8. Оценка поглощенной дозы по результатам измерений

8.1. Для оценки поглощенной дозы гамма-нейтронного излучения в органах тела участников аварии используются результаты измерения индивидуального эквивалента дозы индивидуальными дозиметрами, результаты измерения амбиентного эквивалента дозы дозиметрами системы АРК, результаты измерения амбиентного эквивалента дозы переносными дозиметрами, размещаемыми на рабочих местах персонала на ЯОУ.

8.2. Результаты измерений наведенной активности радионуклида ²⁴Na в теле участников аварии используются для оценки усредненной поглощенной дозы нейтронного облучения всего тела участника аварии [8].

8.3. Результаты измерения мощности дозы гамма-излучения от тела участника аварии вследствие наведенной активности радионуклида ²⁴Na в теле используются для оценки усредненного по всему телу флюенса нейтронов и усредненной поглощенной дозы нейтронного излучения всего тела участника аварии [9, 10].

8.4. Поглощенная доза, определенная по сигналу электронного парамагнитного резонанса (ЭПР) эмали зуба используется для оценки усредненной по тканям головы поглощенной дозы фотонов [2].

8.5. Поглощенная доза, определенная по сигналу ЭПР тканей одежды, используется для оценки поглощенной дозы фотонов в месте прилегания образца ткани к телу участника аварии [3].

8.6. Поглощенная доза, определенная по хромосомным аберрациям лимфоцитов крови, используется для оценки поглощенной дозы, усредненной по всему телу участника аварии [11].

8.7. Информация о полученной дозе аварийного облучения фиксируется в карточке (электронной базе) учета индивидуальных доз облучения отдельно от информации о текущем облучении и хранится в течение 50 лет.