Программное обеспечение для оценки дозы облучения в общей среде

Программное обеспечение для оценки дозы облучения в общей средеПри индивидуальном мониторинге внутреннего облучения необходимым элементом является расчет дозы внутреннего облучения персонала. согласноГБЗ 129-2002Мониторинг облучения в рамках Кодекса индивидуального мониторинга профессионального внутреннего облучения можно разделить на три метода: прямое измерение радионуклидов в организме или органах, анализ экскрементов или других биологических проб и анализ проб воздуха. Данное программное обеспечение предназначено для решения проблемы оценки дозы внутреннего облучения людей с использованием данных мониторинга после проведения мониторинга с использованием любого из трех методов мониторинга. Программное обеспечение следуетГБ18871-2002Основные стандарты защиты от ионизирующего излучения и безопасности источников излученияМКРПМетаболические модели и параметры, приведенные в соответствующих публикациях, могут быть рассчитаны, в том числеОбщий охват30Множественные нуклиды (оцененные пакетом программного обеспечения), другие в различных диапазонах60Видовой элемент（91Вид)Внутри700ЮйЛюбое время после приема нуклидов в организм человека(день)Оценка дозы, оценка потребления, оценка кумулятивного высвобождения, которая применяется как к обычной индивидуальной оценке дозы облучения для лиц, получающих профессиональное облучение, так и к оценке дозы внутреннего облучения в случае непреднамеренного потребления работниками, но не к оценке дозы для населения.

Программное обеспечение для оценки дозы облучения в общей средевОС WindowsРабота под операционной системой, набор входных, вычислительных, дисплеев, функций печати в одном, удобное использование, быстрый расчет, для пользователей для управления дозой внутреннего облучения и оценки работы обеспечивает удобство.

Оценка быстрой дозы радиоактивного загрязнения в радионуклидах в результате ядерных и радиационных аварий. В соответствии с национальными и зарубежными стандартами и публикациями, используя коэффициенты преобразования дозы для приема и вдыхания радионуклидов при профессиональном облучении и облучении населения, были разработаны стандартные значения для определения соответствующих параметров в случае неясности информации о ранних параметрах ядерных и радиационных аварий. Эффективные дозы, ожидающиеся при поступлении и вдыхании в результате ядерных и радиационных чрезвычайных ситуаций, могут быть быстро оценены с учетом характеристик дыхательной частоты у людей разных возрастов и распада нуклидов со временем, а полученные результаты являются более подробными и точными и дают дозиметрическую основу для проведения медицинских процедур и вмешательства на раннем этапе.