Министерство Российской Федерации по атомной энергии.
Министерство здравоохранения Российской Федерации.
Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем.
|
«Утверждаю» Руководитель Департамента Безопасности и чрезвычайных ситуаций Минатома России А.М. Агапов 14.10.2002 г. |
«Утверждаю» Главный Государственный санитарный врач по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» М.Б. Мурин 18.09.2002 г. |
|
«Согласовано» Директор Центра метрологии ионизирующих излучений ГНЦ РФ «ВНИИФТРИ» В.П. Ярына |
|
2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность
КОНТРОЛЬ ЭКВИВАЛЕНТНЫХ ДОЗ фотонного и бета-излучения В КОЖЕ И ХРУСТАЛИКЕ ГЛАЗА.
Методические указания
МУ 2.6.1.56- 2002
Дата введения – с момента утверждения
Предисловие
1. Методические указания 2.6.1.56-2002 «Контроль эквивалентных доз фотонного и бета- излучения в коже и хрусталике глаза». Разработаны специалистами Государственного унитарного предприятия Государственный Научный Центр «Институт биофизики» (ГУП ГНЦ ИБФ). Директор – академик РАМН, профессор Ильин Л.А.
Научный руководитель работы - кандидат технических наук Шакс А.И.
Исполнители: кандидат технических наук Шакс А.И., Гимадова Т.И., кандидат технических наук, старший научный сотрудник Тимофеев Л.В.
2. Утверждены и введены в действие ДБЧС Минатома России и Федеральным Управлением «Медбиоэкстрем» при Минздраве России «14» ноября 2002 г.
3. В настоящих методических указаниях реализованы нормы законов РФ:
ФЗ-170 от 21.11.1995 г. «Об использовании атомной энергии».
487-1 от 27.04.1993 г. «Об обеспечении единства измерений».
5154-1 от 10.06.1993 г. «О стандартизации».
ФЗ-52 от 30.03.1999 г. «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».
ФЗ-3 от 09.01.1996 г. «О радиационной безопасности населения».
4. Методические указания внедрены впервые.
Введение
Разработка настоящих МУ обусловлена необходимостью приведения ИДК персонала предприятий Минатома в соответствие с требованиями НРБ-99 и ОСПОРБ-99.
Для введения в действие новых Норм и Правил необходима определенная детализация требований к организации ИДК с учетом номенклатуры ИИИ и специфики проводимых работ.
Настоящий документ должен стать основой для разработки методик выполнения измерений и определения физических величин применительно к конкретным дозиметрам и производственным условиям.
МУ являются продолжением и развитием МУ 2.6.1.16 – 2000 и МУ 2.6.1.25 – 2000.
Разработанные МУ базируются на результатах исследований отечественных и зарубежных ученых и на рекомендациях МКРЗ, МКРЕ и МАГАТЭ по общим принципам ИДК внешнего облучения профессионалов.
Значение индивидуальной дозы приписывается данному индивиду по результатам контроля операционных величин внешнего облучения.
Внедрение в практику настоящих МУ будет способствовать методическому обеспечению получения достоверной информации об индивидуальных дозах облучения персонала.
1. Область применения
1.1. Настоящие методические указания являются документом, развивающим основные положения МУ 2.6.1.16 – 2000, МУ 2.6.1.25 –2000, НРБ-99 и ОСПОРБ-99.
1.2. Методические указания распространяются на систему организации и осуществления ИДК внешнего облучения профессионалов при работах в полях фотонного и бета-излучения от техногенных источников в контролируемых условиях обращения с ними.
1.3. МУ устанавливают требования к ИДК облучаемости кожного покрова и хрусталика глаза.
1.4. МУ предназначены для использования на предприятиях Минатома России, в МСЧ ФУМБЭП при МЗ РФ и других заинтересованных учреждениях и ведомствах, осуществляющих контроль облучаемости персонала в реальных условиях в соответствии с ОСПОРБ-99 и НРБ-99 и на предприятиях, разрабатывающих приборное и методическое обеспечение радиационного контроля.
2. Нормативные ссылки
В настоящих Методических указаниях использованы основные положения следующих руководящих документов.
2.1. СП-2.6.1.758 – 99 –Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы. – М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенический сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999.
2.2. СП-2.6.1.799 – 99 – Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99): Санитарные правила. – М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенический сертификации и экспертизы Минздрава России, 2000.
2.3. МУ 1.1.017-99. – Основные требования к структуре, изложению и оформлению нормативных документов при выполнении НИР «Разработка нормативных и методических документов и адаптация существующей системы обеспечения радиационной безопасности Минатома России к новым принципам нормирования радиационных факторов». Методические указания.
2.4. Публикация 59 МКРЗ «Биологические основы ограничения доз в коже». Доклад рабочей группы Комитета 1 МКРЗ.
2.5. МУ 2.6.1.25 – 2000. – Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования.
2.6. ГОСТ Р8.563 – 96. ГСИ. Методики выполнения измерений.
2.7. ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих измерений. Общие технические условия.
2.8. ГОСТ Р8.565-96. Метрологическое обеспечение эксплуатации атомных станций. Основные положения.
2.9. ЕТ ИДК- 86. Единые требования к системе приборов индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения.
2.10. ГОСТ Р8.594-2002. ГСИ. «Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения».
3. Определения. Условные обозначения.
3.1. Определения.
В настоящих МУ использованы определения, принятые в Нормах, Правилах и МУ 2.6.1.16–00.
3.1.1. Индивидуальный эквивалент дозы Нр (d) – эквивалент дозы в мягкой биологической ткани на глубине d мм под рассматриваемой точкой на теле. Величина d принимается равной 0,07 мм для кожи и 3 мм для хрусталика глаза.
Единица индивидуального эквивалента дозы – Дж/кг; наименование – зиверт, написание – Зв.
3.1.2. Эквивалентная доза в органе или ткани (эквивалентная доза) НT,R – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для определенного вида излучения, WR: НТ,R = WR · DT,R, где DT,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т. Единица НT,R - Дж/кг, наименование – зиверт, написание – Зв.
3.1.3. Операционная величина – величина, однозначно определяемая через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенная в стандартных условиях облучения к величине, нормируемой в целях ограничения облучения, и предназначенная для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле.
3.1.4. Уровень введения ИДК, УВК – такое значение годовой эквивалентной дозы облучения органа, при действительном или предполагаемом превышении которого определение доз следует проводить с помощью ИДК облучения работника.
3.1.5. Условия обращения с источником контролируемые – условия обращения с ИИИ, при которых облучение персонала находится под контролем и управляемо. К контролируемым условиям относятся нормальные условия эксплуатации источников излучения и условия планируемого повышенного облучения.
3.1.6. Средства измерений, группа А – СИ, по показаниям которых оформляются официальные результаты радиационного контроля и принимаются заключения о соответствии установленным требованиям.
3.2. Условные обозначения и сокращения.
Применительно к настоящим Методическим указаниям приняты следующие условные обозначения и сокращения:
ДТ,R – поглощенная доза в органе или ткани Т излучения R,
Д – поглощенная доза в точке,
Е – эффективная доза,
Евнеш – эффективная доза внешнего облучения,
ЕR – энергия частиц (фотонов) вида R,
j – плотность потока частиц,
Ф – флюенс частиц,
F – коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения,
Н*(d) – амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза) внешнего облучения,
НР(d) – индивидуальный эквивалент дозы внешнего облучения,
HT – эквивалентная доза внешнего облучения в органе или ткани Т,
ИДК - индивидуальный дозиметрический контроль облучения,
ИИИ – источник ионизирующего излучения,
МПД – мощность поглощенной дозы.
УВК – уровень введения индивидуального дозиметрического контроля.
ТЛД - термолюминесцентный детектор или дозиметр.
УР – уровень регистрации доз.
ОДИБИ – образцовый дозиметрический источник бета – излучения.
А – активность радионуклида в источнике, Бк, Ки.
ЕГР – граничная энергия бета – спектра.
СИЗ – средство индивидуальной защиты.
РХ,g - мощность дозы фотонного излучения (поглощенной, амбиентной и др. в зависимости от контекста).
4. Цель контроля эквивалентных доз в коже и хрусталике глаза.
4.1. Ограничение значений эффективной дозы, Е, достаточно для предупреждения детермированных эффектов во всех тканях и органах тела человека, кроме кожи и хрусталика глаза.
4.2. В связи с требованиями Норм с целью получения достоверной и полной информации об уровнях облучения персонала возникает необходимость контроля облучения кожи и хрусталика глаза.
5. Нормируемые величины облучения кожи и хрусталика глаза.
5.1. При внешнем облучении персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения согласно НРБ-99 нормируются следующие дозиметрические величины:
годовая эквивалентная доза облучения кожи..................................................................... 500 мЗв;
годовая эквивалентная доза облучения костей и стоп..................................................... 500 мЗв;
годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза............................................. 150 мЗв;
5.2. Основные пределы доз облучения персонала группы Б составляют 0,25 от значений для группы А.
5.3. Согласно п.3.2.2. Норм в случае облучения персонала группы А в условиях планируемого повышенного облучения, нормируются следующие дозиметрические величины:
значение эквивалентной дозы облучения кожи.................................................................. 2000 мЗв;
значение эквивалентной дозы облучения кистей и стоп.................................................. 2000 мЗв;
граничное значение эквивалентной дозы облучения хрусталика глаза..................... 600 мЗв;
5.4. При контроле эквивалентных доз внешнего облучения кожи и хрусталика глаза за значение нормируемой величины следует принимать среднее значение дозы в чувствительном объеме органа. Параметры соответствующих чувствительных объемов приведены в табл. 1.
Табл.1 Параметры для определения значений нормируемых эквивалентных доз облучения кожи и хрусталика глаза.
|
Контролируемая величина |
Параметры чувствительной области облучаемого органа или ткани |
|
Эквивалентная доза облучения хрусталика глаза |
Тонкий слой, расположенный на глубине 300 мг/см2 под поверхностью органа. |
|
Эквивалентная доза облучения кожи |
При облучении кожи всего тела за исключением кожи ладоней – плоский слой с площадью сечения 1 см2 и толщиной 5 мг/см2, расположенный под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. При облучении кожи ладоней – плоский слой с площадью сечения 1 см2 и толщиной 5 мг/см2, расположенный под покровным слоем толщиной 40 мг/см2. |
6. Краткие сведения о структуре кожи и глаза человека.
6.1. Структура кожи.
Площадь поверхности кожи стандартного человека весом 70 кг составляет 2 м2 при массе 2,1 кг [1]. Структурно кожа состоит из двух слоев: эпидермиса – внешнего слоя и дермы, находящейся под эпидермисом. Основанием эпидермиса является слой базальных клеток, в результате деления которых образуются чешуйки рогового слоя. В дерме расположены сальные и потовые железы, волосяные луковицы, рецепторы и микрокапиллярная сосудистая сеть. Подробные сведения о строении, функционировании и реакции кожи при различных условиях облучения изложены в работах [2, 3, 4]. На рис. 1.6 представлена морфологическая схема строения кожи.
Толщина кожи человека на различных участках тела изменяется в пределах от десятых долей до нескольких миллиметров, а минимальная глубина залегания радиочувствительных делящихся базальных клеток, обеспечивающих обновление рогового слоя, варьирует от 2,5 до 500 мг/см2 [4]. В настоящее время принято, что при хроническом облучении критической структурой кожи является базальный слой.
Средняя толщина эпидермиса для различных участков тела – туловище, лицо, руки, ноги (за исключением пяток) – находится в пределах от 4 до 6 мг/см2, на ладонях, пальцах и запястьях от 8 до 37 мг/см2. Максимум распределения базальных клеток в тонких слоях кожи приходится на 5 – 6 мг/см2. В НРБ-99 принято, что критический – базальный слой имеет толщину 5 мг/см2 и располагается на глубине 5 мг/см2, за исключением кожи ладоней, для которых толщина экранирующего слоя принята равной 40 мг/см2.
Рис. 1.6. Морфологическая схема строения кожи.
6.2. Структура глаза.
Схематическое изображение глаза изображено на рисунке 2.6. Хрусталик – это прозрачное двояковыпуклое полутвердое тело внутри глаза. Линия перехода передней поверхности в заднюю называется экватором. Это наиболее радиационно-чувствительная область хрусталика.
Рис. 2.6. Схема строения глаза
7. Виды дозиметрического контроля и уровни его введения
7.1. В соответствии с МУ 2.6.1.25 – 2000 контроль профессионального облучения кожи и хрусталика глаза подразделяется на:
групповой дозиметрический контроль (ГДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников в рабочем помещении (на рабочих местах) и индивидуальный дозиметрический контроль облучения (ИДК), заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника. Выбор вида контроля в зависимости от условий и характера выполняемых работ осуществляется руководством службы РБ предприятия.
7.1.1. Групповой дозиметрический контроль может проводиться в том случае, если параметры поля излучения определены с приемлемой погрешностью, а характер выполняемых операций остается неизменным во времени.
7.1.2. При групповом дозиметрическом контроле значение эквивалентной дозы в хрусталике глаза и в коже НТ, мЗв, при наличии данных об энергетическом распределении плотности потока фотонов и электронов, может быть определено как
где: Dtk – длительность в часах выполнения k-ой операции работником в течение контролируемого периода при средней плотности j (ЕR) частиц R-го типа с энергией ЕR, част./(см2·с);
- эквивалентная доза в органе или
ткани Т на единичный флюенс частиц R-го типа с энергией ЕR
в передне-задней геометрии (ПЗ геометрии) Зв·см2 ;
ДПП(ЕR)T – допустимая плотность потока частиц R-го типа с энергией ЕR при облучении в ПЗ геометрии органа или ткани Т (табл.8.2, 8.3, 8.6 и 8.7 Норма для электронов, фотонов и нейтронов, соответственно), част./(см2·с);
Мхрусталик = 0,09; Мкожа = 0,29.
7.1.3. Для
электронов, фотонов и нейтронов значения и
ДПП(ЕR)T приведены в табл. 8.2, 8.3, 8.6 и
8.7. Норм. (О корректности использования указанных табличных данных см. раздел
8). Для электронов, фотонов и нейтронов с энергиями вне диапазона табличных
значений, а также для иных излучений значения определяются
отдельными МУ.
7.2. Если отношение эквивалентной дозы к эффективной дозе внешнего облучения не превосходит – 3/2 [ 5 ], то за значение эквивалентной дозы облучения кожи и хрусталика допускается принять значение индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения.
7.3. В тех случаях, когда условия п. 7.1.1. не могут быть выполнены, ИДК осуществляется с помощью средств измерения индивидуальных доз в коже и хрусталике глаза (см. раздел 8).
7.4. В нормальных условиях эксплуатации источников излучения для организации контроля облучения персонала группы А устанавливаются уровни введения индивидуального дозиметрического контроля (Увк).
Для кожи и хрусталика нецелесообразно устанавливать значения УВК ниже 20 мЗв; решение об установлении значения Увк выше 20 мЗв, но ниже 50 мЗв, принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки; значения УВК не следует устанавливать выше уровня 50 мЗв.
7.4. Значение уровня регистрации, отнесенное к длительности периода контроля, равного одному году, УР, для хрусталика глаза равно 2 мЗв, а для кожи, кистей и стоп – 5 мЗв.
7.4.1. За значение эквивалентных доз внешнего облучения кожи и хрусталика следует принимать значения соответствующих операционных величин ИДК:
Нкожа = Нр (0,07);
Нстопы и кисти = Нр (0,07);
Нхрусталик = Нр (3).
8. Методы определения эквивалентных доз фотонного и бета- излучения в коже и хрусталике глаза.
8.1. При внешнем облучении организма бета- и фотонным излучением с энергией £ 30 кэВ максимальные значения эквивалентных доз формируются в коже открытых участков тела (лицо, кисти рук) и хрусталике глаза. Сложности дозиметрии бета- излучения объясняются особенностями процессов взаимодействия излучения с веществом - резкие изменения потоков и энергий от точки к точке по глубине поглотителя [6, 7, 8]. При фотонном излучении с энергией 1¸10 кэВ сечение взаимодействия резко возрастает за счет фотоэффекта с уменьшением энергии излучения. Потери энергии излучения на единице пути, а следовательно, и эквивалентные дозы, на один - два порядка больше, чем таковые гамма- излучения. Этими обстоятельствами и обусловлены трудности прямого измерения доз данного вида излучения, поскольку необходимо определять энерговыделение в толщинах поглотителя много меньших длины пробега излучения в веществе. Условно методы определения доз можно разделить на «расчетные», «расчетно-инструментальные» и «инструментальные».
8.2. При расчетах доз фотонного, электронного и бета-излучения методом Монте-Карло [9] с использованием программ типа [10] должны быть известны подробные данные по нуклидному составу, активности, форме и размерам источника и поглотителя, спектральному составу излучения, геометрии облучения и всем параметрам актов взаимодействия излучения со средой. Подобные расчеты позволяют получить достаточно точные данные по распределению поглощенной энергии в поглотителе.
8.3. Более простой способ расчета доз электронного и бета-излучения, позволяющий с приемлемой погрешностью (£ 10 %) определять дозы на различных толщинах тканеэквивалентного материала, заключается в использовании полуэмпирических соотношений, полученных для электронного и бета-излучения при различной геометрии облучения [11 - 13]. Очевидно, что использование расчетных методов для целей дозиметрического контроля достаточно проблематично, не только ввиду их трудоемкости, но и, что самое существенное, невозможности оперативного учета изменений в условиях облучения.
При изменении условий облучения и характера распределения радионуклидов по объему источника, что зачастую имеет место в практической работе с источниками, погрешности в определении эквивалентных доз могут составлять сотни процентов.
8.4. «Расчетно-инструментальный» способ определения доз в коже, используемый в практике работы с источниками ионизирующего излучения, заключается в том, что измеренная с помощью штатного радиометра плотность потока частиц умножается на выбранное значение дозы на частицу и время облучения.
(Следует заметить, что в НРБ - 76 критическим слоем кожи был принят слой толщиной 100 мг/см2 за покровным слоем 7 мг/см2, в НРБ - 76/87 толщины указанных слоев не приведены. Однако в том и другом документе (табл. 9 и 8.8 соответственно) были приведены дозы на частицу на глубине 7 мг/см2. При этом максимальное различие в значениях доз в диапазоне граничной энергии 0,2 - 0,6 МэВ не превышает 10 %. В таблице 10.8 НРБ-96 повторяются те же численные значения, что и в табл. 8.8 НРБ 76/87, несмотря на принятые изменения толщин экранирующего и чувствительного слоев. В таблицах 8.2 и 8.3 НРБ-99 приведены содержащиеся в 74-ой Публикации МКРЗ значения эквивалентной дозы, нормированные на единичный флюэнс моноэнергетических электронов для кожи лица и хрусталика. В таблице 8.4 представлены аналогичные данные при контактном облучении кожи бета-частицами с различной средней энергией).
Приведенные в НРБ табличные данные соотносятся с энергиями электронов при неизменных условиях облучения. Оценка энергетического спектра бета-излучения для использования данных табл. 8.2 является весьма не простой экспериментальной задачей. В том случае, если известна граничная энергия бета-спектра падающего излучения, в качестве грубой оценки эквивалентной дозы можно считать, что энергия всех электронов Е0 » 1/3 Егр. Определить дозы таким образом на другие слои кожи (на кожу ладоней) не представляется возможным. На практике, когда существует неравномерность распределения нуклидов по глубине и поверхности излучателя, резко изменяющаяся во времени геометрия облучения и, как следствие, различие в потоках и энергиях бета-излучения, корректное определение доз таким способом невозможно. В случае аварийной ситуации измерение плотности потоков частиц становится проблематичным ввиду того, что существующие в службах РБ предприятий радиометры позволяют измерять плотность потока частиц не более 103 част/см2 мин при гамма-фоне не выше 10-2 Гр/ч.
Определение эквивалентных доз в коже и хрусталике при фотонном облучении с Е £ 10 кэВ аналогичным образом с помощью штатной дозиметрической аппаратуры и данных таблиц 8.6 и 8.7 зачастую невозможно, т.к. нижний порог энергетической чувствительности большинства приборов составляет ³ 20 кэВ. Приведенные табличные значения соответствуют энергиям фотонов ³ 10 кэВ.
8.5. Очевидно, что наиболее приемлемым является «инструментальный» способ измерения доз излучения в приповерхностных тканях. Детекторы излучения должны моделировать энергопоглощение в чувствительных слоях ткани и отвечать следующим требованиям: тканеэквивалентность, широкий диапазон регистрируемых доз фотонного, электронного и бета-излучения во всем “практическом” диапазоне энергий, приемлемую для условий хронического и аварийного облучения погрешность измерения, автономность, удобство ношения на открытых участках кожи при выполнении производственных операций и (в зависимости от цены) многократность использования. Из всех известных методов дозиметрии: ионизационный, сцинтилляционный, фотографический, радиофотолюминесцентный и термолюминесцентный, последний в наибольшей степени удовлетворяет перечисленным требованиям.
8.5.1.Одной из наиболее удачных разработок 70-х годов являлся индивидуальный кожный дозиметр на основе стекла ИС-7 толщиной 0,4 мм, выпускавшийся в ограниченных количествах к комплекту ИКС-А [14]. Детектор, входивший также в состав дозиметров “Гнейс” ПСТ (пластина стеклянная тонкая), экранированный защитной пленкой толщиной 7 мг/см2, позволял измерять дозы бета-излучения от 0,003 до 10 Гр с граничной энергией > 500 кэВ в слое 100 мг/см2 ,что соответствовало действовавшим в то время НРБ. При наличии сопутствующего фотонного излучения с энергией < 120 кэВ, требовалось провести измерение еще двух детекторов для компенсации зависимости чувствительности от энергии фотонного излучения. Определять этим дозиметром дозы в слоях < 100 мг/см2 и использовать для измерения доз в коже пальцев рук не представлялось возможным ввиду конструктивных особенностей.
8.5.2. Серийно выпускавшийся комплект дозиметров термолюминесцентных КДТ-02 [15] имел в своем составе носимую кассету ДПС-11, в состав которой входили детекторы ТЛД-400, экранированные пленкой толщиной » 7мг/см2. Кассета являлась не средством измерения доз в коже, а индикатором излучения, т.е. показания детекторов могли использоваться только для определения наличия или отсутствия «слабопроникающего» излучения.
8.5.3. Предпринимаемые разработки по созданию кожного дозиметра на основе тканеэквивалентных ТЛД типа ДТГ-4 - монокристалл фтористого лития [16, 17] с применением разностного метода измерения дозы на глубине 7 мг/см2 не дали положительных результатов, поскольку разностному методу присуща большая величина погрешности измерения и, кроме того, его применение возможно только при граничной энергии бета-излучения > 1 МэВ. При наличии сопутствующего фотонного излучения погрешность измерения дозы ³ 200 %. Конструктивные особенности дозиметров также не позволяли измерять дозы в коже пальцев рук при выполнении производственных операций. (Этим недостатком обладали все «кожные» дозиметры в виде перстней с прессованными или монокристаллическими детекторами).
9. Технические требования к средствам ИДК облучения кожи и хрусталика глаза.
9.1. ИДК внешнего облучения заключается в определении эквивалентных доз на основании результатов индивидуальных систематических измерений операционных величин с помощью индивидуальных дозиметров внешнего облучения.
9.2. Устройство дозиметра должно позволять измерять эквивалентные дозы в слое » 5мг/см 2 за покровными слоями » 5мг/см 2 и 40мг/см 2 (открытые участки кожи и кисти рук) и в слое » 200 мг/см2 за покровным слоем » 300 мг/см2 при хроническом облучении.
9.3. Диапазон измеряемых доз представлен в таблице 9.1. Значения пределов диапазона установлены из следующих соображений. При текущем контроле облучения кожи и хрусталика Нормы регламентируют только годовой уровень облучения. Поэтому нижняя граница диапазона определяется как 0,5 ПДА, а верхняя – 10 ПДА.
Оперативный контроль распространяется на одну рабочую операцию – смену.
Таблица 9.1. Диапазон измеряемых доз в коже и хрусталике.
|
Вид контроля |
Диапазон измерений доз, мЗв. |
|
|
Кожа |
Хрусталик |
|
|
Текущий |
(2…5000) |
(0,5…1500) |
|
Оперативный |
(2…5000) |
(0,1…1500) |
9.4. Погрешность измерений.
Допустимые суммарные погрешности определения индивидуальных эквивалентных доз внешнего фотонного и бета – (электронного) излучения с учетом нелинейности энергетической зависимости и т.д. представлены в таблице 9.2. (см. МУ 2.6.1.25 – 2000).
Таблица 9.2. Допустимые суммарные погрешности определения индивидуальных эквивалентных доз при ИДК внешнего фотонного и бета – (электронного) облучения.
|
Условия определения |
Фотоны |
Электроны |
|
На уровне пределов дозы |
+50% -33% |
+100% -50% |
|
На уровне 1/5 основных пределов дозы |
+100% -50% |
+170% -65% |
|
На уровне регистрации дозы |
+180% -64% |
+273% -73% |
Значения погрешностей должны быть указаны в технической документации на средство измерения.
9.5. Энергетическая зависимость чувствительности
Энергетическая зависимость чувствительности дозиметров по поглощенной (эквивалентной) дозе в «практическом» диапазоне энергий бета – частиц, электронов и фотонов должна быть в пределах ± 35 %.
Дополнительная погрешность за счет отличия энергетической зависимости от рекомендуемой временно не нормируется (МУ 2.6.1.25 – 2000).
9.6. Угловая зависимость чувствительности.
Угловая зависимость чувствительности дозиметра должна быть приведена в эксплуатационной документации. Рекомендуемая угловая зависимость чувствительности для фотонов, в частности, приведена в МУ 2.6.1.25 – 2000. Дополнительные данные приведены в Приложении З настоящих МУ.
Дополнительная погрешность за счет отличия угловой зависимости от рекомендуемой временно не нормируется (до накопления опыта МУ 2.6.1.25 – 2000).
9.7. Требования к конструктивному исполнению дозиметров.
Корпус дозиметра для измерения доз на открытых участках кожи (за исключением кожи пальцев рук и ладоней) должен иметь размеры не более: ширина – 40 мм, длина – 40 мм, толщина – 30 мм и изготовлен из тканеэквивалентного материала. Корпус также должен быть жестким, гладким, ударопрочным, иметь устройство для крепления на спецодежде, а также цифровую индексацию.
Дозиметр для измерения доз в коже пальцев рук и ладоней должен быть гибким, легко закрепляемым на фалангах пальцев и не должен создавать дополнительных неудобств при выполнении производственных операций.
Корпуса дозиметров должны обеспечивать защиту детекторов от пыли, влаги, света и легко дезактивироваться при радиоактивном загрязнении.
10. Термолюминесцентные индивидуальные дозиметры кожи пальцев рук, лица и хрусталика глаза.
10.1. Принцип устройства дозиметра для измерения доз в коже и хрусталике глаза.
В НРБ - 99 впервые введена доза аварийного облучения кожи 3 Гр за двое суток, при которой необходимо срочное вмешательство. При этом не указывается критическая структура, в которой формируется доза, что позволяет принимать за таковую базальный слой. Однако, реакция кожи на острое (аварийное) облучение зависит не только от дозы в базальном слое, но и от характера ее распределения по глубине нижележащих слоев с кровеносными и лимфатическими сосудами, нервными окончаниями, а также придатками - волосяными фолликулами и железами, обеспечивающими ее нормальное функционирование (см. рис. 6.1).
На основе результатов радиобиологических исследований был предложен метод количественной оценки степени поражения кожи по дозиметрическим данным при остром однократном облучении, который предполагает необходимость определения глубинного дозового распределения с последующей оценкой доли выживших базальных клеток по всей глубине кожи [2, 18].
Подробно метод количественной оценки степени поражения кожи при остром аварийном облучении содержится в МУ, посвященных вопросу аварийной дозиметрии кожи.
Представляется, что данный метод оценки наиболее адекватно отражает реакции кожи на аварийное облучение и позволяет принимать необходимые медицинские меры. Таким образом индивидуальный дозиметр должен позволять не только определять уровни облучения кожи при нормальных условиях работы с источниками ионизирующего излучения в слое 5 мг/см2 за слоем 5 (40) мг/см2, но оценивать глубинное распределение доз при аварийном облучении доз до толщины » 500 мг/см2 . Для выполнения этих требований дозиметр должен содержать несколько тонких тканезквивалентных детекторов толщиной » 5¸10 мг/см2, расположенных за различными слоями тканеэквивалентного поглотителя.
10.2. Для измерения эквивалентных (поглощенных) доз бета – и фотонного излучения при хроническом и аварийном облучении кожи и хрусталика глаза разработаны два типа дозиметров – для кожи лица и хрусталика глаза (тип А), – для кожи пальцев рук (тип В) [19, 20].
10.3. В дозиметрах используют тонкие эластичные тканеэквивалентные термолюминесцентные детекторы типа ТТЛД-580 толщиной »10 мг/см2 (»100 мкм), изготовленные из гомогенной композиции мелкодисперсного термолюминофора MgB4O7 и полиимидной смолы марки ПМ-1 [19] и детекторы типа ДТГ-4 [16].
Анализ глубинных дозовых распределений бета-излучения в тканеэквивалентном материале в диапазоне граничных энергий Е bгр 150 –3500 кэВ, полученных с помощью образцовой экстраполяционной камеры, свидетельствует о том, что с погрешностью £ 7 % распределение дозы в слое 10 мг/см2 может быть аппроксимировано прямой даже при Е bгр =150 кэВ. Таким образом, среднее значение дозы в слое 10 мг/см2 будет соотноситься с серединой толщины детектора, т.е. с глубиной 5 мг/см2. Основные дозиметрические параметры детекторов ТТЛД-580 следующие:
- диапазон регистрируемых доз – (2 – 90000) мЗв; диапазон регистрируемых энергий DЕg,х = (7 ¸ 3000) кэВ; DЕb,гр = (150 ¸ 3500) кэВ;
- максимальное отклонение зависимости чувствительности от энергии фотонного излучения + 25 % при Еg,х @ 30 кэВ; спад информации при хранении облученных детекторов 18 % за 90 суток.
- различие чувствительности по поглощенной (эквивалентной) дозе бета- и гамма- излучения в указанных диапазонах энергий не превышает 10%.
Рис. Зависимость чувствительности ТТЛД-580 от дозы излучения
Зависимость чувствительности детекторов ТТЛД-580 от дозы излучения представлена на рисунке 1.10.
Основные параметры детекторов ДТГ-4: толщина 1 мм, диаметр 5 мм; диапазон энергий фотонного излучения – (0,015¸3) МэВ; диапазон доз – (50 ¸107) мкЗв; потеря информации при хранении не более 5 % в год; число циклов использования детекторов не менее 500.
10.4. Устройство предлагаемых дозиметров
На рисунке 2.10. представлено устройство индивидуальных дозиметров для измерения эквивалентных доз в коже лица и хрусталике (А) и для измерения доз в коже пальцев рук (В). Дозиметр типа (А) представляет собой составную кассету из ударо – прочного, химически– и радиационно– устойчивого, тканеэквивалентного материала арилокс марки 2128. Внутри корпуса находятся, вращающиеся на одной оси, подложки – поглотители, толщиной 50, 90 и 110 мг/см2, на которые помещаются детекторы ТТЛД-580. Толщина защитного входного окна, за которым располагается первый детектор, составляет 2 мг/см2.
Детектор ДТГ-4 расположен на глубине 300 мг/см2 и служит для измерения доз в хрусталике глаза. Дозиметр может крепиться на шапочке, воротнике халата или комбинезона.
Дозиметр типа (В) состоит из набора детекторов ТТЛД-580, разделенных тканеэквивалентными поглотителями, толщина которых выбраны таким образом, чтобы первые два детектора измеряли дозу на глубине 38 и 50 мг/см2, а остальные детекторы на глубинах 92 и 155 мг/см2. Набор детекторов запаян в полиэтиленовый конверт и помещен на самоклеющуюся основу, с помощью которой он крепится на внутренней стороне фаланг пальцев рук.
Рис. 2.10. Устройство индивидуальных дозиметров для измерения доз в коже лица и хрусталика (тип А) и кожи пальцев рук (тип В).
Комплект индивидуальных дозиметров для измерения доз в коже лица и хрусталике (А) и для измерения доз в коже пальцев рук (В) при хроническом и аварийном облучении занесен в Госреестр средств измерения № 22306-01.
11. Измерение показаний дозиметров. Термоотжиг детекторов, градуировка.
11.1 Измерение показаний детекторов ТТЛД-580 должно осуществляться на установках регистрации термолюминесценции, обеспечивающих надежный постоянный тепловой контакт между нагревателем и детектором во всей его площади во время измерения. Для измерения может быть использован пульт УПФ-02 из комплекта КДТ-02 после модернизации блока ФЭУ с загрузочным устройством и блоков термостабилизации и таймера. Могут быть использованы приборы зарубежных фирм типа Harshow-2000, работающие не в автоматическом режиме.
В настоящее время на АЭХК, г. Ангарск ведется разработка комплекта АКИДК 401 (прототип [21]) для измерения показаний указанных выше дозиметров в полуавтоматическом режиме. Выпуск опытной партии комплекта предполагается в 2002 г.
11.2. Для повторного использования измеренных детекторов проводится их термотжиг при температуре 290 °С в течение одного часа. Детекторы размещаются в один слой между пластинами фторопласта 4 марки А толщиной (5¸15) мм, которые затем стягиваются с небольшим усилием металлическими пластинами толщиной (3–5) мм и помещаются в термошкаф. При истечении времени отжига детекторы охлаждаются в термошкафу до температуры » 100 °С, а затем охлаждаются на воздухе до комнатной температуры и извлекаются из плит. При работе с детекторами следует избегать люминесцентного освещения и попадания на них прямого солнечного света, а также соблюдать все правила работы с ТЛД.
11.3.
Градуировка детекторов по эквивалентной дозе излучения, т.е. определение
отношения показаний детекторов к эквивалентной дозе Нт,р,
может проводиться как в полях фотонного, так и бета – излучения. В том случае,
если неизвестна величина разброса чувствительности детекторов в партии, следует
предварительно отобрать партию детекторов с разбросом по чувствительности » 10% (за исключением детекторов входящих в
комплект АКИДК 401). При выбранном режиме нагрева производят измерения фоновых
значений (8¸10) штук
неэкспонированных и отожженных детекторов и определяют среднеарифметические
значение 
.
При
градуировке по фотонному излучению в качестве источников на практике преимущественно
используют Со-60 и Cs-137. Детекторы необходимо облучать за слоем
тканеэквивалентного материала толщиной (3 – 5) мм. Партию детекторов 8–10 штук
облучают в условиях электронного равновесия известной дозой в диапазоне от 0,01
до 1 Гр и определяют среднеарифметическое показание 
.
Значение Кд определяется из выражения:
,
где: 
- среднеарифметическое значение
показаний детекторов, облученных дозой Д;
- среднеарифметическое значение
показаний необлученных детекторов.
По полученным результатам измерений рассчитывается стандартное отклонение s, которое характеризует ошибку отдельного измерения [22].
Для градуировки детекторов ТТЛД-580 по бета – излучению можно использовать источники на основе Sr-90 + Y-90 типа БИС-40. Предварительно должно быть определено глубинное дозовое распределение на заданном расстоянии от поверхности источника либо определенное с помощью экстраполяционной камеры, либо камеры с фиксированным воздушным зазором (» 1 мм) между электродами. «Сэндвич» детекторов помещается на источник таким же образом, как помещались тканеэквивалентные поглотители при измерениях камерой (см. рисунок 1.11).
Рис. 1.11. Схема градуировочного облучения детекторов ТТЛД-580 в поле b - излучения.
По результатам измерений экстраполяционной камерой строится кривая глубинного дозового распределения и затем определяется доза в последовательных слоях, равных толщине детектора ТТЛД-580. В связи с малой толщиной детектора можно принять, что доза в слое » 10 мг/см2 изменяется по линейному закону, что позволяет достаточно просто определить среднюю дозу в слое. Показания детекторов, из которых вычтено среднее значение фона, отнесенные к середине их толщины, соотносятся с данными глубинного дозового распределения. Среднее значение отношения показаний каждого детектора к значению дозы на середине его толщины в соответствующем слое дозового распределения будет равно Кд:
Где: Ni - показания детектора, отнесенное к середине его толщины,
- среднее показание необлученных
детекторов,
n - количество измеренных детекторов,
Дi - среднее значение дозы в i-ом детекторе
11.4. В зависимости от типа регистрирующего устройства результат измерений в виде показаний стрелочного прибора, числа импульсов, величины заряда нормируется на предварительно определенное значение соответствующего дозового коэффициента. Тогда значение измеренной дозы будет равно:
где Ni - результат измерения.
На основании полученных результатов определяется погрешность измерения s.
Если регистрирующее устройство оснащено микропроцессором, либо имеет связь с ЭВМ, обработка результатов, контроль стабильности тракта регистрации и его регулировка осуществляется автоматически.
12. Метрологическое обеспечение контроля облучения кожи и хрусталика глаза.
12.1. Метрологическое обеспечение дозиметрического контроля, ДК, должно решать следующие задачи:
- Обеспечение единообразия применяемых при ДК величин и их единиц, а также основных понятий;
- Получение достоверных результатов ДК с корректной оценкой неопределенности измерений и обеспечение прослеживаемости измерений;
- Надлежащий контроль качества измерений при ДК.
12.2. Методики выполнения измерений должны соответствовать ГОСТ Р 8.563-96 «ГСИ. Методики выполнения измерений» с учетом рекомендаций Государственной системы обеспечения единства измерений «Методики радиационного контроля. Общие требования» МИ 2453-2000, «Разработка и аттестация методик выполнения измерений» МИ 2377-96.
12.3. Измерительные средства должны быть допущены к применению в установленном Госстандартом России и Госатомнадзором России порядке ГОСТ Р8.000-2000 ГСИ. «Основные положения», ПР 50.2.009-94. ГСИ «Порядок проведения испытаний и утверждения типа средств измерений». Аттестация, поверка и градуировка индивидуальных дозиметрических систем проводится в соответствии с нормативными документами и методическими указаниями Госстандарта РФ, в том числе с ГОСТом Р8.594-2002 ГСИ «Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения».
12.4. С целью проверки точностных характеристик систем ИДК, методик градуировки индивидуальных дозиметров используемых на предприятиях Минатома и обеспечения единства измерений необходимо проведение периодических сличений их (например, раз в два года).
12.5. Для переноса единицы мощности поглощенной дозы бета- излучения от эталона к рабочим средствам измерения могут быть применены источники типа ОДИБИ [23] (см. Приложение 4) с радионуклидами 99Tc, 204Tl, 90Sr+90Y, 106Ru+106Rh. Номинальные значения мощности дозы вблизи его поверхности - 20 сГр/мин и 200 сГр/мин.
13. Определение индивидуальных доз в коже и хрусталике глаза
13.1. Объем индивидуального дозиметрического контроля за облучаемостью кожи и хрусталика глаза при хроническом облучении персонала определяется службами РБ предприятий, исходя из специфики выполняемых операций и данных по радиационной обстановке. В первую очередь дозиметры двух типов (А и В) должны выдаваться персоналу, занятому на выполнении ручных операций с источниками бета-гамма-излучения и ремонтно-профилактических работах с загрязненным оборудованием. Периодичность контроля определяется из условий работы и может быть установлена по предварительно полученным данным фантомных измерений, либо с использованием радиометрической аппаратуры. Например, если установлено, что значения доз при выполнении рутинных операций за квартал будут < 0,25 ПД, приемлем квартальный период контроля. В этом случае из дозиметра типа (В) извлекаются и измеряются первые два детектора. Если разница в измеренных значениях доз не превышает 15%, фиксируется среднее значение дозы, которое заносится в личную карточку ИДК. Если показания первого детектора превышают показания второго более чем на 15%, в карточке фиксируется доза, измеренная первым детектором.
В дозиметре типа (А) проводятся измерения первых двух детекторов и последнего детектора ДТГ-4, имитирующего энергопоглощение в хрусталике глаза.
13.1.1. Измерения показаний двух первых детекторов проводятся с целью повышения достоверности определения дозы в базальном слое. Фиксация доз по первым детекторам выполняется так же как описано выше, а по показаниям ДТГ-4 в учетную карточку заносится доза, поглощенная в хрусталике. Все детекторы из дозиметров обоих типов извлекаются из корпусов, подвергаются термоотжигу и вновь помещаются в корпуса для дальнейшего использования. В тех случаях, когда значения доз превышают 0,25 ПД, проводится измерение показаний всех детекторов и результаты заносятся в учетную карточку.
13.2. В случае возникновения радиационного инцидента или аварийной ситуации, связанной с нарушением технологического процесса и распространением источников бета-гамма-излучения, объем контроля может существенно возрасти. Решение о необходимой контролируемой численности персонала принимается руководством службы РБ предприятия, исходя из данных радиационной обстановки и необходимого объема работ по ликвидации последствий аварии (инцидента). При этом измерение показаний всех детекторов дозиметров обоих типов у той части персонала, которая была ими оснащена, осуществляется сразу же после аварии, а измерения дозиметров у персонала, привлекаемого к работам по ликвидации, проводится по выполнении сменного задания, либо отдельных видов работ. Предварительно следует провести измерения уровней поверхностного загрязнения кассет дозиметров и при необходимости провести их дезактивацию (для типа А), либо провести их замену. Все результаты измерений заносятся в индивидуальную карту учета доз. Процедура повторного использования дозиметров описана выше. Если измеренное значение дозы первыми двумя детекторами больше 2 Гр, в этом случае строится кривая глубинного дозового распределения и, как описано в [18], проводится оценка степени поражения.
В Приложении 1 приведен пример оценки степени поражения кожи по дозиметрическим данным.
14. Библиографические данные.
1. Публикация 23 МКРЗ «Человек. Медико-биологические данные». Доклад рабочей группы Комитета 2 МКРЗ по условному человеку. Пер. с англ. Ю.Д. Парфенова. М. Медицина..
2. Д.П. Осанов. Дозиметрия и радиационная биофизика кожи.Изд.2. М. ЭАИ. 1990. 231 с.
3. Публикация 59 МКРЗ «Биологические основы ограничения доз в коже». Доклад рабочей группы Комитета 1 МКРЗ. пер. с англ. Е.Д Плотниковой, Д.П. Осанова. М. РАДЭКОН.1996.
4. Whitton J.T. New Values for Epidermal and Thickness and Their Importance. Hlth Phys. 1973, v.24, p.p. 1-8.
5. МУ 2.6.16 – 00 – Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения.
6. Экспериментальная ядерная физика. Под ред. Э. Сегре. т.1. ИЛ.М.1955.662.с.
7. Радиационная дозиметрия. под ред. Д. Хайна, Г. Браунела.ИЛ.М.1958.758 с.
8. В.Ф. Баранов. Дозиметрия электронного и бета-излучения. МИФИ. М. 1969. 60с.
9. Berger M. N.B.S. Circular 187. Washington. 1963
10. J.F. Briesmeister, Ed., MCNP-4 General Monte Carlo, Vertion 4, Los Alamos National Laboratory report, L-12625,1995
11. Радзиевский Г.Б., Осанов Д.П. Сб.»Вопросы дозиметрии и защиты от излучений». Вып. 3. М. АИ. 1964.125- 132 с.
12. Бочкарев В.В., Комаров Н.А., Радзиевский Г.Б., Тимофеев Л.В. Распределение поглощенной энергии от источников бета-излучения в тканеэквивалентных средах. Мед. радиология. 1974, т.19, N 12,с.50-56.
13. Радзиевский Г.Б. Методы дозиметрии бета – излучения для однородных и гетерогенных сред. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. Москва 1985 г. Институт биофизики.
14. И.А. Бочвар, Т.И. Гимадова, И.Б. Кеирим-Маркус и др. Метод дозиметрии ИКС. М, АИ.1977. 221 с.
15. Комплект дозиметров термолюминесцентных КДТ-02М. Описание и инструкция по эксплуатации.
16. Синников Л.Л., Непомнящих А.И. и др. Средство измерения повышенной точности на основе монокристаллов LiF. Симпозиум Люминесцентные приемники и преобразователи ионизирующего излучения. Тарту.1987, с.75
17. Монокристаллические детекторы на основе фтористого лития. А.И. Непомнящих, С.Н. Мироненко и др. АЭ. Т. 58.1985, с 257
18. Методические рекомендации “Определение степени тяжести лучевого поражения кожи после аварийного, однократного облучения по дозиметрическим данным”. Д.П. Осанов, В.П. Панова. МЗ СССР. М.1984.
19. Индивидуальные дозиметры для измерения эквивалентных доз в коже пальцев рук, лица и хрусталика глаза при хроническом и аварийном облучении. Т.И. Гимадова, А.И. Шакс и др. АНРИ №3.2001г. с.20-27.
20. Осанов Д.П., Шакс А.И. Уровни облучения поверхностных тканей у персонала при работах по ЛПА на ЧАЭС. Вестник АМН, №2, 1992,с.26-30.
21. В.Г. Гусев, В.Г. Степанов, А.И. Шакс. Универсальная установка термолюминесценсции. 4. Всесоюзн. Симпозиум «Люминесцентные приемники и преобразователи рентгеновского излучения. Иркутск. 1982. С.81.
22. Д. Тейлор. Введение в теорию ошибок. М. Мир.1985. 272с.
23. И.А. Уряев, НПО «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева» Методические указания. Источники бета-излучения плоские дозиметрические образцовые и рабочие. Методика поверки. МИ 1774-87. Ленинград. 1988 г.;
24. А.В. Бибергаль, У.Я. Маргулис, Е.И. Воробьев. Защита от рентгеновских и гамма-лучей. Медгиз. М.1960.272 с.
25. О.Ф. Немец, Ю.В. Гофман. Справочник по ядерной физике. Наукова Думка.Киев.1975.
26. А.Т.Nelms. Energy Loss and Range of Elektrons and Positrons. National Bureau of Standards Circular 577. Issued July 26.1956
27. В.П. Машкович, А.В. Кудрявцева. Защита от ионизирующих излучений. Спр.М.ЭАИ.1995
Приложение 1
(рекомендуемое)
Пример оценки степени поражения кожи по дозиметрическим данным.
В таблице 13.1 представлены данные измерений дозиметра типа (А).
Таблица П.1
Результаты измерений детекторов дозиметра типа А при аварийном облучении
|
Х, мг/см2 |
7 |
17 |
7 7 |
177 |
402 |
|
D, Гр |
15,2 |
13,6 |
5,9 |
2,2 |
0,21 |
На основании полученных данных строится кривая глубинного дозного распределения, как показано на рис. 1П1.
Рис. Распределение доз в коже, измеренное с помощью дозиметра типа (А)
Относительная зависимость выживших базальных клеток от дозы излучения [18] представлена на рис. 2П1.
Рис. Зависимость выживаемости базальных клеток от дозы излучения, отн. ед.
В общем случае количество выживших базальных клеток будет равно:
S = ò S (Dx) dN/dh dx
где: S (Dх) - доля выживших клеток при дозе Ddh,
dN/dh - количество клеток на глубине h (кривая 1, рис.3П1).
Нормируя кривую плотности распределения на значения S (Dh), получаем распределение выживших клеток (кривая 2 рис.3П1).
Отношение площадей полученного и исходного распределений клеток S / S0 характеризует степень поражения кожи, которое определяется на основе данных таблицы 2.
Таблица П.2
Соотношение между долями выживших базальных клеток и степенью тяжести лучевого поражения кожи после острого однократного облучения
Рис. Плотность распределения базальных клеток по глубине кожи в норме (кривая 1) и после облучения (кривая 2)
В рассматриваемом случае отношение S/S0 равно 0,31, что соответствует 2-ой степени поражения.
Кривая
глубинного дозового распределения может быть использована для грубой оценки
энергии излучения. Аппроксимируя данную кривую прямой, в предположении
бета–облучения можно оценить значение коэффициента поглощения, который в данном
случае равен 9,9г/см2. Отсюда Егр » 
» 1,8 МэВ.
Приложение 2
(рекомендуемое)
Программа расчета доли выживших базальных клеток для оперативной оценки степени лучевого поражения кожи
dimension t(23),s1(23)
dimension vit(14),dv(14)
dimension dex(100),gl(100)
dimension xg(5),wg(5)
dimension a1(4),b1(4)
data t/1.,1.2,1.5,1.7,2.,2.5,3.,3.5,4.,4.5,5.,6.,6.5,7.,
* 8.,9.,10.,20.,30.,50.,100.,200.,250./
data s1/0.,0.,0.,0.,0.,0.062,0.437,0.74,0.975,0.975,0.75,0.437,
* 0.287,0.187,0.125,0.0875,0.056,0.0187,0.0187,0.018,0.0125,
* 0.0050,0./
data vit/1.,0.8,0.6,0.4,0.2,0.1,0.06,0.04,0.02,0.01,0.006,
* 0.004,0.002,0.001/
data dv/0.,5.,7.,9.5,12.,14.5,16.,17.5,20.,22.2,24.2,25.5,28.,
* 30./
data xg/-0.906180,-0.538469,0.,0.538469,0.906180/
data wg/0.236927,0.478629,0.568889,0.478629,0.236927/
data a1/2.,6.5,10.,100./
data b1/6.5,10.,100.,250./
nt=23
nv=14
ng=5
nf=30
nj=4
open(nf,file='int.in')
read(nf,*) n
do 1 i=1,n
read(nf,*) gl(i),dex(i)
1 continue
close (nf)
open(nf,file='sss.out')
aint=0.
bint=0.
do 100 j=1,nj
aint1=0.
bint1=0.
a=a1(j)
b=b1(j)
do 10 i=1,ng
xx=(a+b)/2.+(b-a)/2.*xg(i)
call interp(t,s1,nt,xx,yy)
www=wg(i)*(b-a)/2.
ss=www*yy
aint1=aint1+ss
call interp(gl,dex,n,xx,di)
call interp(dv,vit,nv,di,ww)
bs=ss*ww
yobl=yy*ww
write(nf,*) 'x=',xx,' y=',yy,' yobl=',yobl,' wg=',www
bint1=bint1+bs
10 continue
write(nf,*) ' int=',aint1,' intobl=',bint1
aint=aint+aint1 bint=bint+bint1
100 continue
eff=bint/aint
write(nf,*) 's1=',aint,' s2=',bint,' eff=',eff
close(nf)
stop
end
subroutine interp(x,y,n,xx,yy)
dimension x(1),y(1)
if(xx.lt.x(1)) yy=y(1)
if(xx.lt.x(1)) go to 100
if(xx.gt.x(n)) yy=y(n)
if(xx.gt.x(n)) go to 100
do 1 i=1,n
if(x(i).ge.xx) go to 2
1 continue
2 y1=y(I-1)
y2=y(i)
x1=x(i-1)
x2=x(i)
yy=y1+(y2-y1)*(xx-x1)/(x2-x1)
100 continue
return
end _
Приложение 3
(рекомендуемое)
Соотношения доз в коже и хрусталике глаза при нормальном и изотропном падении излучения
Соотношения доз в коже и хрусталике глаза при нормальном и изотропном падении фотонного, электронного и бета-излучений различной энергии для оценки угловой зависимости чувствительности индивидуальных дозиметров при измерении эквивалентных доз в коже и хрусталике глаза.
Приложение 4
(рекомендуемое)
Характер ослабления бета – излучения в различных материалах.
При разработке методик выполнения измерений для контроля облучения персонала, и при разработке индивидуальных дозиметров, в том числе гетерогенных антропоморфных фантомов, а также при аттестации и градуировке дозиметрической аппаратуры по мощности поглощенной дозы и поглощенной дозе бета - излучения могут быть полезны данные авторов МУ по характеру ослабления бета – излучения с Егр = (225¸3500) кэВ в различных материалах (с Z от 6 до 92).
Геометрия измерений – плоский, «толстый», широкий источник вплотную к плоскому, «тонкому» детектору (экстраполяционная воздушная ионизационная камера, глубиной ~ 0,2 мм). Данные приведены на рисунках 1.П4 – 4.П4.
Рисунок 1.П4. Характер ослабления дозы бета-излучения «толстого» источника 90Sr +90Y по глубине поглотителя из различных материалов.
Рисунок 2.П4. Характер ослабления дозы бета-излучения «толстого» источника 204Tl по глубине поглотителя из различных материалов
Рисунок 3.П4. Характер ослабления дозы бета-излучения «толстого» источника 144Ce+144Pr по глубине поглотителя из различных материалов
Рисунок 4.П4. Характер ослабления дозы бета-излучения «толстого» источника 106Ru+106Rh по глубине поглотителя из различных материалов
Приложение 5
(рекомендуемое)
Табличные данные по эквиваленту дозы в коже и хрусталике в зависимости от энергии фотонного и электронного излучения
Размещение в одной таблице 1. П5, по соседству, значения операционных величин для кожи, глаза и всего тела и кроме того для разных геометрий, после соответствующих сопоставлений позволяют обратить внимание на следующее. Для интервала Еэл < 300 кэВ ПЗ геометрия облучения кожи более «травматична», нежели ИЗО геометрия. Для Еэд > 300 кэВ эти геометрии равнозначны. Аналогичные рассуждения для глаза: Еэл < 3 МэВ – ПЗ вносит больший вклад в дозу по сравнению с ИЗО геометрий и он выравнивается при Еэл > 3 МэВ. Кроме того, эффективный эквивалент дозы для Еэл > 3 МэВ превышает значения Нр (3) и Н(0,07); для меньших значений электронов – Нр (10) < Нр (0,07) < Нр (3).
Таблица 1.П.5. Рекомендуемые коэффициенты конверсии от флюенса к направленному эквиваленту дозы для моноэнергетических электронов при нормальном их падении.
|
Энергия, МэВ |
Н* (0,07)/Ф, нЗв·см2 |
Н* (3)/Ф, нЗв·см2 |
Н*(10)/Ф, нЗв·см2 |
||
|
ПЗ |
ИЗО |
ПЗ |
ИЗО |
ПЗ |
|
|
0,07 |
0,221 |
0,03 |
|
|
|
|
0,08 |
1,056 |
|
|
|
|
|
0,09 |
1,527 |
|
|
|
|
|
0,10 |
1,661 |
0,57 |
|
|
|
|
0,1125 |
1,627 |
|
|
|
|
|
0,125 |
1,513 |
|
|
|
|
|
0,15 |
1,229 |
|
|
|
|
|
0,20 |
0,834 |
0,56 |
|
|
|
|
0,30 |
0,542 |
|
|
|
|
|
0,40 |
0,455 |
0,43 |
|
|
|
|
0,50 |
0,403 |
|
|
|
|
|
0,60 |
0,366 |
|
|
|
|
|
0,70 |
0,344 |
0,37 |
0,000 |
|
|
|
0,80 |
0,329 |
|
0,045 |
0,08 |
|
|
1,00 |
0,312 |
0,35 |
0,301 |
0,075 |
|
|
1,25 |
0,296 |
|
0,486 |
|
|
|
1,50 |
0,287 |
|
0,524 |
|
|
|
1,75 |
0,282 |
|
0,512 |
0,019 |
0,000 |
|
2,00 |
0,279 |
0,32 |
0,481 |
|
0,005 |
|
2,50 |
0,278 |
|
0,417 |
0,22 |
0,156 |
|
3,00 |
0,276 |
|
0,373 |
|
0,336 |
|
3,50 |
0,274 |
|
0,351 |
|
0,421 |
|
4,00 |
0,272 |
0,32 |
0,334 |
0,26 |
0,447 |
|
5,00 |
0,271 |
|
0,317 |
|
0,430 |
|
6,00 |
0,271 |
|
0,309 |
|
0,389 |
|
7,00 |
0,271 |
0,32 |
0,306 |
0,29 |
0,360 |
|
8,00 |
0,271 |
|
0,305 |
|
0,341 |
|
10,00 |
0,275 |
0,32 |
0,303 |
0,3 |
0,330 |
Таблица 2.П.5. Поглощенная доза в хрусталике глаза на единицу воздушной кермы в свободном воздухе, ДТ/Кa, для моноэнергетических фотонов, падающих в различных геометриях на антропоморфный фантом человека.
|
Энергия фотонов (МэВ) |
ДТ/Кa (Гр/Гр) |
||||||
|
ПЗ |
ЗП |
Б |
ВР |
ИЗО |
|||
|
0.010 |
0.304 |
0.000 |
0.0880 |
0.114 |
0.0877 |
||
|
0.015 |
0.664 |
0.000 |
0.252 |
0.287 |
0.236 |
||
|
0.020 |
0.912 |
0.000 |
0.390 |
0.423 |
0.365 |
||
|
0.030 |
1.197 |
0.000 |
0.579 |
0.588 |
0.523 |
||
|
0.040 |
1.334 |
0.0186 |
0.718 |
0.694 |
0.639 |
||
|
0.050 |
1.419 |
0.0521 |
0.838 |
0.793 |
0.742 |
||
|
0.060 |
1.492 |
0.0837 |
0.930 |
0.886 |
0.812 |
||
|
0.070 |
1.536 |
0.122 |
0.988 |
0.958 |
0.857 |
||
|
0.080 |
1.550 |
0.156 |
1.023 |
0.999 |
0.882 |
||
|
0.100 |
1.530 |
0.193 |
1.049 |
1.030 |
0.907 |
||
|
0.150 |
1.425 |
0.241 |
1.024 |
1.017 |
0.894 |
||
|
0.200 |
1.357 |
0.262 |
1.020 |
0.994 |
0.868 |
||
|
0.300 |
1.280 |
0.295 |
1.015 |
0.958 |
0.846 |
||
|
0.400 |
1.232 |
0.333 |
1.013 |
0.935 |
0.839 |
||
|
0.500 |
1.199 |
0.369 |
1.012 |
0.921 |
0.836 |
||
|
0.600 |
1.174 |
0.401 |
1.010 |
0.913 |
0.835 |
||
|
0.800 |
1.138 |
0.453 |
1.007 |
0.908 |
0.837 |
||
|
1.000 |
1.113 |
0.495 |
1.004 |
0.909 |
0.843 |
||
|
2.000 |
1.047 |
0.618 |
1.005 |
0.943 |
0.878 |
||
|
4.000 |
0.995 |
0.723 |
1.015 |
0.995 |
0.917 |
||
|
6.000 |
0.967 |
0.775 |
1.022 |
1.024 |
0.936 |
||
|
8.000 |
0.946 |
0.807 |
1.028 |
1.044 |
0.950 |
||
|
10.000 |
0.931 |
0.833 |
1.034 |
1.063 |
0.963 |
||
Приложение 6
(рекомендуемое)
Использование детекторов ТТЛД-580 для оценки эффективной энергии падающего излучения.
Глубинные дозовые распределения могут быть использованы для оценок эффективных энергий падающего слабопроникающего излучения. С этой целью «сэндвич» детекторов ТТЛД-580 за различными толщинами поглотителя помещают в фантом, размеры и материал которого определяется конкретными условиями задачи. Общая толщина «сэндвича» должна быть не менее 5 г/см2 (принимая Zэф » 8), что соответствует длине пробега электронов с энергией до 8 МэВ и ослаблению фотонного излучения с энергией 30 кэВ в шесть раз в геометрии узкого пучка. В предложении, что глубинное дозовое распределение можно представить как:
где: Дoi – доза на поверхности i-ой эффективной энергии излучения,
mi – коэффициент поглощения i-ой эффективной энергии излучения,
графическим анализом дозовой кривой можно оценить значения коэффициентов поглощения и соответствующие им эффективные энергии [20–24].
На рисунке 1.П6. представлен пример оценки эффективной энергии излучения методом графического разложения глубинного дозового распределения на сумму экспонент при фантомных измерениях в «горячей» камере ПО «Маяк».
Рис. 1.П6. Пример оценки эффективной энергии излучения методом графического разложения дозовой кривой.
1 – з начения доз Д(х) по глубине фантома;
2 – D1(x) ~ e-mx (m =0,32 см2/г; Еg @ 25кэВ);
3 – Д(х) – D1(x);
4 – D2(x) ~ e-mx (m =2,5 см2/г; Еg @ 13 кэВ);
5 – D3 (x) = Д(х) – D1(x) - D2(x) ~ e-mx
(m = 25 см2/г; Еg @ 6 кэВ или Еb @ 0,9 мэВ).
Федеральное Управление
«Медбиоэкстрем»
Приложение 7.
(Обязательное).
Список исполнителей
Государственный научный центр –
Институт биофизики.
Контроль эквивалентных доз фотонного бета- излучения в коже и хрусталике глаза.
Методические указания
МУ 2.6.1.56- 2002
|
Заместитель директора |
О.А. Кочетков |
|
Зав. лабораторией метрологических исследований и стандартизации |
Н.А. Богданенко |
|
Исполнители: |
|
|
Стар. науч. сотр., канд. техн. наук. |
А.И. Шакс |
|
Зав. лаб. |
Т.И. Гимадова |
|
Вед. науч. сотр., канд. техн. наук, стар. науч. сотр. |
Л.В. Тимофеев |
Содержание
Предисловие
Введение
1. Область применения
2. Нормативные ссылки
3. Определения, условные обозначения
3.1. Определения
3.2. Условные обозначения
4. Цель контроля эквивалентных доз в коже и хрусталике глаза
5. Нормируемые величины облучения кожи и хрусталика глаза
6. Краткие сведения о структуре кожи и глаза человека
6.1. Структура кожи
6.2. Структура глаза
7. Виды дозиметрического контроля и уровни его введения
8. Методы определения эквивалентных доз фотонного и бета – излучения в коже и хрусталике глаза
9. Технические требования к средствам ИДК облучения кожи и хрусталика
10. Термолюминесцентные индивидуальные дозиметры кожи пальцев рук, лица и хрусталика глаза
11. Измерение показаний дозиметров. Термоотжиг детекторов, градуировка
12. Метрологическое обеспечение контроля облучения кожи и хрусталика глаза
13. Определение индивидуальных доз в коже и хрусталике глаза
14. Библиографические данные
15. ПРИЛОЖЕНИЕ 1 (рекомендуемое) Пример оценки степени поражения кожи по дозиметрическим данным
16. ПРИЛОЖЕНИЕ 2 (рекомендуемое) Программа расчета доли выживших базальных клеток для оперативной оценки степени лучевого поражения кожи
17. ПРИЛОЖЕНИЕ 3 (рекомендуемое) Соотношение доз в коже и хрусталике глаза при нормальном и изотропном падении излучения
18. ПРИЛОЖЕНИЕ 4 (рекомендуемое) Характер ослабления бета-излучения в различных материалах
19. ПРИЛОЖЕНИЕ 5 (рекомендуемое) Табличные данные по эквиваленту дозы в коже и хрусталике в зависимости от энергии фотонного и электронного излучения
20. ПРИЛОЖЕНИЕ 6 (рекомендуемое) Использование детекторов ТТЛД-580 для оценки эффективной энергии падающего излучения
21. ПРИЛОЖЕНИЕ 7. (обязательное) Список исполнителей