают общие требования к процедурам определения индивидуальной эффективной и эквивалентной дозы внешнего и внутреннего облучения персонала предприятий и организаций Госкорпорации "Росатом", работающего с ИИИ в условиях планируемого облучения.

- регламентировано содержание контроля профессионального облучения;

- систематизирована номенклатура нормируемых величин профессионального облучения и установлена взаимосвязь нормируемых величин с измеряемыми величинами радиационного контроля внешнего и внутреннего облучения персонала;

- установлены операционные величины дозиметрического контроля;

- регламентированы общие требования к методологии определения индивидуальной дозы профессионального облучения;

- сформулированы общие требования к метрологическому обеспечению индивидуального дозиметрического контроля;

- сформулированы общие требования и принципы организации, планирования и проведения дозиметрического контроля со стандартизацией основных положений системы контроля индивидуальной дозы облучения персонала;

- регламентированы общие требования к сохранению информации об облучении персонала.

1.5. В настоящих МУ установлены общие требования к процедуре определения индивидуальной эффективной и эквивалентной дозы и общие принципы организации контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Требования к контролю дозы внешнего облучения персонала и требования к контролю дозы внутреннего облучения персонала конкретизированы в других документах.

Требования к методам определения дозы и организации соответствующего контроля при аварийном облучении определяются отдельными методическими документами.

1.6. В Приложении 1 систематизированы основные термины в области обеспечения радиационной безопасности, введенные как в российских нормативно-правовых и инструктивно-методических документах, так и в международных документах. Объяснения величин и терминов, используемых в системе дозиметрического контроля персонала, приведены в Приложении 2.

Используемые в настоящих МУ условные обозначения и сокращения приведены в Приложении 3.

2. Цель контроля профессионального облучения

2.1. Контроль профессионального облучения является одной из главных частей системы обеспечения радиационной безопасности персонала и заключается:

- в получении информации о радиационной обстановке в помещениях и на рабочих местах радиационного объекта;

- в получении информации о значении дозы облучения персонала.

2.2. Целью дозиметрического контроля является достоверное определение дозы облучения персонала для определения соответствия условий труда требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 и подтверждения того, что радиационная безопасность персонала обеспечена должным образом, а техногенные ИИИ находятся под контролем.

2.3. В условиях планируемого облучения при обращении с ИИИ результатом контроля профессионального облучения является консервативная оценка в терминах индивидуальной дозы нормируемых величин облучения персонала, регламентированных в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010. Индивидуальная доза облучения принимается равной дозе облучения "стандартного работника", который находился бы в тех же производственных условиях и выполнял бы те же работы с ИИИ, что и данный индивид. Значение индивидуальной дозы приписывается данному индивиду по результатам контроля операционных величин внешнего и внутреннего облучения.

2.4. При определении индивидуальной дозы работника игнорируется ее возможное отличие от истинной дозы облучения индивида (эту истинную дозу можно было бы назвать персональной дозой), обусловленное различием между характеристиками "стандартного работника" и следующими персональными характеристиками индивида:

- антропометрическими характеристиками тела, отдельных органов и тканей;

- характеристиками физиологических показателей;

- параметрами биокинетики химических элементов в органах и тканях.

Применение настоящих МУ при соблюдении преемственности общих требований к дозиметрическому контролю обеспечивает:

- использование в практике радиационного контроля современной системы дозиметрических величин;

- получение достоверной информации об индивидуальной дозе облучения персонала;

- получение достоверной информации о соблюдении требований НРБ-99/2009;

- контроль обеспечения радиационной безопасности персонала, отвечающего требованиям в этой области, выработанным международным сообществом.

3. Нормируемые величины профессионального облучения

3.1. Для обеспечения радиационной безопасности в организации, производственная деятельность которой заключается в обращении с техногенными ИИИ, персонал организации делится на две группы. Согласно НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010, к персоналу группы А относятся лица, работающие с техногенными ИИИ. Лица, работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных ИИИ, относятся к персоналу группы Б.

3.2. Для обеспечения защиты детей, которые могут родиться у работницы, в НРБ-99/2009 (п.3.1.8) из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, для профессионального облучения которых установлены дополнительные ограничения.

3.3. Согласно пп.3.1.2, 3.1.4, 3.1.6 и 3.1.8 НРБ-99/2009 в случае облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации ИИИ нормируются дозиметрические величины, представленные в таблице 1.

Значения пределов доз, равно как и значения допустимых уровней облучения персонала группы Б, равны 1/4 соответствующих значений для персонала группы А.

Таблица 1 - Значения пределов нормируемых величин облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации ИИИ

Значение предела, мЗв

Годовая эффективная доза

Годовая эффективная доза, усредненная за любые последовательные 5 лет

Эффективная доза, накопленная за период трудовой деятельности (50 лет)

Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза

Годовая эквивалентная доза облучения кожи

Годовая эквивалентная доза облучения кистей и стоп

Месячная эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин в возрасте до 45 лет

3.4. Значения годовой дозы облучения студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием ИИИ, не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

3.5. Согласно пп.3.1.2 и 3.1.3 НРБ-99/2009 указанные в таблице 1 значения нормируемых величин характеризуют воздействие техногенных ИИИ (одного из компонентов техногенно измененного радиационного природного фона) на работника вследствие его производственной деятельности в условиях планируемого облучения при обращении с ИИИ и не включают в себя:

- дозу природного облучения, обусловленную природным радиационном фоном в месте расположения радиационного объекта;

- дозу медицинского облучения;

- дозу вследствие радиационных аварий.

4. Операционные величины дозиметрического контроля

4.1. НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 предписывают контролировать облучение персонала техногенными ИИИ в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека (эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани, ожидаемая эффективная доза) и не поддающихся непосредственному измерению.

В настоящих МУ для соблюдения указанных требований НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 установлены операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные к нормируемым величинам в условиях планируемого облучения и предназначенные для консервативной оценки нормируемых величин.

4.2. При измерении операционных величин, характеризующих эквивалентную дозу внешнего облучения отдельных органов или тканей, для которых согласно Таблице 1 установлены пределы доз, за значение операционной величины принимается среднее значение дозы в чувствительном объеме органа или ткани. Параметры соответствующих чувствительных объемов приведены в таблице 2. Химический состав облучаемой ткани следует принимать равным составу тканеэквивалентного вещества (Приложение 1).

Таблица 2 - Параметры чувствительных объемов для определения значений операционных величин, характеризующих эквивалентную дозу облучения отдельных органов или тканей

Параметры чувствительной области облучаемого органа или ткани

Эквивалентная доза облучения хрусталика глаза

Тонкий слой, расположенный на глубине 300 мг/см под поверхностью органа

Эквивалентная доза облучения кожи

При облучении кожи всего тела за исключением кожи ладоней - плоский слой с площадью сечения 1 см и толщиной 5 мг/см, расположенный под покровным слоем толщиной 5 мг/см

При облучении кожи ладоней - плоский слой с площадью сечения 1 см и толщиной 5 мг/см, расположенный под покровным слоем толщиной 40 мг/см

Эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин

Тонкий слой, расположенный на глубине 1000 мг/см под поверхностью кожи в области лонного сочленения

4.3. Для целей индивидуального дозиметрического контроля (далее - ИДК) внешнего облучения применяются следующие операционные величины:

при определении эффективной дозы - индивидуальный эквивалент дозы, (10);

при определении эквивалентной дозы в хрусталике глаза - индивидуальный эквивалент дозы, (3);

при определении эквивалентной дозы в коже, кистях и стопах - индивидуальный эквивалент дозы, (0,07).

Единицей индивидуального эквивалента дозы является зиверт (Зв, мЗв, мкЗв).

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в ИДК, представлено в таблице 3.

Таблица 3 - Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при проведении ИДК

Радиационное излучение постоянно воздействует на людей – на улице в городе, на работе, в квартире и любом другом помещении. Естественный радиационный фон, который создается солнцем и космическими лучами, безопасен для человеческого здоровья. Но есть ли нормальный уровень радиации для человека в быту, с которым он может жить, не подвергая свой организм фатальным изменениям?

Виды радиационного фона

Ионизирующее излучение (ИИ), взаимодействуя с веществом, становится причиной ионизации атомов и молекул (атом возбуждается и открывается от отдельных электронов из атомных оболочек). Основные виды радиации:

Альфа-излучение. Корпускулярное, представленное в виде потока тяжелых положительно заряженных α-частиц. Они тяжелые, их пробег в веществе короткий, поэтому их может задержать бумажный лист и слой омертвевшей кожи.
Бета-излучение. Также корпускулярное, представлено в виде потока электронов или позитронов, которые испускаются при радиоактивном β-распаде ядер атомов.
Нейтронное. Корпускулярное, представляет собой поток нейтронов, не оказывающий ионизирующего воздействия, но серьезный ионизирующий эффект наблюдается из-за упругого и неупругого рассеяния на ядрах вещества.
Гамма- и рентгеновское излучение. Электромагнитные, различаются механизмом возникновения. Рентгеновское способно проникает во все вещества, представлено в виде электромагнитного излучения с длиной волы от 10-12 до 10-7. Гамма-излучение обладает внутриядерным происхождением, возникающим в процессе распада радиоактивных ядер, при взаимодействии быстрых заряженных частиц с веществом и при других обстоятельствах. Обладает высокой проникающей способностью.

Единицы измерения радиации

Допустимый радиационный фон для человека и нормы радиации измеряются с помощью доз излучения. Это величины, которые применяются, чтобы оценить уровень воздействия ионизирующего излучения на различные вещества, организмы, ткани. Единица измерения зависит от типа дозы:

экспозиционная (рентген или кулон/килограмм);
поглощенная (рад или Грей);
эквивалентная (бэр или Зиверт);
мощность экспозиционной (рентген/сек);
мощность поглощенной (рад/сек);
мощность эквивалентной (бэр/сек);
интегральная (рад-грамм);
активность нуклида в радиоактивном источнике (кюри).

Существует ли вообще безопасная доза?

Норма радиации – размытое понятие. В 1950 г. скандинавский ученый Рольф Зиверт установил, что у облучения нет порогового уровня – определенного значения, при котором у человека гарантированно не будет наблюдаться заметных или незаметных повреждений.

Любая существующая норма радиации способна теоретически вызывать изменения в организме людей соматические и генетические изменения. Многие из которых не проявляются сразу, а остаются скрытыми в течение длительного временного промежутка. Поэтому сложно говорить о нормах радиации – существуют только допустимые ее пределы.

Допустимые дозы радиации

Российские и международные стандарты предусматривают определенные нормы радиации. Считается, что при воздействии на организм человека они не смогут нанести вреда. Норма радиации в микрорентген в час – 50 (0,5 микрозиверт в час).

При этом также отмечается, что не более 0,2 мкЗв в час (20 микрорентген в час) – это максимально безопасный уровень облучения человеческого организма при условии, что радиационный фон входит в диапазон нормальных показателей, поэтому норму радиации даже в этом случае можно назвать условной. При воздействии в течение нескольких часов считается безопасным излучение на уровне не более 10 микрозиверт в час (1 миллирентген). Кратковременно допускается облучение в несколько миллизивертов в час (например, во время рентгена или флюорографии).

Поглощенная доза

Под понятием «поглощенная доза» определяется величина энергии радиации, которая была передана веществу. Выражена в качестве отношения энергии излучения, которая поглощена в данном объеме, к массе вещества в этом объеме.

Является основной дозиметрической величиной. Согласно международной системе единиц, ее измерение происходит в джоулях на кг (Дж/кг). Называется – «грей» (Гр, Gy). Не способна отразить биологический эффект облучения.

Оценка действия радиации на неживые объекты

Для определения нормы радиации при ее воздействии на неживые объекты используются показатели поглощенной дозы (количество поглощенной энергии веществом). При этом более информативной величиной считается экспозиционная доза, с помощью которой возможно определение степени воздействия на вещество разных типов радиации. Сложно говорить о нормах радиации на неживые объекты.

Оценка действия радиации на живые организмы

Если биологические ткани облучать различными типами радиации, обладающими одной и той же энергией, то последствия для организма будут отличаться. Иными словами, если при поглощении одной нормы радиации последствия будут серьезно разниться при альфа-излучении и гамма-излучении. Поэтому, чтобы оценить воздействие ионизирующего излучения на живые организмы, не хватает понятий экспозиционной и поглощенной дозы, также используется эквивалентная.

Это доза радиации, которая была поглощена живым организмом, помноженная на коэффициент k, который учитывает уровень опасности разных типов радиации. Измерение происходит с использованием Зиверт (Зв).

Нормы радиации согласно СанПин

В соответствии с СанПиНом 2.6.1.2523-09, эффективная доза облучения естественными источниками излучения любых работников, в т. ч. медперсонала, не должна составлять более 5 мЗв в год в производственных условиях (любые типы профессий и производств).

Если говорить о конкретных нормах радиации, то усредненные показатели радиационных факторов в течение 12 месяцев, которые соответствуют при монофактором воздействии дозе в 5 мЗв при длительности рабочего процесса 2000 часов/год, примерной скорости дыхания 1,2 кубометра/час, условии радиоактивного равновесия радионуклидов ториевого и уранового рядов в пыли, составляют:

удельная активность на производстве тория 232 (пребывающего в радиоактивном равновесии с членами ряда) – 27/f, кБк/кг.;
ЭРОАtn в воздухе – 68 Бк/кубометр;
мощность эффективной дозы γ-излучения – 2,5 мкЗв/час;
ЭРОАFn в воздухе – 310 Бк/кубометр;
удельная активность на производстве урана 238 (пребывающего в радиоактивном равновесии с членами ряда) – 27/f, кБк/кг.

Данные нормы радиации весьма условны, потому что многое будет зависеть от конкретных производственных условий, специфики сферы деятельности и других факторов.

Смертельная доза

В любых нормах радиации обычно всегда прописывается доза, которая быстро приводит к летальному исходу. Опасность ее получения чаще всего наблюдается при возникновении техногенных аварий, несоблюдении условий хранения радиоактивных отходов (вне зависимости от того, какой тип облучения воздействует на человека).

Согласно нормам радиации, смертельная доза составляет от 6-7 Зв/час и больше. При этом даже в незначительной степени постоянно высокий радиационный фон с высокой долей вероятности будет причиной развития мутации клеток живого организма. Нормы радиации на рабочем месте или в домашних условиях можно отслеживать с помощью бытовых дозиметров.

Человек, который беспокоится о своем здоровье, состоянии окружающей среды и хочет знать показатели радиоактивности в любой нужный момент, покупает для этих целей дозиметр. Однако на практике в первое время могут возникать вопрос: «Как проверить уровень радиации правильно и максимально точно?» Ведь можно оказаться в разных ситуациях и преследовать разнообразные задачи, потому от понимания показаний дозиметра может зависеть жизнь.

То, чем измеряют радиацию понятно всем интересующимся данным вопросом – это дозиметры, которые могут быть бытовыми и профессиональными. Популярный прибор для измерения радиактивности RADEX рекомендован для использования в быту, хотя имеет характеристики, которыми обладают профессиональные приборы. Он обладает всеми нужными функциями и имеет абсолютно понятный процесс измерения. Как говорится, с ним точно не прогадаете.

Перед тем, как на практике проверить измеритель радиации, нужно знать показатели, на которые следует ориентироваться. К ним относятся доза и мощность дозы (МЭД). Разберем подробнее, как пользоваться дозиметром, чтобы узнать эти параметры и правильно проанализировать их.

Доза и мощность дозы

Мощность дозы – это характеристика, которая позволяет оценить скорость ионизации вещества под действием излучения. Это скорость, с которой накапливается доза и становится опасной для здоровья или жизни. Измеряется данный параметр в мк3в/ч (микрозивертах за час). Это системная единица измерения.

При измерении мощности дозы с помощью дозиметра или индикатора радиоактивности нужно помнить, что ионизирующее излучение имеет динамический характер, потому показания дозиметра в одних и тех же условиях не всегда показывают одинаковую величину. Именно для этого советуем проверять уровень мощности дозы за 3-5 заходов, не выключая прибор. Что можно понять после измерения мощности дозы? Зная этот параметр, определяют насколько долго можно находиться в анализируемой местности без вреда для здоровья. Чем больше будет ее величина, то и доза будет быстрее накапливаться в определенном месте, предмете и т. д. Превышение порогового значения уровня мощности дозы (уровень которого можно устанавливать индивидуально), в дозиметрах или индикаторах радиоактивности RADEX сопровождается звуковым и вибро сигналом.

Как пользоваться дозиметром для измерения дозы?

Если нужно провести измерение дозы излучения, для начала необходимо обнулить показания накопленной дозы дозиметра и положить включенный дозиметр в карман. В каких случаях нужно измерять дозу в быту? Например, в путешествиях по незнакомым местам. Дозу можно назвать естественным фоном, который всегда присутствует в минимальных количествах в окружающей среде. Максимально допустимая доза для человека в год составляет 2500 мк3в (или 2.5 м3в). Однако бывают места и с 8 м3в либо 10 м3в, в таком случае человеку находиться там опасно для здоровья. Вот почему измерение дозы радиации так важно: можно и не подозревать о радиоактивности местности и подвергаться риску.

Особенности измерения альфа, бета и гамма излучений

Теперь разберем разновидности излучений, которые можно измерять с помощью дозиметра или индикатора радиоактивности. Для человека в быту интерес представляют альфа, бета и гамма излучения. Только некоторые приборы могут похвастаться чувствительностью к трем видам излучений. К сожалению, в большинстве дозиметров, чтобы измерить альфа- или бета- излучение, необходимо проводить предварительные процедуры или замеры радиации. Из всей массы дозиметрических приборов, нужно выделить дозиметр RADEX RD1008, который может одновременно измерять два вида излучений, бета- и гамма . В приборе RADEX RD1008 применяются два датчика радиации, один БЕТА-2 чувствителен к альфа-, бета- и гамма излучениям, а второй БЕТА-2М только к гамма- излучению.

Следует помнить, что наиболее опасным считается гамма излучение. При этом и обнаружить его легче. Чтобы проверить на радиацию объект или предмет правильно и максимально точно, нужно прибор подносить как можно ближе к объекту, почти вплотную. Необходимо также следить, чтобы дозиметр не “испачкался”, например, если пыль или другой мелкодисперсный объект исследований будет с повышенным уровнем радиоактивности, и он попадёт незаметно на корпус дозиметра, тогда показатели будут неверными.

Как же определить альфа излучение? Измерение уровня радиации альфа- излучения удобнее всего осуществлять с помощью прибора RADEX RD1008, поскольку в нем предусмотрен датчик радиации, который чувствует альфа- излучение. Для этого нужно воспользоваться самой обычной бумагой, сначала произвести измерения накрыв объект листком бумаги, а потом провести измерение того же объекта без бумаги. Дело в том, что бумага останавливает альфа частицы. Если в ходе измерения вы выявили большую разницу в полученных показателях, то это означает наличие существенного количества альфа частиц в образце.

Как быстро найти радиоактивный предмет?

Если прибор фиксирует повышенный уровень радиации, значит, есть и источник радиации. Как выявить радиоактивный предмет? Для поисковой задачи идеально подходит дозиметр RADEX ONE, поскольку у него есть специальный режим измерения СРМ, в котором фиксирует количество радиоактивных частиц, а не делает пересчеты и не просчитывает среднее значение. Поэтому прибор быстро реагирует на малейшие изменения показателей радиоактивности, при попадании в аномальную зону. Наиболее удобно проводить измерение радиации с включенным звуковым сигналом в режиме поиска. Для того чтобы его включить, следует:

зайти в меню, выбрать нужный режим, в данном случае это будет «CPM»;
подтвердить функцию с помощью кнопки «выбор».

Искать место расположения источника излучения нужно перемещая включенный прибор над поверхностью исследуемого объекта. При этом ориентироваться стоит на частоту звуковых сигналов (в настройках меню: порог – отключен, звонок – включен). Чем ближе вы приближаетесь к источнику, тем частота будет возрастать, а по мере удаления – убывать.

Определяем уровень радиации в продуктах питания

Что касается продуктов питания, то источниками радиоактивного излучения могут быть дикорастущие ягоды, грибы и растения. За счет особой пористой структуры именно грибы способны особенно быстро накапливать радиацию в больших количествах. Всем грибникам необычайно важно иметь дозиметр при каждом походе в лес.

Если выявлено превышение дозы хотя бы на 50% больше естественного фона, то лучше пройти мимо. Подобные измерения можно производить на рынке или в магазине. Для определения уровня радиации продуктов питания, нужно только приблизить включённый дозиметр к объекту исследования на расстояние около 1 см. Если приходится иметь дело с жидкостью, то исследование нужно проводить над открытой поверхностью жидкости. Нужно следить, чтобы вода не попала на прибор. Для этого можно использовать полиэтиленовый пакет, но не больше одного слоя.

Измерение радиации в доме или квартире

Жилье является тем местом, где мы проводим большую часть жизни. Потому не помешает проверить квартиру на радиацию перед ее покупкой. Да и в процессе проживания нужно регулярно производить измерения, т.к. мы регулярно приносим в дом новые объекты, которые потенциально могут быть радиоактивными. Важно, чтобы фон в квартире или доме не превышал естественный фон, более чем на 0.2-0,3 мк3в/час.

Многие задаются вопросом: «Как проверить уровень радиации в квартире?». Нужно обойти с прибором квартиру, держать дозиметр при этом ближе к стенам или полу. Если обнаружите увеличение его показаний более чем на 0.2-0,3 мк3в/час, остановитесь и попробуйте приближать дозиметр к подозрительному месту и относить его в середину комнаты. Если и при этом показания будут увеличиваться у стены и уменьшаться по мере удаления, значит стена со скрытым источником излучения. Важно провести измерения в разных местах, ведь помимо стен, излучать радиацию могут различные старинные вещи, мебель и другие предметы. Например, подносить дозиметр к стенам в частном доме, где имеется печь из кирпича, нужно на некотором расстоянии от нее. Дело в том, что кирпич может давать повышенный уровень радиоактивности (почти в 2 раза). И чтобы провести измерение правильно, нужно отдалить дозиметр от печки на 40-50 см и постепенно приближать.

Особенности измерений на улице или в походе

Не менее важно проводить замеры на улице, ведь источниками радиации могут быть осадки и воздух. Также есть риски повышения уровня радиоактивности, если наблюдается ветер со стороны промышленных предприятий. В условиях мегаполиса излучение может происходить из самых разных источников, порою непредсказуемых. Например, во время транспортировки радиоактивных веществ, в некоторых местах в воздухе можно также выявить повышенную дозу радиации.

Чем могут помочь дозиметры RADEX в туристических походах? На какие места нужно обращать внимание при поиске места для ночевки? Если вы находитесь в горной местности, то источниками радиации могут быть разные минералы или растения. Перед тем, как разбить лагерь, лучше произвести замеры радиации в нескольких местах.

Читайте также: