WWW.METODICHKA.X-PDF.RU
БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА - Методические указания, пособия
 


Pages:     | 1 || 3 | 4 |

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

-- [ Страница 2 ] --

– текущий: связан с непрерывными операциями и предназначен для демонстрации того, что условия работы, включая уровни индивидуальных доз, остаются удовлетворительными и соответствуют регулирующим требованиям;

– целевой: относится к конкретной операции и предоставляет данные для обеспечения принятия немедленных решений по управлению операцией. Он может также обеспечивать данными оптимизацию защиты;

– специальный: по своему характеру является исследовательским и обычно проводится по ситуации на рабочем месте, в отношении которой не имеется достаточной информации, подтверждающей адекватность контроля. Он предназначен для обеспечения подробной информации в целях выяснения проблем и определения будущих действий. Обычно его следует организовывать на этапе ввода в эксплуатацию новых установок, после крупных модификаций установок или процедур, или когда операции выполняются при аномальных условиях, таких как в случае аварии.

Решение о введении индивидуального дозиметрического контроля (ИДК) внешнего облучения для каждого конкретного работника или группы лиц, т. е. внесение их в программу индивидуального мониторинга, основывается, прежде всего, на данных мониторинга рабочих мест. Программа индивидуального мониторинга имеет целью получение информации для оптимизации защиты, демонстрации того, что облучение работника не превысило дозовый предел или уровень, ожидаемый при выполнении конкретной операции, и проверку адекватности мониторинга рабочего места.

Следовательно, на решение о проведении ИДК должны влиять три основных технических фактора: ожидаемый уровень дозы, наиболее вероятные изменения дозы, а также сложность методов измерения и интерпретации, составляющих программу мониторинга.

Если велика вероятность превышения на данном рабочем месте установленного контрольного уровня по дозе, то такое рабочее место должно быть под контролем, а для работников должен вводиться ИДК.

В тех случаях, когда ИДК не в состоянии обеспечить адекватное измерение доз облучения работников, результаты мониторинга рабочих мест могут быть использованы для оценки индивидуальных доз. Оценку доз облучения целесообразно выводить на основе мониторинга рабочего места в следующих случаях:

нет эффективного метода проведения ИДК, а метод, основанный на использовании мониторинга рабочего места, показал свою состоятельность;

дозы являются относительно постоянными и могут быть надежно оценены другими способами (например, в исследовательских лабораториях при использовании небольших управляемых источников);

работники постоянно работают в зоне наблюдения или посещают контролируемые зоны только изредка.

ИДК обычно требуется для лиц, постоянно работающих в помещениях, отнесенных к категории контролируемых зон из-за опасности внешнего облучения.

Для помещений, отнесенных к зоне наблюдения, где не требуется индивидуальный мониторинг, проще использовать ограниченное число индивидуальных дозиметров, чем разрабатывать всеобъемлющую программу мониторинга рабочего места. В любом случае проведение индивидуального мониторинга с целью регистрации доз у всех работников, работающих в зоне наблюдения, может считаться положительной практикой.

Для дозиметрического контроля используют прямой метод измерения дозы. Он основан на нескольких непосредственных измерениях одним или несколькими индивидуальными интегрирующими дозиметрами.

Для оценки дозы облучения работника измеряют величину Hp(10).

Однако если поле излучения содержит значительные количества слабопроникающего излучения (такого как бета-частицы или фотоны с энергией менее 15 кэВ), значения величины Hp(0,07) могут быть сопоставимы или существенно превышать значения величины Hp(10). Для таких полей излучения следует применять дозиметры, способные измерять эквивалент дозы на глубине 0,07 мм.

В тех случаях, когда определяется эквивалент дозы на хрусталик глаза, эквивалент индивидуальной дозы Hp(3) обычно можно оценить достаточно точно на основании измерений Hp(10) и Hp(0,07). Если значения измерений Hp(10) и Hp(0,07) оказываются ниже соответствующих дозовых пределов, то можно показать, что в абсолютном большинстве случаев значение Hp(3) будет также ниже дозовых пределов для хрусталика глаза (150 мЗв).

В большинстве случаев ношение на туловище одного дозиметра является достаточным. При сильнопроникающем излучении этот дозиметр следует помещать в том месте туловища, где ожидается наибольшее облучение поверхности тела. При облучении преимущественно из переднего полупространства, или когда ожидается, что излучение может равновероятно произойти с любой стороны, или оно изотропно, дозиметр следует носить на передней части торса, между плечами и талией. Для оценки доз на хрусталик глаза дозиметры следует располагать около глаз (например, на лбу или на головном уборе).

В тех случаях, когда работник перемещается относительно рабочего места, следует, как правило, учитывать три основных типа анизотропного поля излучения, когда может произойти облучение:

– преимущественно из переднего полупространства (направление грудь-спина, или ГС-геометрия);

– из заднего полупространства (направление спина-грудь, или СГ-геометрия);

– симметрично со всех направлений, перпендикулярно к торсу работника (ТОРС-геометрия).

Четвертый тип геометрии, при котором равновероятно облучение со всех направлений, включая сверху и снизу, в ситуациях, связанных с профессиональным облучением, встречается редко.

Если ожидается, что облучение произойдет со стороны спины (например, для водителя транспортного средства, перевозящего радиоактивные материалы), дозиметр следует располагать на спине.

Для более точной оценки эффективной дозы, полученной в условиях неоднородного поля излучения, работникам полезно носить дополнительные дозиметры на других частях тела. В некоторых особых случаях, например, в медицинской радиологии, где используется защитная одежда, такая как свинцовые фартуки, рекомендуется один дозиметр носить под защитным фартуком, и еще один – на незащищенной части тела. Цель использования двух дозиметров – определение эффективной дозы, полученной защищенной и незащищенной частями тела. Эти данные с помощью соответствующих алгоритмов могут быть объединены для получения суммарной эффективной дозы.

В тех случаях, когда максимальная доза на конечности может по крайней мере в десять раз превышать дозу на поверхность всего тела (сравните различие в десять раз между 50 мЗв – пределом эффективной дозы за отдельный год на все тело и 500 мЗв – пределом эквивалентной дозы на конечности), следует носить один или несколько дозиметров, расположенных на конечностях таким образом, чтобы они измеряли дозу в тех местах, где ожидается наибольшее облучение.

При выполнении повседневных операций каждому контролируемому работнику следует обычно иметь два дозиметра: один работник носит при себе, в то время как второй дозиметр (который он носил ранее) обрабатывается для оценки дозы. Устанавливать частоту смены дозиметров следует в зависимости от вида выполняемой работы, ожидаемого облучения, связанного с работой, характеристик дозиметров и общих пределов детектирования дозиметрической системы.

Измеренные рабочие величины Hp(10) и Hp(0,07) интерпретируются в терминах нормируемых величин эффективной дозы E и эквивалентной дозы на кожу и конечности HT. Для этого необходимо сделать реалистичные предположения относительно вида и однородности поля излучения и положения работника в этом поле. При учете этих условий дозиметрические показания дают достоверную оценку облучения работника без недооценки или существенной переоценки соответствующих величин радиационной защиты.

За значение эффективной дозы внешнего облучения принимают:

Евнеш = F Hp(10), где F – коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения.

При равномерном облучении человека любым ионизирующим излучением, за исключением нейтронов с энергией от 1 эВ до 30 кэВ и фотонов с энергией менее 20 кэВ, значение коэффициента F следует принимать равным единице.

В случае, когда вклад нейтронов или фотонов указанных энергий в эффективную дозу превышает 50%, а также в случае неравномерного облучения тела человека, когда максимальная плотность потока излучения, падающего на торс, превышает среднюю в 2 раза, значение коэффициента F устанавливается в специальных моделях дозиметрического контроля.

За значение эквивалентных доз внешнего облучения органов и тканей HT следует принимать значения соответствующих рабочих величин.

Вопросы к разделу 2.2.:

1. Как разделяют виды дозиметрического контроля по цели проведения?

2. Что является основой для организации индивидуального мониторинга?

3. Обоснуйте выбор места расположения дозиметра при индивидуальном мониторинге.

4. Как интерпретируются измеренные рабочие величины?

5. От чего зависит частота смены дозиметров?

–  –  –

эквивалент амбиентной дозы H*(10) и эквивалент направленной дозы Hґ(0,07, ).

Если используются должным образом калиброванные приборы надлежащей конструкции, можно считать, что измеряемые на рабочем месте величины в совокупности с соответствующими данными о продолжительности нахождения работника на рабочем месте могут стать основой для адекватных оценок дозы на работника или эквивалентной дозы на органы и ткани работника. Рабочие дозовые величины Н*(10) и Hґ(0,07, ), рассчитанные для мониторинга рабочих зон, дадут адекватную оценку эффективной дозы и дозы на кожу.

Приборы для мониторинга рабочих зон, которые разработаны для измерения величин в свободной воздушной среде (например, кермы), как правило, не имеют адекватной энергетической чувствительности для измерения H*(10).

Следует отметить, что величина H*(10), если она измерена персональным дозиметром, может значительно завысить значение величины Hp(10) (и, следовательно, эффективную дозу), особенно если поле изотропно. Это происходит вследствие того, что приборы, измеряющие H*(10), имеют изотропную чувствительность, в то время как величины Hp(10) и E зависят от угла падения излучения.

Для ситуаций, в которых конечности, незащищенная кожа тела или глаза могут быть локально облучены слабопроникающим излучением, эквивалент направленной дозы Hґ(d,) дает адекватную оценку эквивалентной дозы работника.

Для анизотропных полей излучения следует производить вращение прибора в радиационном поле, и максимальная величина дозы, показываемая прибором, используется для того, чтобы предотвратить недооценку дозы на кожу и глаза.

Во многих случаях мониторинг рабочего места применяется для определения верхнего предела эквивалентной дозы, получаемой работниками, с тем чтобы не было необходимости устанавливать дополнительные ограничения на перемещения работника в пределах рабочего места. В этих случаях подразумевается, что работник находится в течение всего рабочего времени в месте, где отмечается наибольшая мощность эквивалента дозы.

Однако для оценки дозы и ее регистрации следует определить реальную длительность облучения. В тех случаях, когда мощность дозы может в значительных пределах изменяться во времени, следует регистрировать продолжительность нахождения на рабочем месте, с тем чтобы при оценке облучения продолжительность нахождения на рабочем месте могла быть применена к соответствующей мощности дозы.

Следует уделить особое внимание выбору зон для мониторинга рабочего места и определению необходимого числа приборов контроля.

В тех случаях, когда характеристики поля излучения хорошо известны, это поле однородно в пространстве и значительно не изменяется во времени, может быть оправдана установка лишь нескольких приборов и даже одного прибора контроля рабочего места.

В иных же случаях, когда мощность дозы подвержена быстрым изменениям во времени и в пространстве, потребуется больше приборов контроля. Может оказаться полезным применение портативных приборов, если ведется соответствующая документация с описанием места и времени проведения измерений.

Зоны для мониторинга рабочего места должны выбираться таким образом, чтобы они были представительными для характеристики нахождения работника в условиях облучения и определяться с учетом выполнения планируемых работ.

Вопросы к разделу 2.3.:

1. От чего зависит частота проведения мониторинга рабочих мест?

2. Что нужно учитывать при организации мониторинга в смешанных бета-гамма полях?

3. В каких ситуациях рабочие величины Н*(10) и Hґ(0,07, ) дадут адекватную оценку эффективной дозы и дозы на кожу?

4. В каких ситуациях используются дополнительные приборы контроля?

2.4. Дозиметрические спецификации Основная цель индивидуальной дозиметрии заключается в том, чтобы обеспечить надежное измерение рабочих величин Hp(0,07) и Hp(10) с предписанной суммарной погрешностью для почти всех реальных ситуаций независимо от вида, энергии и направления падения излучения. Особенно важной для измерения величин Hp(0,07) и Hp(10) является зависимость чувствительности дозиметра от энергии и направления падения излучения. Другими характеристиками дозиметров, важными с практической точки зрения, являются их размер, форма, вес и способ идентификации излучения.

На практике критерии суммарной погрешности для персональных дозиметров могут быть удовлетворены путем установления критериев для ряда параметров, влияющих на характеристики дозиметра, например, его чувствительности к виду излучения, спектральному и угловому распределению и к воздействию факторов внешней среды.

Рекомендации МКРЗ устанавливают приемлемые уровни погрешности при двух дозовых уровнях:

1. Вблизи соответствующего дозового предела погрешность в ±1,5 считается приемлемой;

2. Вблизи регистрируемого уровня доз допускается погрешность, равная ±100%.

Суммарная погрешность дозиметрической системы определяется по совокупности эффектов двух типов погрешности: типа A (случайной) и типа B (систематической).

Стандартная погрешность типа А – UA идентифицируется со стандартным отклонением (x) серии измерений регистрируемых значений x (которые образуют случайное распределение со средним значением x).

К погрешностям типа А относятся те погрешности, которые можно уменьшить, увеличивая число измерений. Характерными источниками погрешности типа А являются:

– неоднородность чувствительности детектора;

– вариабельность показаний детектора вследствие ограниченной чувствительности и наличия фона;

– вариабельность показаний детектора при нулевых дозах.

Погрешности типа B – UB таковы, что их нельзя уменьшить проведением повторных измерений. Считается, что погрешности типа B обычно обусловлены следующими источниками:

– энергетической зависимостью;

– зависимостью от направления излучения на детектор;

– нелинейностью чувствительности;

– федингом, зависящим от температуры и влажности окружающей среды;

– эффектами, вызываемыми воздействием света;

– эффектами облучения от таких видов ионизирующего излучения, для измерения которых дозиметр не предназначен;

– эффектами механических ударных воздействий;

– ошибками при калибровке;

– вариабельностью локального естественного фона.

Эффекты погрешностей типа B часто проявляются в соответствии с определенным распределением вероятностей и ведут себя как погрешности типа A.

Например, облучение под определенным углом приведет к тому, что показания персонального дозиметра будут иметь систематическую ошибку, обусловленную зависимостью чувствительности детектора от угла падения излучения. Однако в тех случаях, когда один и тот же дозиметр носится отдельным работником в окружающей его среде излучения, такой дозиметр облучается под разными углами, и результирующая погрешность ведет себя подобно погрешности типа A.

ИСО рекомендует характеризовать погрешности типа B стандартными отклонениями и дисперсиями значений, а для получения суммарной погрешности (среднеквадратичного отклонения) объединять погрешности (среднеквадратичные отклонения) типа A и типа B путем сложения их квадратов и извлечения корня квадратного из суммы квадратов.

Поскольку полная погрешность включает как случайную (тип A), так и систематическую (тип B) погрешности, необходимо сделать допущение, что нет такой группы работников, для которой условия облучения на рабочем месте таковы, что систематические погрешности доминируют над случайными погрешностями.

Суммарная погрешность UC может быть выражена уравнением:

–  –  –

(3) = + 0,21 Таким образом, приемлемость дозиметрической системы не подразумевает соответствие конкретным критериям для каждого неопределенного параметра в отдельности, а означает лишь то, что совокупные эффекты погрешностей находятся в рамках определенного предела.

На практике погрешностям, обусловленным зависимостью чувствительности детектора от энергии и угла падения излучения, уделяют больше внимания, чем любым другим источникам ошибок, поскольку предполагается, что все остальные источники погрешности оказывают значительно меньшее влияние.

Поэтому удобно проводить различие между погрешностью типа B, обусловленной зависимостью от энергии и угла падения излучения, характеризующейся результирующим стандартным отклонением UB(E,), и всеми другими погрешностями типа B, характеризующимися результирующим стандартным отклонением UB(0). Последовательные преобразования уравнения (1) приводят к:

(,) + (0) ;

= = + (,) + (0) 0,21;

0,212 + (0).

= Например, если принять, что UA= UB(0)= 0,10, тогда максимальное значение допустимой погрешности при учете совместного влияния на чувствительность детектора энергии и угла падения излучения при доверительном уровне в 95% равно ±1,96 и интервал (±1,96) равен ±0,30.

Помимо численных значений критериев, установленных для функционирования персональных дозиметров, следует также иметь в виду критерии, относящиеся к их использованию на практике и экономическим факторам. Перечислим некоторые из них:

– низкая стоимость;

– малый вес, удобные размер и форма, удобные и надежные крепления;

– адекватная механическая прочность и пылезащищенность;

– однозначная идентификация (показаний);

– простота в обращении;

– надежные системы считывания;

– надежный поставщик, обеспечивающий поставку дозиметров в течение длительного времени;

– многофункциональное применение, например измерение дозы на все тело и на конечности;

– пригодность к автоматической обработке.

В частности, следует обратить внимание на механическую прочность и устойчивость к экстремальным температурам и условиям влажности дозиметров, размещаемых на конечностях, поскольку такие дозиметры часто используются в экстремальных рабочих условиях. В тех случаях, когда конечности (например, кончики пальцев) могут находиться в непосредственной близости от источника, будет отмечаться значительная вариация значений мощности дозы на поверхности кисти, и весьма важно обеспечить нахождение детектора на самом кончике пальца. Для этой цели следует использовать маленькие детекторы, которые можно прикрепить к пальцу с помощью клейкой ленты или разместить в пальцах перчаток либо на кольцах.

Подтверждение соответствия приборов дозиметрического контроля требуемым спецификациям по точности и другим критериям проводят в процессе их испытаний. Существуют три основных типа испытаний дозиметров – типовые, предварительные (периодические) и эксплуатационные.

Типовое испытание дозиметрической системы включает проверку рабочих характеристик всей системы в условиях различных вариантов облучения хранения. В частности, следует численно охарактеризовать те источники погрешностей, которые обсуждались выше. В первую очередь важно исследование зависимости чувствительности дозиметра от энергии и от угла падения пучка ионизирующего излучения.

Испытание также включает рассмотрение других дозиметрических характеристик, таких как линейность чувствительности, диапазон измеряемых доз, способность дозиметрической системы нормально функционировать в широком диапазоне температур и влажности, а также ее способность надлежащим образом реагировать при высоких значениях мощности дозы и в импульсных полях ионизирующего излучения. Кроме того, типовое испытание включает проверки более общего характера, например способности системы нормально функционировать в разумно ожидаемом диапазоне электрических и магнитных полей и ее способности выдерживать механические удары и вибрацию. Проводит типовое испытание организация-изготовитель, как правило, один раз перед продажей пользователю.

Предварительные испытания проводят до ввода в эксплуатацию, чтобы удостовериться в том, что их функционирование соответствует данным типового испытания. Это испытание строится таким образом, чтобы можно было выявить вероятные неисправности, такие как ошибочная калибровка или неправильная сборка детектора. Предварительные испытания обеспечивают также исходные данные для последующей плановой проверки. Обычно выбирают ограниченную серию испытаний, которые могут обеспечить необходимую степень уверенности в надежности работы прибора. Испытания проводятся аттестованными организациями.

Эксплуатационные испытания проводят в дополнение к типовым испытаниям. В ходе этих испытаний необходимо показать, что стандарт качества работы поддерживается постоянно. Для этого тщательно анализируется вся работа дозиметрической системы на предмет ее соответствия установленным критериям точности. С целью обеспечения качества эксплуатационные испытания проводит конечный пользователь до начала работы.

Вопросы к разделу 2.4.:

1. От чего в большей степени зависит точность измерения дозиметром рабочих величин?

2. Назовите приемлемые уровни погрешности при двух дозовых уровнях.

3. Какие два типа погрешностей определяют суммарную погрешность дозиметрической системы? От чего они зависят?

4. Как подтверждают соответствие приборов дозиметрического контроля установленным дозиметрическим спецификациям?

Глава 3. Дозиметрия внутреннего облучения

Профессиональное облучение посредством радиоактивных материалов может происходить в результате различных видов человеческой деятельности. К ним относится работа на разных стадиях ядерного топливного цикла, работа с использованием радионуклидных источников в медицине, научных исследованиях, сельском хозяйстве и промышленности, а также профессиональная деятельность, связанная с использованием материалов, содержащих повышенные концентрации природных радионуклидов. Чтобы контролировать облучение, необходимо уметь оценивать величину соответствующих доз.

Таким образом, целью дозиметрии внутреннего облучения является предоставление регулирующим органам рекомендации по проведению оценок поступления радиоактивных веществ в организм вследствие профессионального облучения.

3.1. Дозиметрические величины Чтобы выразить дозы, полученные от поступления радионуклидов, пользуются величинами эффективной дозы E и эквивалентной дозы HТ на ткань или орган T. Первостепенный интерес для оценки внутренней дозы представляет поступление, которое определено как активность радионуклида, попавшего в организм. Внутренние дозы не могут измеряться непосредственно: они могут быть только выведены из измеряемых величин – таких, как содержание активности в организме, скорость выделения или содержащиеся в воздухе концентрации радиоактивного материала.

Доля от поступления, которая остается в организме (для прямых методов) или выводимая из организма (для косвенных методов) ко времени t после поступления, может быть обозначена m(t). Эта доля зависит от радионуклида, его химической и физической формы, пути его поступления, а также от времени после поступления t. Чтобы оценить поступление для получения величины дозы, измеренное содержание в организме или скорость выведения должны быть разделены на соответствующее значение m(t).

Потенциал ингаляции радионуклидов должен быть при необходимости оценен путем измерения уровня активности в пробах воздуха.

Допустимая объемная активность в воздухе (ДОА, выраженная в Бк/м) определяется как такая концентрация активности содержащихся в воздухе загрязняющих веществ, которая привела бы к поступлению Ij,inh в организм работника, подвергшегося ее действию непрерывно в течение одного года (принятого равным 2000 рабочих часов). Для стандартной частоты дыхания (1,2 м/ч) ДОА будет равна:

ДОА = Ij,inh / 2000 1,2, где j радионуклид; inh ингаляция.

Например, при ингаляции работником 137Cs в виде аэрозоля с САДА (средним аэродинамическим диаметром активности), равном 5 мкм, коэффициент эффективной дозы на единицу поступления j–го радионуклида e(g)j,inh = 6,7 10-9 Зв/Бк. С учетом принятого в профессиональном облучении предела дозы в 20 мЗв/год (0,02 Зв/год) Ij,inh = 0,02 / 6,7 10-9 = 3106 Бк и ДОА = 3106 / 2000 1,2 = 1,3 103 Бк/м3 На практике ДОА округляется до 1 103 Бк/м3.

Измеряемая концентрация активности содержащихся в воздухе загрязняющих веществ, выраженная как доля ДОА, может быть умножена на время облучения в часах, чтобы получить оценку поступления, выраженную в ДОА·ч. По определению, 2000 ДОА·ч соответствует поступлению Ij,inh.

Вопросы к разделу 3.1.:

1. Какими величинами в радиационной защите оценивают дозу внутреннего поступления?

2. Можно ли напрямую измерить внутреннюю дозу облучения?

3. От чего зависит доля поступления, остающаяся в организме?

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Вопросы к разделу 3.2.:

1. Назовите типичные методы индивидуального мониторинга внутреннего облучения.

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

3. Перечислите недостатки мониторинга внутреннего облучения.

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

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

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

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

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

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

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

Рассмотрим использование биологических и физических проб для проведения индивидуального мониторинга.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Физические пробы включают пробы воздуха, мазки с поверхности и другие материалы с рабочего места, которые можно использовать, чтобы определить физико-химическую форму радиоактивных загрязняющих веществ.

Оценки поступлений, основанные на активности физических проб, особенно ненадежны из-за значительных различий в условиях рабочих мест и в способности различных индивидуумов поглощать поступления радионуклидов. Кроме того, оценка обычно основывается на одиночной пробе, взятой в начальном периоде процесса облучения, которая не может быть взята повторно. Тем не менее, для тех радионуклидов, которые не испускают сильнопроникающей радиации и которые наблюдаются в выделениях только в низких концентрациях, например для некоторых вдыхаемых актинидов, интерпретация таких физических проб может стать основанием для оценки. Эти пробы могут также служить указанием на необходимость дополнительного индивидуального мониторинга.

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

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

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

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

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

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

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

Косвенные измерения, как правило, создают меньше помех деятельности работников, но для них необходима радиохимическая аналитическая лаборатория.

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

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

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

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

Вопросы к разделу 3.3.:

1. Назовите основные методы определения поступления радионуклидов.

2. Дайте определение понятия дозиметрия организма.



Pages:     | 1 || 3 | 4 |

Похожие работы:

«СОДЕРЖАНИЕ Общие положения 1. Определение ООП 1.1. Обоснование выбора направления и профиля подготовки бакалавров 1.2. Нормативные документы для разработки ООП бакалавриата по направлению 1.3. подготовки 280700.62 «Техносферная безопасность»1. 4. Общая характеристика ООП бакалавриата Требования к абитуриенту 1.5. Характеристика профессиональной деятельности выпускника программы подготовки бакалавриата по направлению подготовки 280700.62 «Техносферная безопасность» Область профессиональной...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт химии Кафедра неорганической и физической химии Баканов В.И., Нестерова Н.В. ФИЗИЧЕСКАЯ ХИМИЯ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов направления 04.03.01 Химия программа академического бакалавриата Профили подготовки «Неорганическая химия и химия координационных...»

«А. П. Алексеев С. В. Хавроничев МОНТАЖ И ЭКСПЛУТАЦИЯ ЭЛЕКТРОУСТАНОВОК Лабораторный практикум ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ ВОЛГОГРАДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ КАМЫШИНСКИЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ФИЛИАЛ) ВОЛГОГРАДСКОГО ГОСУДАРСТВЕННОГО ТЕХНИЧЕСКОГО УНИВЕРСИТЕТА А. П. Алексеев С. В. Хавроничев МОНТАЖ И ЭКСПЛУАТАЦИЯ ЭЛЕКТРОУСТАНОВОК Лабораторный практикум РПК «Политехник» Волгоград УДК 621....»

«НАДЕЖНОСТЬ ТЕХНИЧЕСКИХ СИСТЕМ И ТЕХНОГЕННЫЙ РИСК Методические указания к практическим занятиям Для студентов, обучающихся по направлению подготовки 280700.62 – Техносферная безопасность Составитель Л. Г. Баратов Владикавказ 2014 МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования СЕВЕРО-КАВКАЗСКИЙ ГОРНО-МЕТАЛЛУРГИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ) Кафедра Безопасность...»

«Федеральное агентство по образованию Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования»Уральский государственный университет им. А.М.Горького» ИОНЦ «Информационная безопасность» Факультет журналистики Кафедра периодической печати Учебно-методический комплекс дисциплины «Манипулятивные технологии управления средствами массовой информации» Автор: декан факультета журналистики, кандидат филологических наук, профессор кафедры периодической печати Лозовский Борис...»

«Фонд Развития Интернет ФГАУ «Федеральный институт развития образования» Министерства образования и науки РФ Факультет психологии МГУ имени. М. В. Ломоносова при поддержке Цифровая грамотность и безопасность в Интернете Солдатова Г., Зотова Е., Лебешева М., Шляпников В. Методическое пособие для специалистов основного общего образования Москва 2013 г. УДК ББК Рецензенты: А. Г. Асмолов, академик РАО, доктор психологических наук А. Л. Семенов, академик РАН и РАО, доктор физико-математических наук...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЪЕДИНЕНИЕ ВУЗОВ ПО ОБРАЗОВАНИЮ В ОБЛАСТИ ИНФОРМАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ СИБИРСКОЕ РЕГИОНАЛЬНОЕ ОТДЕЛЕНИЕ УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОГО ОБЪЕДИНЕНИЯ ВЫСШИХ УЧЕБНЫХ ЗАВЕДЕНИЙ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПО ОБРАЗОВАНИЮ В ОБЛАСТИ ИНФОРМАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРОГРАММА X V I I I П л е н у м а У М О в у з о в Р о с с и и по образованию в области информационной безопасности V I П л е н у м а С и б Р О У М О в у з о в Р о с с и и по образованию в...»

«Дина Алексеевна Погонышева Виктор Викторович Ерохин Илья Геннадьевич Степченко Безопасность информационных систем. Учебное пособие Текст предоставлен правообладателем http://www.litres.ru/pages/biblio_book/?art=9328673 Безопасность информационных систем [Электронный ресурс] : учеб. пособие / В.В. Ерохин, Д.А. Погонышева, И.Г. Степченко. – 2-е изд., стер: Флинта; Москва; 2015 ISBN 978-5-9765-1904-6 Аннотация В пособии излагаются основные тенденции развития организационного обеспечения...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт химии Кафедра органической и экологической химии Шигабаева Гульнара Нурчаллаевна ОСНОВЫ ПРОМЫШЛЕННОЙ ЭКОЛОГИИ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов очной формы обучения по направлению 04.03.01. «Химия», программа академического бакалавриата, профиль подготовки: «Химия...»

«ОСНОВЫ БЕЗОПАСНОСТИ И ПРАВИЛА ПОВЕДЕНИЯ НА ЖЕЛЕЗНОЙ ДОРОГЕ (методическое пособие) А в т о р – с о с т а в и т е л ь: В.Г. Пичененко, канд. воен. наук, профессор кафедры теории и методики физвоспитания и ОБЖ ГБОУ ДПО НИРО Основной целью методического пособия является профилактика случаев детского травматизма на территории объектов инфраструктуры железной дороги и оказание помощи педагогам общеобразовательных организаций в подготовке и проведении занятий и уроков безопасности по теме: «Основы...»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ВОЗДУШНОГО ТРАНСПОРТА ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ ГРАЖДАНСКОЙ АВИАЦИИ (МГТУ ГА) Кафедра безопасности полётов и жизнедеятельности Смирнова Ю.В. ЭКОЛОГИЯ ПОСОБИЕ ПО ИЗУЧЕНИЮ ДИСЦИПЛИНЫ «ЭКОЛОГИЯ» ДЛЯ СТУДЕНТОВ СПЕЦИАЛЬНОСТИ 160505 «АЭРОНАВИГАЦИОННОЕ ОБСЛУЖИВАНИЕ И ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ВОЗДУШНОГО ПРОСТРАНСТВА» Москва – 2009 Рецензент д-р техн. наук, проф. Е.Е.Нечаев...»

«СОДЕРЖАНИЕ 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 1.1 Основная профессиональная образовательная программа высшего образования (ОПОП ВО) специалитета, реализуемая вузом по специальности 080101 «Экономическая безопасность» и специализации «Экономика и организация производства на режимных объектах»1.2 Нормативные документы для разработки ОПОП ВО по специальности 080101 «Экономическая безопасность», специализации «Экономика и организация производства на режимных объектах» 1.3 Общая характеристика вузовской ОПОП ВО...»

«1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 1.1 Основная профессиональная образовательная программа высшего образования (ОПОП ВО) специалитета, реализуемая вузом по специальности 090302 «Информационная безопасность телекоммуникационных систем» и специализации «Разработка защищенных телекоммуникационных систем». ОПОП ВО представляет собой систему документов, разработанную и утвержденную высшим учебным заведением с учетом требований регионального рынка труда на основе Федерального государственного образовательного...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Кемеровский государственный университет» Новокузнецкий институт (филиал) федерального государственного бюджетного образовательного учреждения высшего профессионального образования «Кемеровский государственный университет» Факультет информационных технологий Кафедра экологии и техносферной безопасности Рабочая программа дисциплины Б1.Б3...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Кемеровский государственный университет» Филиал в г. Прокопьевске (ПФ КемГУ) (Наименование факультета (филиала), где реализуется данная дисциплина) Рабочая программа дисциплины (модуля) Безопасность жизнедеятельности (Наименование дисциплины (модуля)) Направление подготовки 38.03.03/080400.62 Управление персоналом (шифр, название...»

«http://biblioteka.rgotups.ru roat_biblioteka@mail.ru Аннотированный библиографический список поступлений литературы Выпуск №1 февраль 2015 г. БИБЛИОТЕКА РОАТ МИИТ тел. 8-495-799-95-57 Выберите факультет, нажав на стрелку: Управление процессами перевозок Транспортные сооружения и здания Транспортные средства Экономический + Информатизация, экономика и управление Просмотр всей литературы Факультет УПРАВЛЕНИЕ ПРОЦЕССАМИ ПЕРЕВОЗОК Безопасность жизнедеятельности: учебник: в 2 ч. М.: Учебно-метод....»

«СЕВЕРО-КАВКАЗСКИЙ ИНСТИТУТ (ФИЛИАЛ) ФЕДЕРАЛЬНОГО ГОСУДАРСТВЕННОГО БЮДЖЕТНОГО ОБРАЗОВАТЕЛЬНОГО УЧРЕЖДЕНИЯ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ «ВСЕРОССИЙСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ЮСТИЦИИ (РПА МИНЮСТА РОССИИ)» В Г. МАХАЧКАЛЕ «Утверждено» зам.директора по учебной работе 2015 г. «_ » НАПРАВЛЕНИЯ подготовки 400301.62 — «юриспруденция» квалификация (степень) — бакалавр, 400501.62 – «Правовое обеспечение национальной безопасности», 400502.62 – «Правоохранительная деятельность». КАФЕДРА ГУМАНИТАРНЫХ И...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 09.06.2015 Рег. номер: 1951-1 (07.06.2015) Дисциплина: Безопасность жизнедеятельности 01.03.01 Математика/4 года ОДО; 01.03.01 Математика/4 года ОДО; 01.03.01 Учебный план: Математика/4 года ОДО; 01.03.01 Математика/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Бакиева Наиля Загитовна Автор: Бакиева Наиля Загитовна Кафедра: Кафедра медико-биологических дисциплин и безопасности жизнедеяте УМК: Институт математики и компьютерных наук Дата заседания 30.03.2015 УМК:...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт математики и компьютерных наук Кафедра информационной безопасности Ниссенбаум Ольга Владимировна ТЕОРЕТИКО-ЧИСЛОВЫЕ МЕТОДЫ В КРИПТОГРАФИИ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов специальности 10.05.01 Компьютерная безопасность, специализация «Безопасность распределенных...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 20.06.2015 Рег. номер: 3189-1 (19.06.2015) Дисциплина: Безопасность жизнедеятельности Учебный план: 28.03.01 Нанотехнологии и микросистемная техника/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Малярчук Наталья Николаевна Автор: Малярчук Наталья Николаевна Кафедра: Кафедра медико-биологических дисциплин и безопасности жизнедеяте УМК: Физико-технический институт Дата заседания 16.04.2015 УМК: Протокол №6 заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии...»







 
2016 www.metodichka.x-pdf.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Методички, методические указания, пособия»

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