НРБ 96 «Нормы радиационной безопасности»

Государственная система санитарно-эпидемиологического нормированияРоссийской Федерации

Федеральные санитарные правила, нормы и гигиенические нормативы

¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾¾

2.6.1.ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Нормы радиационной безопасности

(НРБ-96)

Гигиенические нормативы

ГН 2.6.1.054-96

1. Разработанытворческим коллективом специалистов Российской Федерации и Республики Беларусьв составе: от Российской Федерации ¾ 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., д. б. н.Ролевич И. В., к. х. н. Тихонова А. И., д. м. н. Цыб А. Ф., к. т. н. Чухин С.Г.; от Республики Беларусь ¾ Васильева И. П., д. м. н. Кенигсберг Я.Э, к. б.н. Миненко В. Ф., д. м. н. Тернов В. И.

2. Утвержденыи введены в действие Постановлением Госкомсанэпиднадзора России от 19 апреля1996 года № 7.

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ

САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКОГО НАДЗОРА РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПОСТАНОВЛЕНИЕ

19 апреля 1966 г.                                                    №7

Москва

Об утверждении и введении в

действие Норм радиационной

безопасности — НРБ—96

На основанииЗакона РСФСР «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения»от 19апреля 1991 года и «Положения о государственном санитарно-эпидемиологическомнормировании», утвержденного постановлением Правительства Российской Федерацииот 5 июня 1994 года № 625, Госкомсанэпидемнадзор

ПОСТАНОВЛЯЕТ:

1. УтвердитьНормы радиационной безопасности НРБ—96.

2. Ввести вдействие Нормы радиационной безопасности НРБ—96 с момента их официальногоопубликования.

3. Для вновьстроящихся, проектируемых и реконструируемых предприятий (объектов) значенияосновных дозовых пределов, приведенных в таблице 5.1, вступают в силу с моментаопубликования НРБ¾96.

4. Длядействующих предприятий (объектов) п. 3.30, п. 5.1.1 и таблица 5.1 вводятся вдействие с 1 января 2000 года.

На период до 1января 2000 года следует руководствоваться п. 26, п. 27, п. 28 (Раздел Основныепонятия и термины) и таблицей 3.1 НРБ—76/87.

5. Действующиепредприятия (объекты) должны быть приведены в полное соответствие стребованиями НРБ¾96в сроки, согласованные с органами государственногосанитарно-эпидемиологического надзора, но не позднее 1 января 2000 года.

6. С моментаофициального опубликования НРБ¾76/87 отменяются, за исключением положений,указанных в п. 4 Постановления.

Председатель Госкомитета ¾ Главный

государственный санитарный врач

Российской Федерации

Е.Н. Беляев

Закон РСФСР «О санитарно-эпидемиологическомблагополучии населения

Санитарныеправила, нормы и гигиенические нормативы (далее — санитарные правила) —нормативные акты, устанавливающие критерии безопасности и (или) безвредностидля человека факторов среды его обитания и требования к обеспечениюблагоприятных условий его жизнедеятельности.

Санитарныеправила обязательны для соблюдения всеми государственными органами иобщественными объединениями, предприятиями и иными хозяйствующими субъектами,организациями и учреждениями, независимо от их подчиненности и формсобственности, должностными лицами и гражданами» (статья 3).

«Санитарнымправонарушением признается посягающее на права граждан и интересы общества противоправное,виновное (умышленное или неосторожное) деяние (действие или бездействие),связанное с несоблюдением санитарного законодательства РСФСР, в том числедействующих санитарных правил...

Должностныелица и граждане РСФСР, допустившие санитарное правонарушение, могут бытьпривлечены к дисциплинарной, административной и уголовной ответственности»(статья 27).

Федеральный закон «О радиационной безопасности населения»

«Радиационнаябезопасность населения — состояние защищенности настоящего и будущего поколенийлюдей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения» (статья1).

«ГражданеРоссийской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающиена территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность.Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий попредотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующегоизлучения выше установленных норм, правил и нормативов, выполнения гражданами иорганизациями, осуществляющими деятельность с использованием источниковионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности»(статья 22).

УТВЕРЖДЕНО

Постановление Госкомсанэпиднадзора

России от 19 апреля 1996 г.

№ 7

Дата введения ¾ с момента опубликования

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Нормы радиационной безопасности (НРБ—96)

Гигиенические нормативы

ГН 2.6.1.054-96

Radiation SafetyStandards

1. Область применения

1.1. Нормырадиационной безопасности НРБ—96 применяются для обеспечения безопасностичеловека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излученияискусственного или природного происхождения.

Требования инормативы, установленные Нормами радиационной безопасности НРБ—96, являютсяобязательными для всех юридических лиц, независимо от их подчиненности и формысобственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, атакже для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов властии граждан.

1.2. НастоящиеНормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования законаРоссийской Федерации «О радиационной безопасности населения» в форме основныхдозовых пределов, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения идругих требований по ограничению облучения человека. Никакие частныенормативные и методические документы не должны противоречить Нормамрадиационной безопасности НРБ-96.

1.3. Нормырадиационной безопасности НРБ-96 распространяются на следующие виды воздействияионизирующего излучения на человека:

• облучение персоналаи населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источниковионизирующего излучения;

• облучениеперсонала и населения в условиях радиационной аварии;

• облучениеработников промышленных предприятий и населения природными источникамиионизирующего излучения;

• медицинскоеоблучение населения.

Требования пообеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого видаоблучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется только дляоценки радиационной обстановки и медицинских последствий.

1.4.Требования Норм радиационной безопасности не распространяются на источникиионизирующего излучения, создающие годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв иколлективную годовую дозу не более 1 чел-Зв при любых условиях ихиспользования, а также на космическое излучение на поверхности Земли иоблучение, создаваемое содержащимся в организме человека калием-40, на которыепрактически невозможно влиять.

Следующиеисточники автоматически освобождаются от регламентации:

а) генераторыизлучении при условиях, что:

• ониразрешены органами Госсанэпиднадзора для использования без радиационногоконтроля,

• в условияхнормальной эксплуатации мощность эквивалентной дозы в любой точке на расстоянии0,1 м от любой доступной поверхности аппаратуры не превышает 1,0 мкЗв/ч;

б) генераторыизлучения с максимальной энергией излучения не более 5 кэВ;

в)радиоактивные вещества, удельная или суммарная активность которых меньшеприведенных в приложении П—4.

2. Нормативные ссылки

НастоящиеНормы составлены с учетом следующих нормативных документов.

2.1. Общиетребования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических иэпидемиологических нормативных и методических документов. Руководство Р 1.1.004—94. Издание официальное. М., Госкомсанэпиднадзор России, 1994.

2.2.Международные Основные Нормы Безопасности для защиты от ионизирующих излученийи безопасности источников излучений, принятые совместно: Продовольственной исельскохозяйственной организацией Объединенных Наций; Международным агентствомпо атомной энергии; Международной организацией труда; Агентством по ядернойэнергии Организации экономического сотрудничества и развития; Панамериканскойорганизацией здравоохранения и Всемирной организацией здравоохранения, 1994.

3. Термины и определения

Применительнок настоящим Нормам приняты следующие термины и определения.

3.1. Авария радиационная ¾-потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностьюоборудования, неправильными действиями персонала, стихийными бедствиями илииными причинами, которые могли привести или привели к Незапланированномуоблучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, превышающимвеличины, регламентированные для контролируемых условий.

3.2. Активность ¾-мера радиоактивности. Для определенного количества радионуклида в определенномэнергетическом состоянии в заданный момент времени активность, А, задается ввиде:

, где

dN ¾ ожидаемое числоспонтанных ядерных превращений от данного энергетического уровня за интервалвремени dt. В системе СИ единицей измеренияактивности является обратная секунда, с^-1, имеющая специальноеназвание беккерель (Бк).

3.3. Взвешивающие коэффициенты для отдельныхвидов излучения при расчете эквивалентной дозы

Фотоны любыхэнергий ......................................................1

Электроны имюоны любых энергий .................................1

Нейтроныэнергией 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, кромепротонов отдачи, энергия более 2 МэВ.....5

Альфа-частицы,осколки деления, тяжелые ядра ...............20

3.4. Взвешивающие коэффициенты для тканей иорганов при расчете эффективной дозы

Гонады................................................................................0,20

Костный мозг(красный) ..................................................... 0,12

Толстыйкишечник (прямая, сигмавидная,

нисходящаячасть ободочной кишки) ................................ 0,12

Легкие.................................................................................0,12

Желудок..............................................................................0,12

Мочевой пузырь.................................................................. 0,05

Груднаяжелеза.................................................................... 0,05

Печень.................................................................................0,05

Пищевод..............................................................................0,05

Щитовиднаяжелеза............................................................. 0,05

Кожа.....................................................................................0,01

Клетки костныхповерхностей ............................................ 0,01

Остальное............................................................................0,05*

*При расчетах учитывать, что рубрика «Остальное» состоит из надпочечников,головного мозга, верхнего отдела толстого кишечника (слепая кишка, восходящая ипоперечная часть ободочной кишки), тонкого кишечника, почек, мышечной ткани,поджелудочной железы, селезенки, вилочковой железы и матки. В техисключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получаетэквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым издвенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающиекоэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающийкоэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики«Остальное» приписать суммарный коэффициент, равный 0,025 для расчета среднейдозы, как это определено в п. 3.9.

3.5.Вмешательство ¾-мероприятие (действие), направленное на предотвращение либо снижениенеблагоприятных последствий облучения или комплекса неблагоприятных последствийрадиационной аварии, применимое, как правило, не к источнику излучения, а кокружающей среде и (или) к человеку.

3.6. Группа критическая ¾для данного источника излучения и данного пути облучения однородная по полу,возрасту, социальным и профессиональным признакам группа лиц из населения (неменее 10 человек), называется критической, если для ее членов типично получениенаивысших эффективных или эквивалентных (в зависимости от ситуации) доз поданному пути облучения и от данного источника излучения.

3.7. Дезактивация ¾-удаление радиоактивных веществ с какой-либо поверхности или из какой-либосреды, включая организм человека.

3.8. Доза ¾ поглощенная доза,доза на орган, эквивалентная доза, эффективная доза, ожидаемая эквивалентнаядоза или ожидаемая эффективная доза, в зависимости от контекста. Определяющиеприлагательные часто опускаются, если они не нужны для определения интересующейвеличины.

3.9. Доза на орган ¾-средняя доза в определенной ткани или органе человеческого тела, задаваемая ввиде:

, где

т_Т ¾ масса ткани илиоргана, а D ¾поглощенная доза в элементе массы dm.

3.10. Доза поглощенная (Доза) ¾ фундаментальная дозиметрическая величина,определяемая в виде:

 ,где

D ¾ поглощенная доза,  ¾средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся вэлементарном объеме, а dm ¾масса вещества в этом элементарном объеме. Энергия может быть усреднена полюбому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии,переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощеннаядоза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж×кг^-1), иимеет специальное название — грей (Гр).

3.11. Доза эквивалентная ¾поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающийкоэффициент для данного излучения, W_R:

Н_T,R =W_R× D_T,R, где

D_T,R ¾средняя поглощенная доза в органе или ткани Т,а W_R взвешивающий коэффициент для излучения R. Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различнымивеличинами W_R, то эквивалентная дозаопределятся в виде:

.

Единицейизмерения эквивалентной дозы является Дж×кг^-1,имеющий специальное наименование зиверт (Зв).

3.12. Доза эквивалентная или эффективная ожидаемая¾ за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществв организм. Ожидаемая эффективная или эквивалентная доза определяется в виде:

 ,где

tо ¾ момент поступления, а Н_т(t) ¾мощность эффективной или эквивалентной дозы к моменту времени t на орган или ткань Т.Когда t не определено, то егоследует принять равным 50 годам для взрослых и 70 годам для детей.

3.13. Доза эффективная ¾величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствийоблучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом ихрадиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы воргане Н_tT на соответствующий взвешивающий коэффициент дляданного органа или ткани:

, где

H_tT ¾эквивалентная доза в ткани Т за времяt, а W_Т ¾ взвешивающий коэффициент для ткани Т.

Единицаизмерения эффективной дозы ¾ Дж×кг^-1, которая имеет специальноенаименование ¾зиверт (Зв).

3.14. Доза эффективная коллективная ¾ величина,определяющая полное воздействие излучения на группу людей, определяется в виде:

, где

Е_i ¾средняя эффективная доза на i-ю подгруппу группылюдей, N_i ¾ число людей вподгруппе. Она может быть определена также в виде интеграла:

, где

dN ¾ число лиц, получающихэффективную дозу в интерпале dЕ от Е до Е + dЕ.

3.15. Загрязнение радиоактивное ¾ присутствие радиоактивных веществтехногенного происхождения на поверхности или внутри материала или телачеловека, в воздухе или в другом месте, которое может привести к облучению виндивидуальной дозе более 10 мкЗв/год или коллективной дозе 1 чел-Зв/год.

3.16. Источник закрытый ¾радионуклидный источник ионизирующего излучения, устройство которого исключаетпоступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условияхприменения и износа, на которые он рассчитан.

3.17. Источник излучения техногенный ¾ источник ионизирующего излучения, специальносозданный для полезного применения этого излучения или являющийся побочнымпродуктом технической деятельности.

3.18. Источник ионизирующего излучения ¾ устройство или радиоактивное вещество,испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.

3.19. Источник открытый ¾радионуклидный источник, при использовании которого возможно поступлениесодержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

3.20. Источники излучения природные ¾ источники излучения природногопроисхождения, включая космическое излучение, а также земные источникиизлучения, присутствующие в жилищах, на шахтах, в источниках минеральных вод ит. д.

3.21. Лицензия ¾разрешение, которое выдается регулирующими органами на основе оценкибезопасности и сопровождается специальными предписаниями и условиями, которыедолжны быть выполнены юридическим лицом, получившим лицензию.

3.22. Мощность дозы¾отношение приращения дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) dD, dH, dEза интервал времени dt к этому интервалу времени:

На практике заединицу времени могут приниматься час, сутки, год.

3.23. Облучение ¾воздействие на людей ионизирующего излучения, которое может быть внешнимвоздействием от источников, находящихся вне тела человека, или внутреннимвоздействием от источников, попавших внутрь его организма.

3.24. Облучение аварийное ¾облучение, возникающее в результате радиационной аварии.

3.25. Облучение природное ¾те виды облучения, которые обусловлены природными источниками излучения.

3.26. Облучение медицинское ¾облучение пациентов, добровольцев и населения в результате медицинскогообследования или лечения.

3.27. Облучение профессиональное ¾ воздействие ионизирующего излучения наработников (персонал) вследствие их работы с техногенными источникамиизлучения, кроме воздействий излучения, исключенных из действия Настоящих Норм.

3.28. Облучение потенциальное ¾ облучение, которое может возникнуть врезультате радиационной аварии, но не обязательно возникает при обычныхусловиях.

3.29. Отходы радиоактивные ¾ не подлежащие дальнейшему использованиювещества в любом агрегатном состоянии:

• материалы,изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, в которыхсодержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными правовымиактами;

• отработавшееядерное топливо;

• отработавшиесвой ресурс или поврежденные радионуклидные источники;

• извлеченныеиз недр и складируемые в отвалы и хвостохранилища породы, руды и отходыобогащения и выщелачивания руд, в которых содержание радионуклидов превышаетуровни, установленные нормативными правовыми актами.

3.30. Персонал ¾лица, работающие с техногенными источниками (группа А) или находящиеся поусловиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

3.31. Поступление радионуклидов ¾ численное значение величины активностирадионуклидов, проникших внутрь организма при вдыхании, заглатывании или черезкожу.

3.32. Предел годового поступления (ПГП) ¾поступление данного радионуклида в течение года в организм условного человека,которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределугодовой эффективной (или эквивалентной) дозы.

3.33. Предел годовой эффективной (илиэквивалентной) дозы ¾величина эффективной (или эквивалентной) дозы техногенного облучения, котораяне должна превышаться за год; пределы дозы устанавливаются на уровнях, которыедолжны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальнойработы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновениедетерминированных эффектов; вероятность стохастических эффектов сохраняется приэтом на приемлемом уровне.

3.34. Радионуклид ¾радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерныхатомов ¾и с данным энергетическим состоянием атомного ядра.

3.35. Радионуклидный источник ¾источник ионизирующего излучения, содержащий радионуклид или смесьрадионуклидов.

3.36. Риск радиационный ¾вероятность того, что у человека в результате облучения возникнет какой-либоконкретный вредный эффект.

3.37. Уровень контрольный ¾численные значения контролируемых величин дозы, мощности дозы, радиоактивногозагрязнения и т. д., устанавливаемые руководством учреждения и органамигоссанэпиднадзора для оперативного радиационного контроля, закреплениядостигнутого в учреждении уровня радиационной безопасности, обеспечениядальнейшего снижения облучении персонала и населения, радиоактивного загрязненияокружающей среды.

3.38. Эффекты излучения детерминированные ¾ биологические эффекты излучения, в отношениикоторых предполагается существование порога, выше которого тяжесть эффектазависит от дозы.

3.39. Эффекты излучения стохастические ¾вредные биологические эффекты излучения, не имеющие дозового порога.Принимается, что вероятность возникновения этих эффектов пропорциональна дозе,а тяжесть их проявления не зависит от дозы.

4. Общие положения

4.1. Главнойцелью радиационной безопасности является охрана здоровья людей от вредноговоздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и нормрадиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельностипри использовании излучения в различных областях хозяйства, науке и медицине.

4.2. Нормырадиационной безопасности НРБ—96 относятся только к проблеме защиты человека.

4.3. Нормырадиационной безопасности НРБ—96 относятся только к ионизирующему излучению. ВНормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множестваисточников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействиемизлучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но ихследует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.

4.4. Основусистемы радиационной безопасности, сформулированной в данных Нормах, составляютсовременные международные научные рекомендации [1 — 17], законодательство стран, достигшихвысокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт с учетомего достижений и недостатков. Данные мировой науки показывают, что соблюдениесовременных международных норм радиационной безопасности, которые легли воснову НРБ России, надежно гарантирует безопасность работающих с источникамиионизирующего излучения и всего населения.

4.5.Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать двавида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням:детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучеваякатаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические(вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы,наследственные болезни).

4.6. Дляобеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации необходиморуководствоваться следующими основными принципами:

• непревышениедопустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источниковионизирующего излучения (принцип нормирования);

• запрещениевсех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, прикоторых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможноговреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фонуоблучением (принцип обоснования);

• поддержаниена возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальныхфакторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использованиилюбого источника ионизирующего излучения (принцип оптимизации).

4.7. Длярасчета вероятностных потерь и обоснования расходов на радиационную защиту приреализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективнойэффективной дозе в 1 чел-Зв приводит к потере 1 чел-года жизни населения.

4.8.Ответственность за соблюдение Норм согласно закону Российской Федерации орадиационной безопасности населения несут юридические лица, получившиеразрешение (лицензию) на использование источников ионизирующего излучения.Юридические и физические лица, работающие с источниками радиации, должнывнедрять высокую культуру безопасности при проведении этих работ и радиационнойзащиты их участников и населения. Ответственность за соблюдение требований поограничению облучения населения природными источниками ионизирующего излучениянесет администрация территорий и субъектов Российской Федерации.

4.9. В областималых доз (менее 0,5 Зв) индивидуальный и коллективный риск возникновениястохастических эффектов определяется соответственно:

r = p(E) × r_E× E

R = p(S_E)× r_E× S_E,где

r, R ¾индивидуальный и коллективный риск соответственно;

Е, S_E ¾индивидуальная и коллективная эффективные дозы соответственно;

р(Е),р(S_E) ¾ вероятность событий, создающих дозы Е и S_E соответственно;

r_E¾ коэффициент риска от смертельного рака, серьезныхнаследственных эффектов и несмертельного рака (приведенного по вреду кпоследствиям от смертельного рака).

Коэффициентриска равен:

r = 5,6 × 10^-1 1/чел-Зв для профессиональногооблучения и

r = 7,3 × 10^-1 1/чел-Зв для населения.

4.10. Длясобытий с тяжелыми последствиями от детерминированных эффектов консервативнопринимается:

r = p(E)

R = p(E) ×N, где

N ¾ численностьпопуляции, подвергающейся радиационному воздействию в дозе Е > 0,5 Зв.

4.11. Риск потенциального облучения оправдан, если

, где

V ¾валовый (полный) доход;

Р ¾затраты на основное производство;

Х ¾затраты на защиту;

а ¾цена риска ¾денежный эквивалент единицы риска.

Снижение рискадо возможно низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двухобстоятельств:

• предел рискарегламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников. Поэтомудля каждого источника при оптимизации устанавливается граница риска;

• при снижениириска потенциального облучения существует минимальный уровень риска, нижекоторого риск считается пренебрежимым, и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.

Пределиндивидуального риска для техногенного облучения лиц из персонала принимается1,0 ×10^-3 за год, а для населения 5,0 × 10^-5 загод.

Уровеньпренебрежимого риска разделяет область оптимизации риска и область безусловноприемлемого риска и составляет 10^-6 за год.

5. Основные регламентируемые величины техногенного облучения вконтролируемых условиях

5.1. Нормальные условия эксплуатацииисточников ионизирующего излучения

5.1.1.Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

• персонал;

• всенаселение, включая лиц из персонала, вне сферы условий их производственнойдеятельности.

5.1.2. Длякатегорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

• основныедозовые пределы, приведенные в таблице 5.1;

• допустимыеуровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнегоизлучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основныхдозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовыеобъемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т. д.;

• контрольныеуровни (дозы и уровни). Контрольные уровни устанавливаются администрациейучреждения по согласованию с органами Госсанэпиднадзора. Их численные значениядолжны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности иобеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет нижедопустимого.

Таблица5.1

Основные дозовые пределы

Примечание.

* Дозыоблучения как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Бнес должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте всенормативные значения для категории персонала приводятся только для группы А.

** Относится ксреднему значению в слое толщиной 5 мг/см² под покровным слоемтолщиной 5 мг/см². На ладонях толщина покровного слоя ¾40 мг/см²

5.1.3.Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают всебя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозувследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаютсяспециальные ограничения.

5.1.4. Приподсчете вклада в общее (внешнее и внутреннее) облучение от поступления ворганизм радионуклидов берется сумма произведений поступлений каждогорадионуклида за год на его дозовый коэффициент. Годовая эффективная дозаоблучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной закалендарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения,обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период. Интервалвремени для определения величины ожидаемой эффективной дозы устанавливаетсяравным 50 лет для лиц из персонала и 70 лет ¾ для лиц изнаселения.

5.15. Длякаждой категории облучаемых лиц допустимое годовое поступление радионуклидарассчитывается путем деления годового предела дозы на соответствующий дозовыйкоэффициент.

Годовоепоступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемнаяактивность их во вдыхаемом воздухе персонала не должны превышать числовыхзначений предела годового поступления и допустимой среднегодовой объемнойактивности (см. приложение П — 1).

5.1.6. Дляперсонала численные значения ПГП и ДОА дочерних продуктов ²²²Rn и ²²⁰Rn (торона) составляют:

ПГП: 0,10 П_RаА + 0,52_ПRаВ + 0,38_ПRаС = 3,1 МБк,

0,91 П_ThB + 0,09 П_ThC = 0,68 МБк;

ДОА: 0,10 А_RaA + 0,52 А_RаВ + 0,38 А_RаС = 1240 Бк/м³,

0,91 А_ThB + 0,09 А_ThC = 270 Бк/м³,где

П и А ¾годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыханиясоответствующих дочерних продуктов радона и торона.

5.1.7. Приодновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должновыполняться условие, чтобы отношение дозы внешнего облучения к пределу дозы иотношения годовых поступлений нуклидов к их пределам в сумме не превышали 1.

5.1.8. Дляженщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками ионизирующего излучения,вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза в коже на поверхностинижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступлениерадионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годовогопоступления для персонала. При этом эквивалентная доза облучения плода за 2месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. С целью обеспечениявыполнения указанного норматива при одновременном воздействии источниковвнешнего и внутреннего облучения должно выполняться условие по п. 5.1.4.

Приустановлении беременности женщина обязана информировать администрацию и должнапереводиться на работу, не связанную с излучением, на весь период беременностии на весь период грудного вскармливания ребенка.

5.1.9. Длястудентов и учащихся в возрасте до 21 года, проходящих обучение сиспользованием источников ионизирующего излучения, годовые накопленные дозы недолжны превышать значений, установленных для лиц из населения.

5.2. Планируемое повышенное облучение

5.2.1.Планируемое повышенное облучение персонала при ликвидации аварии вышеустановленных дозовых пределов (см. табл. 5.1) может быть разрешено только втех случаях, когда нет возможности принять меры, исключающие их превышение, иможет быть оправдано лишь спасением жизни людей, предотвращением дальнейшегоразвития аварии и облучения большого числа людей. Планируемое повышенноеоблучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольномписьменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения приликвидации аварии и риске для здоровья.

5.2.2.Планируемое повышенное облучение в дозе не более 100 мЗв в год допускается сразрешения территориальных органов госсанэпиднадзора, а облучение в дозе неболее 200 мЗв в год только с разрешения Госкомсанэпиднадзора России. Повышенноеоблучение не допускается:

 • для работников, ранее уже получивших дозу200 мЗв в год в результате аварии или планируемого повышенного облучения;

• для лиц,имеющих медицинские противопоказания согласно списку Минздравмедпрома России.

5.2.3. Лица,подвергшиеся однократному облучению в дозе, превышающей 100 мЗв, в дальнейшейработе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв/год.

Однократноеоблучение в дозе свыше 200 мЗв/год должно рассматриваться как потенциальноопасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться иззоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа систочниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальномпорядке по решению компетентной медицинской комиссии.

5.2.4. Лица,привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются кперсоналу и на них распространяются положения настоящего раздела. Эти лицадолжны быть обучены для работы в зоне радиационной аварии и пройти медицинскийосмотр.

6. Требования к защите от облучения природными источниками впроизводственных условиях

6.1.Эффективная доза, обусловленная облучением природными источниками ионизирующегоизлучения в производственных условиях, для работников, не относящихся ккатегории персонал, не должна превышать 5 мЗв/год.

6.2. Численныезначения радиационных факторов, соответствующие при монофакторном воздействииэффективной дозе 5 мЗв/год при продолжительности работ 2000 ч/год, среднейскорости дыхания 1,2 м³/ч и радиоактивном равновесии радионуклидовуранового и ториевого семейств в производственной пыли, составляют:

*среднегодовая мощность дозы гамма-облучения на рабочем месте ¾3,8 мкЗв/ч;

•среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность радона (Rn—222) в воздухе зоныдыхания ¾310 Бк/м³;

•среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность торона (Rn—220) в воздухе зоны дыхания¾68 Бк/м³;

• удельнаяактивность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивномравновесии с членами своего семейства ¾ 28/f кБк/кг, где f ¾среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м³;

• удельнаяактивность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивномравновесии с членами своего семейства, ¾ 24/f, кБк/кг.

6.3. Доза космическогоизлучения не ограничивает производственную нагрузку экипажей самолетов,осуществляющих полеты на дозвуковых скоростях (высота полета до 10 — 12 км).

7. Требования к ограничению облучения населения

7.1. Общиеположения

7.1.1.Население подвергается внешнему и внутреннему облучению ионизирующим излучениемприродных и искусственных источников. К природным источникам относятсякосмическое излучение и природные радионуклиды, содержащиеся в окружающей средеи поступающие в организм человека с воздухом, водой и пищей. Искусственныеисточники излучения разделяются на медицинские (диагностические ирадиотерапевтические процедуры) и техногенные (искусственные и специальносконцентрированные человеком природные радионуклиды, генераторы ионизирующегоизлучения и др.).

7.1.2.Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения облучения отвсех основных источников. Свойства основных источников и возможностирегулирования облучения населения их излучением существенно различны. В связи сэтим облучение населения излучением природных, техногенных и медицинскихисточников регламентируется раздельно с применением разных методологическихподходов и технических способов.

7.1.3. Вотношении всех источников облучения населения следует принимать меры как поснижению дозы излучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц,подвергающихся облучению.

7.1.4. Следуетразличать техногенные источники, находящиеся под контролем или в процессенормальной эксплуатации, и источники, находящиеся вне контроля (утерянные,рассеянные в окружающей среде в результате радиационной аварии и др.).Ограничение облучения населения источниками, контроль над которыми утрачен,рассмотрено в разделе 8.

7.2. Ограничение облучения техногенными источниками

7.2.1. Годоваядоза облучения у населения от всех техногенных источников и условиях ихнормальной эксплуатации не должна превышать основные дозовые пределы (табл.5.1).

Указанныепределы дозы относятся к средней дозе у критической группы населения,рассматриваемой как сумма дозы внешнего излучения за текущий год и ожидаемойдозы за 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

7.2.2. Дляограничения облучения населения отдельными техногенными источниками при ихнормальной эксплуатации федеральным органом госсанэпиднадзора устанавливаютсяквоты (доли) предела годовой дозы для разных видов источников так, чтобы суммаквот не превышала пределов дозы, указанных в таблице 5.1.

7.23.Облучение населения техногенными источниками при их нормальной эксплуатацииограничивается путем обеспечения сохранности источников ионизирующегоизлучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса)радионуклидов в окружающую среду, другими мероприятиями на стадиипроектирования, эксплуатации и прекращения использования источниковионизирующего излучения. Критерии вмешательства при обнаружении радиоактивныхзагрязнений территории представлены в разделе 8.

7.2.4. Наосновании значений ПГП через органы пищеварения и квот предела дозы может бытьрассчитана для конкретных условий допустимая удельная активность основныхпищевых продуктов с учетом распределения по компонентам рациона и в питьевой воде,а также с учетом поступления радионуклида через органы дыхания и внешнегооблучения. Числовые значения ПГП радионуклидов для населения через органыдыхания и пищеварения, а также соответствующие им значения ДОА и ДУА приведеныв приложении П ¾2.

7.3. Ограничение облучения населения природнымиисточниками

7.3.1.Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействиемприродных источников ионизирующего излучения, для населения не устанавливается.Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограниченийна облучение населения от отдельных природных источников.

7.3.2. Дозакосмического излучения не ограничивает возможность проживания в даннойместности, но она должна учитываться при подсчете дозы, обусловленной всемиисточниками ионизирующего излучения.

7.3.3. Припроектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно бытьпредусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемнаяактивность изотопов радона и торона в воздухе помещений A_Rnэкв+ 46 AT_nэквне превышала 100 Бк/м³,а мощность дозы гамма-излучения не превышала мощности дозы на открытойместности более чем на 0,3 МКЗв/ч.

7.3.4. Вэксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемнаяактивность изотопов радона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200Бк/м³. При больших значениях объемной активности должны проводитьсязащитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздухпомещений и улучшение вентиляции помещений. Вопрос о переселении жильцов (с ихсогласия) и перепрофилировании помещений или сносе здания решается в техслучаях, когда невозможно снижение среднегодовой равновесной эквивалентнойобъемной активности изотопов радона до значения менее 400 Бк/м³.Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность дозыгамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местностиболее чем на 0,3 мкЗв/ч. Вопрос о переселении жильцов рассматривается, еслипрактически невозможно снизить это превышение до значений ниже 0,6 мкЗв/ч.

7.3.5.Удельная эффективная активность (А_эфф)естественных радионуклидов в строительных материалах, добываемых на ихместорождениях (щебень, гравий, песок, бутовый и пилонный камень, цементное икирпичное сырье и пр.) или являющихся побочным продуктом промышленности, атакже отходы промышленного производства, используемые для изготовлениястроительных материалов (золы, шлаки и пр.), не должна превышать:

• дляматериалов, используемых во вновь строящихся жилых и общественных зданиях (I класс):

А_эфф = A_Rа+ 1,31А_Th+ 0,085A_k£ 370 Бк/кг , где

A_Rа и А_Th ¾удельные активности Rа-226и Тh-232, находящихся вравновесии с остальными членами уранового и ториевого семейств, A_k ¾ удельная активность К-40 (Бк/кг);

• дляматериалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территориинаселенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведениипроизводственных сооружений (II класс):

А_эфф £ 740 Бк/кг;

• дляматериалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (IIIкласс):

А_эфф £ 2,8 кБк/кг.

При А_эфф > 2,8 кБк/кг вопрос об использованииматериалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с федеральныморганом госсанэпиднадзора.

7.3.6.Эффективная доза за счет естественных радионуклидов в питьевой воде не должнапревышать 0,2 мЗв/год. Этому значению дозы соответствуют среднегодовые значенияудельной активности радионуклидов (DYA_i) равные: уран-238 ¾ 5,6*; уран-234 ¾5,1; радий-226 ¾0,89; радий-228 ¾0,37; свинец-210 ¾0,37; полоний-210 ¾0,21; радон-222 ¾120 Бк/кг. При совместном присутствии в воде этих радионуклидов должновыполняться условие:

 где

А_i ¾удельная активность радионуклидов в воде.

* Похимической токсичности удельная активность урана-238 в питьевой воде не должнапревышать 0,73 Бк/кг (приложение II ¾ 2).

7.3.7.Удельная активность естественных радионуклидов в фосфорных удобрениях имелиорантах не должна превышать:

 где

А_u и A_Th ¾ удельныеактивности урана-238 (или радия-226) и тория-232 (или тория-228), находящихся врадиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого семействсоответственно.

7.4. Ограничение медицинскогооблучения населения

7.4.1.Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны наполучении необходимой и полезной для больного диагностической информации илитерапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этомне устанавливаются предельные дозовые значения и используются принципыобоснования по показаниям радиологических медицинских процедур и оптимизациимер защиты.

7.4.2. С цельюсовершенствования использования источников ионизирующего излучения в медицине иснижения уровней облучения пациентов федеральными органами здравоохранения посогласованию с Госкомсанэпиднадзором России устанавливаются контрольные уровнимедицинского облучения в рентгенологии, радионуклидной диагностике и терапии,лучевой терапии, основанные на лучших стандартах мировой практики. Указанныеуровни должны служить также основой требований для развития и совершенствованияметодологии радиологических медицинских процедур, проектирования и производстваоборудования, радиофармпрепаратов и др.

7.4.3. Припроведении профилактических медицинских рентгенологических, а также научныхисследований практически здоровых лиц, не имеющих медицинских противопоказаний,годовая эффективная доза облучения не должна превышать 1 мЗв.

Установленныйпредел годового профилактического облучения может быть превышен лишь в условияхнеблагоприятной эпидемиологической обстановки, требующей проведениядополнительных исследований или вынужденного использования методов с большимдозообразованием. Такое решение о временном вынужденном превышенииустановленного предела профилактического облучения принимается областным(республиканским) управлением здравоохранения по согласованию с органамисанэпиднадзора.

7.4.4.Проведение научных исследований на людях с источниками ионизирующего излучениядолжно проводиться по решению федеральных органов здравоохранения и посогласованию с Госкомсанэпиднадзором России. Требуется обязательное письменноесогласие испытуемого и предоставление ему информации о возможных последствиях ириске процедуры.

7.4.5. Лица(не являющиеся работниками рентгено-радиологического отделения), оказывающиепомощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей) при выполнениирентгено-радиологических процедур не должны подвергаться облучению,превышающему 5 мЗв в год.

7.4.6.Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 метра от пациента, которому стерапевтической или диагностической целью введены радиофармацевтическиепрепараты, не должны превышать при выходе из радиологического отделения 1мкЗв/ч.

8. Требования по ограничению облучения населения в условияхрадиационной аварии

8.1. В случаевозникновения аварии, при которой облучение людей может превысить основныедозовые пределы от техногенного облучения, приведенные в табл. 5.1, должны бытьприняты практические меры для восстановления контроля над источником и сведенияк минимуму доз облучения, количества облученных лиц из населения,радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь,вызванных радиоактивным загрязнением.

8.2. Прирадиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничениепоследующего облучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, какправило, к окружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия связаны снарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социальногофункционирования территории, т. е. являются вмешательством, влекущим за собойне только экономический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровьенаселения, психологическое воздействие на население и экологический ущерб.Поэтому при принятии решений о характере вмешательства (защитных мероприятий),следует руководствоваться следующими принципами:

• предлагаемоевмешательство должно принести обществу и прежде всего облучаемым лицам большепользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должнобыть достаточным, чтобы оправдать вред и стоимость вмешательства, включая егосоциальную 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 радиационногоущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной(принцип оптимизации вмешательства).

Однако еслипредполагаемая доза облучения достигает уровней, при превышении которыхвозможны клинически определяемые эффекты (табл. 8.1), срочное вмешательство(меры защиты) безусловно необходимо.

Таблица 8.1

Прогнозируемые уровни облучения, прикоторых безусловно необходимо срочное вмешательство

8.3.При проведении противорадиационных вмешательств дозовые пределы (табл. 5.1) неприменяются. Исходя из указанных принципов, при планировании защитныхмероприятий на случай радиационной аварии органами госсанэпиднадзораустанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровнирадиоактивного загрязнения) применительно к конкретному радиационно-опасномуобъекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариевразвития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.

8.4. Приаварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, наосновании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зонарадиационной аварии (ЗРА). ЗРА определяется как территория, на которойсуммарное внешнее и внутреннее облучение в единицах эффективной дозы можетпревышать 5 мЗв за первый после аварии год (средняя по населенному пункту). Взоне радиационной аварии проводится мониторинг радиационной обстановки и осуществляютсямероприятия по снижению уровней облучения населения на основе принципаоптимизации.

8.5. Принятиерешений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии срадиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемойдозы, предотвращаемой защитным мероприятием, с уровнями А и Б, приведенными втабл. 8.2 ¾8.4.

Таблица 8.2

Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийнойситуации

* Только для щитовидной железы.

Таблица 8.3

Критерии для принятия решений об отселении и ограничении потреблениязагрязненных пищевых продуктов

Таблица 8.4

Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненныхпродуктов питания в первый год после возникновения аварии

Еслиуровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходитпредела А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушениемнормальной жизнедеятельности населения и хозяйственного и социальногофункционирования территории.

Еслипредотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но недостигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципамобоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.

Если уровеньоблучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходитпредел Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если онисвязаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного исоциального функционирования территории.

8.6. Напоздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорийдолгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются сучетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономическихусловий.

Вариантпринятия решений применительно к последствиям аварийных прецедентов и локальныхрадиоактивных загрязнений приведен в приложении П ¾ 5.

9. Требования к контролю за выполнением Норм

9.1.Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационнойбезопасности, начиная со стадии проектирования радиационно-опасных объектов. Онимеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасностии требований нормативов, включая непревышение установленных основных дозовыхпределов и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимойинформации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случаерадиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также натерриториях и в зданиях с повышенным радиационным фоном. Радиационный контрольосуществляется за всеми источниками ионизирующего излучения кроме приведенных вп. 1.4.

9.2.Радиационному контролю подлежат:

• радиационныехарактеристики источников, выбросов в атмосферу, жидких и твердых отходов;

• радиационныефакторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающейсреде;

• радиационныефакторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным радиационнымфоном;

• уровниоблучения персонала и населения;

• источники медицинского облучения;

• природные источники.

9.3. Основнымиконтролируемыми параметрами являются:

• годоваяэффективная доза; годовая эквивалентная доза (см. табл. 5.1);

• поступлениерадионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки их поступления;

• объемная илиудельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания,строительных материалах и др.;

•радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;

• мощностьдозы внешнего излучения;

• плотностьпотока частиц и фотонов.

9.4. Для целейоперативного контроля для всех контролируемых параметров по п. 9.3администрация предприятия по согласованию с органами госсанэпиднадзораустанавливает контрольные уровни. Числовое значение этих уровнейустанавливается таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основныхдозовых пределов и реализация принципа снижения уровней облучения до возможнонизкого уровня.

При этомучитывается воздействие всех радиационных и нерадиационных факторов от всехподлежащих контролю источников, возможная ошибка измерений, достигнутый уровеньзащищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципаоптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основаниемдля расследования причин этого превышения.

9.5.Администрация предприятий может, с учетом местных условий, вводитьдополнительные, более жесткие числовые значения контролируемых параметров ¾административные уровни.

9.6. В случаелюбого нарушения требований Норм администрация должна:

• немедленнопровести расследование причин, обстоятельств и последствий данного нарушения;

• принять мерыпо нормализации условий, приведших к нарушению, и по предупреждению егоповторения;

• сообщитьнемедленно во все органы надзора и вышестоящую инстанцию о причинах нарушения имерах по его устранению. При невыполнении этих требований орган надзора вустановленном порядке прекращает деятельность учреждения, а в случаяхпреднамеренных действий (или бездействия), приведших к нарушению, к виновнымприменяются меры по привлечению к административной, дисциплинарной илиуголовной ответственности.

9.7.Государственный надзор за выполнением Норм осуществляют органы и учреждениягоссанэпиднадзора и других уполномоченных Правительством России министерств иведомств в соответствии с действующими нормативными актами.

9.8. Контроль за соблюдениемНорм в учреждениях, независимо от форм собственности, при нормальной работевозлагается на администрацию учреждений.

Контроль замедицинским облучением проводит администрация лечебного учреждения, а заприродными источниками ¾ администрация территорий.

Привозникновении локальной радиационной аварии, не связанной с облучениемнаселения, контроль за ее развитием, защитой персонала учреждения и аварийныхбригад осуществляется администрацией предприятия, если не будет иных указанийорганов государственного надзора.

При авариях,связанных с облучением населения, контроль осуществляется местными органамивласти и государственного надзора с использованием сил и средств учреждения.

10. Числовые значения допустимых уровней

10.1. Длякаждой категории облучаемых лиц числовое значение допустимого уровня дляданного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровневоздействия только одного данного фактора облучения в течение года величинадозы, накопленной за год, равнялась величине соответствующего годового пределадозы, указанного в таблице 5.1.

10.2. Числовыезначения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартныхусловий, которые характеризуются величиной объема воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжениикалендарного года; времени облучения t в течение календарногогода и массы воды (рациона), с которыми радионуклид поступает в организм напротяжении календарного года.

Для лиц изперсонала установлены следующие значения стандартных параметров: V_перс = 2,5×10⁶ л вгод; t_перес = 1700 ч = 1×10⁵ мин =6,1×10⁶с; М_перес = 0.

Для лиц изнаселения установлены следующие значения стандартных параметров: V_нас = 7,3×10⁶ л вгод; t_нас = 8800 ч = 5,3×10⁵ мин =3,2×10⁷с; М_нас = 800 кг в год.

10.3. Припоступлении радионуклидов через органы дыхания их химические соединенияразделены на три ингаляционных класса в зависимости от длительностибиологического периода полувыведения Т_эффиз легких. К классу «М» (медленный) отнесены соединения с Т_эфф более 100 суток; к «П» (промежуточный) с Т_эфф от 10 до 100 суток; к«Б» (быстрый) с Т_эфф менее10 суток. Распределение соединений элементов по классам при ингаляции приведенов приложении П — 3. Инертные газы в таблицу не включены, поскольку они являютсяисточниками внешнего излучения.

10.4.Приведенные в приложениях П — 1 и П — 2 числовые значения дозовыхкоэффициентов, а также величин ПГП_перс,ПГП_нас, ДОА_перс и ДОА_нас для воздуха рассчитаныдля аэрозоля с логарифмически нормальным распределением частиц по активностипри медианном аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическомотклонении, равном 2,8. В расчетах использована модель органов дыхания, рекомендованнаяПубликацией 66 МКРЗ.

10.5. Вприложении П — 1 для лиц из персонала для случая поступления радионуклидов с выдыхаемымвоздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годовогопоступления ПГП_перс,допустимой среднегодовой объемной активности ДОА_перс, минимально значимой активности на рабочемместе.

В приложение П— 1 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнегоизлучения, а так же изотопы радона с продуктами их распада (см. разделы 5 и 6).Естественные радионуклиды Rb -87, In - 115, Nd - 144, Sm - 147, Rc - 187 не включены в таблицу,поскольку они нормируются по их химической токсичности.

В таблицахзапись вида 1,6 - 12 означает 1,6×10^‑12, а 1,6 + 12 ¾1,6×10⁺¹².

10.6. Еслинеизвестна химическая форма данного радионуклида, то следует использоватьнаименьшее из указанных в приложении П — 1 значений ПГП_перс и ДОА_перси, соответственно, наибольшее значение величины дозового коэффициента.

10.7. В приложении П — 2 для лиц из населенияприведены:

а) для случаяпоступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом ¾ значения дозовогокоэффициента, предела годового поступления ПГП_наси допустимой среднегодовой объемной активности ДОА_нас для возрастной группы, где эта активностьнаименьшая;

б) для случаяпоступления радионуклидов с водой и пищей значения дозового коэффициента,предела годового поступления ПГП_наси допустимой среднегодовой удельной активности ДУА_нас для возрастной группы, где ДУА наименьшее.

10.8. Втаблице 10.1 представлены числовые значения допустимых уровней мощности дозыДМД при внешнем облучении всего тела от техногенных источников в стандартныхусловиях.

10.9. Втаблицах 10.2, 10.4 — 10.9 приведены числовые значения допустимой плотностипотока частиц или квантов при облучении кожи и тела лиц из персоналамоноэнергетическими электронами (табл. 10.2), моноэнергетическими фотонами(табл. 10.4 ¾10.5), моноэнергетическими нейтронами (табл. 10.6 — 10.7), бета-частицами(табл. 10.8) и протонами (табл. 10.9).

10.10. Втаблице 10.3 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения рабочихповерхностей, кожи, спец-одежды, спецобуви, средств индивидуальной защитыперсонала. Для кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защитынормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение.

Уровни общегорадиоактивного загрязнения кожи определены с учетом проникновения долирадионуклида в кожу и в организм. Расчет произведен в предположении, что общаяплощадь загрязнения не должна превосходить 300 см².

К отдельнымотносятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активностькоторых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,0003 Бк/л.

Допустимыеуровни загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частейсредств индивидуальной защиты для Sr - 90 + Y - 90 в 5 раз меньше: 40 част/(мин×см²).Загрязнение кожи тритием не нормируется, так как контролируется его содержаниев воздухе рабочих помещений и в организме.

Таблица 10.1

Допустимые уровни мощности дозы при внешнемоблучении всего тела от техногенных источников, мкГр/ч

Таблица 10.2

Допустимые уровни облучения кожи лиц изперсонала моноэнергетическими электронами

Таблица 10.3

Допустимые уровни общего радиоактивногозагрязнения рабочих поверхностей, кожи (в течение рабочей смены), спецодежды исредств индивидуальной защиты, част/(мин×см²)

Таблица 10.4

Допустимые уровни облучения лиц из персонала моноэнергетическимифотонами

Таблица 10.5

Допустимые уровни облучения кожи лиц изперсонала моноэнергетическими фотонами

Таблица 10.6

Допустимые уровни облучения лиц изперсонала моноэнергетическими нейтронами

Таблица 10.7

Допустимые уровни облучения кожи лиц изперсонала моноэнергетическими нейтронами

Таблица 10.8

Допустимые уровниоблучения кожи лиц из персонала бета-частицами

Таблица 10.9

Допустимые уровни облучения кожи лиц изперсонала протонами

Приложение П-1 (обязательное)

Числовые значения дозовых коэффициентоввеличин предела годового поступления с воздухом и допустимой объемнойактивности в воздухе отдельных радионуклидов для лиц из персонала