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


Pages:     | 1 | 2 || 4 |

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

-- [ Страница 3 ] --

3. К каким видам радионуклидов применимы прямые методы измерения?

4. Перечислите биологические пробы, наиболее часто используемые для оценки поступления.

5. Прокомментируйте ситуации, в которых интерпретация физических проб может служить указанием на необходимость дополнительного индивидуального мониторинга.

3.4. Биокинетические модели для внутренней дозиметрии Поступления радионуклидов могут происходить несколькими путями.

При профессиональном облучении основной путь поступления – ингаляция, хотя часть любого материала, попавшего в систему органов дыхания, будет перемещена в горло и проглочена, давая возможность поглощения в желудочно-кишечном тракте. Поступления могут происходить непосредственно перорально, через поврежденную кожу, а для некоторых радионуклидов поглощение может происходить через неповрежденную кожу. Модель поступления радионуклидов представлена на рис. 4.

Рисунок 4

МКРЗ были сделаны рекомендации по методам оценки поступления радионуклидов и возникающих в результате этого доз на основе данных мониторинга. Для профессионального облучения работников Международная комиссия по радиологической защите разработала серию моделей, представляющих поведение радионуклидов, которые попали в организм путем ингаляции или перорально. Эти модели могут применяться для регулирующего контроля рабочего места.

По иным путям облучения поступления могут произойти только в результате аварий, точный характер которых невозможно предсказать.

Вследствие этого практически не существует принятых на международном уровне моделей поступления радионуклидов через неповрежденную кожу или через раны, хотя была издана некоторая информация об этом последнем пути. Исключением является тритированная вода, которая легко поглощается через неповрежденную кожу. Можно предположить, что при облучении на рабочем месте это выразится в дополнительном поступлении трития, равном 50% активности трития, поступившего путем ингаляции, и для этого случая установлены соответствующие ДОА.

Таким образом, более полезной контрольной величиной для тритированной воды в воздухе было бы две трети ДОА.

Использование тканевых или взвешивающих коэффициентов WT предусмотрено МКРЗ для расчета эквивалента ожидаемой эффективной дозы из индивидуальных эквивалентов тканевой дозы. Это стало общепринятым способом выражения доз от внешней радиации, которые относительно однородны для всех тканей тела, и от поступления радионуклидов, которое может быть весьма разнородным. Подобным способом выражаются биокинетические модели, используемые для расчета эквивалентов дозы на органы и ткани при поступлениях путем ингаляции и перорально широкого диапазона радионуклидов различных химических форм. Основы структуры модели, принятой МКРЗ, показаны на рис. 5.

Рисунок 5

Эти модели были разработаны в первую очередь для расчетов предполагаемых доз от поглощенных радионуклидов и установления пределов поступления. Они не были предназначены для интерпретации данных анализа биопроб, хотя и являются адекватными для целей защиты, когда поступления радионуклидов низки. Эти модели постепенно заменяются моделями, теснее связанными с физиологией.

В Рекомендациях МКРЗ 1990 года подход к расчету ожидаемой эффективной дозы основан на подходе, использованном для расчета эквивалента ожидаемой эффективной дозы, хотя в результате новых сведений относительно отдаленных последствий радиации для тканей организма были произведены некоторые изменения значений тканевых взвешивающих коэффициентов, определенных теперь для большего числа тканей.

Биокинетические модели, разработанные МКЗР, предназначены для использования в нормальных ситуациях, например для оценки доз по измерениям, выполняемым согласно программам текущего мониторинга.

Для оценки доз в аварийных ситуациях требуется более конкретная информация относительно времени и режима поступления, относительно физико-химической формы радионуклидов и относительно характеристик индивидуума (например, масса тела). Индивидуальные конкретные данные относительно биокинетики радионуклида(ов) могут быть получены посредством специального мониторинга, то есть неоднократными прямыми измерениями всего организма или конкретных его зон и измерениями выделений.

Вопросы к разделу 3.4.:

1. Назовите пути поступления радионуклидов при профессиональном облучении.

2. В какой ситуации может произойти поступление радионуклидов через неповрежденную кожу?

3. Назовите общепринятый способ выражения доз от внешней радиации.

3.5. Интерпретация измерений Прямые или косвенные измерения дают информацию о количестве радионуклидов, находящихся в организме (в органах или тканях), в биологических пробах или в пробах из рабочей зоны. В первую очередь эти данные применяются для оценки поступления радионуклида в организм работника. С этой целью используются биокинетические модели, описывающие содержание радионуклида в организме и органах, активность в выделениях как функцию времени после поступления и модели облучения, которые связывают поступление с условиями на рабочем месте. С другой стороны, измерения активности в организме могут использоваться для непосредственной оценки мощности дозы. Расчет ожидаемых доз по прямым измерениям все еще подразумевает биокинетическую модель, если нет достаточного количества данных измерений, чтобы определить функции удержания.

Общая схема интерпретации измерений с использованием простой оценки дозы при поступлении 131I, основанной как на прямых, так и на косвенных результатах мониторинга представлена на рис. 6.

–  –  –

Чтобы рассчитать поступление, измеренное содержание в организме или скорость выделения М делят на долю m(t) поступления, удерживаемую в организме в целом (прямое измерение) или выделенную из тела (косвенное измерение) ко времени t (обычно в днях) после поступления:

Поступлени М е m(t ) МКРЗ опубликовала общие значения m(t) для некоторых радионуклидов в тканях или выделениях вместе с функциями удержания по системной активности.

Если поступления могли быть значительными, следует произвести более точные расчеты, основанные на конкретных индивидуальных параметрах (специальная дозиметрия). Если имеются данные многократных измерений, то лучшая оценка поступления может быть получена, например, методом наименьших квадратов.

Приведем пример оценки доз при поступлении 131I, используемый МАГАТЭ для иллюстрации применения описанных моделей.

Рассмотрим источники данных измерения и биокинетическую информацию. Профессиональное облучение радиоактивным йодом имеет место в ядерной промышленности, в ядерной медицине и при научных исследованиях. Часто встречается облучение короткоживущим радиоизотопом 131I (период полураспада 8 дней), который распадается с эмиссией как бета-частиц (средняя энергия основной эмиссии 0,19 MэВ), так и гамма-излучения (основная эмиссия 0,36 MэB). После ингаляции или перорального поступления йод быстро попадает в круг кровообращения, концентрируется в щитовидной железе и выделяется преимущественно с мочой. Таким образом, после поступления 131I может быть обнаружен прямым измерением активности в щитовидной железе или косвенным – в анализах мочи.

Выбор метода мониторинга зависит от таких факторов, как наличие аппаратуры на месте (так как изотоп короткоживущий) и относительная стоимость анализов, а также от необходимой чувствительности. Хотя прямое измерение активности в щитовидной железе обеспечивает основание для наиболее точной оценки дозы, другие методы могут обеспечить адекватный мониторинг и лучше соответствовать конкретным обстоятельствам.

Все распространенные формы йода легко накапливаются в организме.

При ингаляции йода в форме твердых частиц предполагается поглощение легкими типа F, в то время как пары элементного йода отнесены к классу SR-1 (растворимый или химически активный) с типом поглощения F.

Поглощение йода из желудочно-кишечного тракта f1 считается полным, то есть f1 = 1.

Современная биокинетическая модель поведения йода в организме взрослого человека представлена на рис. 7.

–  –  –

Применительно ко взрослым считается, что 30% йода, достигшего крови, переносится к щитовидной железе, а остальные 70% выводятся непосредственно с мочой через мочевой пузырь. Период полувыведения из крови принят равным 6 часам. Йод, инкорпорированный в гормоны щитовидной железы, покидает железу с периодом полувыведения 80 дней и поступает в другие ткани, где он сохраняется с периодом полувыведения 12 дней. Большая часть йода (80%) впоследствии высвобождается и поступает в круг кровообращения, откуда он может быть поглощен щитовидной железой или непосредственно выведен с мочой;

остаток выделяется через толстую кишку с калом. Из-за короткого периода физического полураспада 131I эта рециркуляция с точки зрения ожидаемой эффективной дозы не имеет значения.

Согласно прямым измерениям мониторинг йода-131 в организме обычно проводится непосредственно измерением активности в щитовидной железе с использованием простого детектора NaI(T1). Если подозревается наличие смеси радиоизотопов йода, может потребоваться спектроскопическое определение гамма-эмиссии 131I.

В качестве примера предположим, что в программе текущего мониторинга с периодом 14 дней у работника мужского пола было обнаружено содержание в щитовидной железе 3000 Бк 131I. С учетом проводимых на этом рабочем месте операций предполагается, что любое облучение будет обусловлено ингаляцией твердых частиц, а не паров (хотя для 131I это предположение не является критическим). Аналогичным образом пероральное поступление вызвало бы такой же режим удержания и выделения и такую же ожидаемую эффективную дозу, рассчитанную по данным мониторинга.

Если схема поступления неизвестна, а период мониторинга не противоречит рекомендациям, следует предположить, что однократное поступление имело место в середине периода мониторинга при условии, что поступление было нетипичным. Исходя из этого предположения, на биокинетической модели можно показать, что 7,4% радиоактивного вещества, вдыхаемого в форме твердых частиц (типа F) со значением САДА по умолчанию 5 мкм, удерживается в щитовидной железе после 7 дней. Таким образом, m(7) = 0,074, и по результату мониторинга из предыдущего пункта можно вычислить поступление 41 кБк. Применение к такому поступлению коэффициентов дозы дает в результате расчета ожидаемую эффективную дозу 450 мкЗв. Такая доза может потребовать последующего расследования.

Рассмотрим использование косвенных измерений.

Моча. Через день после прямого измерения щитовидной железы работник из вышеприведенного примера представляет на анализ суточную пробу мочи, в которой обнаружено содержание 30 Бк 131I. Из биокинетической модели для частиц типа F m(8) для суточного выделения с мочой составляет 1,1 10-4. На этом основании рассчитываются поступление 270 кБк и ожидаемая эффективная доза, равная 3 мЗв (для аэрозоля с САДА 5 мкм). В этом примере предшествующие поступления в расчет не принимались.

Измерения воздуха на рабочем месте. В приведенном примере анализ измерений воздуха на рабочем месте в течение периода мониторинга в помещении, где могло иметь место облучение, показал, что концентрации 131I были в целом низки, хотя и колебались. В течение коротких промежутков времени несколько раз в нескольких местах были зарегистрированы максимальные концентрации от 10 до 20 кБк/м 3.

При принятой по умолчанию частоте дыхания 1,2 м3/ч поступление в 24 кБк может быть получено при работе в течение одного часа без защиты органов дыхания при концентрации 20 кБк/м3. Если работник трудился несколько дольше с ограниченной защитой органов дыхания, поступление, рассчитанное на основании данных мониторинга, не будет противоречить поступлению, рассчитанному по определению биологической активности, в пределах точности, обычно достижимой такими методами.

При выполнении оценки дозы большое расхождение между оценками поступления, рассчитанными на основе прямого измерения щитовидной железы, и измерениями радиоактивного материала, выделенного с мочой, указывает на то, что, по крайней мере, один из заданных по умолчанию способов, используемых для получения этих оценок, не является абсолютно точным. Хотя имеются значительные индивидуальные различия в поглощении йода и в обмене веществ, тем не менее они не могут привести к расхождению почти в десять раз.

С другой стороны, после поступления скорость выделения 131I с мочой со временем заметно уменьшается (больше чем в 1000 раз за период мониторинга), так что вероятным источником ошибки является допущение по умолчанию относительно времени поступления. Если предположить, что поступление произошло за три дня до представления анализа мочи (то есть за два дня до окончания периода мониторинга), а не в его середине (за восемь дней до анализа), поступление, оцененное по измерению мочи, составило бы 21 кБк, а поступление, оцененное по измерению щитовидной железы, – 25 кБк. Эти цифры вполне согласуются.

Согласно биокинетической модели величина доли поступившего путем ингаляции 131I, удерживаемого в щитовидной железе, за весь период мониторинга уменьшается примерно в 3 раза. В отсутствие лучшего доказательства при рассмотрении источников возможного облучения рабочего места это уточненное предположение дает более надежное основание для оценки дозы. Тогда ожидаемая эффективная доза для приведенного примера была бы 270 мкЗв. Для проверки этого заключения следует использовать второй анализ мочи, полученный еще через несколько дней.

Ожидаемая эффективная доза, рассчитанная по результатам прямого мониторинга щитовидной железы, относительно независима от предположений о времени поступления. Именно благодаря быстрым изменениям во времени выделений с мочой после облучения прямое измерение представляет гораздо более надежное основание для интерпретации данных повседневного мониторинга по радиоактивному йоду, хотя скрининга мочи все же может быть достаточно для обнаружения значительных поступлений.

Результаты измерений концентраций в воздухе вызывают необходимость индивидуального мониторинга работников, находившихся на рабочем месте. Однако из-за их прямой зависимости от периода облучения, частоты дыхания, уровня защиты и других факторов, которые известны только приблизительно, оценки поступления, основанные на мониторинге воздуха по 131I, намного менее надежны, чем те, что основаны на индивидуальных измерениях.

Оценим допущенные погрешности в оценках дозы.

Модели, разработанные МКРЗ для описания поведения радионуклидов в организме и, следовательно, для оценки поступлений, обеспечивают наиболее современные методы оценки дозы. Однако при интерпретации данных мониторинга следует учитывать ряд погрешностей.

Прямые методы основываются на результатах полного или частичного мониторинга организма. Точность любых измерений зависит преимущественно от уровня активности, но также и от точности калибровки контрольного оборудования. Предел обнаружения для любого конкретного радионуклида может быть рассчитан по данным о чувствительности оборудования и фонового счета в исследуемой зоне.

Для косвенных методов точность измерений уровней активности в физических или биологических пробах зависит от аналогичных факторов. Однако геометрию счета, как правило, можно точно определить, а время счета при необходимости может быть увеличено для получения приемлемой статистики счета по всем пробам, за исключением проб с очень низкой активностью (или с очень коротким временем полураспада).

Модели, используемые для описания поведения радионуклидов в организме, затем используются, чтобы оценить поступление и дозу, исходя из оценки активности в организме в целом, в пробах тканей или выделениях. Надежность оценок дозы, следовательно, зависит от точности моделей и любых ограничений на их применение в конкретных обстоятельствах. Это зависит от многих факторов. В частности, для надежной оценки дозы необходимо знать время поступления и то, было ли поступление однократным или хроническим.

Когда период взятия проб не дает возможности оценить период полувыведения радионуклида, предположение о длительном периоде удержания в организме для целей оценки дозы может привести к недооценке поступления и, следовательно, ожидаемой эффективной дозы.

Степень недооценки или переоценки дозы будет зависеть от общей схемы удержания радионуклида в организме.

Поведение радионуклидов, поступающих в организм пероральным или ингаляционным путем, будет зависеть от их физико-химических характеристик. Для радионуклидов, поступающих в организм ингаляционным путем, особенно важным по влиянию на депонирование в системе органов дыхания является размер частиц, в то время как при пероральном поступлении на эффективную дозу может существенно влиять фактор поглощения в кишечнике f1. При текущем мониторинге, когда облучение не выходит за рамки пределов поступления, параметры по умолчанию могут быть достаточны для оценки поступлений. Однако при облучении, приближающемся к этим пределам или превышающем их, для улучшения точности прогнозов модели может быть необходима более конкретная информация относительно физической и химической формы поступления и характеристик отдельного лица.

Вопросы к разделу 3.5.:

1. Опишите общую схему интерпретации результатов измерений в ходе мониторинга.

2. Назовите формулу, с помощью которой возможно рассчитать оценку поступления.

3. Определите, в каком случае программа текущего мониторинга может быть основана на прямом измерении щитовидной железы, а в каком на косвенном мониторинге проб с рабочего места или анализов мочи.

4. Опишите модель поведения йода в организме человека.

5. Каким образом обычно происходит мониторинг йода-131 в организме человека?

6. Назовите другие способы измерения доз йода-131, поступивших в организм человека.

7. Объясните, по какой причине и в каких ситуациях оценки поступлений не могут являться абсолютными и окончательными.

Глава 4. Приборы индивидуального мониторинга

В данной теме представлена общая информация по методам и системам, используемым для индивидуального мониторинга

4.1. Дозиметры фотонного и бета-излучения Фотопленочные дозиметры. Фотопленочные дозиметры используются для определения индивидуального облучения фотонами, бетачастицами и тепловыми нейтронами. Обычно они состоят из фотопленки, помещаемой внутри подходящей кассеты, оснащенной соответствующими фильтрами. Такие сборки часто называют плоскими пленочными дозиметрами.

Эмульсия пленки состоит из кристаллов бромида серебра, находящихся в желатиновой среде. Тонкий слой этой эмульсии равномерно наносится на тонкую пластиковую основу. Воздействие ионизирующего излучения на зерна эмульсии образует скрытое изображение. При последующем проявлении ионы серебра в скрытом изображении образуют устойчивое почернение. С помощью денситометра измеряется оптическая плотность, зависящая от типа пленки, режима ее проявления, а также от вида и энергии измеряемого излучения. Зависимость оптической плотности от дозы – нелинейная. Фотографические пленки чаще всего используются для фотонного и бета-излучений, но они будут реагировать на ионизирующее воздействие любого излучения, передающего достаточно энергии для образования ионов серебра в эмульсии. Пленка часто используется для косвенных измерений тепловых нейтронов; нейтроны захватываются кадмиевым фильтром, а почернение пленки под воздействием возникающего гамма-излучения является индикатором дозы нейтронов.

Осложняющим фактором в применении фотопленочного дозиметра является энергетическая зависимость пленки в сопоставлении с тканями тела человека. Компенсация энергетической зависимости чувствительности пленочного дозиметра достигается применением одного или нескольких фильтров из соответствующих материалов с заданной толщиной. В то время как для фотонов с энергией выше 0,1 МэВ достаточно использование одного фильтра, для фотонов с более низкими энергиями необходимо применение системы, состоящей из нескольких фильтров (например, фильтры с открытыми окнами из меди, олова, свинца, пластика). Вид падающего излучения и дозу можно оценить на основании чувствительности пленки после различных фильтров.

Когда планируется применить новый тип пленки или вносятся изменения в процесс ее проявления, необходимо проведение типовых испытаний. Как правило, плоские пленочные дозиметры используются в течение периода продолжительностью до одного месяца и пригодны для применения в контролируемых зонах. При более длительном периоде экспозиции следует уделить особое внимание проблеме почернения пленки. Калибровку пленочных дозиметров необходимо проводить посредством облучения идентичных пленок с заданными уровнями доз и обработки этих «стандартов» одновременно с дозиметрами.

Фотопленочные дозиметры могут использоваться как селективные дозиметры, дающие, помимо дозы, качественную информацию. Этот метод может быть очень экономичным в зависимости от принятой степени автоматизации. Пленочные дозиметры весьма чувствительны к температуре и влажности, что приводит к почернению скрытого изображения. Энергетическая зависимость чувствительности пленки может потребовать применения сложной системы фильтров. Дозиметры такого типа можно легко приспособить для измерения величин Hp(10) и Hp(0,07) при фотонном и бета-излучениях с энергиями (max), превышающими 0,5 МэВ.

Термолюминесцентные дозиметры. Термолюминесценцией называется явление испускания световых квантов при нагревании предварительно облученного ионизирующим излучением материала. Испускание световых квантов происходит при высвобождении электронов, которые под действием облучения перешли в возбужденное состояние и затем были захвачены в ловушки. Количество испускаемого света непосредственно соотносится с дозой облучения, полученной материалом. Случайное высвобождение захваченных электронов из ловушек до считывания показаний дозиметра называется федингом и может являться следствием высвобождения электронов в результате нагрева или облучения материала светом. В термолюминесцентной дозиметрии (ТЛД) соотношение между определяемым сигналом и измеряемым эквивалентом дозы должно устанавливаться с помощью калибровки.

При использовании вышеназванного явления в дозиметрии в процессе нагревания термолюминесцентного материала ведется регистрация испускаемого им света с помощью фотоумножителя или иного светочувствительного прибора. График зависимости количества испускаемого люминесцентного света от температуры называется «кривой термовысвечивания». Форма кривой термовысвечивания зависит от типа и количества примесей и дефектов кристаллической решетки в материале, а также от тепловой предыстории и обработки материала. Фотоэлектронный умножитель имеет высокую чувствительность, большое значение отношения сигнал–шум и широкий динамический диапазон. Площадь под кривой термовысвечивания рассматривается как мера дозы. При считывании показаний детектора происходит потеря информации у термолюминесцентного материала, и он тогда готов для регистрации нового облучения (хотя некоторые материалы должны подвергнуться отжигу перед повторным использованием). Механизм термолюминесценции сложен, и хотя постулированы общие теоретические модели, каждый термолюминесцентный люминофор уникален, и модели, соответствующие конкретным веществам, имеют весьма разные характеристики.

По мере совершенствования твердотельных термолюминесцентных дозиметров (ТЛД) и приборов для считывания их показаний ТЛД находят все более широкое применение. В настоящее время ТЛД имеются в продаже и широко используются в текущем индивидуальном дозиметрическом контроле, мониторинге окружающей среды и клинической радиационной дозиметрии.

Рост использования ТЛД в дозиметрическом обеспечении радиационной защиты происходит по следующим причинам:

существование почти полностью тканеэквивалентных термолюминесцентных материалов;

достаточно высокая чувствительность и точность как для индивидуального мониторинга, так и для мониторинга окружающей среды;

наличие в продаже твердотельных детекторов малого размера, пригодных как для ручной, так и автоматической обработки;

пригодность для использования в дозиметрии бета-облучения кожи и конечностей;

существование материалов с очень высокой временной стабильностью при меняющихся условиях окружающей среды;

легкость в обработке;

возможность повторного использования;

линейность зависимости чувствительности детектора от дозы и мощности дозы в широком диапазоне.

Используемые в настоящее время дозиметры для индивидуального мониторинга доз бета-излучения имеют серьезный недостаток, связанный с наличием энергетического порога, поскольку детектор и его покрытие имеют слишком толстые стенки. Тонкие и сверхтонкие детекторы имеются в продаже, но, по-видимому, их трудно использовать в больших масштабах для текущего мониторинга. В последние годы для измерения рабочих величин Hp(0,07) и Hp(10) разработаны несколько типов термолюминесцентных детекторов.

Чувствительность термолюминесцентных материалов к нейтронам зависит от состава детектора, кассеты ТЛД и, главным образом, от энергии нейтронов. Ряд люминофоров имеют высокую чувствительность к тепловым нейтронам, но малую чувствительность к быстрым нейтронам.

Для повышения чувствительности ТЛД к быстрым нейтронам исследованы различные методы, в том числе использующие тело как замедлитель нейтронов до тепловых скоростей. Такой подход получил важное практическое развитие в индивидуальных альбедо-дозиметрах.

Фотолюминесцентные дозиметры. Фотолюминесценция основана на образовании индуцированных ионизирующим излучением люминесцентных центров в активированных серебром фосфатных стеклах.

При последующем облучении стекол ультрафиолетовым излучением происходит излучение видимого света с интегральной интенсивностью, линейно зависящей от поглощенной дозы ионизирующего излучения.

В отличие от термолюминесценции, результаты воздействия ионизирующего излучения – центры – не разрушаются при обычном процессе считывания показаний и являются исключительно стабильными, поэтому при комнатной температуре снижение интенсивности излучения видимого света (фединг) на протяжении периода в несколько лет остается пренебрежимо малым, и информация о дозах может быть получена в любое время на протяжении всего длительного периода накопления дозы.

Фосфатные стекла можно производить в большом количестве с высокой воспроизводимостью и постоянной чувствительностью. Поэтому не требуется калибровки индивидуальных детекторов. Применение имеющихся в продаже импульсных ультрафиолетовых лазерных считывателей снижает величину «преддозы» (видимое показание прибора при необлученных стеклах до значения около 10 мкЗв. Это устраняет некоторые недостатки прежнего традиционного метода считывания показаний, который требовал чистки стекол и вычета «преддозы» для измерения значений дозы ниже 100 мкЗв.

Поскольку некоторые материалы, из которых изготовлены стекла, имеют большой атомный номер, с ними необходимо использовать фильтры для компенсации энергетической зависимости чувствительности.

Изготовленные в последнее время на основе таких стекол дозиметры обеспечивают энергетическую зависимость в пределах ±15% для фотонов с энергией более 15 кэВ. Дозиметрическая система полностью на базе фосфатных стекол с автоматическим считыванием показаний, использующая лазерное возбуждение с помощью ультрафиолетового излучения, может применяться для индивидуального мониторинга в крупномасштабных системах.

Дозиметры, использующие фосфатное стекло, повседневно применяются для индивидуального мониторинга и мониторинга окружающей среды для измерения величин Hp(10) и Hp(0,07) в диапазоне доз от уровней естественного фона до значений, представляющих интерес при аварийных ситуациях.

Преимущества фотолюминесцентных дозиметров заключаются в постоянном и длительном по времени накоплении информации по дозам, высокой точности, пренебрежимо малом фединге и возможности, в случае необходимости, повторного считывания показаний дозиметра.

Электронные дозиметры. Электронные дозиметры, разработанные для индивидуальной дозиметрии, основаны на счетчиках Гейгера– Мюллера, обнаруживающих фотоны с энергией более 30 кэВ, и кремниевых полупроводниковых детекторах.

В последнее время в продаже появилась электронная дозиметрическая система, основанная на использовании трех кремниевых детекторов, пригодных для одновременного измерения величин Hp(10) и Hp(0,07), для фотонов и бета-излучения (сосредней энергией более 250 кэВ).

Это устройство подходит для использования работниками в контролируемых зонах при условии, что вклад в дозу, обусловленный бетаизлучением с низкой энергией, незначителен. Дозиметрические службы ряда стран сумели добиться утверждения своими регулирующими органами использования этой системы в качестве официального или разрешенного законом дозиметра.

Недавно опубликовано описание используемых для текущего контроля персональных дозиметров размером с кредитную карточку, содержащих кремниевый детектор. Этот дозиметр измеряет эквивалент дозы и мощность эквивалента дозы фотонов, имеет управляемую сигнализацию и хранит в своей памяти интегрированную за сутки дозу на протяжении последних 12 месяцев.

Электронные приборы могут обеспечить выдачу работнику мгновенной индикации как о накопленной дозе, так и о ее мощности. Приборы также снабжены световой и звуковой сигнализацией с возможностью ее предварительной установки, так что эти приборы можно использовать одновременно как интегрирующие и как сигнальные дозиметры.

Карманные дозиметры. Для индивидуального мониторинга все еще применяются дозиметры с кварцевой нитью, хотя их использование снижается. Они представляют собой маленькую ионизационную камеру с нитью, а отклонение нити пропорционально полученной дозе. Считывание показаний происходит зрительно: необходимо смотреть сквозь дозиметр и отмечать отклонение нити на шкале. Эти приборы просты и дешевы. Однако они обладают низкой чувствительностью по отношению к уровням измерения, необходимым для целей текущей радиационной защиты. Кроме того, они имеют ограниченный полезный диапазон регистрации доз (приблизительно с коэффициентом 20).

Можно выбрать подходящие карманные дозиметры непосредственного считывания в зависимости от ожидаемой максимальной дозы и предполагаемых величин излучения. Основные проблемы в работе – установка нуля и утечка заряда – накладывают ограничения на минимальное значение измеряемой дозы.

Вопросы к разделу 4.1.:

1. Перечислите известные вам дозиметры фотонного и бетаизлучения.

2. Определите, для каких измерений используются фотопленочные дозиметры.

3. Назовите осложняющий фактор в применении фотопленочного дозиметра.

4. Дайте определение явлению термолюминесценции.

5. Опишите, каким образом происходит процесс термолюминесцентной дозиметрии.

6. Перечислите, где находят применение твердотельные термолюминесцентные дозиметры.

7. Дайте определение явлению фотолюминесценции.

8. Опишите принцип работы фотолюминесцентных дозиметров и назовите их преимущества.

9. Назовите, на каких счетчиках основаны электронные дозиметры.

В чем их отличительная особенность?

10. Опишите принцип работы карманного дозиметра.

4.2. Нейтронные дозиметры Ядерные фотоэмульсии. Ядерные фотоэмульсии можно использовать для дозиметрии быстрых нейтронов. Нейтроны взаимодействуют с ядрами водорода в эмульсии и окружающих материалах, образуя в результате упругих столкновений протоны отдачи. Ионизирующие частицы, проходя через эмульсию, создают скрытое изображение, которое после обработки приводит к почернению пленки вдоль трека частиц.

Ядерные фотоэмульсии, как правило, имеют энергетический порог, равный приблизительно 0,7 МэВ, слабую энергетическую чувствительность и ограниченный диапазон измеряемых доз. Дозиметры этого типа имеют точку насыщения примерно в 50 мЗв.

Нейтроны с энергией ниже 10 эВ можно обнаруживать благодаря их взаимодействию с ядрами азота желатина, приводящему к образованию протонов отдачи. Если чувствительность к тепловым нейтронам нежелательна, дозиметр следует поместить под фильтр из материала, который поглощает тепловые нейтроны (например, кадмий).

Для подсчета треков протонов отдачи в эмульсии можно использовать микроскоп с тысячекратным увеличением. Подсчет треков можно облегчить, если использовать микроскоп, оснащенный телевизионной камерой и монитором. Точность измеренной дозы зависит от квалификации оператора по распознаванию треков в эмульсии.

Один из недостатков ядерной фотоэмульсии состоит в высокой скорости фединга. Фединг ускоряется при высокой температуре и влажности и может достигать 75% за неделю. Эту проблему можно контролировать, если до использования пленки высушить ее в контролируемых условиях и запечатать во влагонепроницаемом пакете.

Другая серьезная проблема, связанная с эмульсией, заключается в том, что фотонное излучение может приводить к почернению пленки после облучения и проявления, создавая большие трудности в выделении треков протонов отдачи. Из-за указанных недостатков, в том числе и высокого энергетического порога нейтронов, для целей индивидуальной дозиметрии ядерные фотоэмульсии все в большей степени замещаются другими методами, такими как ТЛД альбедо-дозиметрами и/или твердотельными трековыми детекторами.

Твердотельные ядерные трековые детекторы. Сильноионизирующие частицы, такие как осколки деления, альфа-частицы и индуцированные нейтронами частицы отдачи, вызывают структурные повреждения вещества вдоль своего пути во многих материалах, таких как минералы, стекло и различные пластики. При химическом травлении поверхности детектора с помощью соответствующих реагентов можно удалить вещество из зоны повреждения вдоль трека частицы и увеличить размеры углублений так, что они становятся видимыми при использовании оптического микроскопа. Применение электрохимического травления многократно увеличивает размер треков, и плотность треков можно легко сосчитать одним детектором площадью 1 см2 при использовании микроскопа с малым увеличением (например, двадцатикратным) или другого оптического считывателя.

Размер и форма треков после травления зависят от типа, энергии и угла падения частиц, типа материала детектора и условий травления (т. е.

концентрации реактива для травления, температуры и времени травления). Эти параметры следует оптимизировать для каждого материала и конкретного применения.

При нейтронной дозиметрии обычно применяют три типа детекторов: треков осколков деления, треков отдачи и треков, обусловленных реакцией (n,). Эти детекторы кратко рассмотрим ниже.

Детекторы треков осколков деления. В результате облучения нейтронами радиатор или конвертор из делящегося материала испускает осколки деления. Осколки деления обнаруживаются твердотельным детектором, например, таким как поликарбонат. Реакции деления имеют либо энергетический порог (например, 0,6 МэВ для 237Np, 1,3 МэВ для Th, 1,5 МэВ для 238U), либо чрезвычайно высокое сечение захвата для тепловых нейтронов (например, 235U). В настоящее время в ряде стран ограничено или запрещено использование в дозиметрии делящихся материалов из-за их радиоактивности.

Детекторы треков отдачи. Упругое рассеяние нейтронов на ядрах детекторов из пластика может приводить к образованию заряженных частиц отдачи, таких как протоны или атомы углерода, кислорода и азота.

Эти заряженные частицы отдачи образуют скрытые треки, которые можно сделать видимыми в результате травления. Для увеличения размеров треков применяется химическое или электрохимическое травление.

Плотность треков, пропорциональная нейтронному облучению, может быть подсчитана с помощью микрофишного считывателя или автоматического счетчика частиц. Различные типы пластика имеют разную чувствительность к нейтронам, обусловленную линейной передачей энергии (ЛПЭ) протонов отдачи и коротким пробегом более тяжелых частиц. Чувствительность также зависит от энергии нейтронов. Для каждого материала детектора или сочетания материалов радиатора, поглотителя и детектора следует оптимизировать метод травления и установить экспериментально кривые зависимости чувствительности от энергии.

Наиболее часто используемый материал для детекторов – поликарбонат, нитрат целлюлозы и Sr39. В настоящее время с разрешения регулирующих органов ряд дозиметрических служб в своей работе базируются на использовании материала Sr39.

Трековые детекторы, основанные на реакциях (n, ).

Нейтроны взаимодействуют с 6Li или 10B, содержащимися во внешнем радиаторе. Альфа-частицы, образованные в результате реакций типа (n, ), имеют максимальную энергию около 2,5 МэВ (6Li) и 1,5 МэВ (10B) для нейтронов с энергиями не более нескольких сотен кэВ. Сечения захвата реакции высокие для тепловых нейтронов и убывают с увеличением энергии нейтронов в обратной зависимости от их скорости. Большинство имеющихся в продаже детекторов из пластика способны обнаруживать испускаемые альфа-частицы. Эффективность обнаружения зависит от типа материала и условий травления.

ТЛД альбедо-дозиметры. Альбедо-дозиметрия основана на обнаружении нейтронов с низкими энергиями (альбедо-нейтронов), выходящими из тела человека, облученного нейтронами с различными энергиями.

Поэтому любой детектор тепловых нейтронов, расположенный на поверхности тела, может служить в качестве альбедодетектора.

Альбедо-дозиметры обычно используют термолюминесцентные детекторы, такие как 6LiF в капсуле из пластика, обогащенного бором, которая отделяет альбедо-нейтроны от падающих тепловых нейтронов.

Вследствие чувствительности ТЛД к фотонам в качестве показания дозы нейтронов принимается разница между показаниями детекторов 6 LiF и 7LiF.

Альбедо-дозиметры имеют высокую и практически постоянную чувствительность к нейтронам с энергиями в диапазоне от тепловых до 10 кэВ. Однако чувствительность дозиметров к нейтронам с энергиями более 10 кэВ резко падает. Установлено, что в нейтронных полях рассеяния различие значений относительной энергетической чувствительности альбедо-детекторов может достигать 20 раз.

Двухкомпонентные альбедо-дозиметры, разработанные для автоматического считывания показаний в различных ТЛД системах, признаны пригодными для текущего мониторинга. Этот тип дозиметров включает альбедо-детектор и дополнительный детектор тепловых нейтронов.

Чувствительность к нейтронам зависит от нейтронного спектра.

На рабочих местах нейтронные спектры меняются в широких пределах.

Однако при условии, что спектр нейтронов известен и остается постоянным, можно использовать корректирующие коэффициенты, учитывающие местную специфику.

Энергетическая зависимость альбедо-детекторов может быть скомпенсирована в дозиметрах, применяемых в полях излучения быстрых нейтронов, путем добавления ядерного трекового детектора, такого как поликарбонат, для отдельного измерения быстрых нейтронов. В такой комбинации детекторов альбедо-детектор служит в качестве основного нейтронного детектора, показания которого можно считывать автоматически, используя обычный ТЛД считыватель. Тогда необходимость обработки трекового детектора возникает только в том случае, если ТЛД покажет значительное облучение.

Пузырьковые детекторы. Пузырьковые детекторы являются новым типом нейтронных дозиметров непосредственного считывания.

Детектор изготавливается путем суспендирования перегретых микрокапель в твердом эластичном полимере. Пролет нейтронов через материал приводит к образованию видимых пузырьков пара, которые захватываются в местах образования. Число пузырьков является мерой дозы нейтронного излучения. Пузырьковый детектор – абсолютно пассивный прибор, который может храниться до возникновения в нем потребности.

Он не требует никакой электронной аппаратуры для измерений или считывания. Однако для считывания показателей с большого количества детекторов можно использовать автоматический считыватель, управляемый компьютером.

Пузырьковый детектор чрезвычайно чувствителен к нейтронам, обнаруживая дозы в «мЗв-ом» диапазоне, и абсолютно нечувствителен к гамма-излучению. Можно изготовить детекторы с разными энергетическими порогами регистрации нейтронов (от 100 кэВ до нескольких МэВ), так что набор пузырьковых детекторов с разными порогами можно использовать в качестве грубого спектрометра нейтронов. Однако у этих детекторов есть недостатки, обусловленные существенной зависимостью их характеристик от температуры окружающей среды, а также ограниченностью энергетического и дозового диапазонов. В связи с этим для охвата требуемого дозового диапазона может возникнуть необходимость использовать ряд дозиметров с различной чувствительностью.

Персональные сигнальные нейтронные дозиметры. Персональные сигнальные нейтронные дозиметры могут выдать пользователю информацию о нейтронном эквиваленте дозы. Эти детекторы основаны на использовании разных методов. Среди них:

счетчик для измерения протонов отдачи;

3He-детектор в маленьком полиэтиленовом замедлителе с защитой от тепловых нейтронов;

счетчик, работающий на принципе Росси, с микропроцессором для преобразования числа отсчетов либо в поглощенную дозу, либо в эквивалент дозы;

кремниевый поверхностно-барьерный детектор для обнаружения ионов отдачи, испускаемых полиэтиленовым и 10B-радиаторами.

Вопросы к разделу 4.2.:

1. Благодаря чему ядерные фотоэмульсии можно использовать для дозиметрии быстрых нейтронов?

2. Назовите основной недостаток ядерной фотоэмульсии.

3. Перечислите виды твердотельных ядерных трековых детекторов.

Опишите их основные принципы работы.

4. На чем основан метод альбедо-дозиметрии. В чем его преимущества?

5. Назовите, каким образом изготавливается пузырьковый детектор.

Каковы его недостатки?

6. Определите, на чем основан принцип работы персональных сигнальных нейтронных дозиметров.

Глава 5. Учет доз облучения

5.1. Международные подходы к учету доз облучения персонала В соответствии с рекомендациями МКРЗ и нормами МАГАТЭ наниматели, зарегистрированные лица и лицензиаты ведут регистрационные записи облучения каждого работника, для которого требуется оценка профессионального облучения. Для выполнения этих требований каждому предприятию следует устанавливать процедуру, которая определяет, как нужно сообщать данные и результаты мониторинга, какие уровни доз нужно регистрировать и какие документы и регистрационные записи о радиационном воздействии следует вести. Как правило, служба дозиметрии имеет ограниченный прямой контакт с работниками и руководством предприятия. Однако результаты мониторинга часто используются руководством для того, чтобы сообщить оперативному персоналу радиационной защиты, когда необходимо вмешательство в работу, такое как дополнительный отбор проб или ограничение работ. Поэтому необходимо тесное сотрудничество между всеми, кто участвует в осуществлении различных компонентов программ мониторинга и защиты.

Ведение регистрационных записей дозы заключается в осуществлении и хранении записей об индивидуальной дозе для работников, подвергающихся воздействию излучения. Ведение регистрационных записей является важнейшим элементом процесса индивидуального мониторинга.

В программе мониторинга следует установить определенные периоды оценки дозы или мониторинга, связанные с обработкой дозиметров или программой отбора проб. Регистрационные записи дозы для отдельных лиц следует составлять так, чтобы оцениваемые за эти периоды дозы можно было идентифицировать раздельно.

Следует постоянно обновлять регистрационные записи дозы, а также установить процедуры, обеспечивающие незамедлительное включение оценок дозы за любой период мониторинга в регистрационные записи данного конкретного лица.

Регистрационную запись об индивидуальном профессиональном облучении следует уникально связывать с работником и обеспечивать с ее помощью возможность соответствующего суммирования доз от внешнего и внутреннего облучения. В регистрационную запись за каждый год следует включать:

уникальную идентификацию данного лица;

данные об облучении за год до текущего момента и, если необходимо, за соответствующий пятилетний период;

измерения дозы внешнего облучения и способ оценки:

эквивалента индивидуальной дозы, Нp(10), эквивалента индивидуальной дозы, Нp (0,07) (в случае значительного облучения фотонами низкой энергии или бетаизлучением);

измерения дозы внутреннего облучения:

ожидаемой эффективной дозы, Е(50), ожидаемой эквивалентной дозы, Н(50) (в случае переобучения);

оценки аномальных результатов дозы (неожиданно высоких или низких);

не учтенную из-за пропажи или поломки дозиметра или проб дозу;

другую информацию о предшествующем облучении, необходимую для демонстрации выполнения требований, установленных соответствующим регулирующим органом;

информацию о веществах и радионуклидах, содержавшихся в любых предыдущих известных или предполагаемых значительных поступлениях;

любые особые пределы доз, устанавливаемые для работника;

регистрационные записи с официальным заявлением о беременности, любые отмены таких заявлений и уведомления о завершении беременности;

дозу, полученную в течение всей жизни по данный момент.

В регистрационные записи об индивидуальной дозе следует включать любые оцененные эквиваленты доз или поступления. Следует включать подробности любого участия в аномальных событиях, даже если оценки облучения не могут быть сделаны. Также важно сохранять записи с указанием целей, методов мониторинга и моделей, используемых для анализа и интерпретации данных, потому что они могут понадобиться для интерпретации регистрационных записей о дозе в будущем. Важна прослеживаемость измерений и оценок доз.

При ведении регистрационных записей об оценках дозы важно установить уровни регистрации программ мониторинга. Значительная часть данных, накопленных в программах мониторинга, имеет только временное значение; результаты мониторинга получить легко, но процедура оценки сложна, а очень часто предполагаемые дозы малы. За уровень регистрации в контексте индивидуального мониторинга следует принять официально определенный уровень эффективной (или эквивалентной) дозы или поступления, при превышении которого какой-либо результат программы мониторинга становится достаточно значим для включения измеренного или рассчитанного значения в регистрационную запись дозы. Другие результаты могут быть охвачены общим утверждением в записи о том, что ни один из незарегистрированных результатов не превышал уровня регистрации. Однако даже в этих случаях важно зарегистрировать сам факт того, что измерение было сделано. Возможно, лучший способ сделать это – поставить в регистрационных записях нуль.

Однако тогда следует ясно указывать, что это означает, что доза была ниже уровня регистрации. Если погрешность в ±100% рассматривается как приемлемая при уровне регистрации, то это может быть использовано при определении необходимых спецификаций для работы индивидуальных дозиметров в диапазоне низких доз.

Уровень регистрации для индивидуального мониторинга следует выводить исходя из продолжительности периода мониторинга и годовой эффективной дозы не менее чем 1 мЗв или годовой эквивалентной дозы, составляющей примерно 10% от соответствующего предела дозы. Однако в тех ситуациях, когда в суммарную дозу вносят значительный вклад несколько составляющих облучения (таких как внешнее и внутреннее облучение конкретных органов), может быть целесообразным выводить более низкие уровни регистрации для каждой из компонент. Позицию в отношении регистрации каждой компоненты затем следует определить официально и зарегистрировать.

На практике при индивидуальном мониторинге внешнего облучения значения измеряемых доз обычно вводятся прямо в регистрационную запись. Минимальный уровень обнаружения затем следует использовать как уровень регистрации, то есть результаты ниже такого уровня регистрируются как нуль. Этого достаточно, если минимальный уровень обнаружения меньше, чем доля уровня регистрации в 1 мЗв, пропорционально соответствующая периоду ношения дозиметра. При мониторинге внутреннего облучения уровень регистрации, применяемый к измеренным результатам, исключает излишние усилия по трудоемкой и требующей времени оценке незначительных поступлений.

Распространение информации является важным аспектом процесса ведения регистрационных записей. Наниматели, зарегистрированные лица и лицензиаты:

обеспечивают работникам доступ к информации, содержащейся в их регистрационных записях облучения;

обеспечивают доступ к регистрационным записям облучения руководителю программы наблюдения за состоянием здоровья, регулирующему органу и соответствующему нанимателю;

содействуют предоставлению копий регистрационных записей облучения работников новым нанимателям, если эти работники меняют место работы;



Pages:     | 1 | 2 || 4 |

Похожие работы:

«Библиотечка частного охранника социальных объектов СМЕРТЬ-ТРАВА (наркотики в образовательных организациях) Пособие для специалистов охраны образовательных организаций Саморегулируемая организация Ассоциация предприятий безопасности Школа без опасности 2015 г. Остановите смерть! 30 марта 2015 года в здании Свердловского областного суда в Екатеринбурге состоялась 3-я Научно-практическая конференция «Совершенствование правовой базы реализации Стратегии государственной антинаркотической политики...»

«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...»

«Методические рекомендации по организации подготовки служб движения к работе в весенне летнем периоде 2015 года Весенне-летний период характеризуется рядом особенностей, которые в предыдущие годы оказывали влияние на безопасность воздушного движения при аэронавигационном обслуживании пользователей воздушного пространства. В весенне-летний период происходит значительное возрастание интенсивности воздушного движения по воздушным трассам, на высотах ниже нижнего эшелона и в районах выполнения...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования “Южный федеральный университет” Кафедра психологии и безопасности жизнедеятельности Экспериментальная психология Учебно-методическое пособие Для студентов и магистрантов направления 030300 – Психология Таганрог 2014 ББК 88.37я73 Голубева Е.В. Экспериментальная психология: Учебно-методическое пособие. – Таганрог: Изд-во ЮФУ, 2014. – 48 с....»

«ФЕДЕРА ЛЬНАЯ ЦЕЛЕВАЯ ПРОГРАММА «ПОВЫШЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ДОРОЖНОГО ДВИЖЕНИЯ в 2013 – 2020 годах» БЕЗОПАСНОСТЬ ДОРОЖНОГО ДВИЖЕНИЯ УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДОПОЛНИТЕЛЬНОГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ С П Е Ц И А Л И СТО В А ВТО М О Б И Л Ь Н О ГО Т РА Н С П О РТА Москва 201 Настоящее учебно-методическое пособие подготовлено в рамках реализации Федеральной целевой программы «Повышение безопасности дорожного движения в 2013 – 2020 годах», структурировано в соответствии с реализуемой в...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 23.06.2015 Рег. номер: 3438-1 (22.06.2015) Дисциплина: Выпускная квалификационная работа. Учебный план: 10.03.01 Информационная безопасность/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Русаков Сергей Викторович Автор: Русаков Сергей Викторович Кафедра: Кафедра информационной безопасности УМК: Институт математики и компьютерных наук Дата заседания 30.03.2015 УМК: Протокол №6 заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии получения согласования...»

«РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» ФИНАНСОВО-ЭКОНОМИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ Кафедра экономической безопасности, учета, анализа и аудита ГОСУДАРСТВЕННАЯ ИТОГОВАЯ АТТЕСТАЦИЯ Учебно-методический комплекс. Методические указания по выполнению и защите выпускной квалификационной работы для студентов специальности 38.05.01 (080101.65) «Экономическая...»

«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...»

«2 Естественные науки К 68 Коротченко, Ирина Сергеевна. Концепции современного естествознания : сборник заданий и упражнений : учебное пособие для подготовки студентов, обучающихся по специальности 080101. Экономическая безопасность и направления подготовки 010400.62 Прикладная математика и информатика / И. С. Коротченко ; Краснояр. гос. аграр. ун-т. Красноярск : КрасГАУ, 2015. 169 с. : ил. ; 21 см. Загл. обл. : Концепция современного естествознания. Библиогр.: с. 167-169. 110 экз. (в пер.) :...»

«I. ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА Программа профессиональной подготовки водителей транспортных средств категории Tm (далее программа) разработана в соответствии с требованиями Федерального закона от 10 декабря 1995 г. N 196-ФЗ О безопасности дорожного движения (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, N 50, ст. 4873; 1999, N 10, ст. 1158; 2002, N 18, ст. 1721; 2003, N 2, ст. 167; 2004, N 35, ст. 3607; 2006, N 52, ст. 5498; 2007, N 46, ст. 5553; N 49, ст. 6070; 2009, N 1, ст. 21; N 48, ст....»

«СОДЕРЖАНИЕ 1. Общие положения 1.1. Образовательная программа высшего образования (ОП ВО), реализуемая ТюмГУ по направлению подготовки 090303.65 (10.05.03)1 «Информационная безопасность автоматизированных систем»1.2. Нормативные документы для разработки ОП ВО по направлению подготовки 10.05.03 «Информационная безопасность автоматизированных систем»1.3. Характеристика ОП ВО 1.4. Требования к абитуриенту 2. Характеристика профессиональной деятельности выпускника ОП ВО по направлению подготовки...»

«ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «РОССИЙСКИЕ ЖЕЛЕЗНЫЕ ДОРОГИ» МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ по внедрению системных мер, направленных на обеспечение безопасности движения поездов для филиалов ОАО «Российские железные дороги», участвующих в перевозочном процессе ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «РОССИЙСКИЕ ЖЕЛЕЗНЫЕ ДОРОГИ» УТВЕРЖДЕНЫ распоряжением ОАО «РЖД» от 3 января 2011 г. № 1р МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ по внедрению системных мер, направленных на обеспечение безопасности движения поездов для филиалов ОАО...»

«ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА Самостоятельная работа студентов (СРС) это активные формы индивидуальной и коллективной деятельности, направленные на закрепление, расширение и систематизацию пройденного материала по темам дисциплины ОП.08 «Безопасность жизнедеятельности», формирование общих и профессиональных компетенций, умений и навыков быстро решать поставленные задачи. СРС предполагает не пассивное «поглощение» готового материала, а его поиск и творческое усвоение. Самостоятельная работа призвана...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт химии Кафедра органической и экологической химии Ларина Н.С. ГИДРОХИМИЯ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов очной формы обучения по направлению 04.03.01 Химия, программа подготовки «Академический бакалавриат», профиль подготовки Химия окружающей среды, химическая...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 05.06.2015 Рег. номер: 797-1 (29.04.2015) Дисциплина: Дополнительные главы криптографии Учебный план: 10.03.01 Информационная безопасность/4 года ОДО Вид УМК: Электронное издание Инициатор: Ниссенбаум Ольга Владимировна Автор: Ниссенбаум Ольга Владимировна Кафедра: Кафедра информационной безопасности УМК: Институт математики и компьютерных наук Дата заседания 30.03.2015 УМК: Протокол №6 заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии получения согласования...»

«ПРОФЕССИОНАЛЬНАЯ КУЛЬТУРА ЖУРНАЛИСТА КАК ФАКТОР ИНФОРМАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ Учебное пособие, хрестоматия, методические указания к спецкурсу «Профессиональная культура журналиста как фактор информационной безопасности» Уральский государственный университет Екатеринбург Вместо предисловия ДИСКУРС ЖУРНАЛИСТСКОЙ ПРОФЕССИИ: МЫ НЕ ТОЛЬКО ЦЕХ, КОРПОРАЦИЯ – НО И СООБЩЕСТВО! Два года назад факультет журналистики УрГУ представил коллегам и общественности сборник «Современная журналистика: дискурс...»

«АКАДЕМИЯ МАРКЕТИНГА И СОЦИАЛЬНО-ИНФОРМАЦИОННЫХ ТЕХНОЛОГИЙ – ИМСИТ (г. Краснодар) Кафедра Бизнес-процессов и экономической безопасности УТВЕРЖДЕНО Научно-методическим советом Академии ИМСИТ протокол № 1 от «25» августа 2014 г. председатель НМС, профессор Н.Н. Павелко МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ ПО ВЫПОЛНЕНИЮ КУРСОВОЙ РАБОТЫ УПРАВЛЕНИЕ НЕФТЕГАЗОВЫМИ РЕСУРСАМИ Специальность 080502.65 – Экономика и управление на предприятии (по отраслям) Квалификация – экономист Рассмотрено и одобрено на заседании...»

«26. 05. МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Финансово-экономический институт Кафедра математических методов, информационных технологий и систем управления в экономике Тарасов О.А. ИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ В ЭКОНОМИКЕ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов специальности 38.05.01 (080101.65) «Экономическая...»

«ЛИСТ СОГЛАСОВАНИЯ от 18.06.2015 Рег. номер: 3009-1 (17.06.2015) Дисциплина: Безопасность жизнедеятельности Учебный план: 09.03.02 Информационные системы и технологии/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 30.04.2015 УМК: Протокол №7 заседания УМК: Дата Дата Результат Согласующие ФИО Комментарии...»

«Обеспечение пожарной безопасности при распространении и использовании пиротехнической продукции гражданского назначения и проведение праздничных мероприятий с массовым пребыванием людей Методические рекомендации Предназначены для руководителей, специалистов торговых предприятий и организаций, работающих в сфере реализации пиротехнической продукции, а также для организаторов проведения праздничных мероприятий Руководитель проекта – Заместитель начальника Главного управления – начальник...»







 
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.