Стр. 1
Страницы: Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 | Стр.9 | Стр.10 |
Зарегистрировано в НРПА РБ 2 марта 2000 г. N 8/3037
На основании Законов Республики Беларусь от 23 ноября 1993 г. N 2583-XII "О санитарно-эпидемическом благополучии населения" (Ведамасцi Вярхоўнага Савета Рэспублiкi Беларусь, 1993 г., N 36, ст. 451), от 5 января 1998 г. N 122-З "О радиационной безопасности населения" (Ведамасцi Нацыянальнага сходу Рэспублiкi Беларусь, 1998 г., N 5, ст. 25) ПОСТАНОВЛЯЮ:
1. Утвердить гигиенические нормативы ГН 2.6.1.8-127-2000 Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000) и ввести их в действие на территории Республики Беларусь с момента опубликования.
2. С момента введения в действие ГН 2.6.1.8-127-2000 Нормы радиационной безопасности (НРБ-76/87), утвержденные Главным государственным санитарным врачом СССР 26 мая 1987 г. N 4392-87, не применяются.
3. Постановление Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 26 апреля 1999 г. N 17 "О введении в действие гигиенических нормативов" (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 1999 г., N 43, 8/313) считать утратившим силу.
Заместитель Министра здравоохранения -
Главный государственный санитарный врач В.П.ФИЛОНОВ
УТВЕРЖДЕНО
Постановление
Министерства
здравоохранения
Республики Беларусь
25.01.2000 N 5
ГН 2.6.1.8-127-2000
НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
(НРБ-2000)
Раздел I
ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
Глава 1. ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ
1. Применительно к настоящим Нормам приняты следующие термины и определения.
Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:
dN
А = ----,
dt
где dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из
данного энергетического состояния, происходящих за промежуток
времени dt. Единицей активности в СИ является обратная секунда
-1
(с ), называемая беккерель (Бк).
Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри
10
(Ки) составляет 3,7 х 10 Бк.
Активность минимально значимая (МЗА) - активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения на использование этих источников, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности.
Активность минимально значимая удельная (МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности.
Активность удельная (объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:
A A
A = ----; A = ------.
m m v V
Единица удельной активности - беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности - беккерель на метр кубический, Бк/куб.м.
Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочерних
222 220
продуктов изотопов радона Rn и Rn - взвешенная сумма объемных
активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона -
218 214 214 212 212
Po(RaA); Pb(RaB); Bi(RaC); Pb(ThB); Bi(ThC)
соответственно:
(ЭРОА) = 0,10 A + 0,52 A + 0,38 A ;
Rn RaA RaB RaC
(ЭРОА) = 0,91 A + 0,09 A ,
Tn ThB ThC
где А - объемные активности дочерних продуктов изотопов
i
радона.
Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования настоящих Норм.
Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при
расчете эквивалентной дозы (W ) - используемые в радиационной защите
R
множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность
различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов:
фотоны любых энергий 1
электроны и мюоны любых энергий 1
нейтроны с энергией менее 10 кэВ 5
от 10 до 100 кэВ 10
от 100 кэВ до 2 МэВ 20
от 2 до 20 МэВ 10
более 20 МэВ 5
протоны с энергией более 2 МэВ, кроме 5
протонов отдачи
альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра 20
Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении.
Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете
эффективной дозы (W ) - множители эквивалентной дозы в органах и
т
тканях, используемые в радиационной защите для учета различной
чувствительности разных органов и тканей в возникновении
стохастических эффектов радиации:
гонады 0,20
костный мозг (красный) 0,12
толстый кишечник 0,12
легкие 0,12
желудок 0,12
мочевой пузырь 0,05
грудная железа 0,05
печень 0,05
пищевод 0,05
щитовидная железа 0,05
кожа 0,01
клетки костных поверхностей 0,01
остальное 0,05 <*>
-------------------------------
<*> При расчетах учитывать, что "остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторакальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.
Вмешательство - мероприятие (действие), направленное на предотвращение либо снижение неблагоприятных последствий облучения или комплекса неблагоприятных последствий радиационной аварии.
Группа критическая - группа лиц из населения (не менее 10 человек), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.
Дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.
Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:
_
de
D = ------,
dm
_
где de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением
веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm - масса вещества в
этом объеме.
Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и
в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной
объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная
-1
доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж·кг ), и
имеет специальное название - грэй (Гр). Использовавшаяся ранее
внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.
Доза в органе или ткани (D ) - средняя поглощенная доза в
т
определенном органе или ткани человеческого тела:
D = (1 / m ) интеграл D dm,
т т м
т
где m - масса органа или ткани; D - поглощенная доза в
т
элементе массой dm.
Доза эквивалентная (H ) - поглощенная доза в органе или
т,R
ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для
данного вида излучения W :
R
H = W x D ,
т,R R т,R
где D - средняя поглощенная доза в органе или ткани; W -
т,R R
взвешивающий коэффициент для излучения R.
При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:
H = SUM H .
т R т,R
Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).
Доза эффективная (Е) - величина воздействия ионизирующего излучения, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения организма человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.
Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:
Е = SUM W х Н ,
т т т
где H - эквивалентная доза в органе или ткани; W -
т т
взвешивающий коэффициент для органа или ткани.
Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).
Доза эквивалентная (H (г)) или эффективная (Е(г)), ожидаемая
т
при внутреннем облучении, - доза за время t, прошедшее после
поступления радиоактивных веществ в организм:
t + г
0 '
H (г) = интеграл H (t)dt;
т t т
0
E(г) = SUM W x H (г),
т т т
--------------------------------
"г" - греческая буква "тау"
'
где t - момент поступления; H (t) - мощность эквивалентной
0 т
дозы к моменту времени t в органе или ткани.
Когда г не определено, то его следует принять равным 50 годам
для взрослых и (70 - t ) для детей и подростков.
0
--------------------------------
"г" - греческая буква "тау"
Доза годовая эффективная (эквивалентная) - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения человека, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).
Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).
Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.
Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте в количестве, превышающем уровни, принятые в установленном порядке.
Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.
Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.
Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный мониторинг.
Зона радиационной аварии - территория, на которой установлен факт радиационной аварии.
Источник ионизирующего излучения - устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение (далее в данном документе - источник излучения).
Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих Норм.
Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.
Источник радионуклидный закрытый - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
Источник радионуклидный открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.
Квота - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом).
Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
Место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения.
Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунда и производные).
Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.
Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.
Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.
Облучение медицинское - облучение граждан (пациентов) при медицинском обследовании и лечении.
Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.
Облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии.
Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.
Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.
Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.
Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.
Объект радиационный - пользователь источников ионизирующего излучения либо структурное подразделение пользователя, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.
Паспорт санитарный - документ, разрешающий в течение установленного времени проведение регламентированных работ с источниками ионизирующего излучения пользователю на радиационном объекте в конкретных помещениях, вне помещений или на транспортных средствах.
Персонал - физические лица, работающие с источниками излучения или находящиеся по условиям работы в зоне их воздействия.
Пользователи - предприятия, учреждения, организации, производящие, вырабатывающие, перерабатывающие, применяющие, хранящие, транспортирующие, обезвреживающие и захороняющие радиоактивные вещества и другие источники ионизирующего излучения.
Предел дозы (ПД) - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.
Предел годового поступления (ПГП) - допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.
Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью, повреждением оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды сверх установленных норм.
Радиационная авария проектная - авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.
Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного воздействия ионизирующего излучения.
Работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль.
Работа с радиоактивными веществами - все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль.
Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.
Санитарно-защитная зона - территория вокруг источника ионизирующего излучения, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения для населения. В санитарно-защитной зоне запрещается постоянное и временное проживание людей, вводится режим ограничения хозяйственной деятельности и проводится радиационный контроль.
Санпропускник - комплекс помещений, предназначенных для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала.
Саншлюз - помещение, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты.
Средство индивидуальной защиты (СИЗ) - средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.
Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.
Уровень контрольный - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение, - электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.
Эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.
Эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.
Глава 2. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ
2. Нормы радиационной безопасности НРБ-2000 (далее - Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.
Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для местных распорядительных и исполнительных органов, граждан Республики Беларусь, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Республики Беларусь.
3. Настоящие Нормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона Республики Беларусь "О радиационной безопасности населения" в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. Никакие другие нормативные и методические документы не должны противоречить требованиям Норм.
4. Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:
в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;
в результате радиационной аварии;
от природных источников излучения;
при медицинском облучении.
Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.
5. Требования Норм не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:
индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;
индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;
коллективную годовую эффективную дозу не более 1 чел.-Зв либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.
Требования Норм не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.
Перечень и порядок освобождения источников ионизирующего излучения от радиационного контроля устанавливаются санитарными правилами.
Глава 3. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
6. Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.
7. Основу системы радиационной безопасности, сформулированной в данных Нормах, составляют современные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт.
8. Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).
9. Нормы радиационной безопасности относятся только к ионизирующему излучению. В Нормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.
10. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:
непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека от всех источников излучения (принцип нормирования);
запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);
поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).
11. Ответственность за соблюдение настоящих Норм устанавливается в соответствии с Законами Республики Беларусь "О санитарно-эпидемическом благополучии населения", "О радиационной безопасности населения".
12. Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни населения устанавливается специальными документами.
13. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно:
~
r = интеграл p (E) x r x EdE;
i,c 0 i E
N
R = SUM r ,
i=1 i,c
где r, R - индивидуальный и коллективный пожизненный риск
соответственно; Е - индивидуальная эффективная доза; p (Е)dE -
i
вероятность для i-го индивидуума получить годовую эффективную дозу
от Е до E + dE; r - коэффициент пожизненного риска сокращения
E
длительности периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один
стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных
наследственных эффектов и несмертельного рака, приведенного по вреду
к последствиям от смертельного рака), равный
для производственного облучения:
-2
r = 5,6 х 10 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв в год;
E
-1
r = 1,1 х 10 1/чел.-Зв при Е >= 200 мЗв в год;
E
для облучения населения:
-2
r = 7,3 х 10 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв в год;
E
-1
r = 1,5 х 10 1/чел.-Зв при Е >= 200 мЗв в год.
E
14. Для целей радиационной безопасности при облучении в течение года индивидуальный риск сокращения длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов консервативно принимается равным
r = P [D > Д],
i,д i
где P [D > Д] - вероятность для i-го индивидуума быть
i
облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение
года; Д - пороговая доза для детерминированного эффекта.
15. Потенциальное облучение коллектива из N индивидуумов
оправдано, если
N - -
SUM(r x O + r x O ) x c <= V - Y - P,
i=1 i,c c i,д д т
-
где О - среднее сокращение длительности периода полноценной
c
жизни в результате возникновения стохастических эффектов, равное 15
годам;
-
О - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни
д
в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных
эффектов, равное 45 годам;
с - денежный эквивалент потери 1 чел.-года жизни населения;
т
V - доход от производства;
Р - затраты на основное производство, кроме ущерба от защиты;
Y - ущерб от защиты.
Снижение риска до возможно низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоятельств:
предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников излучения, поэтому для каждого источника излучения при оптимизации устанавливается граница риска;
при снижении риска потенциального облучения существует минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.
16. Предел индивидуального пожизненного риска в условиях
нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года
-3
персонала принимается округленно 1,0 х 10 , а для населения -
-5
5,0 х 10 .
Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации
-6
риска и область безусловно приемлемого риска и составляет 10 .
Раздел II
ТРЕБОВАНИЯ К ОГРАНИЧЕНИЮ ТЕХНОГЕННОГО ОБЛУЧЕНИЯ
В КОНТРОЛИРУЕМЫХ УСЛОВИЯХ
Глава 4. НОРМАЛЬНЫЕ УСЛОВИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИСТОЧНИКОВ
ИЗЛУЧЕНИЯ
17. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
персонал;
все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.
18. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:
основные пределы доз (ПД);
допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.;
контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
19. Основные пределы доз облучения приведены в приложении 1. Основные пределы доз не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
20. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв.
21. При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в приложении 1.
22. В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе VII настоящих Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях 2 и 3, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.
В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются методическими указаниями республиканского органа санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь.
23. Для персонала значения ПГП и ДОА дочерних продуктов
222 220 218 214 214
изотопов радона ( Rn и Rn) - Po (RaA); Pb (RaB); Bi
212 212
(RaC); Pb (ThB); Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной
активности составляют:
ПГП: 0,10 П + 0,52 П + 0,38 П = 3,0 МБк;
RaA RaВ RaС
0,91 П + 0,09 П = 0,68 МБк;
ThB ThC
ДОА: 0,10 A + 0,52 A + 0,38 A = 1200 Бк/куб.м;
RaA RaB RaC
0,91 A + 0,09 A = 270 Бк/куб.м,
ThB ThC
где П и А - годовые поступления и среднегодовые объемные
i i
активности в зоне дыхания соответствующих дочерних изотопов радона.
24. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Для обеспечения выполнения указанного норматива при одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться требование пункта 21.
Администрация предприятия обязана перевести беременную женщину на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения, со дня ее информации о факте беременности на период беременности и грудного вскармливания ребенка.
25. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать 1/4 значений, установленных для персонала.
Глава 5. ПЛАНИРУЕМОЕ ПОВЫШЕННОЕ ОБЛУЧЕНИЕ
Страницы: Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 | Стр.9 | Стр.10 |
| 
