|
Стр. 2
214 214 212 212
Pb (RaB); Bi (RaC); Pb (ThB); Bi (ThC) в единицах
эквивалентной равновесной активности составляют:
ПГП: 0,10 П + 0,52 П + 0,38 П = 3,0 МБк
RaA RaB RaC
0,91 П + 0,09 П = 0,68 МБк
ThB ThC
ДОА: 0,10 А + 0,52 А + 0,38 А = 1200 Бк/куб. м
RaA RaB RaC
0,91 А + 0,09 А = 270 Бк/куб. м,
ThB ThC
где П и А - годовые поступления и среднегодовые объемные
i i
активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов
изотопов радона.
3.1.8. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с
источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения:
эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не
должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в
организм за год не должно быть более 1/20 предела годового
поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза
облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит
1 мЗв. Для обеспечения выполнения указанного норматива при
одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего
облучения должно выполняться требование п. 3.1.5.
Администрация предприятия обязана перевести беременную женщину
на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения, со
дня ее информации о факте беременности, на период беременности и
грудного вскармливания ребенка.
3.1.9. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих
профессиональное обучение с использованием источников излучения,
годовые дозы не должны превышать значений, установленных для
персонала группы Б.
3.2. Планируемое повышенное облучение
3.2.1. Планируемое облучение персонала группы А выше
установленных пределов доз (см. табл. 3.1) при ликвидации или
предотвращении аварии может быть разрешено только в случае
необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения.
Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30
лет лишь при их добровольном письменном согласии, после
информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
Планируемое облучение экипажей, находящихся в море судов ВМФ с
атомными энергетическими установками, личного состава аварийно -
спасательных и других специальных формирований выше установленных
пределов доз (см. табл. 3.1) при ликвидации или предотвращении
аварии регламентируется ведомственными документами, согласованными
с Минздравом России.
3.2.2. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до
100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений,
приведенных в табл. 3.1, допускается с разрешения территориальных
органов госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200
мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1
- только с разрешения федерального органа госсанэпиднадзора.
Повышенное облучение не допускается:
- для работников, ранее уже облученных в течение года в
результате аварии или запланированного повышенного облучения с
эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в
четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 3.1;
- для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с
источниками излучения.
3.2.3. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе,
превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не
должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.
Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно
рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся
такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и
направляться на медицинское обследование. Последующая работа с
источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в
индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению
компетентной медицинской комиссии.
3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для
проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и
допущены к работам как персонал группы А.
4. Требования к защите от природного облучения
в производственных условиях
4.1. Эффективная доза облучения природными источниками
излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5
мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и
производства).
4.2. Средние значения радиационных факторов в течение года,
соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5
мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней
скорости дыхания 1,2 куб. м/ч и радиоактивном равновесии
радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли,
составляют:
- мощность эффективной дозы гамма - излучения на рабочем месте
- 2,5 мкЗв/ч;
- ЭРОА в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/куб. м;
Rn
- ЭРОА в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/куб. м;
Tn
- удельная активность в производственной пыли урана-238,
находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда -
40/f кБк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в
зоне дыхания, мг/куб. м;
- удельная активность в производственной пыли тория-232,
находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, -
27/f, кБк/кг.
При многофакторном воздействии должно выполняться условие:
сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным
выше, не должна превышать 1.
4.3. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов
нормируется как природное облучение в производственных условиях по
п. 4.1.
5. Требования к ограничению облучения населения
5.1. Общие положения
5.1.1. Радиационная безопасность населения достигается путем
ограничения воздействия от всех основных видов облучения (п. 1.3).
Возможности регулирования разных видов облучения существенно
различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с
применением разных методологических подходов и технических
способов.
5.1.2. В отношении всех источников облучения населения следует
принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так
и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в
соответствии с принципом оптимизации.
5.2. Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях
5.2.1. Годовая доза облучения населения не должна превышать
основные пределы доз (табл. 3.1). Указанные пределы доз относятся
к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как
сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70
лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий
год.
5.2.2. Для ограничения облучения населения отдельными
техногенными источниками излучений федеральным органом
госсанэпиднадзора для них устанавливаются квоты (доли) предела
годовой дозы, но так, чтобы сумма квот не превышала пределов доз,
указанных в таблице 3.1.
5.2.3. Облучение населения техногенными источниками излучения
ограничивается путем обеспечения сохранности источников излучения,
контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса)
радионуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на
стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования
источников излучения.
5.2.4. На основании значений ПГП радионуклидов через органы
пищеварения, соответствующих пределу дозы 1 мЗв за год и квот от
этого предела, может быть рассчитана для конкретных условий
допустимая удельная активность основных пищевых продуктов с учетом
их распределения по компонентам рациона и в питьевой воде, а также
с учетом поступления радионуклида через органы дыхания и внешнего
облучения. Значения ПГП радионуклидов для населения через органы
дыхания и пищеварения, а также соответствующие им значения ДОА и
УВ приведены в Приложении П-2.
5.3. Ограничение природного облучения
5.3.1. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной
суммарным воздействием природных источников излучения, для
населения не устанавливается. Снижение облучения населения
достигается путем установления системы ограничений на облучение
населения от отдельных природных источников излучения.
5.3.2. При проектировании новых зданий жилищного и
общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы
среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность
дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОА +
Rn
+ 4,6 x ЭРОА не превышала 100 Бк/куб. м, а мощность эффективной
Tn
дозы гамма - излучения не превышала мощность дозы на открытой
местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
5.3.3. В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная
равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона
в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/куб. м. При
более высоких значениях объемной активности должны проводиться
защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона
в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные
мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной
дозы гамма - излучения в помещениях превышает мощность дозы на
открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
5.3.4. Эффективная удельная активность (Аэфф) природных
радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок,
бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.),
добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом
промышленности, а также отходы промышленного производства,
используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки
и пр.), не должна превышать:
- для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых
жилых и общественных зданиях (1 класс):
Аэфф = А + 1,3А + 0,09А <= 370 Бк/кг,
Ra Th K
226 232
где А и А - удельные активности Ra и Th, находящихся
Ra Th
в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, А -
К
удельная активность К-40 (Бк/кг);
- для материалов, используемых в дорожном строительстве в
пределах территории населенных пунктов и зон перспективной
застройки, а также при возведении производственных сооружений (2
класс):
Аэфф <= 740 Бк/кг;
- для материалов, используемых в дорожном строительстве вне
населенных пунктов (3 класс):
Аэфф <= 1,5 кБк/кг.
При 1,5 кБк/кг < Аэфф <= 4,0 кБк/кг (4 класс) вопрос об
использовании материалов решается в каждом случае отдельно по
согласованию с федеральным органом госсанэпиднадзора. При Аэфф >
4,0 кБк/кг материалы не должны использоваться в строительстве.
5.3.5. При содержании природных и искусственных радионуклидов в
питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв за год,
не требуется проведения мероприятий по снижению ее
радиоактивности. Этому значению дозы при потреблении воды 2 кг в
сутки соответствуют средние значения удельной активности за год
(уровни вмешательства - УВ), приведенные в Приложении П-2. При
совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов должно
выполняться условие:
SUM (Аi/УВi) <= 1,
i
где Аi - удельная активность i-го радионуклида в воде,
УВi - соответствующий уровень вмешательства.
При невыполнении указанного условия защитные действия должны
осуществляться с учетом принципа оптимизации.
Предварительная оценка допустимости использования воды для
питьевых целей может быть дана по удельной суммарной альфа
(Аальфа) - и бета (Абета) - активности, которая не должна
превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг, соответственно.
3 14 131 210 228
При возможном присутствии в воде H, C, I, Pb, Ra и
232
Th определение удельной активности этих радионуклидов в воде
является обязательным.
222
Уровень вмешательства для Rn в питьевой воде составляет 60
Бк/кг.
Примечание. Критическим путем облучения людей за счет радона,
содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух
помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних
продуктов радона.
Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные
нормативы.
5.3.6. Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных
удобрениях и мелиорантах не должна превышать:
А + 1,5А <= 4,0 кБк/кг,
U Th
где А и А - удельные активности урана-238 (радия-226) и
U Th
тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с
остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно.
5.4. Ограничение медицинского облучения
5.4.1. Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий
в медицине основаны на получении необходимой и полезной
диагностической информации или терапевтического эффекта при
минимально возможных уровнях облучения. При этом не
устанавливаются пределы доз, но используются принципы обоснования
назначения радиологических медицинских процедур и оптимизации мер
защиты пациентов.
5.4.2. При проведении профилактических медицинских
рентгенологических исследований и научных исследований практически
здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна
превышать 1 мЗв.
Установленный норматив годового профилактического облучения
может быть превышен лишь в условиях неблагоприятной
эпидемиологической обстановки, требующей проведения дополнительных
исследований или вынужденного использования методов с большим
дозообразованием. Такое решение о временном вынужденном превышении
этого норматива профилактического облучения принимается областным,
краевым (республиканским) управлением здравоохранения.
5.4.3. Проведение научных исследований на людях с источниками
излучения должно осуществляться по решению федерального органа
здравоохранения. При этом требуется обязательное письменное
согласие испытуемого и предоставление ему информации о возможных
последствиях облучения.
5.4.4. Лица (не являющиеся работниками рентгенорадиологического
отделения), оказывающие помощь в поддержке пациентов
(тяжелобольных, детей) при выполнении рентгенорадиологических
процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5
мЗв в год.
5.4.5. Мощность дозы гамма - излучения на расстоянии 1 метра от
пациента, которому с терапевтической целью введены
радиофармацевтические препараты, не должна превышать при выходе из
радиологического отделения 3 мкЗв/ч.
5.4.6. При использовании источников излучения в медицинских
целях контроль доз облучения пациентов является обязательным.
6. Требования по ограничению облучения населения
в условиях радиационной аварии
6.1. В случае возникновения аварии должны быть приняты
практические меры для восстановления контроля над источником
излучения и сведения к минимуму доз облучения, количества
облученных лиц, радиоактивного загрязнения окружающей среды,
экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным
загрязнением.
6.2. При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного
загрязнения ограничение облучения осуществляется защитными
мероприятиями, применимыми, как правило, к окружающей среде и
(или) к человеку. Эти мероприятия могут приводить к нарушению
нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и
социального функционирования территории, т.е. являются
вмешательством, влекущим за собой не только экономический ущерб,
но и неблагоприятное воздействие на здоровье населения,
психологическое воздействие на население и неблагоприятное
изменение состояния экосистем. Поэтому при принятии решений о
характере вмешательства (защитных мероприятий) следует
руководствоваться следующими принципами:
- предлагаемое вмешательство должно принести обществу и, прежде
всего, облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение
ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы
оправдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную
стоимость (принцип обоснования вмешательства);
- форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть
оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения
дозы, т.е. польза от снижения радиационного ущерба за вычетом
ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип
оптимизации вмешательства).
Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток)
достигает уровней, при превышении которых возможны клинически
определяемые детерминированные эффекты (табл. 6.1), необходимо
срочное вмешательство (меры защиты). При этом вред здоровью от мер
защиты не должен превышать пользы здоровью пострадавших от
облучения.
Таблица 6.1
ПРОГНОЗИРУЕМЫЕ УРОВНИ ОБЛУЧЕНИЯ,
ПРИ КОТОРЫХ НЕОБХОДИМО СРОЧНОЕ ВМЕШАТЕЛЬСТВО
--------------------------T--------------------------------------¬
¦ Орган или ткань ¦ Поглощенная доза в органе или ткани ¦
¦ ¦ за 2 суток, Гр ¦
+-------------------------+--------------------------------------+
¦Все тело ¦ 1 ¦
+-------------------------+--------------------------------------+
¦Легкие ¦ 6 ¦
+-------------------------+--------------------------------------+
¦Кожа ¦ 3 ¦
+-------------------------+--------------------------------------+
¦Щитовидная железа ¦ 5 ¦
+-------------------------+--------------------------------------+
¦Хрусталик глаза ¦ 2 ¦
+-------------------------+--------------------------------------+
¦Гонады ¦ 3 ¦
+-------------------------+--------------------------------------+
¦Плод ¦ 0,1 ¦
L-------------------------+---------------------------------------
6.3. При хроническом облучении в течение жизни защитные
мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные
дозы превышают значения, приведенные в таблице 6.2. Превышение
этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.
Таблица 6.2
УРОВНИ ВМЕШАТЕЛЬСТВА ПРИ ХРОНИЧЕСКОМ ОБЛУЧЕНИИ
----------------------------T------------------------------------¬
¦ Орган или ткань ¦ Годовая поглощенная доза, Гр ¦
+---------------------------+------------------------------------+
¦Гонады ¦ 0,2 ¦
+---------------------------+------------------------------------+
¦Хрусталик глаза ¦ 0,1 ¦
+---------------------------+------------------------------------+
¦Красный костный мозг ¦ 0,4 ¦
L---------------------------+-------------------------------------
6.4. Уровни вмешательства для временного отселения населения
составляют для начала временного отселения - 30 мЗв в месяц, для
окончания временного отселения 10 мЗв в месяц. Если
прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будет
находиться выше указанных уровней в течении года, следует решать
вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.
6.5. При проведении противорадиационных вмешательств пределы
доз (табл. 3.1) не применяются. Исходя из указанных принципов, при
планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии
органами госсанэпиднадзора устанавливаются уровни вмешательства
(дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения)
применительно к конкретному радиационному объекту и условиям его
размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития
аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.
6.6. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение
обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной
обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне
радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и
осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения
на основе изложенных в пп. 6.1; 6.2; 6.4 принципов и подходов.
6.7. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной
радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории
проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы,
предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с
уровнями А и Б, приведенными в табл. 6.3 - 6.5.
Таблица 6.3
КРИТЕРИИ ДЛЯ ПРИНЯТИЯ
НЕОТЛОЖНЫХ РЕШЕНИЙ В НАЧАЛЬНОМ ПЕРИОДЕ
РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ
-------------T---------------------------------------------------¬
¦ Меры защиты¦ Предотвращаемая доза за первые 10 суток, мГр ¦
¦ +-------------------T-------------------------------+
¦ ¦ на все тело ¦щитовидная железа, легкие, кожа¦
¦ +---------T---------+---------------T---------------+
¦ ¦уровень А¦уровень Б¦ уровень А ¦ уровень Б ¦
+------------+---------+---------+---------------+---------------+
¦Укрытие ¦ 5 ¦ 50 ¦ 50 ¦ 500 ¦
+------------+---------+---------+---------------+---------------+
¦Йодная про- ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦филактика: ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦взрослые ¦ - ¦ - ¦ 250 <*> ¦ 2500 <*> ¦
¦дети ¦ - ¦ - ¦ 100 <*> ¦ 1000 <*> ¦
+------------+---------+---------+---------------+---------------+
¦Эвакуация ¦ 50 ¦ 500 ¦ 500 ¦ 5000 ¦
L------------+---------+---------+---------------+----------------
--------------------------------
<*> Только для щитовидной железы.
Таблица 6.4
КРИТЕРИИ ДЛЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ
ОБ ОТСЕЛЕНИИ И ОГРАНИЧЕНИИ ПОТРЕБЛЕНИЯ
ЗАГРЯЗНЕННЫХ ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТОВ
------------------------T----------------------------------------¬
¦ Меры защиты ¦ Предотвращаемая эффективная доза, мЗв ¦
¦ +-------------------T--------------------+
¦ ¦ уровень А ¦ уровень Б ¦
+-----------------------+-------------------+--------------------+
¦Ограничение потребления¦5 за первый год ¦50 за первый год ¦
¦загрязненных продуктов ¦1/год в последующие¦10/год в последующие¦
¦питания и питьевой воды¦годы ¦годы ¦
+-----------------------+-------------------+--------------------+
¦Отселение ¦50 за первый год ¦500 за первый год ¦
¦ +-------------------+--------------------+
¦ ¦ 1000 за все время отселения ¦
L-----------------------+-----------------------------------------
Таблица 6.5
КРИТЕРИИ ДЛЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ
ОБ ОГРАНИЧЕНИИ ПОТРЕБЛЕНИЯ ЗАГРЯЗНЕННЫХ ПРОДУКТОВ
ПИТАНИЯ В ПЕРВЫЙ ГОД ПОСЛЕ ВОЗНИКНОВЕНИЯ АВАРИИ
----------------------T------------------------------------------¬
¦ Радионуклиды ¦Удельная активность радионуклида в пищевых¦
¦ ¦ продуктах, кБк/кг ¦
¦ +----------------------T-------------------+
¦ ¦ уровень А ¦ уровень Б ¦
+---------------------+----------------------+-------------------+
¦131 134 137 ¦ ¦ ¦
¦ I, Cs, Cs ¦ 1 ¦ 10 ¦
+---------------------+----------------------+-------------------+
¦ 90 ¦ ¦ ¦
¦ Sr ¦ 0,1 ¦ 1,0 ¦
+---------------------+----------------------+-------------------+
¦238 239 241 ¦ ¦ ¦
¦ Pu, Pu, Am ¦ 0,01 ¦ 0,1 ¦
L---------------------+----------------------+--------------------
Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием,
не превосходит уровень А, нет необходимости в выполнении мер
защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности
населения, а также хозяйственного и социального функционирования
территории.
Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение
превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о
выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и
оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.
Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием,
достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнение
соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением
нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и
социального функционирования территории.
6.8. На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой
загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами,
решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся
радиационной обстановки и конкретных социально - экономических
условий.
Вариант принятия решений применительно к последствиям аварийных
прецедентов и локальных радиоактивных загрязнений приведен в
Приложении П-5.
6.9. Критерии принятия решений и производные уровни для
ограничительных мер при авариях с диспергированием преимущественно
урана, плутония, других трансурановых элементов устанавливаются
специальным нормативным документом.
7. Требования к контролю за выполнением Норм
7.1. Радиационный контроль является важнейшей частью
обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии
проектирования радиационно опасных объектов. Он имеет целью
определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности
и требований нормативов, включая непревышение установленных
основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе,
получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия
решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения
местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в
зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный
контроль осуществляется за всеми источниками излучения, кроме
приведенных в п. 1.4 Норм.
7.2. Радиационному контролю подлежат:
- радиационные характеристики источников излучения, выбросов в
атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;
- радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом
на рабочих местах и в окружающей среде;
- радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях
с повышенным уровнем природного облучения;
- уровни облучения персонала и населения от всех источников
излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм.
7.3. Основными контролируемыми параметрами являются:
- годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 3.1);
- поступление радионуклидов в организм и их содержание в
организме для оценки годового поступления;
- объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе,
воде, продуктах питания, строительных материалах и др.;
- радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви,
рабочих поверхностей;
- доза и мощность дозы внешнего излучения;
- плотность потока частиц и фотонов.
Переход от измеряемых величин внешнего излучения к нормируемым
определяется специальными методическими указаниями.
7.4. С целью оперативного контроля для всех контролируемых
параметров по п. 7.3 устанавливаются контрольные уровни. Значение
этих уровней устанавливается таким образом, чтобы было
гарантировано непревышение основных пределов доз и реализация
принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.
При этом учитывается облучение от всех подлежащих контролю
источников излучения, достигнутый уровень защищенности,
возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа
оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является
основанием для выяснения причин этого превышения.
7.5. Администрация организации может вводить дополнительные,
более жесткие числовые значения контролируемых параметров -
административные уровни.
7.6. Государственный надзор за выполнением Норм радиационной
безопасности осуществляют органы госсанэпиднадзора и другие
органы, уполномоченные Правительством Российской Федерации в
соответствии с действующими нормативными актами.
7.7. Контроль за соблюдением Норм в организациях, независимо от
форм собственности, возлагается на администрацию этой организации.
Контроль за облучением населения возлагается на органы
исполнительной власти субъектов Российской Федерации.
При возникновении радиационной аварии:
- контроль за ее развитием, защитой персонала в организации и
аварийных бригад осуществляется администрацией этой организации;
- контроль за облучением населения осуществляется местными
органами власти и государственного надзора за радиационной
безопасностью.
Контроль за медицинским облучением пациентов возлагается на
администрацию органов и учреждений здравоохранения.
8. Значения допустимых уровней радиационного воздействия
8.1. Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого
уровня радиационного воздействия для данного пути облучения
определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия
только одного данного фактора облучения в течение года величина
дозы равнялась величине соответствующего годового предела
(усредненного за пять лет), указанного в таблице 3.1.
В таблицах и приложениях запись вида 1,6 - 12 означает
-12 +12
1,6 x 10 , а 1,6 + 12 - 1,6 x 10 .
8.2. Значения допустимых уровней для всех путей облучения
определены для стандартных условий, которые характеризуются
следующими параметрами:
- объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает
в организм на протяжении календарного года;
- временем облучения t в течение календарного года;
- массой питьевой воды M, с которой радионуклид поступает в
организм на протяжении календарного года;
- геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего
излучения.
Для персонала установлены следующие значения стандартных
3
параметров: Vперс = 2,4 x 10 куб. м в год, tперс = 1700 ч в год;
Mперс = 0.
Для населения установлены следующие значения стандартных
параметров: tнас = 8800 ч в год; Mнас = 730 кг в год для взрослых.
Годовой объем вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от
возраста:
Таблица 8.1
ГОДОВОЙ ОБЪЕМ ВДЫХАЕМОГО ВОЗДУХА ДЛЯ РАЗНЫХ
ВОЗРАСТНЫХ ГРУПП НАСЕЛЕНИЯ
-----------------T------T------T-----T------T-------T------------¬
¦Возраст, лет ¦ до 1 ¦1 - 2 ¦2 - 7¦7 - 12¦12 - 17¦ Взрослые ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ (больше 17)¦
+----------------+------+------+-----+------+-------+------------+
¦V, тыс. куб м ¦ 1,0 ¦ 1,9 ¦ 3,2 ¦ 5,2 ¦ 7,3 ¦ 8,1 ¦
¦в год ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
L----------------+------+------+-----+------+-------+-------------
8.3. Для целей нормирования поступления радионуклидов через
органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические
соединения разделены на три типа в зависимости от скорости
перехода радионуклида из легких в кровь:
- тип "М" (медленно растворимые соединения): при растворении в
легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента
активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью
-1
0,0001 сут ;
- тип "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью):
при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу,
основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью
-1
0,005 сут ;
- тип "Б" (быстро растворимые соединения): при растворении в
легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность
-1
радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут .
Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы
дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы "Г" (Г1 - Г3)
газов и паров соединений некоторых элементов.
Распределение соединений элементов по типам при ингаляции в
производственных условиях приведено в Приложении П-3.
8.4. Приведенные в Приложениях П-1 и П-2 значения дозовых
коэффициентов, а также величин ПГПперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас
для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным
распределением частиц по активности при медианном по активности
аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом
отклонении, равном 2,5. В расчетах использована модель органов
дыхания, рекомендованная Публикацией 66 МКРЗ.
8.5. В Приложении П-1 для персонала для случая поступления
радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового
коэффициента, допустимого годового поступления ПГПперс, допустимой
среднегодовой объемной активности ДОАперс. В Приложение П-1 не
входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего
облучения, а также изотопы радона с продуктами их распада (см.
87 115 144 147
разделы 4 и 5). Природные радионуклиды Rb, In, Nd, Sm
187
и Re не включены в таблицу, поскольку они нормируются по
их химической токсичности. Из-за химической токсичности урана
поступление через органы дыхания его соединений типов Б или П не
должно превышать 2,5 мг в сутки и 500 мг в год.
Если химическая форма соединения данного радионуклида
неизвестна, то следует использовать данные из Приложения П-1 для
соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента
и, соответственно, наименьшими значениями ПГПперс и ДОАперс.
8.6. В Приложении П-2 для населения приведены:
а) для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом -
критическая возрастная группа, а также значения дозового
коэффициента и предела годового поступления ПГПнас для этой же
возрастной группы и типа соединений, для которых допустимая
среднегодовая объемная активность ДОАнас оказалась наименьшей;
б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей -
критическая возрастная группа <*>, значения дозового коэффициента
и предела годового поступления ПГПнас для этой же группы, где
ПГПнас наименьшее, а также уровень вмешательства по среднегодовой
удельной активности в питьевой воде УВнас, рассчитанный согласно
п. 5.3.5. УВ в пищевых продуктах не приводятся и должны
определяться по специальным методическим указаниям с учетом
местных особенностей внутреннего и внешнего облучения населения -
см. п. 5.2.4 и с обеспечением непревышения основных пределов доз
(табл. 3.1) в нормальных условиях и критериев таблиц 6.4 и 6.5 при
аварийном облучении.
--------------------------------
<*> Поступление радионуклидов с пищей не рассматривается у
детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются
преимущественно грудным молоком.
8.7. В таблицах 8.2 - 8.8 приведены числовые значения
среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем
облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала
моноэнергетическими электронами (табл. 8.2 - 8.3), бета -
частицами (табл. 8.4), моноэнергетическими фотонами (табл. 8.5 -
8.7) и моноэнергетическими нейтронами (табл. 8.8). Значения
среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для
широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных
геометрий облучения: изотропного (2пи или 4пи) поля излучения и
падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне -
задняя геометрия).
Таблица 8.2
ЗНАЧЕНИЯ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ И СРЕДНЕГОДОВЫЕ
ДОПУСТИМЫЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА МОНОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
ЭЛЕКТРОНОВ ДЛЯ ЛИЦ ИЗ ПЕРСОНАЛА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ КОЖИ
------------T-------------------T--------------------------------¬
¦ Энергия ¦Эквивалентная доза ¦Среднегодовая допустимая плот- ¦
¦электронов,¦в коже на единичный¦ -2 -1¦
¦ МэВ ¦ флюенс, ¦ность потока ДППперс, см x с ¦
¦ ¦ -10 ¦ ¦
¦ ¦10 Зв x кв. см ¦ ¦
¦ +---------T---------+----------------T---------------+
¦ ¦ <*> ИЗО ¦ <*> ПЗ ¦ <*> ИЗО ¦ <*> ПЗ ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 0,07 ¦ 0,3 ¦ 2,2 ¦ 2700 ¦ 370 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 0,10 ¦ 5,7 ¦ 16,6 ¦ 140 ¦ 50 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 0,20 ¦ 5,6 ¦ 8,3 ¦ 150 ¦ 100 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 0,40 ¦ 4,3 ¦ 4,6 ¦ 190 ¦ 180 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 0,70 ¦ 3,7 ¦ 3,4 ¦ 220 ¦ 240 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 1,00 ¦ 3,5 ¦ 3,1 ¦ 230 ¦ 260 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 2,00 ¦ 3,2 ¦ 2,8 ¦ 260 ¦ 290 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 4,00 ¦ 3,2 ¦ 2,7 ¦ 260 ¦ 300 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 7,00 ¦ 3,2 ¦ 2,7 ¦ 260 ¦ 300 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 10,0 ¦ 3,2 ¦ 2,7 ¦ 260 ¦ 300 ¦
L-----------+---------+---------+----------------+----------------
--------------------------------
<*> ИЗО - изотропное (2пи) поле излучения, ПЗ - облучение
параллельным пучком в передне - задней геометрии.
Таблица 8.3
ЗНАЧЕНИЯ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ
И СРЕДНЕГОДОВЫЕ ДОПУСТИМЫЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА
МОНОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ЭЛЕКТРОНОВ ДЛЯ ЛИЦ ИЗ ПЕРСОНАЛА
ПРИ ОБЛУЧЕНИИ ХРУСТАЛИКОВ ГЛАЗ
------------T-------------------T--------------------------------¬
¦ Энергия ¦Эквивалентная доза ¦Среднегодовая допустимая плот- ¦
¦электронов,¦ в хрусталике на ¦ -2 -1¦
¦ МэВ ¦единичный флюенс, ¦ность потока ДППперс, см x с ¦
¦ ¦ -10 ¦ ¦
¦ ¦10 Зв x кв. см ¦ ¦
¦ +---------T---------+----------------T---------------+
¦ ¦ <*> ИЗО ¦ <*> ПЗ ¦ <*> ИЗО ¦ <*> ПЗ ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 0,80 ¦ 0,08 ¦ 0,45 ¦ 3100 ¦ 540 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 1,00 ¦ 0,75 ¦ 3,0 ¦ 330 ¦ 80 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 1,50 ¦ 1,9 ¦ 5,2 ¦ 130 ¦ 50 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 2,00 ¦ 2,2 ¦ 4,8 ¦ 110 ¦ 50 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 4,00 ¦ 2,6 ¦ 3,3 ¦ 95 ¦ 75 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 7,00 ¦ 2,9 ¦ 3,1 ¦ 85 ¦ 80 ¦
+-----------+---------+---------+----------------+---------------+
¦ 10,0 ¦ 3,0 ¦ 3,0 ¦ 80 ¦ 80 ¦
L-----------+---------+---------+----------------+----------------
--------------------------------
<*> ИЗО - изотропное (2пи) поле излучения, ПЗ - облучение
параллельным пучком в передне - задней геометрии.
Флюенс частиц Ф - отношение dN/dальфа, где dN - количество
частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения dальфа:
-2
Ф = dN/dальфа, м .
Плотность потока частиц n - отношение dN/(dальфа x dt), где dN
- количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного
сечения dальфа за интервал времени dt:
-2 -1
n = dN/(dальфа x dt), м x с .
Таблица 8.4
ЗНАЧЕНИЯ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ
И СРЕДНЕГОДОВЫЕ ДОПУСТИМЫЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА
БЕТА - ЧАСТИЦ ДЛЯ ЛИЦ ИЗ ПЕРСОНАЛА
ПРИ КОНТАКТНОМ ОБЛУЧЕНИИ КОЖИ
------------T-------------------T--------------------------------¬
¦ Средняя ¦Эквивалентная доза ¦Среднегодовая допустимая плот- ¦
¦ энергия ¦ в коже на ¦ -2 -1¦
¦ бета - ¦ единичный флюенс, ¦ность потока ДППперс, см x с ¦
|
