2.6.1.ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Нормырадиационной безопасности
(НРБ-99/2009)

Санитарные правила и нормативы
СанПин 2.6.1.2523-09

1.Санитарные правила НРБ-99/2009 являются новым изданием НРБ-99, частично переработанным идополненным.

НРБ-99/2009 подготовлены: ФГУН НИИРГ (д.м.н. И.К.Романович (руководитель), д.б.н. М.И. Балонов, А.Н. Барковский, к.т.н. Г.Я.Брук, к.м.н. Н.М. Вишнякова, к.т.н. Ю.О. Константинов, к.м.н. В.П. Рамзаев,д.б.н. В.С. Репин, к.т.н. И.П. Стамат); Роспотребнадзором (А.А. Горский);Министерством обороны (к.т.н. Э.Ф. Андриевский); Федеральной таможенной службойРФ (И.Н. Банных); Медицинским радиологическим научным центром (д.т.н. В.К.Иванов, д.м.н. А.Ф. Цыб); Российским научным центром «Курчатовский институт»(к.т.н. В.А. Кутьков); Институтом безопасного развития атомной энергии (д.т.н.И.И. Линге); МВД России (Н.В. Обатурова); ФМБА России (к.м.н. В.В. Романов);Государственной корпорацией «Росатом» (к.т.н. А.П. Панфилов); ФГУП ВНИИжелезнодорожной гигиены Роспотребнадзора (к.т.н. М.Н. Савкин); ФМБЦ им. А.И.Бурназяна (к.м.н. А.В. Симаков); ВНИИ сельскохозяйственной радиологии иагроэкологии Россельхозакадемии (д.б.н. Е.В. Спирин); ФГУЗ «Федеральный центргигиены и эпидемиологию) (к.м.н. О.Е. Тутельян); Ростехнадзором (В.Я. Река,Р.Б. Шарафутдинов).

НРБ-99 подготовленырабочей группой РНКРЗ в составе д.м.н. П.В. Рамзаев (руководитель),к.м.н. Е.Б. Антипин, д.б.н. М.И. Балонов, В.Ю. Голиков, д.м.н. В.Я. Голиков,д.м.н. Е.В. Иванов, д.м.н. С.И. Иванов, к.т.н. О.А. Кочетков, д.т.н. Э.М. Крисюк к.ф.-м.н. В.А. Кутьков, д.м.н. А.Н. Либерман, А.П. Панфилов,к.х.н. А.И. Тихонова, д.м.н. А.Ф. Цыб; от Республики Беларусь - И.П. Васильева,д.м.н. Я.Э. Кенигсберг, к.б.н. В.Ф. Миненко, д.м.н. В.И. Тернов.

2. Рекомендованы кутверждению Комиссией по санитарно-эпидемиологическому нормированию приФедеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучиячеловека (протокол от 25 июня 2009 г. № 1).

3.Утверждены и введены в действие постановлением Главного государственногосанитарного врача Российской Федерации Г.Г. Онищенко от 7 июля 2009 г. № 47 с 1сентября 2009 г.

4.С момента введения СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности(НРБ-99/2009)» считать утратившими силу СП 2.6.1.758-99 «Нормы радиационнойбезопасности (НРБ-99)»,утверждённые Главным государственным санитарным врачом Российской ФедерацииГ.Г. Онищенко 2 июля 1999 г.

5. Зарегистрированы вМинистерстве юстиции Российской Федерации 14 августа 2009 г., регистрационныйномер 14534.

Федеральный закон
«Осанитарно-эпидемиологическом благополучии населения»
от 30марта 1999 г. № 52-ФЗ

(в ред. Федеральных законов от 30.12.2001 № 196-ФЗ, от10.01.2003 № 15-ФЗ, от 30.06.2003 № 86-ФЗ, от 22.08.2004 №122-ФЗ, от 09.05.2005 № 45-ФЗ, от 31.12.2005 № 199-ФЗ,от 18.12.2006 № 232-ФЗ, от 29.12.2006 № 258-ФЗ, от 30.12.2006№266-ФЗ, от 26.06.2007 № 118-ФЗ, от 08.11.2007 № 258-ФЗ, от 01.12.2007 № 309-ФЗ,от14.06.2008 № 118-ФЗ)

«Государственныесанитарно-эпидемиологические правила и нормативы (далее - санитарные правила) -нормативные правовые акты, устанавливающие санитарно-эпидемиологическиетребования (в том числе критерии безопасности и (или) безвредности факторовсреды обитания для человека, гигиенические и иные нормативы), несоблюдение которыхсоздает угрозу жизни или здоровью человека, а также угрозу возникновения ираспространения заболеваний» (статья 1).

«Соблюдение санитарныхправил является обязательным для граждан, индивидуальных предпринимателей июридических лиц» (статья 39).

«За нарушениесанитарного законодательства устанавливается дисциплинарная, административная иуголовная ответственность в соответствии с законодательством РоссийскойФедерации» (статья 55).

Федеральный закон
«Орадиационной безопасности населения»
от 09января 1996 г. № 3-ФЗ

(в ред. Федерального закона от 22.06.2004 № 122-ФЗ)

«Радиационнаябезопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколенийлюдей от вредного для их здоровья воздействия ионизрующего излучения» (статьяГ).

«Граждане РоссийскойФедерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие натерритории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Этоправо обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращениюрадиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения вышеустановленных, норм, правил и нормативов» (статья 22).

Главныйгосударственный санитарный врач Российской Федерации

Постановление¹

Обутверждении
СанПиН 2.6.1.2523-09

В соответствии с Федеральнымзаконом от 30.03.1999 № 52-ФЗ "Осанитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собраниезаконодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650; 2002, № 1 (ч. 1),ст. 1; 2003, № 2, ст. 167; № 27 (ч. 1), ст. 2700; 2004, № 35, ст. 3607; 2005, №19, ст. 1752; 2006, № 1, ст. 10, № 52 (ч. 1) ст. 5498; 2007 № 1 (ч. 1) ст. 21;№ 1 (ч. 1) ст. 29; № 27, ст. 3213; № 46, ст. 5554; № 49, ст. 6070; 2008, № 24,ст. 2801; № 29 (ч. 1), ст. 3418; № 30 (ч. 2), ст. 3616; № 44, ст. 4984; № 52(ч. 1), ст. 6223; 2009, № 1, ст. 17) и постановлением Правительства РоссийскойФедерации от 24.07.2000 № 554"Об утверждении Положения о государственной санитарно-эпидемиологическойслужбе Российской Федерации и Положения о государственномсанитарно-эпидемиологическом нормировании" (Собрание законодательстваРоссийской Федерации, 2000, № 31, ст. 3295, 2004, № 8, ст. 663; № 47, ст. 4666;2005, № 39, ст. 3953)

ПОСТАНОВЛЯЮ:

1. Утвердить санитарные правила СанПиН2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)"(приложение).

2. Ввести в действиеСанПиН 2.6.1.2523-09 с 1 сентября 2009 г.

3. С момента введенияСанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)"считать утратившими силу СП 2.6.1.758-99 "Нормы радиационной безопасности(НРБ-99)"²,утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской ФедерацииГ.Г. Онищенко 2 июля 1999 г.

Г.Г. Онищенко

1 - Зарегистрировано в Министерстве юстицииРоссийской Федерации 14 августа 2009 года, регистрационный номер 14534.

2 - Не нуждается в государственной регистрацииМинистерством юстиции, поскольку носит нормативно-технический характер и несодержит новых норм права (Письмо Министерства юстиции от 29.07.99 № 6014-ЭР)

Приложение

УТВЕРЖДЕНЫ

постановлениемглавного государственного

санитарноговрача Российской федерации

от 7 июля2009 г. №47

2.6.1.ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Нормы радиационной безопасности
(НРБ-99/2009)

Санитарные правила и нормативы

СанПин 2.6.1.2523-09

Содержание

1. Область применения

1.1. Нормырадиационной безопасности НРБ-99/2009 (далее - Нормы) применяются дляобеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на негоионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования инормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических ифизических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, врезультате деятельности которых возможно облучение людей, а также дляадминистраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, гражданРоссийской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих натерритории Российской Федерации.

1.2. Настоящие Нормыустанавливают основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ионизирующегоизлучения по ограничению облучения населения в соответствии с Федеральнымзаконом от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ "О радиационнойбезопасности населения"*.

* - Собрание законодательства Российской Федерации, 1996,№ 3, ст. 141; 2004, № 35, ст. 3607; 2008, № 30 (ч.2), ст. 3616

1.3.Нормы распространяются на следующие источники ионизирующего излучения:

- техногенныеисточники за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

- техногенныеисточники в результате радиационной аварии;

- природные источники;

- медицинскиеисточники.

1.4.Требования Норм не распространяются на источники излучения, создающие при любыхусловиях обращения с ними:

- индивидуальнуюгодовую эффективную дозу не более 10 мкЗв; и

- коллективнуюэффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозеболее 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность сниженияколлективной дозы;

- индивидуальнуюгодовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике глаза не более15 мЗв.

Требования Норм нераспространяются также на космическое излучение на поверхности Земли ивнутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которыепрактически невозможно влиять.

2. Общие положения

2.1. Для обеспечениярадиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучениянеобходимо руководствоваться следующими основными принципами:

- не превышение допустимых пределов индивидуальныхдоз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

- запрещение всехвидов деятельности по использованию источников излучения, при которыхполученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда,причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

- поддержание навозможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальныхфакторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любогоисточника излучения (принцип оптимизации).

2.2. Для обоснованиярасходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизациипринимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводитк потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 чел.-года жизни населения.Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни устанавливаетсяотдельными документами федерального уровня в размере не менее 1 годовогодушевого национального дохода.

2.3. Для наиболееполной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облученияв малых дозах, определяется ущерб, количественно учитывающего как эффектыоблучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностьюк ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии собщепринятой в мире линейной беспороговой теорией зависимости рискастохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излученияи связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, приведенныев таблице:

Усредненнаявеличина коэффициента риска, используемая для установления пределов дозперсонала и населения, принята равной 0,05 Зв^-1.

В условиях нормальной эксплуатации источниковионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаютсяисходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска:

- для персонала - 1,0´10^-3;

- для населения - 5,0´10^-5.

Уровень пренебрежимомалого риска составляет 10^-6.

При обосновании защитыот источников потенциального облучения в течение года принимаются следующиеграничные значения обобщенного риска (произведение вероятности события,приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):

- персонал - 2,0´10^-4,год^-1;

- население - 1,0´10^-5,год^-1.

3. Требования к ограничению техногенного облученияв контролируемых условиях

3.1. Нормальные условия эксплуатации источниковизлучения

3.1.1. Устанавливаютсяследующие категории облучаемых лиц:

- персонал (группы А иБ);

- все население,включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

3.1.2. Для категорийоблучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:

- основные пределы доз(ПД), приведенные в таблице 3.1;

- допустимые уровнимонофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления илиодного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределовдоз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемныеактивности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

Для обеспечения условий,при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетомдостигнутого в организации уровня радиационной безопасности, администрациейорганизации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровниактивности, плотности потоков и др.).

Таблица 3.1

Основные пределы доз

3.1.3. Основные пределыдоз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, атакже дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облученияустанавливаются специальные ограничения.

3.1.4. Эффективнаядоза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет)- 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Началом периодовсчитается 1 января 2000 года.

3.1.5. Годоваяэффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатациитехногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределовдоз, установленных в таблице 3.1.

Под годовойэффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения,полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннегооблучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

3.1.6. В стандартныхусловиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе8 Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания исреднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышатьчисловых значений ПГП и ДОА, приведенных в Приложениях1 и 2,где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год длянаселения.

В условияхнестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются всоответствии с санитарным законодательством.

3.1.7. Для персоналагруппы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов изотопов радона (²²²Rn и ²²⁰Rn ) - ²¹⁸Po (RaA); ²¹⁴Pb (RaB); ²¹⁴Bi (RaC); ²¹²Pb (ThB); ²¹²Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновеснойактивности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА)составляют:

ПГП:0,10П_RaA+0,52П_RaB+0,38П_RaC=3,0 МБк                                                          

0,91П_ThB+0,09П_ThC=0,68 МБк                                                                                  

ДОА:0,10А_RaA+0,52А_RaB+0,38А_RaC=1200 Бк/м³                                                                         

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

где П_i и А_i - годовые поступленияи среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочернихпродуктов изотопов радона.

3.1.8. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающихс источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентнаядоза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв вмесяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20предела годового поступления для персонала.

На период беременностии грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, несвязанную с источниками ионизирующего излучения.

3.1.9. Для студентов иучащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованиемисточников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленныхдля персонала группы Б.

3.2. Планируемое повышенное облучение

3.2.1. Планируемоеповышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при предотвращенииразвития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только вслучае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения.Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования овозможных дозах облучения и риске для здоровья.

3.2.2. Планируемоеповышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозахне более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1., допускается организациями(структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти,осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровнесубъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в годи четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1. - допускается только федеральнымиорганами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор.

Повышенное облучениене допускается:

- для работников,ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированногоповышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой,превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 3.1.;

- для лиц, имеющихмедицинские 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 загод.

Облучение эффективнойдозой свыше 200 мЗв в течение года 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 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 бытьоформлены и допущены к работам как персонал группы А.

4. Требования к защите от природного облучения впроизводственных 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 примонофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительностиработы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м³/ч и радиоактивномравновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли,составляют:

- мощность эффективнойдозы гамма-излучения на рабочем месте - 2,5 мкЗв/ч;

- ЭРОА_Rn в воздухе зоныдыхания - 310 Бк/м³;

- ЭРОА_Tn в воздухе зоныдыхания - 68 Бк/м³;

- удельная активностьв производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии счленами своего ряда - 40/fкБк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания,мг/м³;

- удельная активностьв производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии счленами своего ряда, - 27/f,кБк/кг.

При многофакторномвоздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторовк значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.

4.3. Воздействиекосмических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучениев производственных условиях по п.4.1.

5.Требования к ограничению облучения населения

5.1. Общие положения

5.1.1. Радиационнаябезопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всехосновных видов облучения (п.1.3). Возможности регулирования разных видов облучения существенноразличаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применениемразных методологических подходов и технических способов.

5.1.2. В отношениивсех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозыоблучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихсяоблучению, в соответствии с принципом оптимизации.

5.2. Ограничение техногенного облучения внормальных условиях

5.2.1. Годовая дозаоблучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл. 3.1.). Указанные пределы доз относятся ксредней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма дозвнешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствиепоступления радионуклидов в организм за текущий год.

5.2.2. При воздействиина население нескольких техногенных источников федеральными органамиисполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются величины воздействия длякаждого источника с целью соблюдения основных пределов доз, указанных в таблице 3.1..

5.2.3. Облучениенаселения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечениясохранности источников излучения, контроля технологических процессов иограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другимимероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращенияиспользования источников излучения.

5.2.4.Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой водеи воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовыхкоэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетомих распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также сучетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучениялюдей. Значения дозовых коэффициентов для критических групп населения, ДОА иПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения, приведены в Приложении2.

5.3. Ограничение природного облучения

5.3.1. Допустимоезначение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природныхисточников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучениянаселения достигается путем установления системы ограничений на облучениенаселения от отдельных природных источников излучения.

5.3.2. Припроектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно бытьпредусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемнаяактивность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОА_Rn+4,6×ЭРОА_Тn не превышала 100 Бк/м³,а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы наоткрытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.3. Вэксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодовая эквивалентнаяравновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухежилых и общественных помещений ЭРОА_Rn+4,6×ЭРОА_Тn не должна превышать200 Бк/м³. При более высоких значениях объемной активности должныпроводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона ввоздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должныпроводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещенияхпревышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.4. Эффективнаяудельная активность (А_эфф) природных радионуклидов встроительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень,цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях илиявляющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленногопроизводства, используемые для изготовления строительных материалов (золы,шлаки и пр.), и готовой продукции не должна превышать:

- для материалов,используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (Iкласс):

А_эфф=А_Ra+1,3A_Tn+0,09A_K£370Бк/кг,                                                                         

где А_Ra и A_Tn - удельные активности ²²⁶Ra и ²³²Th, находящихся в радиоактивном равновесиис остальными членами уранового и ториевого рядов,

A_K - удельная активность К-40 (Бк/кг);

- для материалов,используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктови зон перспективной застройки, а также при возведении производственныхсооружений (II класс):

А_эфф£740Бк/кг;                                                                                                          

- для материалов,используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):

А_эфф£1500Бк/кг                                                                                                         

При 1,5 кБк/кг<А_эфф£4,0кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случаеотдельно на основании санитарно-эпидемиологического заключения федеральногооргана исполнительной власти, уполномоченного осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор. При А_эфф>4,0 кБк/кгматериалы не должны использоваться в строительстве.

Допустимое содержаниеприродных радионуклидов в минеральном сырье и материалах, продукции с ихиспользованием (изделия из керамики и керамогранита, природного иискусственного камня и т.п.), а также требования по обеспечению радиационнойбезопасности при обращении с ними устанавливаются в санитарных правилах поограничению облучения населения за счет природных источников излучения.

5.3.5. Предварительнаяоценка качества питьевой воды по показателям радиационной безопасности можетбыть дана по удельной суммарной альфа- (А_a)и бета-активности (А_b).При значениях А_aи А_bниже 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно, дальнейшие исследования воды не являютсяобязательными. В случае превышения указанных уровней проводится анализсодержания радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых при этомрадионуклидов в воде устанавливается в соответствии с санитарнымзаконодательством.

Если при совместномприсутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняетсяусловие:

где А_i - удельная активностьi-го радионуклида в воде, Бк/кг;

УВ_i - соответствующиеуровни вмешательства по Приложению2а, Бк/кг,

то мероприятия поснижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.

При невыполненииуказанного условия защитные мероприятия по снижению содержания радионуклидов впитьевой воде должны осуществляться с учетом принципа оптимизации.

Критическим путемоблучения людей за счет ²²²Rn, содержащегося в питьевой воде, являетсяпереход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступлениедочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для ²²²Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг.Определение удельной активности ²²²Rn в питьевой воде из подземных источниковявляется обязательным.

При возможномприсутствии в воде ³H,¹⁴C,¹³¹I,²¹⁰Pb,²²⁸Raи ²³²Th(в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальнойопасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде являетсяобязательным.

Для минеральных илечебных вод устанавливаются специальные нормативы.

5.3.6. Удельная активностьприродных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должнапревышать:

A_U+1,5×A_Tn£1,0 кБк/кг,                                                                                              

где A_U и A_Tn- удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228),находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового иториевого рядов, соответственно.

Допустимое содержание ⁴⁰Кв минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении сматериалами, содержащими ⁴⁰К, должны соблюдаться требования поограничению облучения населения за счет природных источников излучения,установленные в п.4.1 и п.4.2.

5.4. Ограничение медицинского облучения

5.4.1. Радиационнаязащита пациентов при медицинском облучении должна быть основана нанеобходимости получения полезной диагностической информации и/илитерапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьшихвозможных уровнях облучения¹. При этом не устанавливаются пределыдоз для пациентов, но применяются принципы обоснования назначения медицинскихпроцедур и оптимизации защиты пациентов.

1 - Длялучевой терапии это требование относится к здоровым, не намеренно облучаемыморганам и тканям.

5.4.2. Проведениемедицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно быть обоснованопутем сопоставления диагностических или терапевтических выгод, которые они приносят,с радиационным ущербом для здоровья, который может причинить облучение,принимая во внимание имеющиеся альтернативные методы, не связанные смедицинским облучением.

5.4.3. Передпроведением диагностической или терапевтической процедуры, связанной с облучениемженщины детородного возраста, необходимо определить, не является ли онабеременной или кормящей матерью. Беременная или кормящая женщина, а такжеродители детей-пациентов должны быть информированы врачом о пользе планируемойпроцедуры и о связанном с ней радиационном риске для эмбриона/плода,новорожденных и детей младшего возраста для принятия сознательного решения опроведении процедуры или отказе от нее.

5.4.4. При проведенииобоснованных медицинских рентгенорадиологических обследований в связи спрофессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур, атакже рентгенорадиологических профилактических медицинских и научныхисследований практически здоровых лиц, не получающих прямой пользы для своегоздоровья от процедур, связанных с облучением, годовая эффективная доза недолжна превышать 1 мЗв.

5.4.5.Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь вподдержке пациентов (тяжелобольных, детей и др.) при выполнениирентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе,превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационнойбезопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курсрадионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников ивыписанными из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также для детей,контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклиднойтерапии или брахитерапии, предел дозы составляет 1 мЗв в год.

5.4.6. Пациенты,проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытыхисточников, могут быть выписаны из клиники при условии, что уровень гамма- ирентгеновского излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям п.5.4.5. Выписка пациента после терапии радионуклидами, указанными в таблице5.1, допускается, если введенная или остаточная активность радионуклидов втеле или измеренная мощность дозы в воздухе вблизи тела пациента нижесоответствующих значений, приведенных в этой таблице. Перед выпиской пациентамследует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности,которые они должны принимать с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи идругих лиц, с которыми они могут вступать в контакт. Такие же требованияпредъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.

5.4.7. В случае смертипациента, проходившего курс радионуклидной терапии или брахитерапии симплантацией закрытых источников, патологоанатомическое исследование и кремациятела разрешается только после того, как остаточная активность в нем илимощность дозы уменьшится до уровня, удовлетворяющего требованиям п.5.4.5. В случае смерти пациента, в организме которого находитсякардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация телаосуществляется только после удаления источника.

Таблица 5.1.

Активность радионуклидов в теле взрослого пациента (ГБк)после радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытыхисточников и мощность эквивалентной дозы (мкЗв/ч) на расстоянии 1 м отповерхности тела, при которых разрешается выписка пациента из клиники*

5.4.8. При планировании ипроведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, вучреждениях здравоохранения должны определяться и регистрироваться вустановленном порядке дозы у всех лиц, подвергающихся медицинскому облучению.

6. Требования по ограничению облучения населения вусловиях радиационной аварии

6.1.В случае возникновения аварии должны быть приняты практические меры длявосстановления контроля над источником излучения и сведения к минимуму дозоблучения, количества облученных лиц, радиоактивного загрязнения окружающейсреды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.

6.2.При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничениеоблучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, как правило, кокружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия могут приводить кнарушению нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социальногофункционирования территории. При планировании защитных мероприятий необходимообеспечивать максимально возможное превышение пользы от снижения дозы облучениянад ущербом, связанным с проведением этих мероприятий.

Если предполагаемаядоза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышениикоторых возможны детерминированные эффекты (табл.6.1), необходимо срочное вмешательство (меры защиты).

Таблица 6.1

Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимосрочное вмешательство

6.3. При хроническомоблучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, еслигодовые 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

6.4.Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для началавременного отселения - 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения - 10мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будетнаходиться выше указанных уровней в течение года, следует решать вопрос оботселении населения на постоянное место жительства.

6.5. При проведениипротиворадиационных вмешательств пределы доз (табл. 3.1.) не применяются. При планированиизащитных мероприятий на случай радиационной аварии федеральным органомисполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор, территориальными подразделениямифедеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются уровни вмешательства (дозыи мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно кконкретному радиационному объекту и условиям его размещения с учетом вероятныхтипов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейсярадиационной обстановки.

6.6. При аварии,повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основанииконтроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационнойаварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановкии осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основеизложенных в п.п.6.1; 6.2;6.4принципов и подходов.

6.7. Принятие решений о мерах защиты населения вслучае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территориипроводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитныммероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в табл.6.3-6.5.

Таблица 6.3

Критерии для принятия неотложных решений в начальномпериоде радиационной аварии

Таблица 6.4

Критерии для принятия решений об отселении и ограничениипотребления загрязненных пищевых продуктов

Таблица 6.5

Критерии для принятия решений об ограничении потреблениязагрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии

Если уровень облучения,предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит уровень А, нетнеобходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальнойжизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социальногофункционирования территории.

Если предотвращаемое защитным мероприятиемоблучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнениимер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетомконкретной обстановки и местных условий.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитныммероприятием, достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнениесоответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальнойжизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционированиятерритории.

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

7. Требования к контролю за выполнением Норм

7.1. Радиационныйконтроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности иконкретный перечень видов и объем контроля включается в проект радиационногообъекта. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационнойбезопасности и требований нормативов, включая не превышение установленныхосновных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получениенеобходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений овмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданийрадионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнемприродного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источникамиизлучения, кроме приведенных в п.1.4 Норм.

7.2. Радиационномуконтролю подлежат:

- радиационныехарактеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердыхрадиоактивных отходов;

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

- радиационные факторына загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природногооблучения;

- уровни облученияперсонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяетсядействие настоящих Норм.

7.3.Основными контролируемыми параметрами являются:

- годовая эффективнаяи эквивалентная дозы (см. табл.3.1.);

- поступлениерадионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годовогопоступления;

- объемная илиудельная активность радионуклидов в воздухе, воде, пищевых продуктах,строительных материалах и др.;

- радиоактивноезагрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;

- доза и мощность дозывнешнего облучения;

- плотность потокачастиц и фотонов.

Переход от измеряемыхвеличин к нормируемым определяется методическими указаниями по проведениюсоответствующих видов радиационного контроля.

7.4. С цельюоперативного контроля для всех контролируемых параметров по п. 7.3устанавливаются контрольные уровни. Значение этих уровней устанавливается такимобразом, чтобы было гарантировано не превышение основных пределов доз иреализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.

При этом учитываетсяоблучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровеньзащищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципаоптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основаниемдля выяснения причин этого превышения и разработки мероприятий по егоустранению.

7.5. Контроль и учетиндивидуальных доз облучения, полученных гражданами при использованииисточников ионизирующего излучения, проведении медицинскихрентгенорадиологических процедур, а также обусловленных естественнымрадиационным и техногенно измененным радиационным фоном, осуществляются врамках единой государственной системы контроля и учета индивидуальных дозоблучения (ЕСКИД).

7.6. При планированиии проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, принятиирешений в области обеспечения радиационной безопасности, анализе эффективностиуказанных мероприятий органами государственной власти, органами местногосамоуправления, а также организациями, осуществляющими деятельность сиспользованием источников ионизирующего излучения, проводится оценкарадиационной безопасности по следующим основным показателям:

- характеристикарадиоактивного загрязнения окружающей среды;

- анализ обеспечениямероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил игигиенических нормативов в области радиационной безопасности;

- вероятность радиационныхаварий и их масштаб;

- степень готовности кэффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;

- анализ дозоблучения, получаемых отдельными группами населения от всех источниковионизирующего излучения;

- число лиц,подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.

8. Значения допустимых уровней радиационноговоздействия в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующегоизлучения

8.1. Для каждойкатегории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействиядля данного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровневоздействия только одного данного фактора облучения в течение года значениедозы равнялось соответствующему годовому пределу (усредненному за пять лет),указанному в таблице 3.1.

В таблицах иприложениях запись вида 1,6-12 означает 1,6´10^-12,а 1,6+12-1,6´10⁺¹².

8.2. Значениядопустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий,которые характеризуются следующими параметрами:

- объемом вдыхаемоговоздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжениикалендарного года;

- временем облучения tв течение календарного года;

- массой питьевой водыМ, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарногогода;

- геометрией внешнегооблучения потоками ионизирующего излучения.

Для персоналаустановлены следующие значения стандартных параметров: V_перс=2,4´10³м³ в год; t_перс=1700ч в год; М_перс=0.

Для населенияустановлены следующие значения стандартных параметров: t_нас=8800ч в год; М_нас=730 кг в год для взрослых. Годовой объемвдыхаемого воздуха установлен в зависимости от возраста:

Таблица 8.1

Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастныхгрупп населения

8.3. Для целейнормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в формерадиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа в зависимостиот скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

- тип "М"(медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенныхк этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая вкровь со скоростью 0,0001 сут^-1;

- тип "П"(соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легкихвеществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает вкровь со скоростью 0,005 сут^-1;

- тип "Б"(быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных кэтому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100сут^-1.

Для целей нормированияпоступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газоввыделены типы "Г" (Г1-Г3) газов и паров соединений некоторыхэлементов.

Распределениесоединений элементов по типам при ингаляции в производственных условияхприведено в Приложении 3.

8.4. Приведенные в Приложениях1 и 2значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГП_перс, ПГП_нас,ДОА_перс, ДОА_перс и для воздуха рассчитаныдля аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активностипри медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартномгеометрическом отклонении, равном 2,5. В расчетах использована модель органовдыхания, рекомендованная публикацией 66 МКРЗ.

8.5. В Приложении1 для персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухомприведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГП_перс,допустимой среднегодовой объемной активности ДОА_перс. В Приложение1 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнегооблучения, а также изотопы радона с продуктами их распада (см. разделы4 и 5).Природные радионуклиды ⁸⁷Rb, ¹¹⁵In, ¹⁴⁴Nd, ¹⁴⁷Sm и ¹⁸⁷Re не включены в таблицу, поскольку онинормируются по их химической токсичности. Из-за химической токсичности уранапоступление через органы дыхания его соединений типов Б или П не должно превышать2,5 мг в сутки и 500 мг в год.

Если химическая формасоединения данного радионуклида неизвестна, то следует использовать данные из Приложения1 для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и,соответственно, наименьшими значениями ПГП_перс и ДОА_перс.

8.6. В Приложении2 для населения приведены:

а) для случая поступлениярадионуклидов с вдыхаемым воздухом - критическая возрастная группа, а такжезначения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП_насдля этой же возрастной группы и типа соединений, для которых допустимаясреднегодовая объемная активность ДОА_нас оказаласьнаименьшей;

б) для случаяпоступления радионуклидов с пищей - критическая возрастная группа¹,группа, значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП_насдля этой же группы, где ПГП_нас наименьшее. Уровнивмешательства для радионуклидов в продуктах питания не приводятся и должныопределяться по специальным методическим указаниям с учетом местныхособенностей внутреннего и внешнего облучения населения - см. п.5.2.4 для обеспечения не превышения основных пределов доз (табл. 3.1.) в нормальных условиях эксплуатациитехногенных источников и критериев таблиц6.4 и 6.5при аварийном облучении населения.

1 - Поступление радионуклидов с пищей не рассматриваетсяу детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются преимущественно грудныммолоком.

В Приложении2а для населения приведены значения дозовых коэффициентов и уровнивмешательства при поступлении радионуклидов в организм взрослых людей спитьевой водой.

8.7. В таблицах8.2-8.8приведены числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частицпри внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персоналамоноэнергетическими электронами (таблицах8.2-8.3),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 дляширокого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрийоблучения: изотропного (2pили 4p) поляизлучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняягеометрия).

8.8. В таблице8.9 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения поверхностейрабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов,спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала. Длякожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защитынормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. Востальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.

Уровни общегорадиоактивного загрязнения кожных покровов определены с учетом проникновениядоли радионуклида в кожу и в организм. Расчет проведен в предположении, чтообщая площадь загрязнения не должна превосходить 300 см².

8.9. В таблице8.10 приведены допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязненияповерхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивныхвеществ и материалов.

8.10. Минимальнозначимые удельная активность (МЗУА) и активность радионуклидов в помещении илина рабочем месте (МЗА) приведены в Приложении4.

Таблица 8.2

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала приоблучении кожи

Таблица 8.3

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала приоблучении хрусталиков глаз

Флюенсчастиц Ф - отношение dN/da, где dN - количество частиц, падающих на сферу сплощадью поперечного сечения da:

Ф=dN/da, м^-2                                                                                                             

Плотностьпотока частиц n- отношение dN/(da×dt), где dN - количество частиц, падающих на сферу сплощадью поперечного сечения daза интервал времени dt:

n=dN/(da×dt),м^-2×с^-1                                                                                                   

Таблица 8.4

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока бета-частиц для лиц из персонала при контактном облучении кожи

Таблица 8.5

Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при внешнемоблучении всего тела

Таблица 8.6

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучениикожи

Таблица 8.7

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучениихрусталиков глаз

Таблица 8.8

Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических нейтронов для лиц из персонала при внешнемоблучении всего тела

Таблица 8.9

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностейрабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов,спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала,част/(см²×мин)

Таблица 8.10

Допустимые уровни снимаемогорадиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых дляперевозки радиоактивных веществ и материалов, част/(см²×мин)

Приложение1
к НРБ-99/09

Значения дозовых коэффициентов,предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемнойактивности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала