Законы России
 
Навигация
Популярное в сети
Курсы валют
14.07.2017
USD
60.18
EUR
68.81
CNY
8.87
JPY
0.53
GBP
77.88
TRY
16.83
PLN
16.22
 

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-99). САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА. СП 2.6.1.758-99 (УТВ. ГЛАВНЫМ ГОСУДАРСТВЕННЫМ САНИТАРНЫМ ВРАЧОМ РФ ОТ 02.07.1999)

По состоянию на ноябрь 2007 года
Стр. 1

                                                             УТВЕРЖДАЮ
                                               Главный государственный
                                                       санитарный врач
                                                  Российской Федерации
                                                          Г.Г.ОНИЩЕНКО
                                                      2 июля 1999 года
                                                                      
                                                       Дата введения -
                                               с момента опубликования
                                                                      
       2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
                                   
               НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-99)
                                   
                          САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА
                            СП 2.6.1.758-99
   
       1.  Санитарные правила НРБ-99 являются новым изданием, частично
   переработанным и дополненным НРБ-96.
       НРБ-96    разработаны   творческим   коллективом   специалистов
   Российской Федерации и Республики Беларусь в составе:
       от  Российской  Федерации - д.м.н. Рамзаев П.В. (руководитель);
   д.б.н.  Балонов  М.И.;  д.м.н. Голиков В.Я.;  д.м.н.  Иванов  Е.В.;
   к.м.н. Комаров Е.И.; к.т.н. Константинов Ю.О.; д.т.н. Крисюк  Э.М.;
   к.ф.-м.н. Кутьков В.А.; д.м.н. Либерман А.Н.; Нуралов В.Н.;  д.т.н.
   Осанов  Д.П.;  к.х.н. Тихонова А.И.; д.м.н. Цыб А.Ф.; к.т.н.  Чухин
   С.Г.;
       от  Республики  Беларусь  - Васильева И.П.;  д.м.н.  Кенигсберг
   Я.Э.; к.б.н. Миненко В.Ф.; д.м.н. Тернов В.И.
       НРБ-99  подготовлены рабочей группой РНКРЗ  в  составе:  д.м.н.
   Рамзаев  П.В.  (руководитель), к.м.н. Антипин Е.Б., д.б.н.  Балонов
   М.И.,  Голиков  В.Ю.,  д.м.н. Голиков  В.Я.,  д.м.н.  Иванов  Е.В.,
   к.м.н. Иванов С.И., к.т.н. Кочетков О.А., д.т.н. Крисюк Э.М., к.ф.-
   м.н.  Кутьков  В.А.,  д.м.н. Либерман А.Н., Панфилов  А.П.,  к.х.н.
   Тихонова А.И., д.м.н. Цыб А.Ф.;
       от  Республики  Беларусь  - Васильева И.П.;  д.м.н.  Кенигсберг
   Я.Э.; к.б.н. Миненко В.Ф.; д.м.н. Тернов В.И.
       2.   Утверждены   Главным  государственным  санитарным   врачом
   Российской Федерации 2 июля 1999 г.
       3. С вводом настоящих Санитарных правил НРБ-96 отменяются.
       4.  НРБ-99 не нуждаются в государственной регистрации  Минюстом
   России,  поскольку  носят нормативно - технический  характер  и  не
   содержат  новых  норм права (письмо Минюста России  от  29.07.99  N
   6014-ЭР).
   
          Федеральный закон "О санитарно - эпидемиологическом
              благополучии населения" N 52-ФЗ от 30.03.99
   
       "Государственные  санитарно  -  эпидемиологические  правила   и
   нормативы  (далее  -  санитарные правила)  -  нормативные  правовые
   акты, устанавливающие санитарно - эпидемиологические требования  (в
   том  числе  критерии  безопасности и  (или)  безвредности  факторов
   среды  обитания  для  человека, гигиенические  и  иные  нормативы),
   несоблюдение которых создает угрозу жизни или здоровью человека,  а
   также угрозу возникновения и распространения заболеваний".
       "Соблюдение   санитарных  правил  является   обязательным   для
   граждан,   индивидуальных  предпринимателей  и   юридических   лиц"
   (статья 39).
       "За   нарушение  санитарного  законодательства  устанавливается
   дисциплинарная,   административная  и  уголовная   ответственность"
   (статья 55).
   
            Федеральный закон "О радиационной безопасности
                     населения" N 3-ФЗ от 09.01.96
   
       "Радиационная  безопасность населения - состояние  защищенности
   настоящего  и будущего поколений людей от вредного для их  здоровья
   воздействия ионизирующего излучения" (статья 1).
       "Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без
   гражданства, проживающие на территории Российской Федерации,  имеют
   право  на  радиационную безопасность. Это право  обеспечивается  за
   счет    проведения   комплекса   мероприятий   по    предотвращению
   радиационного   воздействия  на  организм  человека   ионизирующего
   излучения  выше  установленных норм, правил и  нормативов"  (статья
   22).
   
                          Нормативные ссылки
   
       В   настоящих  Нормах  и  Правилах  нашли  отражение  следующие
   нормативные документы:
       Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" N  3-
   ФЗ от 09.01.96;
       Федеральный    закон    "О   санитарно   -   эпидемиологическом
   благополучии населения" N 52-ФЗ от 30.03.99;
       Федеральный закон "Об использовании атомной энергии"  N  170-ФЗ
   от 21.11.95;
       Закон РСФСР "Об охране окружающей природной среды" N 2060-1  от
   19.12.91;
       Международные  основные  нормы  безопасности  для   защиты   от
   ионизирующих   излучений  и  безопасности   источников   излучений,
   принятые   совместно:   Продовольственной  и   сельскохозяйственной
   организацией   Объединенных  Наций;  Международным  агентством   по
   атомной  энергии  Международной организации  труда;  Агентством  по
   ядерной  энергии;  Организацией  экономического  сотрудничества   и
   развития;  Панамериканской организацией здравоохранения и Всемирной
   организацией здравоохранения (серия безопасности N 115), 1996 г.;
       Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно
   -  гигиенических  и эпидемиологических нормативных  и  методических
   документов.  Руководство  Р 1.1.004-94.  Издание  официальное.  М.,
   Госкомсанэпиднадзор России, 1994 г.
   
                         Термины и определения
   
       Применительно  к настоящим Нормам и Правилам приняты  следующие
   термины и определения.
       1. Авария радиационная проектная - авария, для которой проектом
   определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки  и
   предусмотрены системы безопасности.
       2. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества
   радионуклида,  находящегося  в данном  энергетическом  состоянии  в
   данный момент времени:
   
                                   dN
                               А = --,
                                   dt
   
       где dN - ожидаемое число  спонтанных  ядерных  превращений  из
   данного  энергетического  состояния,  происходящих  за  промежуток
   времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк).
       Использовавшаяся ранее  внесистемная  единица  активности кюри
                           10
   (Ки) составляет 3,7 x 10  Бк.
       3. Активность минимально значимая (МЗА) - активность открытого
   источника ионизирующего  излучения  в  помещении  или  на  рабочем
   месте,   при   превышении  которой  требуется  разрешение  органов
   госсанэпиднадзора на использование этих источников,  если при этом
   также превышено значение минимально значимой удельной активности.
       4. Активность минимально значимая удельная (МЗУА)  -  удельная
   активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении
   или на рабочем месте,  при превышении которой требуется разрешение
   органов  госсанэпиднадзора на использование этого источника,  если
   при этом также превышено значение минимально значимой активности.
       5. Активность  удельная  (объемная)  -  отношение активности А
   радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:
   
                           А                  А
                      А  = - ;           А  = - .
                       m   m              v   V
   
       Единица удельной  активности - беккерель на килограмм,  Бк/кг.
   Единица  объемной  активности  -  беккерель  на  метр  кубический,
   Бк/куб. м.
       6. Активность  эквивалентная   равновесная   объемная   (ЭРОА)
                                         222      220
   дочерних продуктов изотопов  радона -    Rn и     Rn -  взвешенная
   сумма  объемных  активностей  короткоживущих   дочерних  продуктов
                      218           214           214           212
   изотопов радона -     Po (RaA);     Pb (RaB);     Bi (RaC);     Pb
          212
   (ThB);    Bi (ThC) соответственно:
   
       (ЭРОА)   =  0,10A    + 0,52A    + 0,38A
             Rn         RaA        RaB        RaC
   
       (ЭРОА)   = 0,91A    + 0,09A   ,
             Tn        ThB        ThC
   
       где А   -  объемные  активности  дочерних  продуктов  изотопов
            i
   радона.
       7. Вещество  радиоактивное  -  вещество  в  любом   агрегатном
   состоянии,  содержащее  радионуклиды  с  активностью,  на  которые
   распространяются требования настоящих Норм и Правил.
       8. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при
   расчете  эквивалентной  дозы  (W ) -  используемые  в радиационной
                                   R
   защите  множители  поглощенной  дозы,  учитывающие   относительную
   эффективность    различных   видов   излучения   в   индуцировании
   биологических эффектов
   Фотоны любых энергий ........................................... 1
   Электроны и мюоны любых энергий ................................ 1
   Нейтроны с энергией менее 10 кэВ ............................... 5
       от 10 кэВ до 100 кэВ ...................................... 10
       от 100 кэВ до 2 МэВ ....................................... 20
       от 2 МэВ до 20 МэВ ........................................ 10
       более 20 МэВ ............................................... 5
   Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи .......... 5
   Альфа - частицы, осколки деления, тяжелые ядра ................ 20
   
       Примечание. Все  значения относятся к излучению,  падающему на
   тело,  а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном
   превращении.
   
       9. Взвешивающие  коэффициенты для тканей и органов при расчете
   эффективной дозы (W ) - множители эквивалентной дозы в  органах  и
                      T
   тканях, используемые  в  радиационной  защите  для учета различной
   чувствительности  разных  органов   и   тканей   в   возникновении
   стохастических эффектов радиации:
   
       Гонады .................................................. 0,20
       Костный мозг (красный) .................................. 0,12
       Толстый кишечник ........................................ 0,12
       Легкие .................................................. 0,12
       Желудок ................................................. 0,12
       Мочевой пузырь........... ............................... 0,05
       Грудная железа. ......................................... 0,05
       Печень .................................................. 0,05
       Пищевод ................................................. 0,05
       Щитовидная железа ....................................... 0,05
       Кожа .................................................... 0,01
       Клетки костных поверхностей ............................. 0,01
       Остальное ........................................... 0,05 <*>
   
       --------------------------------
       <*> При   расчетах   учитывать,   что   "Остальное"   включает
   надпочечники,   головной  мозг,  экстраторокальный  отдел  органов
   дыхания,  тонкий кишечник,  почки,  мышечную ткань,  поджелудочную
   железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных
   случаях,  когда один из перечисленных органов или тканей  получает
   эквивалентную  дозу,  превышающую  самую большую дозу,  полученную
   любым из двенадцати органов или  тканей,  для  которых  определены
   взвешивающие  коэффициенты,  следует  приписать  этому  органу или
   ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам
   или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент,
   равный 0,025.
   
       10. Вмешательство  -  действие,   направленное   на   снижение
   вероятности  облучения  либо  дозы или неблагоприятных последствий
   облучения.
       11. Группа критическая - группа лиц  из  населения  (не  менее
   10 человек), однородная по одному или нескольким признакам - полу,
   возрасту,  социальным   или   профессиональным   условиям,   месту
   проживания,  рациону  питания,  которая  подвергается  наибольшему
   радиационному воздействию по данному  пути  облучения  от  данного
   источника излучения.
       12. Дезактивация   -   удаление  или  снижение  радиоактивного
   загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.
       13. Доза  поглощенная  (D)  -  величина  энергии ионизирующего
   излучения, переданная веществу:
   
                                     -
                                    de
                                D = --,
                                    dm
   
            -
       где de  - средняя энергия,  переданная ионизирующим излучением
   веществу,  находящемуся  в  элементарном  объеме,  a  dm  -  масса
   вещества в этом объеме.
       Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и
   в этом случае средняя доза будет равна полной энергии,  переданной
   объему,  деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная
                                                              -1
   доза измеряется в джоулях, деленных  на  килограмм (Дж x кг  ),  и
   имеет  специальное  название  - грей (Гр).  Использовавшаяся ранее
   внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.
       14. Доза в органе или ткани (D ) - средняя поглощенная  доза в
                                     T
   определенном органе или ткани человеческого тела:
   
                        D  = (1/m ) интеграл D x dm ,
                         T       T     m
                                        T
   
       где m  - масса  органа  или  ткани, а  D - поглощенная  доза в
            T
   элементе массы dm.
       15. Доза эквивалентная (H   )  - поглощенная доза в органе или
                                T,R
   ткани,  умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для
   данного вида излучения, W :
                            R
   
                             H    = W  x D   ,
                              T,R    R    T,R
   
       где D    - средняя  поглощенная  доза в органе или ткани  T, а
            T,R
   W  - взвешивающий коэффициент для излучения R.
    R
       При воздействии  различных  видов   излучения   с   различными
   взвешивающими  коэффициентами  эквивалентная доза определяется как
   сумма эквивалентных доз для этих видов излучения
   
                                H  = SUM H   .
                                 T    R   T,R
   
       Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).
       16. Доза  эффективная  (E)  - величина,  используемая как мера
   риска возникновения отдаленных последствий  облучения  всего  тела
   человека   и   отдельных   его   органов  и  тканей  с  учетом  их
   радиочувствительности.   Она   представляет   сумму   произведений
   эквивалентной   дозы   в   органах  и  тканях  на  соответствующие
   взвешивающие коэффициенты:
   
                            E = SUM W  x H ,
                                 T   T    T
   
       где H  - эквивалентная доза  в  органе  или  ткани T,  а  W  -
            T                                                     T
   взвешивающий коэффициент для органа или ткани T.
       Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).
       17. Доза  эквивалентная  (H (тау))  или  эффективная  (E(тау))
                                  T
   ожидаемая при внутреннем облучении - доза за время тау,  прошедшее
   после поступления радиоактивных веществ в организм:
   
                 t0 + тау
       H (тау) = интеграл H (t)dt,
        T           t0     T
   
       E(тау) = SUM W  x H (тау),
                 T   T    T
   
       где t0 - момент поступления, a H (t) - мощность  эквивалентной
                                       T
   дозы к моменту времени t в органе или ткани T.
       Когда тау не определено, то его следует принять равным 50 годам
   для взрослых и (70 - t0) - для детей.
       18.   Доза   эффективная  (эквивалентная)   годовая   -   сумма
   эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной  за
   календарный  год,  и  ожидаемой  эффективной  (эквивалентной)  дозы
   внутреннего  облучения,  обусловленной  поступлением   в   организм
   радионуклидов за этот же год.
       Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).
       19.  Доза  эффективная коллективная - мера коллективного  риска
   возникновения  стохастических эффектов облучения; она  равна  сумме
   индивидуальных  эффективных доз. Единица  эффективной  коллективной
   дозы - человеко - зиверт (чел.-Зв).
       20.  Доза  предотвращаемая  -  прогнозируемая  доза  вследствие
   радиационной  аварии,  которая может быть  предотвращена  защитными
   мероприятиями.
       21.   Загрязнение  радиоактивное  -  присутствие  радиоактивных
   веществ  на  поверхности,  внутри  материала,  в  воздухе,  в  теле
   человека  или  в  другом месте, в количестве,  превышающем  уровни,
   установленные настоящими Нормами и Правилами.
       22.  Загрязнение  поверхности  неснимаемое  (фиксированное)   -
   радиоактивные  вещества,  которые не переносятся  при  контакте  на
   другие предметы и не удаляются при дезактивации.
       23.  Загрязнение  поверхности  снимаемое  (нефиксированное)   -
   радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на  другие
   предметы и удаляются при дезактивации.
       24.  Захоронение отходов радиоактивных - безопасное  размещение
   радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.
       25.  Зона  наблюдения  -  территория за пределами  санитарно  -
   защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.
       26.   Зона   радиационной  аварии  -  территория,  на   которой
   установлен факт радиационной аварии.
       27.   Источник   ионизирующего  излучения  (в  рамках   данного
   документа  -  источник  излучения)  -  радиоактивное  вещество  или
   устройство,   испускающее  или  способное  испускать   ионизирующее
   излучение,  на которые распространяется действие настоящих  Норм  и
   Правил.
       28.  Источник  излучения  природный  -  источник  ионизирующего
   излучения  природного  происхождения, на  который  распространяется
   действие настоящих Норм и Правил.
       29.  Источник  излучения  техногенный - источник  ионизирующего
   излучения,  специально созданный для его полезного  применения  или
   являющийся побочным продуктом этой деятельности.
       30.  Источник  радионуклидный закрытый  -  источник  излучения,
   устройство  которого  исключает  поступление  содержащихся  в   нем
   радионуклидов  в окружающую среду в условиях применения  и  износа,
   на которые он рассчитан.
       31.  Источник радионуклидный открытый - источник излучения, при
   использовании  которого  возможно поступление  содержащихся  в  нем
   радионуклидов в окружающую среду.
       32. Категория объекта радиационного - характеристика объекта по
   степени  потенциальной опасности объекта для населения  в  условиях
   его нормальной эксплуатации и при возможной аварии.
       33.  Квота  - часть предела дозы, установленная для ограничения
   облучения   населения   от   конкретного   техногенного   источника
   излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой,  пищей  и
   воздухом).
       34.  Класс работ - характеристика работ с открытыми источниками
   ионизирующего  излучения  по  степени потенциальной  опасности  для
   персонала,  определяющая требования по радиационной безопасности  в
   зависимости от радиотоксичности и активности нуклидов.
       35. Контроль радиационный - получение информации о радиационной
   обстановке   в  организации,  в  окружающей  среде  и  об   уровнях
   облучения    людей    (включает   в    себя    дозиметрический    и
   радиометрический контроль).
       36. Место рабочее - место постоянного или временного пребывания
   персонала  для  выполнения  производственных  функций  в   условиях
   воздействия  ионизирующего  излучения  в  течение  более   половины
   рабочего времени или двух часов непрерывно.
       37. Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду,
   минуту, час).
       38.  Население  -  все  лица, включая  персонал  вне  работы  с
   источниками ионизирующего излучения.
       39.   Облучение   -   воздействие  на  человека   ионизирующего
   излучения.
       40.  Облучение аварийное - облучение в результате  радиационной
   аварии.
       41.  Облучение медицинское - облучение пациентов  в  результате
   медицинского обследования или лечения.
       42.  Облучение  планируемое повышенное - планируемое  облучение
   персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы  доз,
   с   целью   предупреждения   развития   радиационной   аварии   или
   ограничения ее последствий.
       43.   Облучение   потенциальное  -  облучение,  которое   может
   возникнуть в результате радиационной аварии.
       44.   Облучение  природное  -  облучение,  которое  обусловлено
   природными источниками излучения.
       45.  Облучение производственное - облучение работников от  всех
   техногенных  и  природных  источников  ионизирующего  излучения   в
   процессе производственной деятельности.
       46. Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе
   его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.
       47. Облучение техногенное - облучение от техногенных источников
   как  в  нормальных,  так  и  в аварийных условиях,  за  исключением
   медицинского облучения пациентов.
       48.   Обращение   с   отходами  радиоактивными   -   все   виды
   деятельности,     связанные    со    сбором,    транспортированием,
   переработкой,   хранением   и   (или)  захоронением   радиоактивных
   отходов.
       49.  Объект  радиационный  -  организация,  где  осуществляется
   обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.
       50.    Органы    государственного   надзора   за   радиационной
   безопасностью   -   органы,  которые  уполномочены   Правительством
   Российской  Федерации  или  ее  субъектов  осуществлять  надзор  за
   радиационной безопасностью.
       51.  Отходы  радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего
   использования  вещества  в любом агрегатном  состоянии,  в  которых
   содержание    радионуклидов   превышает    уровни,    установленные
   настоящими Нормами и Правилами.
       52. Паспорт радиационно - гигиенической организации - документ,
   характеризующий состояние радиационной безопасности  в  организации
   и содержащий рекомендации по ее улучшению.
       53.  Паспорт радиационно - гигиенический территории - документ,
   характеризующий   состояние  радиационной  безопасности   населения
   территории и содержащий рекомендации по ее улучшению.
       54.  Паспорт  санитарный - документ, разрешающий организации  в
   течение установленного времени проводить регламентированные  работы
   с  источниками ионизирующего излучения в конкретных помещениях, вне
   помещений или на транспортных средствах.
       55.  Персонал  -  лица,  работающие с техногенными  источниками
   излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере  их
   воздействия (группа Б).
       56.  Предел  дозы  (ПД)  -  величина  годовой  эффективной  или
   эквивалентной  дозы  техногенного  облучения,  которая  не   должна
   превышаться  в  условиях  нормальной  работы.  Соблюдение   предела
   годовой    дозы   предотвращает   возникновение   детерминированных
   эффектов,  а  вероятность стохастических эффектов  сохраняется  при
   этом на приемлемом уровне.
       57.  Предел  годового  поступления (ПГП) -  допустимый  уровень
   поступления  данного  радионуклида  в  организм  в  течение   года,
   который   при   монофакторном  воздействии  приводит  к   облучению
   условного   человека   ожидаемой  дозой,  равной   соответствующему
   пределу годовой дозы.
       58.   Радиационная   авария  -  потеря  управления   источником
   ионизирующего  излучения,  вызванная  неисправностью  оборудования,
   неправильными   действиями   работников   (персонала),   стихийными
   бедствиями или иными причинами, которые могли привести или  привели
   к  облучению  людей  выше  установленных  норм  или  радиоактивному
   загрязнению окружающей среды.
       59.    Радиационная   безопасность   населения   -    состояние
   защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного  для
   их здоровья воздействия ионизирующего излучения.
       60.  Работа  с источником ионизирующего излучения  -  все  виды
   обращения   с  источником  излучения  на  рабочем  месте,   включая
   радиационный контроль.
       61.  Работа с радиоактивными веществами - все виды обращения  с
   радиоактивными  веществами на рабочем месте,  включая  радиационный
   контроль.
       62.  Риск  радиационный - вероятность возникновения у  человека
   или   его  потомства  какого-либо  вредного  эффекта  в  результате
   облучения.
       63.  Санитарно  -  защитная зона - территория вокруг  источника
   ионизирующего  излучения,  на которой  уровень  облучения  людей  в
   условиях  нормальной эксплуатации данного источника может превысить
   установленный предел дозы облучения населения.
       64.  Санпропускник  -  комплекс помещений, предназначенных  для
   смены  одежды,  обуви,  санитарной  обработки  персонала,  контроля
   радиоактивного  загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной
   защиты, специальной и личной одежды персонала.
       65.  Саншлюз  -  помещение между зонами радиационного  объекта,
   предназначенное   для   предварительной   дезактивации   и    смены
   дополнительных средств индивидуальной защиты.
       66.  Средство индивидуальной защиты - средство защиты персонала
   от  внешнего  облучения, поступления радиоактивных  веществ  внутрь
   организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.
       67. Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора,
   при  превышении  которого следует проводить  определенные  защитные
   мероприятия.
       68.  Уровень  контрольный  - значение  контролируемой  величины
   дозы,   мощности   дозы,   радиоактивного   загрязнения   и   т.д.,
   устанавливаемое  для оперативного радиационного контроля,  с  целью
   закрепления    достигнутого   уровня   радиационной   безопасности,
   обеспечения  дальнейшего снижения облучения персонала и  населения,
   радиоактивного загрязнения окружающей среды.
       69.  Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение
   -  электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат, ускоритель,
   генератор  и  т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает  за
   счет  изменения  скорости  заряженных частиц,  их  аннигиляции  или
   ядерных реакций.
       70. Эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые
   вредные  биологические эффекты, вызванные ионизирующим  излучением,
   в  отношении  которых  предполагается  существование  порога,  ниже
   которого  эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта  зависит  от
   дозы.
       71.  Эффекты  излучения стохастические - вредные  биологические
   эффекты,  вызванные  ионизирующим излучением, не  имеющие  дозового
   порога    возникновения,    вероятность    возникновения    которых
   пропорциональна  дозе и для которых тяжесть проявления  не  зависит
   от дозы.
   
                         1. Область применения
   
       1.1.  Нормы  радиационной безопасности НРБ-99 (далее  -  Нормы)
   применяются для обеспечения безопасности человека во всех  условиях
   воздействия  на  него  ионизирующего излучения  искусственного  или
   природного происхождения.
       Требования   и   нормативы,  установленные  Нормами,   являются
   обязательными   для  всех  юридических  лиц,   независимо   от   их
   подчиненности  и  формы  собственности, в  результате  деятельности
   которых   возможно  облучение  людей,  а  также  для  администраций
   субъектов  Российской  Федерации, местных органов  власти,  граждан
   Российской  Федерации, иностранных граждан и лиц  без  гражданства,
   проживающих на территории Российской Федерации.
       1.2.  Настоящие  Нормы  являются  основополагающим  документом,
   регламентирующим  требования Федерального  закона  "О  радиационной
   безопасности  населения" в форме основных пределов доз,  допустимых
   уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований  по
   ограничению  облучения  человека.  Никакие  другие  нормативные   и
   методические документы не должны противоречить требованиям Норм.
       1.3.  Нормы  распространяются  на  следующие  виды  воздействия
   ионизирующего излучения на человека:
       -  в  условиях  нормальной эксплуатации техногенных  источников
   излучения;
       - в результате радиационной аварии;
       - от природных источников излучения;
       - при медицинском облучении.
       Требования    по    обеспечению    радиационной    безопасности
   сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза  от  всех
   видов  облучения используется для оценки радиационной обстановки  и
   ожидаемых   медицинских  последствий,  а  также   для   обоснования
   защитных мероприятий и оценки их эффективности.
       1.4.  Требования Норм и Правил не распространяются на источники
   излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:
       - индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;
       -  индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50
   мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;
       -  коллективную  эффективную годовую дозу не более  1  чел.-Зв,
   либо  когда  при  коллективной  дозе  более  1  чел.-Зв  оценка  по
   принципу   оптимизации   показывает   нецелесообразность   снижения
   коллективной дозы.
       Требования   Норм  и  Правил  не  распространяются   также   на
   космическое  излучение на поверхности Земли и внутреннее  облучение
   человека,  создаваемое  природным калием,  на  которые  практически
   невозможно влиять.
       Перечень   и   порядок  освобождения  источников  ионизирующего
   излучения  от  радиационного  контроля устанавливается  санитарными
   правилами.
   
                          2. Общие положения
   
       2.1.  Главной  целью радиационной безопасности является  охрана
   здоровья  населения,  включая  персонал,  от  вредного  воздействия
   ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и  норм
   радиационной  безопасности без необоснованных ограничений  полезной
   деятельности  при  использовании  излучения  в  различных  областях
   хозяйства, в науке и медицине.
       2.2. Основу системы радиационной безопасности, сформулированной
   в  данных  Нормах,  составляют  современные  международные  научные
   рекомендации  [1  -  20],  опыт стран,  достигших  высокого  уровня
   радиационной   защиты  населения,  и  отечественный  опыт.   Данные
   мировой  науки  показывают, что соблюдение  Международных  основных
   норм   безопасности,   которые  легли  в   основу   Норм,   надежно
   гарантирует  безопасность  работающих  с  источниками  излучения  и
   всего населения.
       2.3. Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека
   может  вызвать  два  вида эффектов, которые  клинической  медициной
   относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты  (лучевая
   болезнь,  лучевой  дерматит, лучевая катаракта, лучевое  бесплодие,
   аномалии  в  развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные)
   беспороговые    эффекты    (злокачественные    опухоли,    лейкозы,
   наследственные болезни).
       2.4.   Нормы  радиационной  безопасности  относятся  только   к
   ионизирующему   излучению.  В  Нормах  учтено,   что   ионизирующее
   излучение   является  одним  из  множества  источников  риска   для
   здоровья  человека и что риски, связанные с воздействием излучения,
   не  должны соотноситься только с выгодами от его использования,  но
   их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.
       2.5.  Для  обеспечения радиационной безопасности при нормальной
   эксплуатации   источников  излучения  необходимо  руководствоваться
   следующими основными принципами:
       - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения
   граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);
       -   запрещение   всех  видов  деятельности   по   использованию
   источников  излучения,  при  которых  полученная  для  человека   и
   общества  польза  не превышает риск возможного вреда,  причиненного
   дополнительным облучением (принцип обоснования);
       -  поддержание на возможно низком и достижимом уровне с  учетом
   экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения  и
   числа  облучаемых лиц при использовании любого источника  излучения
   (принцип оптимизации).
       2.6.    Ответственность    за   соблюдение    настоящих    Норм
   устанавливается  в  соответствии со статьей  55  Закона  Российской
   Федерации    "О   санитарно   -   эпидемиологическом   благополучии
   населения".
       2.7.  Для  обоснования  расходов  на  радиационную  защиту  при
   реализации  принципа  оптимизации  принимается,  что  облучение   в
   коллективной   эффективной   дозе   в   1   чел.-Зв   приводит    к
   потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года жизни  населения.
   Величина  денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни  населения
   устанавливается   методическими  указаниями   федерального   органа
   госсанэпиднадзора   в   размере  не  менее  1   годового   душевого
   национального дохода.
       2.8. Индивидуальный   и    коллективный    пожизненный    риск
   возникновения стохастических эффектов определяется соответственно:
   
             бесконечность
       r   =   интеграл   p (E) x r  x EdE;
        ic        0        i       E
   
            N
       R = SUM r  ,
           i=1  ic
   
       где r,  R - индивидуальный  и  коллективный  пожизненный  риск
   соответственно;
       E - индивидуальная эффективная доза;
       p (E)dE -  вероятность  для  i-го индивидуума получить годовую
        i
   эффективную дозу от E до E + dE;
       r  - коэффициент  пожизненного  риска  сокращения длительности
        E
   периода  полноценной  жизни  в  среднем  на   15   лет   на   один
   стохастический    эффект    (от   смертельного   рака,   серьезных
   наследственных эффектов и  несмертельного  рака,  приведенного  по
   вреду к последствиям от смертельного рака), равный
   
                    для производственного облучения
   
                           -2
              r  = 5,6 x 10   1/чел.-Зв при E < 200 мЗв/год;
               E
                           -1
              r  = 1,1 x 10   1/чел.-Зв при E >= 200 мЗв/год;
               E
   
                        для облучения населения
   
                           -2
              r  = 7,3 x 10   1/чел.-Зв при E < 200 мЗв/год;
               Е
                           -1
              r  = 1,5 x 10   1/чел.-Зв при E >= 200 мЗв/год.
               E
   
       2.9. Для  целей  радиационной  безопасности  при  облучении  в
   течение  года  индивидуальный риск сокращения длительности периода
   полноценной жизни в результате возникновения  тяжелых  последствий
   от детерминированных эффектов консервативно принимается равным:
   
       r    = P [D > Д],
        i,Д    i
       где  P  [D > Д]  -  вероятность  для   i-го  индивидуума  быть
             i
   облученным  с  дозой больше Д при обращении с источником в течение
   года;
       Д - пороговая доза для детерминированного эффекта.
       2.10. Потенциальное  облучение  коллектива  из  N индивидуумов
   оправдано, если
   
        N          -           -
       SUM (r    x O  + r    x O ) x c <= V - Y - P,
       i=1   i,c    c    i,д    д     т
   
           -
       где Oс - среднее сокращение длительности  периода  полноценной
   жизни  в результате возникновения стохастических эффектов,  равное
   15 лет;
       -
       Oд - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни
   в     результате     возникновения    тяжелых    последствий    от
   детерминированных эффектов, равное 45 лет;
       c    - денежный эквивалент потери 1 чел.-года жизни населения;
        т
       V - доход от производства;
       P - затраты на основное производство, кроме ущерба от защиты;
       Y - ущерб от защиты.
       Снижение риска  до  возможно  низкого   уровня   (оптимизацию)
   следует осуществлять с учетом двух обстоятельств:
       - предел риска регламентирует потенциальное облучение от  всех
   возможных  источников  излучения.  Поэтому  для  каждого источника
   излучения при оптимизации устанавливается граница риска;
       - при   снижении  риска  потенциального  облучения  существует
   минимальный  уровень   риска,   ниже   которого   риск   считается
   пренебрежимым и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.
       2.11. Предел индивидуального  пожизненного  риска  в  условиях
   нормальной  эксплуатации для техногенного облучения в течение года
                                              -3
   персонала принимается  округленно  1,0 x 10  ,  а  для населения -
           -5
   5,0 x 10  .
       Уровень пренебрежимого  риска  разделяет  область  оптимизации
                                                               -6
   риска и область безусловно приемлемого риска и составляет 10  .
   
          3. Требования к ограничению техногенного облучения
                       в контролируемых условиях
   
       3.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения
       3.1.1. Устанавливаются следующие категорию облучаемых лиц:
       - персонал (группы А и Б);
       -  все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий
   их производственной деятельности.
       3.1.2.  Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса
   нормативов:
       - основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 3.1;
       -  допустимые  уровни  монофакторного воздействия  (для  одного
   радионуклида,   пути   поступления   или   одного   вида   внешнего
   облучения),  являющиеся  производными  от  основных  пределов  доз:
   пределы   годового  поступления  (ПГП),  допустимые   среднегодовые
   объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности  (ДУА)
   и другие;
       -  контрольные  уровни  (дозы,  уровни,  активности,  плотности
   потоков  и  др.).  Их  значения  должны  учитывать  достигнутый   в
   организации   уровень  радиационной  безопасности  и   обеспечивать
   условия,   при   которых   радиационное  воздействие   будет   ниже
   допустимого.
   
                                                           Таблица 3.1
   
                         ОСНОВНЫЕ ПРЕДЕЛЫ ДОЗ
   
   -------------------------T---------------------------------------¬
   ¦Нормируемые величины <1>¦              Пределы доз              ¦
   ¦                        +-------------------T-------------------+
   ¦                        ¦персонал (группа А)¦     население     ¦
   ¦                        ¦       <2>         ¦                   ¦
   +------------------------+-------------------+-------------------+
   ¦Эффективная доза        ¦20 мЗв в год в     ¦1 мЗв в год в сред-¦
   ¦                        ¦среднем за любые   ¦нем за любые после-¦
   ¦                        ¦последовательные   ¦довательные 5 лет, ¦
   ¦                        ¦5 лет, но не более ¦но не более 5 мЗв  ¦
   ¦                        ¦50 мЗв в год       ¦в год              ¦
   +------------------------+-------------------+-------------------+
   ¦Эквивалентная доза за   ¦                   ¦                   ¦
   ¦год в хрусталике глаза  ¦150 мЗв            ¦15 мЗв             ¦
   ¦<3>                     ¦                   ¦                   ¦
   ¦коже <4>                ¦500 мЗв            ¦50 мЗв             ¦
   ¦кистях и стопах         ¦500 мЗв            ¦50 мЗв             ¦
   L------------------------+-------------------+--------------------
   
   --------------------------------
       <1>  Допускается одновременное облучение до указанных  пределов
   по всем нормируемым величинам.
       <2> Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни
   облучения  персонала  группы Б, равны 1/4  значений  для  персонала
   группы  А.  Далее в тексте все нормативные значения  для  категории
   персонал приводятся только для группы А.
       <3> Относится к дозе на глубине 300 мг/кв. см.
       <4>  Относится  к  среднему по площади в 1 кв.  см  значению  в
   базальном  слое  кожи  толщиной 5 мг/кв.  см  под  покровным  слоем
   толщиной  5  мг/кв.  см. На ладонях толщина покровного  слоя  -  40
   мг/кв.  см.  Указанным  пределом допускается  облучение  всей  кожи
   человека при условии, что в пределах усредненного облучения  любого
   1  кв.  см площади кожи этот предел не будет превышен. Предел  дозы
   при  облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы  на
   хрусталик от бета - частиц.
   
       3.1.3.  Основные пределы доз облучения не включают в себя  дозы
   от  природного  и  медицинского облучения, а также дозы  вследствие
   радиационных   аварий.   На  эти  виды  облучения   устанавливаются
   специальные ограничения.
       3.1.4.  Эффективная доза для персонала не должна  превышать  за
   период  трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для  населения
   за  период  жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов вводится  с  1
   января 2000 года.
       3.1.5.  При  одновременном воздействии на  человека  источников
   внешнего  и  внутреннего  облучения  годовая  эффективная  доза  не
   должна превышать пределов доз, установленных в табл. 3.1.
       3.1.6.   В   стандартных  условиях  монофакторного  поступления
   радионуклидов,  определенных в разделе 8 Норм, годовое  поступление
   радионуклидов   через  органы  дыхания  и  среднегодовая   объемная
   активность  их  во  вдыхаемом воздухе не должны превышать  числовых
   значений  ПГП  и  ДОА, приведенных в Приложениях  П-1  и  П-2,  где
   пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в  год
   для населения.
       В  условиях  нестандартного поступления радионуклидов  величины
   ПГП  и  ДОА  устанавливаются методическими указаниями  федерального
   органа госсанэпиднадзора.
       3.1.7. Для  персонала  группы  А  значения  ПГП и ДОА дочерних
                                        222     220      218
   продуктов     изотопов     радона   (   Rn и    Rn) -    Po (RaA);
   214           214           212           212

Новости партнеров
Счетчики
 
Популярное в сети
Реклама
Разное