double arrow

ЗАЩИТА ОТ ВНЕШНЕГО И ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПРИ РАБОТЕ С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ, ПРИМЕНЯЕМЫМИ В МЕДИЦИНЕ

Широкое применение источников ионизирующего излучения в сфере повседневной жизни и деятельности человека, высокая биологическая эффективность излучения и ее гигиеническая значимость обусловливают необходимость гигиенической регламентации радиационного фактора окружающей среды с целью обеспечения радиационной безопасности населения.

Основным нормативным документом, регламентирующим уровни воздействия ионизирующих излучений в РФ, являются "Нормы радиационной безопасности (НРБ-96/99). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96". В настоящее время подготовлен проект Сан ПиН 2.6.1-99 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)". Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (биологические эффекты излучения, в отношении которых предполагается существование порога, выше которого тяжесть эффекта зависит от дозы. Проявления: лучевая болезнь. лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода) и стохастические эффекты (вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы (тератогенное, канцерогенное, мутагенное действие).

Любой вид ионизирующего излучения вызывает биологические изменения в организме как при внешнем ( источник излучения находится вне организма), так и при внутреннем облучении ( радиоактивные вещества попадают внутрь организма). При внешнем облучении степень чувствительности различных органов и тканей неодинакова. Наиболее чувствительными к воздействию являются зародышевые клетки и кроветворные органы, что лежит в основе ранней диагностики лучевой болезни. Важным фактором при действии ионизирующего излучения на организм является продолжительность облучения; с увеличением мощности эквивалентной дозы поражающее действие излучения возрастает. Чем длительнее период облучения во времени, тем меньше его поражающее действие. Степень поражения организма зависит от размера облучаемой поверхности; с уменьшением ее уменьшается и биологический эффект. Биологическая эффективность каждого вида ионизирующего излучения находится в зависимости от линейной плотности ионизации.a - частицы, обладающие самой высокой ионизирующей способностью, проникают через верхние слои кожи на глубину до 40 мкм, b- частицы - на 0,13 см, поэтому наружное облучение a- частицами не опасно. Опасны g и нейтронное облучение, которые проникают в ткань на большую глубину и разрушают ее, а также b - частицы и электроны с высокой энергией и сопровождающее их тормозное рентгеновское излучение.






При попадании радиоактивных веществ внутрь организма поражающее действие оказывают в основном источники a- излучения, а затем b- и g- активные вещества. a- частицы, имеющие наибольшую плотность ионизации, разрушают слизистую оболочку, выполняющую функцию защитного барьера по отношению к внутренним органам. Опасность радиоактивных элементов, попадающих внутрь организма, тем больше ,чем выше их активность. Радионуклиды с небольшой активностью вызывают незначительные изменения, и организм может быстро заменить разрушенные клетки. Степень опасности зависит также от скорости выведения радиоактивного вещества. Если радионуклиды, однотипны с теми элементами, которые человек потребляет с пищей (натрий, хлор, ка-

лий) ,то они не задерживаются на длительное время, а выделяются из организма вме-

сте с ними. Инертные радиоактивные газы (аргон, ксенон) попавшие через легкие в кровь, не являются соединениями, входящими в состав тканей, поэтому со временем полностью удаляются из организма. Некоторые радиоактивные вещества, попадая внутрь организма, распределяются более или менее равномерно, другие концентрируются в отдельных органах. Так, в костной ткани, откладываются источники a- излучения (радий, уран, плутоний), b- излучения (стронций, итрий), g- излучения (цирконий). Эти элементы , химически связанные с костной тканью, очень трудно выводятся из организма. Продолжительное время удерживаются в организме элементы с большим порядковым номером (полоний, уран). Элементы, образующие в организме легко растворимые соли и накапливаемые в мягких тканях, легко удаляются из организма. Радиотоксический эффект зависит от периода полураспада радионуклида.

Для обеспечения радиационной безопасности необходимо руководствоваться следующими принципами: непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения ( принцип нормирования); запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением (принцип обоснования); поддержание на возможно более низком уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения (принцип оптимизации). Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б); все население. Для категорий облучаемых лиц установлены основные дозовые пределы.

Нормируемые   величины   Дозовые   персонал , группа А пределы   лица из населения
Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год.   1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год.
Эквивалентная доза за год - в хрусталике - коже - кистях и стопах   150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв   15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв  

Примечание :Дозы облучения персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. Доза эквивалентная- поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения (Дж/кг или зиверт, Зв). Доза эффективная- величина, используемая, как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа и ткани: (единица измерения Дж/ кг, зиверт).

Для каждой категории облучаемых лиц допустимое годовое поступление радионуклида рассчитывается путем деления годового предела дозы на соответствующий дозовый коэффициент. Предел дозы - это величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне. Предел годового поступления - это допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

Потенциальная опасность радиационного объекта определяется его возможным радиационным воздействием на население при радиационной аварии. Потенциально более опасными являются радиационные объекты , в результате деятельности которых при аварии возможно облучение не только работников объекта, но и населения. Наименее опасными радиационными объектами являются те, где исключена возможность облучения лиц, не относящихся к персоналу. По потенциальной радиационной опасности устанавливается 4 категории объектов:

К I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите.

Во II категории объектов радиационное воздействие при аварии ограничивается территорией санитарно-защитной зоны. К Ш категории относятся объекты, радиационное воздействие которых при аварии ограничивается территорией радиационного объекта. К IV категории относятся объекты, радиационное воздействие от которых при авариях ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками излучения. Категорийность радиационных объектов должна устанавливаться на этапе их проектирования по согласованию с органами государственного надзора за радиационной безопасностью. Для действующих объектов категорийность устанавливается администрацией по согласованию с территориальными органами государственного надзора за радиационной безопасностью. Запрещается размещение организации или ее подразделения, осуществляющих работы с источниками излучения, в жилом здании или детском учреждении, кроме генераторов рентгеновского излучения с номинальным напряжением до 90 кВ , применяемых в стоматологической практике, размещение которых в таких зданиях должно быть согласовано с территориальным органом госсанэпиднадзора. Вокруг радиационных объектов I и II категорий устанавливается санитарно-защитная зона, а вокруг радиационных объектов I категории - также и зона наблюдения. Для объектов III категории санитарно-защитная зона ограничивается территорией объекта, а для IV категории зонирования не предусмотрено. Размеры санитарно-защитной зоны наблюдения вокруг радиационного объекта устанавливаются с учетом внешнего излучения, величины и площади возможного распространения радиоактивных выбросов и сбросов при нормальной эксплуатации и при радиационной аварии. Внутренняя граница зоны наблюдения всегда совпадает с внешней границей санитарно-защитной зоны. Радиус зоны наблюдения не должен превышать 30 км. Под санитарно-защитной зоной понимают территорию вокруг радиационного объекта, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения может превысить установленный предел дозы облучения населения. Зона наблюдения - это территория вокруг радиационного объекта за пределами санитарно- защитной зоны, где проводится радиационный контроль и на которой при возникновении проектной радиационной аварии может потребоваться проведение мер защиты населения.

В санитарно- защитной зоне и зоне наблюдения силами службы радиационной безопасности объекта должен проводиться радиационный контроль в соответствии с регламентом,

согласованным с территориальным органом госсанэпиднадзора.

Объекты, предназначенные для работ с источниками излучения, до начала их эксплуатации должны быть приняты комиссией, которая составляет акт приемки объекта. В нем для каждого помещения (участка, территории) указывается:

-при работе с открытыми источниками излучения: радионуклид, соединение, агрегатное состояние, активность на рабочем месте, годовое потребление, вид и характер планируемых работ, класс работ;

-при работе с закрытыми источниками излучения: радионуклид, его вид, активность, допустимое количество источников на рабочем месте и их суммарная активность, характер планируемых работ;

- при работе с устройствами, генерирующими ионизирующее излучение: тип устройства, вид, энергия и интенсивность излучения, анодное напряжение, сила тока, мощность, максимально допустимое число одновременно работающих устройств, размещенных в одном помещении.

В медицинской практике применяются как открытые, так и закрытые источники ионизирующего излучения. Радиологические отделения в зависимости от характера источников делятся на 4 группы:

1) отделения, где применяются закрытые источники с лечебной целью при внутритканевом, внутриполостном, аппликационном методе (Ra226, Co60).

2) отделения, где используются открытые радиоактивные источники с лечебной целью (I131, Au198, P32).

3) отделения, где используются открытые источники с диагностической целью (I131, P32 , Na24).

4) отделения дистанционной телегамматерапии.

Работа с закрытыми радионуклидными источниками и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение:

-устройство, в которое помещен радионуклидный источник, должно быть устойчиво к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям и должно иметь знак радиационной опасности. В нерабочем положении радионуклидные источники должны находиться в защитных устройствах, а установки должны быть обесточены.

- для извлечения радионуклида из контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом. При работе с источником, извлеченным из защитного контейнера, должны применяться защитные экраны и манипуляторы, а у источников, создающих мощность дозы более 2 мГр/ч на расстоянии 1м- специальные защитные боксы, шкафы с дистанционным управлением. Мощность дозы от переносных, передвижных, стационарных дефектоскопических, терапевтических аппаратов не должна превышать 20 мкГр/ч на расстоянии 1м от поверхности защитного блока с источником излучения. Рабочая часть стационарных аппаратов с неограниченным по направлению пучком излучения должна размещаться в отдельном помещении (в отдельном здании или крыле здания); материал и толщина стен, пола, потолка при любых положениях источника и направления пучка должны обеспечивать ослабление излучения в смежных помещениях и на территории организации до допустимых значений. Пульт управления аппаратом должен располагаться в отдельном от источника излучения помещении. Входная дверь должна блокироваться с механизмом перемещения источника излучения так, чтобы исключить возможность облучения персонала. При работе с закрытыми радионуклидными источниками специальные требования к отделке не предъявляются. При использовании мощных радиационных установок и хранении источников излучения в количествах, приводящих к накоплению в воздухе помещений токсических веществ оборудуется приточно-вытяжная вентиляция с преобладанием вытяжки над притоком.

Работа с открытыми радионуклидыми источниками излучения.

Радионуклиды, как потенциальные источники внутреннего облучения, разделяются по степени радиационной опасности на 4 группы в зависимости от минимально значимой активности (МЗА).

Группа А - радионуклиды с МЗА 103 Бк

Группа Б - радионуклиды с МЗА 104-105Бк

Группа В - радионуклиды с МЗА 106-107Бк

Группа Г - радионуклиды с МЗА 108 и более

Все работы, с использованием открытых источников разделяются на 3 класса:

Класс работ Суммарная активность на рабочем месте (Бк)
I класс более 108
II класс от 105 до 108
III класс от 103 до 105
   

Класс работ устанавливается в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте. Комплекс мероприятий по радиационной безопасности при работе с открытыми источниками излучения должен обеспечить защиту персонала от внутреннего и внешнего облучения, предотвращать загрязнение воздуха и поверхностей рабочих помещений, кожных покровов и одежды персонала, а также объектов окружающей среды- воздуха, почвы, растительности и др. как при нормальной эксплуатации, так и при проведении работ по ликвидации последствий радиационной аварии. Ограничение выхода радионуклидов в рабочие помещения и окружающую среду должно обеспечиваться использованием системы статических ( оборудование , стены и перекрытия помещений) и динамических (вентиляция и газоочистка) барьеров. Во всех организациях, в которых проводится работа с открытыми источниками излучения, помещения для каждого класса работ должны сосредоточиваться в одном месте. Работы III класса должны проводиться в отдельных помещениях, соответствующих требованиям, предъявляемым к химическим лабораториям. Работы связанные с возможностью радиоактивного загрязнения воздуха (операции с порошками, растворами, летучими веществами) должны проводиться в вытяжных шкафах. Работы II класса должны проводиться в помещениях, изолированных от других помещений. Они оборудуются вытяжными шкафами, боксами, санитарным пропускником и шлюзом, а также пунктом радиационного контроля на выходе. Работы I класса должны

проводиться в отдельном здании или изолированной части здания с отдельным входом через санпропускник. Помещения оборудуются боксами, камерами или другим герметичным оборудованием. Для снижения уровней внешнего облучения персонала от открытых источников излучения должны использоваться системы автоматизации, дистанционого управления, экранирование источников и сокращение времени рабочих операций. Полы, стены, потолки должны быть покрыты слабосорбирующими материалами, стойкими к моющим средствам. Края покрытий должны быть подняты и заделаны заподлицо со стенами, углы помещений должны быть закруглены; полотна дверей переплеты окон должны иметь простейшие профили. Площадь помещений в расчете на одного работающего должна быть не менее 10 м2 . Оборудование, мебель должны иметь гладкую поверхность, слабосорбирующую поверхность, маркировку. Количество радиоактивных веществ на рабочем месте должно быть минимально необходимым для работы. Работы выполняются в герметичных камерах и боксах. Удаляемый из них загрязненный воздух перед выбросом в атмосферу должен подвергаться очистке. Отопление должно быть водяным или воздушным. Должна быть предусмотрена система специаль-

ной канализации для дезактивации сточных вод. Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию бывают жидкие (органические и неорганические жидкости, пульпы, шламы); твердые (материалы, изделия, оборудование, отвержденные жидкости); газообразные (радиоактивные газы, аэрозоли). По удельной активности отходы делятся на 3 категории:

Категории отходов   Удельная b-,g- излучающие нуклиды активность a- излучающие нук- лиды Бк/кг, Бк/л трансурановые нук- лиды
низкоактивные менее 105 менее 105 менее 104
среднеактивные 106 - 1010 105 - 109 104 - 108
высокоактивные более 1010 более 109 более 108

Газообразные отходы подлежат выдержке и очистке на фильтрах, и после снижения их активности, могут быть удалены в атмосферу. Жидкие и твердые отходы подвергаются следующим операциям: сбор, сортировка, упаковка, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание) , транспортирование, длительное хранение или захоронение.

При работе с открытыми источниками ионизирующего излучения важное значение имеет индивидуальный дозиметрический контроль за облучением персонала, который включает:

- радиометрический контроль за загрязненностью кожных покровов и средств индивидуальной защиты;

- контроль за характером, динамикой и уровнем поступления радиоактивных веществ в организм.;

- контроль с использованием индивидуальных дозиметров за дозой внешнего b-,g- и рентгеновского излучений, нейтронов.

Контроль за радиационной обстановкой включает:

- измерение уровней загрязнения рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств;

- измерение мощности дозы излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации;

- измерение и оценка выбросов и сбросов радиоактивных веществ.

Индивидуальная доза облучения регистрируется в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку.

Все лица, работающие с открытыми радиоактивными веществами должны обеспечиваться средствами индивидуальной защиты (СИЗ). При работах I и отдельных работах II класса персонал должен иметь комплект основных СИЗ, а также дополнительные СИЗ. Основной комплект СИЗ включает: спецбельё, носки, комбинезон или куртка и брюки, спецобувь, шапочка или шлем, полотенце, перчатки, носовые одноразовые платки, средства защиты органов дыхания. При работах II и III класса персонал должен быть обеспечен халатами, шапочками, перчатками, легкой обувью, средствами защиты органов дыхания. К дополнительным СИЗ относятся: спецодежда из пленочных материалов (фартуки, нарукавники, полухалаты) и резиновая обувь.

К средствам защиты органов дыхания относятся: при аэрозольном загрязнении воздуха - фильтрующие аппараты, а при загрязнении парами, газами - изолирующие средства (пневмокостюмы, пневмошлемы, автономные изолирующие аппараты). Загрязненная выше допустимых уровней спецодежда должна отправляться на дезактивацию в спецпрачечную. Смена основной спецодежды и белья должна осуществляться 1 раз в 10 дней.

   
Защита от внешнего и внутреннего облучения при работе с источниками ионизирующих излучений радиоактивными веществами, применяемыми в медицине. Гигиенические требования к устройству радиологических отделений больниц и обеспечение радиационной безопасности в них.   6. Радиоактивные изотопы, находящиеся в таком агрегатном состоянии, при котором они способны распространяться в окружающую среду и поступать в организм называются 1( )  
I. Вставьте в определение одно или несколько пропущенных слов:   7. Радиоактивные изотопы, находящиеся в таком агрегатном состоянии, которое исключает возможность распространения их в окружающую среду называются 1( ).
1. Число спонтанных ядерных превращений в единицу времени называется 1( ). II. Заполните схему в правильной последовательности
2. 1 Кюри - 1( ) распадов в 2( ).   8. Классической планировкой отделения закрытых изотопов, отражающей принцип функциональной взаимосвязи по ионизирующей способности является: А. Манипуляционная Б. Процедурная В. Хранилище Г. Палата 1 ( )Õ2 ( ) Õ3 ( ) Õ4 ( )  
3. Доза, под действием которой в 1 см3 воздуха образуются ионы, несущие заряд в 1 электростатическую единицу электричества каждого знака, называется 1( ).   9. Укажите правильную функциональную взаимосвязь планировки отделения открытых изотопов: А. Палата Б. Процедурная В. Фасовочная Г. Хранилище Д. Камера отходов 1 ( ) Õ2 ( ) Õ3 ( ) Õ4 ( ) Õ5 ( )
4. Количество энергии ионизирующего излучения, под действием которого в 1 кг вещества поглощается энергия, равная 1джоулю, называется 1( ).   10. Расположите частицы по проникающей способности в убывающей последовательности: А. a - частицы Б. b -частицы В. g -лучи 1 ( ) Õ 2 ( ) Õ 3 ( )  
5. Единица поглощенной дозы, равная 100 эргам, поглощенным в 1 грамме вещества, называется 1 ( ).     :   11.Расположите частицы по их ионизирующей способности в убывающей последовательности: А. b - частицы Б. a -частицы В. g -лучи 1 ( ) Õ 2 ( ) Õ 3 ( )    
III.Выберите один правильный ответ из предложенных 12. Наибольшей ионизирующей способностью обладает следующий вид ионизирующего излучения: А/ a - частицы Б/ b -частицы В/ позитроны Г/ нейтроны Д/ g - лучи       17. Системной единицей экспозиционной дозы ионизирующего излучения является: А/ рентген Б/ рад В/ кулон/кг Г/ кюри Д/ зиверт
13. Наибольшей проникающей способностью обладает: А/ a - частицы Б/b - частицы В/ позитроны Г/ нейтроны Д/g - лучи 18. Внесистемной единицей экспозиционной дозы ионизирующего излучения является: А/ рентген Б/ рад В/ кулон/кг Г/ кюри Д/ зиверт
14. ПДД внешнего и внутреннего облучения для персонала за рабочий день не должна превышать: А/ 5 бэр Б/ о,5 бэр В/ 1,5 бэр Г/ 0,1 бэр Д/ 0,017 рентген 19. Системной единицей поглощенной дозы ионизирующего излучения является: А/ рентген Б/ рад В/ грей Г/ бэр Д/ зиверт
15. ПДД внешнего и внутреннего облучения для персонала за рабочую неделю не должна превышать: А/ 5 бэр Б/ 0,5 бэр В/ 1,5бэр Г/ 0,1 бэр Д/ 0,017 рентген   20. Внесистемная единица поглощенной дозы ионизирующего излучения: А/ рентген Б/ рад В/ грей Г/ бэр Д/ зиверт    
16. ПДД внешнего и внутреннего облучения для персонала за год не должна превышать: А\ 5 бэр Б/ 0,5 бэр В/ 1,5 бэр Г/ 0,1 бэр Д/ 1 бэр   21. В качестве системной единицы эквивалентной дозы ионизирующего излучения используют: А/ рентген Б/ бэр В/ грей Г/ зиверт Д/ кюри    
22. В качестве внесистемной единицы эквивалентной дозы ионизирующего излучения используют: А/ рентген Б/ бэр В/ грей Г/ зиверт Д/ кюри 28. Толщина защитного экрана (в мм) при работе с b - частицами должна превышать максимальную энергию b - излучения ( в мэв) в: А/ в 2 раза Б/ в 4 раза В/ в 8 раз Г/ в 16 раз Д/ в 32 раза
23. В качестве системной единицы эквивалентной дозы ионизирующего излучения используют: А/ рентген Б/ кюри В/ грей Г/ беккерель Д/ бэр   IV.При выполнении задания обозначьте буквой, если правильный ответ А -1,2,3 Б -1,3 В -2,4 Г -4 Д - 1,2,3,4
24. В качестве внесистемной единицы активности радиоактивного вещества используют: А/ рентген Б/ кюри В/ грей Г/ беккерель Д/ бэр 29. Детерминированный эффект может проявляться в виде: 1. тератогенного действия 2. лучевой болезни 3. канцерогенного действия 4. лучевого ожога    
25. Лучевые поражения органов и тканей, имеющие пороговый характер называются: А/ критическими Б/ канцерогенными В/ детерминированными Г/ радиационными Д/ стохастическими   30. Стохастический эффект может проявляться: 1. тератогенным эффектом 2. канцерогенным действием 3. болезнь потомков 4. лучевая болезнь
26. Лучевые поражения органов и тканей, которые могут быть вызваны при любом уровне облучения и носят беспороговый характер называются: А/ критическими Б/ канцерогенными В/ детерминирующими Г/ радиационными Д/ стохастическими 31. К 1- ой группе по радиочувствительности относятся: 1. красный костный мозг 2. печень 3. гонады 4. хрусталик
27. Большинство радиоактивных открытых изотопов используемых в медицинской практике относятся по радиотоксичности к: А/ группе А Б/ группе Б В/ группе В Г/ группе Г Д/ группе Д   32. Ко 2- ой группе по радиочувствительности относятся: 1. мышцы 2. печень 3.легкие 4. хрусталик
33. К 3-ей группе по радиочувствительности относятся: 1. костная ткань 2. щитовидная железа 3. кожные покровы, кроме стоп 4. кожные покровы стоп, лодыжек 40. Перечислите материалы, используемые для изготовления защитных экранов при наружном облучении b - частицами: 1. алюминий 2. стекло 3. пластмасса 4. свинец
34. Доза внешнего облучения прямо пропорциональна: 1. расстоянию 2. активности источника 3. радиотоксичности изотопа 4. времени экспозиции 41. Перечислите материалы, используемые для защиты от g - излучения: 1. свинец 2. чугун 3. бетон 4. грунт
35. Доза внешнего облучения обратно пропорциональна: 1. времени облучения 2. активности источника 3. радиотоксичности 4. расстоянию 42. Толщину защитного экрана, ослабляющего мощностьg - излучения до предельно допустимого уровня, можно рассчитывать: 1. по слоям половинного ослабления 2. по уровню радиации 3. по таблицам с учетом энергии излучения 4. по виду источника излучения
36. Для расчета дозы облучения используют формулы: 1. 120 =mt/R2 2. Д =Дэкеп * 1,14 3. 20 = mt/R2 4. Д = 8.4*mt/R2 43. Для защиты от нейтронного излучения применяются экраны, содержащие: 1. парафин 2. бор 3. кадмий 4. бетон
37. Интенсивность поглощения g - излучения экраном напрямую зависит от: 1. толщины экрана 2. расстояния 3. удельного веса материала экрана 4. кратности ослабления   44. Для предотвращения генерации тормозного рентгеновского излучения, для защиты отb - излучения нельзя использовать экраны из: 1. резина 2. свинец 3. алюминий 4. платина  
38. Интенсивность поглощения g - излучения экраном обратно пропорциональна: 1. интенсивности излучения 2. кратности ослабления 3. толщине экрана 4. энергии излучения 45. Лучевая терапия с использованием закрытых радиоактивных источников делится на: 1. дистанционная g- терапия 2. внутриполостная 3. внутритканевая 4. аппликационная
39. Перечислите материалы используемые для изготовления защитных экранов, при наружном облученииa - частицами: 1. свинец 2. алюминий 3. бетон 4. нет необходимости 46. К неблагоприятным факторам труда медработников отделения дистанционной g - терапии относятся: 1. проникающая радиация 2. общетоксические вещества в воздухе рабочей зоны 3. возможность загрязнения окружающей среды в случае износа и разгерметизации источника излучения 4. большая статистическая нагрузка
   
47. Для защиты персонала от внешнего облучения в блоке дистанционной g - терапии используются следующие архитектурно-планировочные решения: 1. размещение блока в отдельном здании или изолированной пристройке 2. изоляция комнаты управления от процедурной 3. защита дверей дополнительными стенами типа лабиринта 4. усиление ограждений, смотровых окон свинцом 52. Возможность поступления радионуклидов в окружающую среду в отделении открытых изотопов исключается путем: 1. организации рациональной планировки отделения 2. наличие санитарно-технических устройств для удаления радиоактивных отходов 3. автоматизации рабочих операций 4. герметизация оборудования  
48. К неблагоприятным условиям труда медработников радиологического отделения с использованием закрытых источников относятся: 1. проникающая радиация 2. неблагоприятный микроклимат 3. загрязнение окружающей среды при разгерметизации радиоактивных источников 4. шум и вибрация   V.Cоставьте стоящие в разных колонках соответствующие одно другому определения 53. Образующиеся радиоактивные отходы расщепления открытых изотопов дезактивируются: 1. Газообразные 2. Жидкие 3. Твердые А. Выстаивание и разбавление Б. Сбор в емкости и захоронение В. Очищение через фильтры
49. В качестве закрытых источников при внутриполостной терапии используют: 1. иглы 2. цилиндры 3. бусины 4. шприцы   VI.Решите задачи: 54. Рабочий имеет 8- часовой рабочий день. Его рабочее место находится на расстоянии 0,5 метра от источника g - излучения, какова должна быть активность источника излучения, чтобы можно было работать без защиты экраном?
50. Неблагоприятными факторами труда медработников отделений открытых изотопов являются: 1. возможность внутреннего облучения 2. внешнее облучение 3. возможность загрязнения радионуклидами окружающей среды 4. неблагоприятный микроклимат   55. Медработник работает с источником излучения 30 мг/экв. радия, рабочее место расположено на расстоянии 0,5 м от источника. Необходимо определить время работы, в течение которого работник получит дозу, не превышающую предельно допустимую.
   
   
51. При аппликационной лучевой терапии используются средства защиты: 1. защитные перчатки 2. защитные экраны 3. дистанционные инструменты 4. изолирующие костюмы 56. Медицинская сестра радиологического отделения в течении 6- часового рабочего дня готовит препараты радия активностью 6 мг. На каком расстоянии должна находиться медсестра, чтобы не получить дозу выше предельно допустимой    
VII.Дать гигиеническую оценку ситуации  
57. Санитарному врачу надо решить вопрос о защите лаборанта, имеющего дело с источником Со60 , активностью 400 мг/экв радия. Расстояние от источника 1 м, время работы 4 часа. 1) Определите по формуле, безопасны ли условия труда лаборанта при данных условиях 2) Какова необходимая кратность ослабления. 3) Каким способом лучше всего защитить лаборанта при таких условиях работы? 4) Из какого материала необходимо выбрать экран? 5) Укажите два способа расчета толщины защитного экрана. 59. В служебных помещениях, находящихся в пределах санитарно-защитной зоны, измеренная мощность дозы была равна 0,08 бэра в неделю. В производственных помещениях учреждения толщина бетонных стен составила 25 см: 1) Дайте санитарно-гигиеническую оценку условиям труда в служебных помещениях санитарно-защитной зоны. 2) Укажите предельно допустимую дозу облучения за неделю для лиц, находящихся в пределах санитарно-защитной зоны 3) Во сколько раз превышена доза облучения? 4) Определите толщину бетонной стены, необходимой для защиты сотрудников, если один слой половинного ослабления для бетона равен 10 см.   кратность 2 4 8 16 32 64 ослабления число слов 1 2 3 4 5 6  
58. Медсестра работает с источником b- излучения Со60. Максимальная энергия b - излучения источника 0,61 Мэв. 1) Во сколько раз толщина защитного экрана (в мм) должна превращать энергиюb - излучения? 2) Укажите толщину защитного экрана для данных условий работы? 3) Какие материалы используются для защиты от b - излучения? 4) Какие материалы нельзя использовать в качестве экрана? 5) Почему данные виды материалов не используют для защиты отb - излучения 60. Рабочее место оператора - дефектоскопа находится в 1,5 м от источника. Продолжительность рабочего дня 4,5 часов. Была получена установка новой конструкции с источником излучения 20 мг/экв радия без защитного кожуха. 1) Можно ли работать с новой установкой в тех же условиях? (докажите решение по формуле) 2) назовите (с расчетом) все возможные пути создания безопасных условий труда.





Сейчас читают про: