Фрагмент документа "ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНПИН 2.6.1.2368-08".
3.5. Контроль обеспечения РБ
3.5.1. Контроль обеспечения РБ в подразделениях радионуклидной
терапии должна осуществлять служба радиационной безопасности (служба
РБ) данного медицинского учреждения. Штаты и техническое оснащение
службы РБ и отделения радионуклидной терапии устанавливаются
администрацией учреждения с учетом объема и характера работ с
радионуклидными источниками.
3.5.2. Положение о службе РБ (ответственного лица) утверждается
администрацией учреждения.
3.5.3. Радиационный контроль в подразделениях радионуклидной
терапии в зависимости от объема и характера работ с радионуклидными
источниками должен включать:
- индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения
персонала;
- индивидуальный радиометрический контроль уровня внутреннего
облучения персонала;
- контроль уровней радиоактивного загрязнения рабочих
поверхностей, одежды и кожных покровов работающих;
- контроль мощности дозы на рабочих местах персонала;
- контроль содержания радиоактивных аэрозолей и газов в воздухе
рабочих помещений (только при проведении работ с радиоактивными
аэрозолями и радиоактивными газами);
- контроль сбора, хранения и удаления твердых радиоактивных
отходов;
- радиометрический контроль жидких РАО в емкостях станции
спецочистки;
- радиометрический контроль фильтров вентиляционных систем;
- дозиметрический контроль уровней внешнего излучения от
пациентов с введенными РФП на выходе из подразделения радионуклидной
терапии.
3.5.4. Объем, периодичность и места проведения радиационного
контроля устанавливаются службой РБ учреждения и отражаются в плане
(программе) производственного контроля.
3.5.5. Радиационный контроль должен проводиться как в плановом
порядке, так и в случаях изменения установленных технологических
процессов, при наличии подозрений на нарушения технологии работы с
радионуклидными источниками и при аварийных ситуациях.
3.5.6. При клинических испытаниях новых РФП, методик
радионуклидной терапии или при внедрении известных методик в данном
подразделении радионуклидной терапии радиационный контроль проводится
в объеме и с периодичностью, указанных в соответствующих методиках.
3.5.7. При проведении радиационного контроля должны
использоваться дозиметрические и радиометрические приборы, внесенные в
Государственный реестр средств измерений, имеющие свидетельства о
метрологической поверке.
3.5.8. Результаты всех видов радиационного контроля должны
регистрироваться в специальных журналах, в которые должны быть планы
рабочих помещений с указанием размещения радионуклидных источников и
точек измерений.
3.5.9. Индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы А
рекомендуется проводить с помощью индивидуальных термолюминесцентных
дозиметров, при этом используются два дозиметра, закрепляемых на
спецодежде на уровне груди и на уровне талии. В качестве измеряемой
величины используется эквивалент индивидуальной дозы (см. приложение
14 Правил). Эффективная доза E оценивается с помощью выражения:
1 *
E = - [H (10) + H (10) - 2H (10)],
2 p1 p2 фон
где: H (10) мЗв - эквивалент индивидуальной дозы,
p1
зарегистрированный дозиметром, расположенным на груди; H (10) мЗв -
p2
эквивалент индивидуальной дозы, зарегистрированный дозиметром,
(*)
расположенным на талии; H (10) мЗв - амбиентный эквивалент дозы
фон
радиационного фона.
В качестве значения эквивалентной дозы на поверхности нижней
части области живота женщины в возрасте до 45 лет следует принимать
значение индивидуального эквивалента дозы, зарегистрированное
дозиметром, расположенным на талии, за вычетом величины амбиентного
эквивалента дозы радиационного фона.
3.5.10. Для контроля эквивалентных доз облучения кожи кистей рук
у процедурных медсестер и других работающих с радионуклидными
источниками рекомендуется использовать дозиметры, измеряющие
индивидуальный эквивалент дозы H (0,07).
p
3.5.11. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего
облучения персонала группы А должен проводиться постоянно с
регистрацией в журнале и (или) компьютерной базе данных.
Индивидуальные годовые эффективные дозы облучения персонала должны
фиксироваться в карточке учета (базе данных) индивидуальных доз. Копия
карточки должна храниться в учреждении в течение 50 лет. Копия
карточки учета доз работника в случае перевода его в другое учреждение
должна передаваться на новое место работы. Данные об индивидуальных
дозах облучения прикомандированных лиц должны сообщаться по месту их
основной работы.
3.5.12. Предварительный индивидуальный радиометрический контроль
уровня инкорпорации радионуклидов (РФП) у персонала производится с
помощью имеющихся в подразделении радионуклидной терапии
специализированных радиометров, гамма-камеры с устройством
сканирования всего тела или гамма-томографа. В случае достоверного
обнаружения инкорпорированной активности сотрудник должен быть
направлен в специализированную лабораторию для исследования на
спектрометре излучения человека (СИЧ), где по результатам радиометрии
будет определена доза внутреннего облучения данного сотрудника.
3.5.13. Контроль уровней радиоактивного загрязнения рабочих
поверхностей оборудования и помещений должен проводиться с учетом
характера технологического процесса в местах возможных загрязнений.
Контроль радиоактивного загрязнения кожных покровов, одежды персонала
и средств индивидуальной защиты проводится при выходе из рабочих
помещений блоков радионуклидного обеспечения и блока активных палат,
при обнаружении и после ликвидации аварийных загрязнений.
3.5.14. Результаты измерения загрязнений сопоставляются с
допустимыми уровнями радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей,
кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты (см. Приложение 13
32
Правил) только для "чистых" бета-излучающих радионуклидов (напр., P,
89 90
Sr, Y) и для "смешанных" бета-гамма-излучающих радионуклидов
131 153 186
(напр., I, Sm, Re).
3.5.15. Для "чистых" гамма-излучающих радионуклидов, применяемых
99m 67 111 125 123
для радионуклидной диагностики (напр., Tc, Ga, In, I, I),
контроль уровня загрязнения следует проводить путем измерения мощности
дозы на расстоянии 10 см от загрязненной поверхности. При этом для
кожи и поверхностей, входящих с ней в контакт, следует установить
контрольный уровень допустимого загрязнения в значении мощности дозы в
воздухе, равный 4 мкГр/ч, а для остальных рабочих поверхностей - 12
мкГр/ч.
3.5.16. Контроль мощности дозы гамма-излучения на местах
фактического нахождения персонала проводят при технологических
операциях с источниками ионизирующих излучений как в рабочих, так и в
смежных помещениях, в том числе и при проведении ядерно-медицинских и
измерительных процедур пациентов с введенными в организм РФП. При этом
должно использоваться максимальное количество источников,
предусмотренное технологическим процессом, а активность источников
должна быть максимально необходимой для данной технологии.
3.5.17. В помещениях, где проводятся работы с источниками
излучений, измерения мощности дозы гамма-излучения ввиду
неравномерности облучения выполняются на уровнях головы, груди, гонад
и ног, соответственно на расстояниях 160, 120, 80 и 30 см от пола
помещения.
3.5.18. По результатам измерения мощности амбиентного эквивалента
дозы рассчитывается мощность эффективной дозы E по формуле:
. . . . .
E = 0,15 H x (10) + 0,30 H x (10) + 0,50 H x (10) + 0,05 H x
160 120 80
x (10) , мкЗв/ч,
30
где:
- 0,15, 0,3, 0,5 и 0,05 - взвешивающие тканевые коэффициенты в
относительных единицах, полученные в соответствии с НРБ-99 исходя из
суммы значений тканевых коэффициентов на уровнях головы, груди, гонад
и ног соответственно;
. . . .
- H x (10) , H x (10) , H x (10) , H x (10) -
160 120 80 30
измеренные значения мощности амбиентного эквивалента дозы на уровнях
головы, груди, гонад и ног, за вычетом радиационного фона, мкЗв/ч.
3.5.19. В смежных помещениях, где облучение является относительно
равномерным, измерение мощности дозы гамма-излучения проводится:
- над контролируемыми помещениями на высоте 80 см от пола в
точках прямоугольной сетки с шагом 1 - 2 м;
- под контролируемыми помещениями на высоте 120 см от пола в
точках прямоугольной сетки с шагом 1 - 2 м;
- в помещениях и на территории, смежных по горизонтали, вплотную
к стене, на высоте 80 см и 120 см по всей длине стены с шагом 1 - 2 м.
3.5.20. В помещениях и на территории, смежных по горизонтали с
.
контролируемыми помещениями, значение мощности эффективной дозы E
рассчитывается по формуле:
. 1 .
E = -[H x (10) + H x (10) ], мкЗв/ч.
2 80 120
3.5.21. В помещениях, смежных по вертикали с контролируемыми
.
помещениями, значение мощности эффективной дозы E принимается равным
измеренному значению мощности амбиентного эквивалента дозы
гамма-излучения.
3.5.22. Измерение мощности дозы гамма-излучения проводят также на
стыках защитных ограждений, у дверных проемов и отверстий
технологического назначения.
3.5.23. Рассчитанные значения мощности эффективной дозы
профессионального облучения персонала не должны превышать значений,
представленных в таблице Приложения 14 Правил.
3.5.24. Радиационный контроль твердых радиоактивных отходов
(РАО), в том числе и пищевых отходов от госпитализированных в
"активные" палаты больных, должен проводиться как при их поступлении в
хранилище отходов, так и при их списании и удалении после выдержки на
распад и при передаче на централизованное захоронение. Мощность дозы
гамма-излучения РАО измеряется на расстоянии 0,1 м от контейнера и не
должна превышать 1 мкЗв/ч над фоном. Это значение является критерием
для удаления отходов с обычным мусором.
3.5.25. Контроль уровня радиоактивного загрязнения спецодежды и
белья проводится перед сдачей в прачечную с целью их сортировки и
выделения тех предметов, уровни радиоактивного загрязнения которых
превышают значения, указанные в пп. 3.5.14 и 3.5.15 Правил, и которые
должны быть отобраны для выдержки на радиоактивный распад. Замена
спецодежды производится по результатам радиационного контроля, а при
непревышении этих значений - по истечении установленных сроков
ношения.
3.5.26. Радиационный контроль сливных вод из накопительных
емкостей станции спецочистки жидких РАО подразделения радионуклидной
терапии проводится непосредственно перед сбросом этих вод в
хозяйственно-бытовую канализацию после соответствующей выдержки на
радиоактивный распад.
3.5.27. Для радиационного контроля сливных вод рекомендуется
использовать технологию радиометрии проб жидких РАО, отбираемых из
емкостей станции спецочистки жидких РАО. Сброс допускается только при
значении удельной активности жидких РАО менее 10 ДУ для данного
131
радионуклида в соответствии с НРБ-99. В частности, для I ДУ
составляет 6,3 Бк/кг.
3.5.28. Радиационный контроль фильтров системы вентиляции
"активных" палат и блока радионуклидного обеспечения подразделений
радионуклидной терапии проводится по мощности дозы гамма-излучения в
процессе работы и при плановой замене фильтров.
3.5.29. Случаи превышения контрольных уровней профессионального
облучения должны анализироваться службой РБ, которая информирует
администрацию данного медицинского учреждения. О радиационных авариях
и случаях превышения пределов доз для персонала администрация
учреждения должна сообщать в Роспотребнадзор и Ростехнадзор с
оформлением соответствующего протокола, где должны быть указаны
причины и обстоятельства произошедшего радиационного инцидента, а
также меры по ликвидации или минимизации его последствий.
|
Фрагмент документа "ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНПИН 2.6.1.2368-08".