Нормативные документы по рентгенодиагностике

кабинетах, М., 2005:
предписывается проведение измерений мощности дозы на высотах 30,

80, 120 и 160 см и ведение расчета мощности эффективной дозы Е по формуле:
«Е = 0,5∙(0,15∙Dпр 160 + 0,3∙Dпр 120 + 0,5∙Dпр 80 + 0,05∙Dпр 30), мкЗв/ч, (2)

где: Dпр i - мощность поглощенной дозы на разных высотах от уровня чистого поля, мкГр/ч;
0,5 – коэффициент перехода от мощности поглощенной дозы к мощности эффективной дозы»

0,05 при мощности поглощенной дозы на разных высотах Dпр i

в формуле (2).

2. Неизвестно происхождение коэффициента перехода равного 0,5 от мощности поглощенной дозы к мощности эффективной дозы.

3. При контроле радиационной обстановки измеряется не мощность поглощенной дозы, а операционная величина амбиентный эквивалент дозы Н*(10) и его мощность.

4.Все дозиметры предназначенные для контроля радиационной обстановки градуируются в единицах амбиентного эквивалента дозы Н*(10) и его мощности мкЗв/ч.

медицинских учреждений»:
«По результатам измерений рассчитывают стандартизованное значение мощности эффективной дозы

по формуле:
Ест = 0,5∙ (Н* - Нф), мкЗв∙с-1, где (4)
0,5 – значение коэффициента перехода от мощности амбиентного эквивалента дозы Н* к мощности эффективной дозы;
Н* - результат измерения мощности амбиентного эквивалента дозы при включенном рентгеновском аппарате, мкЗв/с;
Нф - результат измерения мощности амбиентного эквивалента дозы при выключенном рентгеновском аппарате на высоте 1м, мкЗв/с (фоновое значение)»

для оценки эффективной дозы рекомендуется использовать соотношение:
Е внеш = 0,5

∙ (Нр(10) – Нрф(10)), мЗв, где (7)
0,5 - коэффициент перехода от индивидуального эквивалента дозы к значению эффективной дозы внешнего облучения;
Нр(10) – показания индивидуального дозиметра за период контроля, откалиброванного в терминах индивидуального эквивалента дозы, мЗв;
Нрф(10) – показания фоновых дозиметров за период контроля, мЗв»

Нрф(10)) + 0,025∙(Нрш(10) – Нрф(10)), мЗв, где (8)
Нрг(10) – доза,

мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на груди под защитным фартуком;
Нрш(10) - доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным над фартуком на воротнике халата или на шапочке»
стр.22 МУ 2.6.1.2118-06: п.8.9
«Е внеш = 0,50∙(Нрг(10) – Нрф(10)) + 0,4∙(Нрз(10) – Нрф(10)), мЗв, где (9)
Нрг(10) – доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на груди;
Нрш(10) - доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на спине»

эффективной дозы, это означает, что оценка эффективной дозы проводится по

значению амбиентного эквивалента дозы без каких-либо коэффициентов.

2. В то же время в формуле 4 введен коэффициент перехода от мощности амбиентного эквивалента дозы к мощности эффективной дозы равный 0,5.

3. Индивидуальный эквивалент дозы Нр(10) полученный дозиметром носимым на груди является операционной величиной эффективной дозы, это означает, оценка эффективной дозы проводится по значению индивидуального эквивалента дозы без каких-либо коэффициентов.

4. В то же время в формулах 7, 8, 9 введены коэффициенты перехода от индивидуального эквивалента дозы Нр(10) полученной дозиметром носимым на груди к эффективной дозе равные 0,5 и 0,6;

monitors to estimate effective dose to workers for external exposure

to low-LET radiation, NCRP, 1995

В МУ 2.6.1.2118-06 не указаны источники происхождения коэффициентов, а также консервативность оценки эффективной дозы при применении этих коэффициентов. Как например, в NCRP Report 122 для интервенционных флюороскопических исследовании когда известно позиционирование персонала относительно источника излучения:
«Эффективная доза (оценка) = 0.5∙HW + 0.025∙HN,
где HW, HN - измеренные Нр(10) под фартуком и над ним.
При этом переоценка эффективной дозы составляет от 6% до 2,03 раза».

радиационной безопасности при проведении медицинских рентгенологических процедур
СанПиН 2.6.1.2368-08 «Гигиенические требования

по обеспечению радиационной безопасности при проведении лучевой терапии с помощью открытых радионуклидных источников»:
СанПиН 2.6.1.1015-01 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов»:
СП 2.6.1.1291-03 «Санитарные правила по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазового комплекса России» (Приложение 1):
В вышеуказанных документах также рассчитываются эффективные дозы внешнего облучения от измеренных значений физических или операционных величин с использованием коэффициентов неизвестного происхождения

является нормируемой величиной.
В то же время эквивалентная доза используется как

операционная величина в:
СанПиН 2.6.1.1015-01, Гигиенические требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов, Федеральный центр госсанэпиднадзора Минздрава России, 2001 (п.6.3);
СП 2.6.1.2612-10, Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2009),М., 2010 (пп.3.3.4, 3.7.5, 3.7.6)

Надо иметь в виду, что поля ИИ используемые в настоящее время в рентгенодиагностике и радиотерапии – импульсные и дозиметрия в этой области медицины – дозиметрия импульсных полей.

основном специалисты в области радиационной гигиены, а для того чтобы

грамотно написать нормативно-методический документ нужно разбираться:
в радиационной технике о которой пишется документ;
в дозиметрии (особенно в дозиметрии импульсных полей, т.к. поля излучения используемые в медицине в основном импульсные, за исключением применения радиофармпрепаратов);
в дозиметрических приборах
т.е. они должны быть специалистами широкого профиля, а в связи с тем, что таких специалистов не может быть много, нужно тщательно смотреть такие документы.

М., 2005
СанПиН 2.6.1.2368-08 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при

проведении лучевой терапии с помощью открытых радионуклидных источников»:
СанПиН 2.6.1.1015-01 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов»:
СП 2.6.1.1291-03 «Санитарные правила по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазового комплекса России»
NCRP REPORT No. 122, Use of personal monitors to estimate effective dose to workers for external exposure to low-LET radiation, NCRP, 1995