какие виды дозиметрического контроля различают в рб

Часть 4. Индивидуальный дозиметрический контроль

Часть 4
Индивидуальный дозиметрический контроль

Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) является составной частью радиационного контроля, осуществляемого при оценке условий выполнения аварийных и спасательных работ сотрудниками, непосредственно работающими в сфере действия ионизирующих излучений.

Основной целью проведения ИДК является получение информации о дозах облучения сотрудников за определенный период времени. Данный контроль позволяет своевременно выявить и установить наличие источника повышенного уровня облучения сотрудников и предупредить их переоблучение.

Ответственность за организацию и проведение ИДК сотрудников несет руководитель (командир, начальник) организации или учреждения (формирования, подразделения).

В зависимости от объема и характера проведения работ ИДК должен осуществляться специально выделенным для этой цели лицом (лицами), прошедшим специальную подготовку.

Индивидуальный дозиметрический контроль должен осуществляться силами организации или учреждения (формирования, подразделения), проводящего работы в условиях воздействия радиационного фактора.

Объем проведения ИДК, периодичность, выбор контингента, подлежащего ИДК утверждаются руководством организации или учреждения (формирования, подразделения) по согласованию со службой радиационной, химической и биологической защиты.

В зависимости от характера работ индивидуальный дозиметрический контроль облучения сотрудников включает в себя:

— индивидуальный контроль за дозой внешнего бета-излучения, нейтронов, рентгеновского и гамма-излучений;

— индивидуальный контроль за дозами внутреннего облучения.

Для оценки доз внешнего облучения выделяют три основных вида ИДК внешнего облучения:

Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения сотрудников в нормальных условиях эксплуатации ИИИ.

Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения сотрудника при выполнении работ, связанных с возможным повышенным внешним облучением. К таким работам относятся операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение не планируется, а также работы в условиях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий.

Задача аварийного контроля заключается в определении больших доз облучения сотрудника в случае чрезвычайной (внештатной) ситуации.

Лица, ответственные за организацию и проведение ИДК, должны знать:

— основные положения нормативных документов, регламентирующих дозовые нагрузки на сотрудников;

— методы контроля доз, с помощью которых наиболее целесообразно определять величины внешнего и внутреннего облучения сотрудников;

— принцип оценки уровня облучения сотрудников и его учета;

— методику технического обслуживания индивидуального дозиметра (комплекта).

При организации ИДК сотрудников, принимающих участие в ликвидации последствий ЧС с радиационным фактором ответственные лица обязаны проводить:

— регистрацию и учет доз облучения сотрудников;

— обобщение и анализ полученной информации;

— передачу данных в АСИДК. Процедура интерпретации результатов измерений дозиметрического контроля, учета, хранения и отображения их в АСИДК определяется Положением об АСИДК МЧС России.

При обнаружении превышения доз облучения ответственные за ИДК должны сообщить об этом руководству организации или учреждения (формирования, подразделения) с целью установления причин повышенного облучения.

Основным документом, регламентирующим уровни облучения сотрудников, являются «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99/2009.

При проведении ИДК могут быть использованы следующие методы контроля:

индивидуальный контроль с помощью индивидуальных дозиметров на основе ионизационных камер;

индивидуальный контроль с помощью дозиметров электронных прямопоказывающих;

индивидуальный контроль с помощью термолюминесцентных гамма-нейтронных дозиметров;

индивидуальный контроль с помощью радиолюминесцентных гамма-дозиметров.

Указанные методы классифицированы с учетом принципов измерения доз, видов регистрируемых излучений и областей использования ионизирующих излучений.

При проведении ИДК индивидуальные дозиметры должны закрепляться на наружной поверхности спецодежды, на уровне груди и (или) на нижней части живота. Вопрос о размещении дозиметров решается на основании измерений мощности амбиентной дозы на разных высотах для конкретного вида проводимых работ.

Общая характеристика основных типов индивидуальных дозиметров приведена в таблице 2.

Характеристика основных типов индивидуальных дозиметров

Тип средства дозиметрического контроля

Технические характеристики выпускаемых индивидуальных дозиметров

Источник

Какие виды дозиметрического контроля различают в рб

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских организаций

Дата введения: с момента утверждения

1. РАЗРАБОТАНЫ Федеральным бюджетным учреждением науки «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В.Рамзаева» (Барковский А.Н., Голиков В.Ю., Кайдановский Г.Н., Кальницкий С.А.).

2. УТВЕРЖДЕНЫ Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г.Онищенко 19 апреля 2012 г.

3. ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ с момента утверждения.

3.* ВВОДЯТСЯ ВЗАМЕН МУ 2.6.1.2118-06 «Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских учреждений».

ВНЕСЕНО Изменение N 1, утвержденное и введенное в действие 20.05.2015

Изменение N 1 внесено изготовителем базы данных по тексту М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2016 год

I. Область применения

1.2. Настоящие МУ предназначены для администрации медицинских организаций, органов Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, служб радиационной безопасности (радиационного контроля), организаций, аккредитованных в установленном порядке на право проведения радиационного контроля.

1.3. МУ распространяются на методы определения индивидуальных эффективных и эквивалентных доз внешнего облучения медицинского персонала и организацию соответствующего контроля в медицинских организациях Российской Федерации.

номенклатуру дозиметрических величин для контроля внешнего облучения медицинского персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения;

требования и принципы организации дозиметрического контроля внешнего облучения медицинского персонала;

процедуру интерпретации результатов измерения, учет и представление их контролирующим и заинтересованным организациям;

общие требования к методам определения дозиметрических величин и средствам измерения.

II. Цели контроля профессионального облучения

2.1. Контроль профессионального облучения является одной из основных частей системы обеспечения радиационной безопасности персонала. Целью контроля является достоверное определение доз облучения персонала для установления соответствия условий труда требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 и подтверждения того, что радиационная безопасность персонала обеспечена должным образом, а техногенный источник излучения находится под контролем.

2.2. Контроль профессионального облучения заключается в определении индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала и/или индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей. Под индивидуальной дозой здесь понимается доза (эффективная или эквивалентная доза в органе или ткани в зависимости от контекста), которая была бы получена стандартным работником, если бы он находился в тех же производственных условиях и выполнял те же работы с источником, что и данный индивид. Значение индивидуальной дозы приписывается индивиду по результатам дозиметрического контроля.

III. Нормируемые величины профессионального облучения

3.2. Для обеспечения защиты детей, которые могут родиться у работницы, в НРБ-99/2010 из персонала группы А выделены женщины в возрасте до 45 лет, в отношении профессионального облучения которых установлены дополнительные ограничения (п.3.1.8 НРБ-99/2010).

3.3. Согласно п.п.3.1.2, 3.1.4, 3.1.6 и 3.1.8 НРБ-99/2010, в случае облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения нормируются дозиметрические величины, представленные в Таблице 3.1. Значения пределов доз, как и значения допустимых уровней воздействия для персонала группы Б, равны 1/4 соответствующих значений для персонала группы А.

Таблица 3.1. Нормируемые величины облучения персонала группы А в нормальных условиях эксплуатации источников излучения

Значение предела, мЗв

Годовая эффективная доза, усредненная за любые последовательные 5 лет (но не более 50 мЗв в год)

Эффективная доза, накопленная за период трудовой деятельности (50 лет)

Годовая эквивалентная доза облучения хрусталика глаза

Годовая эквивалентная доза облучения кожи

Годовая эквивалентная доза облучения кистей и стоп

Месячная эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота женщин в возрасте до 45 лет

Согласно п.п.3.1.2 и 3.1.3 НРБ-99/2010 указанные в Таблице 3.1 нормируемые величины характеризуют воздействие техногенных источников на работника вследствие его производственной деятельности в контролируемых условиях обращения с источниками излучения и не включают в себя:

дозы медицинского облучения;

дозы аварийного облучения.

IV. Содержание контроля профессионального облучения

4.1. Контроль индивидуальных доз профессионального облучения проводится на соответствие их нормируемым величинам, указанным в Таблице 3.1.

4.2. Для контроля профессионального облучения применяют:

Для участников специальных рентгенологических исследований (хирург, анестезиолог и другие), которые не относятся к персоналу группы А и по условиям работы находятся в резко неоднородном поле излучения, в качестве метода определения индивидуальных доз необходимо применять ИДК.

V. Операционные величины дозиметрического контроля

5.1. НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 предписывают выражать дозы облучения персонала в единицах нормируемых величин, являющихся мерой ущерба от воздействия излучения на человека (эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани). Эти величины не являются непосредственно измеримыми. В настоящих МУ для соблюдения указанных требований НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 используются операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения. Результаты измерений операционных величин принимаются в качестве разумно консервативной оценки соответствующих нормируемых величин.

Таблица 5.1. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при проведении ГДК

Операционная величина: мощность амбиентного эквивалента дозы

Источник

Какие виды дозиметрического контроля различают в рб

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Контроль радиационной обстановки. Общие требования

2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 21 апреля 2016 г. N 03/2016).

3. Утверждены заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России В.В.Романовым 22 апреля 2016 г.

5. С введением настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.14-00*. Методические указания. Контроль радиационной обстановки. Общие требования.

Введение

Для обеспечения единства методических подходов и полноты обеспечения радиационной безопасности рассматриваются основные требования к организации и объему контроля в контролируемых условиях и при аварийной ситуации, а также технические требования к аппаратуре контроля радиационной обстановки, вопросы метрологического обеспечения измерений и требования к представлению, протоколированию и хранению информации о результатах контроля радиационной обстановки.

1. Область применения

1.2. Методические указания предназначены для использования при организации и проведении контроля радиационной обстановки, при разработке методов, технических средств и Порядков радиационного контроля:

— на предприятиях (РО), подотчетных Госкорпорации «Росатом», независимо от их форм собственности;

— в организациях Федерального медико-биологического агентства, осуществляющих государственный надзор и регулирование в области обеспечения радиационной безопасности при использовании атомной энергии;

— в организациях, разрабатывающих и производящих средства дозиметрического контроля.

1.3. МУ распространяются на контроль радиационной обстановки в рабочих помещениях и на территории РО, в их санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

2. Нормативные ссылки

Настоящие МУ разработаны в соответствии со следующими нормативными документами:

3. Цели и задачи контроля радиационной обстановки

3.1. Контроль радиационной обстановки на РО является неотъемлемой частью производственного контроля. Его техническая реализация в виде системы контроля радиационной обстановки является измерительно-информационной подсистемой общей системы обеспечения радиационной безопасности.

Организация контроля радиационной обстановки должна соответствовать требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010.

3.2. Организация контроля радиационной обстановки на РО зависит от категории объекта и особенностей технологических производственных процессов.

Радиационная обстановка на РО определяется совокупностью радиационных параметров, характеризующих уровень опасности их воздействия на персонал и население в контролируемых условиях обращения с ИИИ и при радиационной аварии.

Контроль радиационной обстановки в зависимости от характера работ, как правило, включает измерения следующих параметров:

— мощность амбиентного/направленного эквивалента дозы;

— плотность потока ионизирующих частиц;

— поверхностное загрязнение радионуклидами;

— объемная активность радиоактивного аэрозоля (паров) в воздухе;

— объемная активность радиоактивных газов;

— удельная (объемная) активность радионуклидов в жидкостях;

— удельная (объемная) активность радионуклидов в твердых телах;

— удельная (объемная) активность радионуклидов в различных объектах окружающей среды;

— плотность выпадений радионуклидов на почву;

— энергетическое распределение ионизирующего излучения (спектрометрические измерения).

Контроль радиационной обстановки проводится в производственных помещениях радиационного объекта, на территории его промплощадки, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения в соответствии с установленной категорией объекта по потенциальной радиационной опасности.

При проведении контроля радиационной обстановки используются дозиметрические, радиометрические и спектрометрические приборы и автоматизированные системы контроля радиационной обстановки, входящие в Аварийно-ситуационный центр ГК «Росатом» и Единую Государственную Автоматизированную Систему Контроля Радиационной Обстановки (ЕГАСКРО).

3.3. Основные цели контроля радиационной обстановки определяются сложившейся обстановкой в зоне контроля и/или динамикой ее изменения.

3.3.1. В условиях слабого изменения контролируемых радиационных параметров в пределах нормативных уровней контроль радиационной обстановки проводится в целях:

подтверждения соблюдения норм и правил радиационной безопасности при осуществлении деятельности с использованием ИИИ или технологического оборудования, содержащего радиоактивные среды и вещества;

документальной фиксации значений контролируемых радиационных параметров в условиях нормальной эксплуатации;

оперативного выявления признаков развития аварийной ситуации, в особенности на потенциально опасных радиационных объектах;

оценки воздействия радиационных факторов на персонал, население и окружающую среду.

3.3.2. При относительно быстром изменении радиационной обстановки и/или формировании аварийной радиационной обстановки контроль проводится в целях:

оперативного выявления происходящих изменений, их причин и степени их опасности;

составления прогноза дальнейших изменений и возможных последствий для персонала и/или критической группы населения;

определения необходимых мер по обеспечению радиационной безопасности и нормализации радиационной обстановки;

выбора и обоснования мер по оказанию медицинской помощи.

3.3.3. После принятия необходимых мер по улучшению и нормализации радиационной обстановки контроль проводится в целях:

оценки эффективности принятых мер и реабилитационных мероприятий;

составления прогноза негативных медико-демографических последствий и обоснования реабилитационных мероприятий;

выявления медико-демографических последствий от радиационного воздействия.

3.4. Основные задачи контроля радиационной обстановки, обеспечивающие достижение перечисленных выше целей, следующие.

3.4.1. Контроль соответствия измеренных значений радиационных параметров установленным значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).

3.4.2. Документальная фиксация АСРК, аппаратурой или персоналом СРБ значений контролируемых радиационных параметров в контролируемых условиях и в условиях аварийной радиационной обстановки.

3.4.3. Контроль динамики изменений значений радиационных параметров и, прежде всего, в случае ухудшения радиационной обстановки.

3.4.4. Оперативная световая и звуковая сигнализация в случае превышения контролируемыми радиационными параметрами установленных пороговых значений или возникновения аварийной радиационной обстановки.

3.4.5. Идентификация причин ухудшения радиационной обстановки с выявлением конкретного оборудования, технологического процесса или других причин, вызвавших это ухудшение.

3.4.6. Определение перечня необходимых мероприятий по улучшению радиационной обстановки и контроль их эффективности.

3.4.7. Обоснование и определение временного режима работы персонала и оборудования.

3.4.8. Контроль соответствия режима работы оборудования безопасным условиям.

3.4.9. Получение данных для осуществления дозиметрического контроля индивидуальных доз облучения персонала методом дозиметрического контроля рабочих мест.

3.4.10. Регистрация и предоставление информации для оценки дозовой нагрузки на население в контролируемых условиях и в условиях радиационной аварии и для обоснования и выбора мер по оказанию необходимых защитных мер и медицинской помощи населению во время аварии и после ее ликвидации.

3.5. Технические средства контроля должны обеспечивать:

— измерение радиационных параметров, используемых для оценки (определения) доз внешнего и внутреннего облучения персонала;

— измерение параметров радиационной обстановки в соответствии с утвержденным Порядком контроля на рабочих местах, в производственных помещениях, на территории радиационного объекта, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения;

— отслеживание соответствия измеряемых радиационных параметров установленным значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).

4. Организация и объем контроля радиационной обстановки

4.1. Контроль радиационной обстановки должен отвечать требованиям всего комплекса принципов обеспечения радиационной безопасности, изложенных в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010, а именно: обоснованию, оптимизации и нормированию.

4.2. При работе с техногенными ИИИ для объекта соответствующей категории по потенциальной радиационной опасности предусматривается конкретный объем контроля радиационной обстановки, отраженный в Порядке радиационного контроля: перечень видов контроля и контролируемых параметров, точек измерения и периодичности контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры и т.д.

Контроль радиационной обстановки распространяется на производственные помещения, территорию промплощадки, санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения.

4.3. Общие требования к объему контроля радиационной обстановки устанавливаются на этапе проектирования нового объекта по согласованию с органами государственного регулирования радиационной безопасности при использовании атомной энергии.

4.4. Определенный проектом объем радиационного контроля подлежит уточнению в процессе эксплуатации в зависимости от реально сложившейся радиационной обстановки в данной организации и на прилегающей территории, а также при изменении технологических процессов, но не реже 1 раза в 5 лет.

Источник

Какие виды дозиметрического контроля различают в рб

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ВНЕШНЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ.

УТВЕРЖДЕНЫ Руководителем Департамента безопасности и чрезвычайных ситуаций Минатома России А.М.Агаповым 27 сентября 2000 г.

УТВЕРЖДЕНЫ Заместителем Главного государственного санитарного врача РФ по специальным вопросам М.Б.Муриным 28 сентября 2000 г.

СОГЛАСОВАНЫ с Директором Центра метрологии ионизирующих излучений ГНЦ РФ «ВНИИФТРИ» В.П.Ярыной 11 сентября 2000 г.

Введение

В настоящее время службы радиационной безопасности и структурные подразделения, осуществляющие функции дозиметрического контроля (ДК) внешнего облучения при использовании атомной энергии и работах с источниками ионизирующего излучения (ИИИ), а также организации, связанные с разработкой, производством, приобретением и применением технических средств ДК, руководствуются ранее действующими Едиными требованиями к системе приборов индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения* и Методическим руководством «Дозиметрический и радиометрический контроль», тт.1, 2, М., Атомиздат, 1980 г., разработанных на основе НРБ-76/87.

Целью данных указаний является формулирование общих требований к индивидуальному и групповому дозиметрическому контролю (ИДК и ГДК, соответственно) внешнего облучения персонала на основе Норм радиационной безопасности (НРБ-99), концепций и подходов, принятых в Рекомендациях МКРЗ 1990 года и в Международных Основных Нормах Безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений (МАГАТЭ, 1996). Данные методические указания детализируют общие требования и принципы организации, планирования и проведения дозиметрического контроля, изложенные в Методических указаниях «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования» (МУ 2.6.1.016-2000).

Для обеспечения единства и систематизации методических подходов к дозиметрическому контролю при внедрении в практику указанных документов устанавливаются:

— общие требования и принципы организации, планирования и осуществления ДК внешнего облучения с унификацией основных положений системы контроля доз;

— общие требования к техническим средствам ДК внешнего облучения;

— общие требования к метрологическому обеспечению;

— методики выполнения измерений, требования к ним, а также к средствам измерений и способам интерпретации результатов;

— принципы планирования программы ДК внешнего облучения;

— регламент дозиметрического контроля;

— основные требования к записи и хранению результатов дозиметрического контроля.

Предлагаемая система ДК внешнего облучения базируется на использовании отечественного опыта, а также на рекомендациях МКРЗ и руководствах МАГАТЭ по общим принципам радиационного контроля и оценке доз от внешнего облучения профессиональных работников.

Внешнее облучение от техногенных и природных источников контролируется в соответствии с требованиями НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

1. Область применения

§ 2. Методические указания предназначены для использования при разработке методов, средств и регламентов дозиметрического контроля, а также для руководства при разработке, производстве и применении приборов дозиметрического контроля:

— на предприятиях (радиационных объектах), находящихся в ведении Министерства Российской Федерации по атомной энергии;

— на предприятиях (радиационных объектах), подотчетных Министерству Российской Федерации по атомной энергии независимо от их формы собственности;

— в организациях Федерального управления медико-биологических и экстремальных проблем при Минздраве России, осуществляющих государственный надзор и регулирование в области обеспечения радиационной безопасности при использовании атомной энергии.

§ 3. Методические указания распространяются на методы определения индивидуальных эффективных и эквивалентных доз внешнего облучения персонала и организацию соответствующего контроля в организациях Минатома России, к которым относятся:

— предприятия (радиационные объекты), находящиеся в ведении Министерства Российской Федерации по атомной энергии;

— предприятия (радиационные объекты), подотчетные Министерству Российской Федерации по атомной энергии независимо от их формы собственности.

§ 4. В целях обеспечения единства методических подходов к дозиметрическому контролю внешнего облучения при введении в практику Норм и Правил и реализации Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан (ЕС-КИД), а также Методических указаний МУ 2.6.1.016-2000 «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования» настоящие Методические указания устанавливают:

— номенклатуру дозиметрических величин для контроля внешнего облучения персонала при обращении с источниками ионизирующего излучения в контролируемых условиях и при радиационной аварии;

— общие требования к инструментальным методам определения дозиметрических величин для контроля внешнего облучения;

— общие требования и принципы организации, планирования и проведения дозиметрического контроля внешнего облучения со стандартизацией основных положений Регламента дозиметрического контроля внешнего облучения персонала.

2. Нормативные ссылки

§ 5. В настоящих Методических указаниях использованы положения следующих основных руководящих документов:

— СП 2.6.1.758-99. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы. М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999, 116 с.

— МИ 2453-98 ГСИ. Методики радиационного контроля. Общие требования.

— МИ 2377-96 ГСИ. Разработка и аттестация методик выполнений измерений.

— МУ 1.1.017-99 Основные требования к структуре, изложению и оформлению нормативных документов при выполнении НИР «Разработка нормативных и методических документов и адаптация существующей системы обеспечения радиационной безопасности Минатома России к новым принципам нормирования радиационных факторов».

— МУ ИДК-2000. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения персонала АЭС. Концерн Росэнергоатом, 2000. Согласованы Заместителем Главного государственного санитарного врача РФ по специальным вопросам О.И.Шамовым 13.03.2000. Исх. 32-013/85.

— Общие требования к проектированию информационных систем ИДК предприятий Минатома России. Минатом, 1998.

3. Термины, определения и сокращения

§ 6. В настоящих Методических указаниях используются термины и определения, а также сокращения, приведенные в разделах 3.1 и 3.2. Объяснения отдельных величин и терминов, используемых в системе дозиметрического контроля персонала, приведены в МУ 2.6.1.016-2000.

3.1. Термины и определения

, (1)

, (2)

, (3)

. (4)

Источник