Стр. 2
Страницы: | Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 | Стр.9 | Стр.10 |
26. Планируемое облучение персонала выше установленных пределов доз (см. приложение 1) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
Планируемое облучение личного состава аварийно-спасательных и других специальных формирований выше установленных пределов доз (см. приложение 1) при ликвидации или предотвращении аварии регламентируется ведомственными документами, согласованными с Министерством здравоохранения Республики Беларусь.
27. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в приложении 1, допускается с разрешения территориальных органов санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз, приведенных в приложении 1, - только с разрешения республиканского органа санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь.
Повышенное облучение не допускается:
для работников, ранее уже облученных в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в приложении 1;
для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.
28. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.
Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.
29. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал.
Раздел III
ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ОТ ПРИРОДНОГО ОБЛУЧЕНИЯ
В ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ УСЛОВИЯХ
Глава 6. ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ОТ ПРИРОДНОГО ОБЛУЧЕНИЯ
В ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ УСЛОВИЯХ
30. Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).
31. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч в год, средней скорости дыхания 1,2 куб.м/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:
мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте - 2,5 мкЗв/ч;
ЭРОA в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/куб.м;
Rn
ЭРОA в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/куб.м;
Tn
удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 40/f кБк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/куб.м;
удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, - 27/f, кБк/кг.
При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.
32. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях по пункту 30.
Раздел IV
ТРЕБОВАНИЯ К ОГРАНИЧЕНИЮ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ
Глава 7. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ
33. Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия всех основных видов облучения (см. пункт 4). Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.
34. В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.
Глава 8. ОГРАНИЧЕНИЕ ТЕХНОГЕННОГО ОБЛУЧЕНИЯ
В НОРМАЛЬНЫХ УСЛОВИЯХ
35. Годовая доза облучения населения не должна превышать основных пределов доз (см. приложение 1). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.
36. Для ограничения облучения населения отдельными техногенными источниками излучений республиканским органом санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь для них устанавливаются квоты (доли) предела годовой дозы, но так, чтобы сумма квот не превышала пределов доз, указанных в приложении 1.
37. Облучение населения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечения сохранности источников излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.
38. На основании значений ПГП радионуклидов через органы пищеварения, соответствующих пределу дозы 1 мЗв за год и квот от этого предела, может быть рассчитана для конкретных условий допустимая удельная активность основных пищевых продуктов с учетом их распределения по компонентам рациона и в питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклида через органы дыхания и внешнего облучения. Значения ПГП радионуклидов для населения через органы дыхания и пищеварения, а также соответствующие им значения ДОА и УВ приведены в приложении 3.
Глава 9. ОГРАНИЧЕНИЕ ПРИРОДНОГО ОБЛУЧЕНИЯ
39. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения отдельными природными источниками излучения.
40. При проектировании новых зданий жилищного и общественного
назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая
эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов
радона и торона в воздухе помещений ЭРОA + 4,6ЭРОA не превышала
Rn Tn
100 Бк/куб.м, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не
превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2
мкЗв/ч.
41. В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/куб.м. При более высоких значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
42. Эффективная удельная активность (А ) природных
эф
радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок,
бутовый и пиленый камень, цементное и кирпичное сырье и пр.),
добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом
промышленности, а также отходы промышленного производства,
используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и
пр.), не должна превышать:
для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых
жилых и общественных зданиях (I класс),
А = A + 1,3A + 0,09A <= 370 Бк/кг,
эф Ra Th K
226 232
где A и A - удельные активности Ra и Th, находящихся
Ra Th
в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов; A -
K
40
удельная активность К (Бк/кг);
для материалов, используемых в дорожном строительстве в
пределах территории населенных пунктов и зон перспективной
застройки, а также при возведении производственных сооружений (II
класс),
А <= 740 Бк/кг;
эф
для материалов, используемых в дорожном строительстве вне
населенных пунктов (III класс),
А <= 1350 Бк/кг.
эф
При 1350 Бк/кг < А < 4000 Бк/кг (IV класс) вопрос об
эф
использовании материалов решается в каждом случае отдельно по
согласованию с республиканским органом санитарно-эпидемиологической
службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь. При А >
эф
4000 Бк/кг материалы не должны использоваться в строительстве.
43. При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв за год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности. Этому значению дозы при потреблении воды 2 л в сутки соответствуют средние значения удельной активности за год (уровни вмешательства - УВ), приведенные в приложении 3. При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов должно выполняться условие
SUM(A / УВ ) <= 1,
i i i
где А - удельная активность i-го радионуклида в воде; УВ -
i i
соответствующий уровень вмешательства.
При невыполнении указанного условия защитные действия должны
осуществляться с учетом принципа оптимизации.
Предварительная оценка допустимости использования воды для
питьевых целей может быть дана по удельным суммарным альфа(A )- и
a
бета(A )-активностям, которые не должны превышать 0,1 Бк/кг и 1,0
в
Бк/кг соответственно.
--------------------------------
а - греческая буква "альфа"
в - греческая буква "бета"
3 14 131 210 228
При возможном присутствии в воде H, C, I, Pb, Ra и
232
Th определение удельной активности этих радионуклидов в воде
является обязательным.
222
Уровень вмешательства для Rn в питьевой воде составляет 60
Бк/кг <*>.
-------------------------------
<*> Критическим путем облучения людей за счет радона, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона.
Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.
44. Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должна превышать
A + 1,5A <= 4,0 кБк/кг,
u Th
где A и A - удельные активности урана-238 (радия-226) и
u Th
тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с
остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно.
Глава 10. ОГРАНИЧЕНИЕ МЕДИЦИНСКОГО ОБЛУЧЕНИЯ
45. Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой и полезной диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз, но используются принципы обоснования назначения радиологических медицинских процедур и оптимизации мер защиты пациентов.
С целью снижения уровней облучения пациентов Министерством здравоохранения устанавливаются контрольные уровни медицинского облучения при рентгенологической и радионуклидной диагностике.
46. При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна превышать 1 мЗв.
Установленный норматив годового профилактического облучения может быть превышен лишь в условиях неблагоприятной эпидемиологической обстановки, требующей проведения дополнительных исследований или вынужденного использования методов с большим дозообразованием. Такое решение о временном вынужденном превышении этого норматива профилактического облучения принимается Министерством здравоохранения Республики Беларусь.
47. Проведение научных исследований на людях с источниками излучения должно осуществляться по решению Министерства здравоохранения Республики Беларусь. При этом требуется обязательное письменное согласие испытуемого и предоставление ему информации о возможных последствиях облучения.
48. Лица (не являющиеся работниками рентгенорадиологического отделения), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год.
49. Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 1 м от пациента, которому с терапевтической целью введены радиофармацевтические препараты, не должна превышать при выходе из радиологического отделения 3 мкЗв/ч.
50. При использовании источников излучения в медицинских целях контроль доз облучения пациентов является обязательным.
Раздел V
ТРЕБОВАНИЯ ПО ОГРАНИЧЕНИЮ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ
В УСЛОВИЯХ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ
Глава 11. ТРЕБОВАНИЯ ПО ОГРАНИЧЕНИЮ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ
В УСЛОВИЯХ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ
51. В случае возникновения аварии должны быть приняты практические меры для восстановления контроля над источником излучения и сведения к минимуму доз облучения, количества облученных лиц, радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.
52. При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничение облучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, как правило, к окружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия могут приводить к нарушению нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории, т.е. являются вмешательством, влекущим за собой не только экономический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровье населения, психологическое воздействие на население и неблагоприятное изменение состояния экосистем. Поэтому при принятии решений о характере вмешательства (защитных мероприятий) следует руководствоваться следующими принципами:
предлагаемое вмешательство должно принести обществу и прежде всего облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость (принцип обоснования вмешательства);
форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения дозы, т.е. польза от снижения радиационного ущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).
Если предполагаемая поглощенная доза облучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны клинически определяемые детерминированные эффекты (см. приложение 4), необходимо срочное вмешательство (меры защиты).
53. При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в приложении 5. Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.
54. Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для начала временного отселения - 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения - 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будет находиться выше указанных уровней в течение года, следует решать вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.
55. При проведении вмешательств пределы доз (см. приложение 1) не применяются. Исходя из указанных принципов (см. пункт 52), при планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии органами санитарно-эпидемиологической службы устанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно к конкретному радиационному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.
56. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе изложенных в пунктах 51, 52, 54 принципов и подходов.
57. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в приложениях 6, 7, 8.
Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит уровень А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории.
Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.
Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.
Для защиты организма человека от накопления радиоактивных изотопов йода применяются лекарственные средства, содержащие стабильный йод, согласно приложению 6-1.
(часть пятая п. 57 введена постановлением Минздрава от 29.12.2007 N 195)
58. На поздней стадии радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом складывающейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий. При этом вмешательство обосновывается величиной годовой эффективной дозы (ГЭД), которая может быть получена жителями в отсутствие мер радиационной защиты. Под ГЭД здесь понимается эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта за текущий год, обусловленная искусственными радионуклидами, поступившими в окружающую среду в результате радиационной аварии.
59. При обнаружении локальных радиоактивных загрязнений в любом случае должна быть осуществлена оценка величины годовой эффективной дозы и величины дозы, ожидаемой за 70 лет.
Критерием вмешательства для локальных радиоактивных загрязнений является величина годовой эффективной дозы, равная 0,3 мЗв в год. Это такой уровень радиационного воздействия, при превышении которого требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Масштабы и характер мероприятий определяются с учетом интенсивности радиационного воздействия на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.
Решение о необходимости, а также о характере, объеме и очередности защитных мероприятий принимается с учетом следующих основных условий:
местонахождения загрязненных участков (жилая зона: дворовые участки, дороги и подъездные пути, жилые здания, сельскохозяйственные угодья, садовые и приусадебные участки и пр., промышленная зона: территория предприятия, здания промышленного и административного назначения, места для сбора отходов и пр.);
площади загрязненных участков;
возможного проведения на участке загрязнения работ, действий (процессов), которые могут привести к увеличению уровней радиационного воздействия на население;
мощности дозы гамма-излучения, обусловленной радиоактивным загрязнением;
изменения мощности дозы гамма-излучения на различной глубине от поверхности почвы (при загрязнении территории).
60. Критерии принятия решений и производные уровни для ограничительных мер при авариях с диспергированием преимущественно урана, плутония, других трансурановых элементов устанавливаются специальным нормативным документом.
Раздел VI
ТРЕБОВАНИЯ К КОНТРОЛЮ ЗА ВЫПОЛНЕНИЕМ НОРМ
Глава 12. ТРЕБОВАНИЯ К КОНТРОЛЮ ЗА ВЫПОЛНЕНИЕМ НОРМ
61. Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектирования радиационно-опасных объектов. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения, кроме приведенных в пункте 5 Норм.
62. Радиационному контролю подлежат:
радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;
радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;
радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения;
уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм.
63. Основными контролируемыми параметрами являются:
годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. приложение 1);
поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления;
объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и др.;
радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;
доза и мощность дозы внешнего излучения;
плотность потока частиц и фотонов.
Переход от измеряемых величин внешнего излучения к нормируемым определяется специальными методическими указаниями.
64. С целью оперативного контроля для всех контролируемых параметров по пункту 73 устанавливаются контрольные уровни. Значение этих уровней устанавливается таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.
При этом учитывается облучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровень защищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для выяснения причин этого превышения.
65. Государственный надзор за выполнением Норм радиационной безопасности осуществляют органы санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь и другие уполномоченные органы в установленном порядке.
66. Контроль за соблюдением Норм в организациях, независимо от форм собственности, возлагается на администрацию этой организации. Контроль за облучением населения возлагается на местные исполнительные и распорядительные органы.
При возникновении радиационной аварии:
контроль за ее развитием, защитой персонала в организации и аварийных бригад осуществляется администрацией этой организации;
контроль за облучением населения осуществляется местными органами власти и государственного надзора за радиационной безопасностью.
Контроль за медицинским облучением пациентов возлагается на администрацию органов и учреждений здравоохранения.
Раздел VII
ЗНАЧЕНИЯ ДОПУСТИМЫХ УРОВНЕЙ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ
Глава 13. ЗНАЧЕНИЯ ДОПУСТИМЫХ УРОВНЕЙ
РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ
67. Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года величина дозы равнялась величине соответствующего годового предела (усредненного за пять лет), указанного в приложении 1.
-12
В приложениях запись вида 1,6 - 12 означает 1,6 х 10 , а
+12
1,6 + 12 - 1,6 х 10 .
68. Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:
объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
временем облучения t в течение календарного года;
массой питьевой воды М, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.
Для персонала установлены следующие значения стандартных
3
параметров: V = 2,4 х 10 куб.м в год; t = 1700 ч в год;
перс перс
M = 0.
перс
Для населения установлены следующие значения стандартных
параметров: t = 8800 ч в год; M = 730 кг в год для взрослых.
нас нас
Годовой объем вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от
возраста и приведен в приложении 9.
69. Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:
тип М (медленнорастворимые соединения) - при растворении в
легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента
активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001
-1
сут ;
тип П (соединения, растворимые с промежуточной скоростью) - при
растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная
-1
активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут ;
тип Б (быстрорастворимые соединения) - при растворении в легких
веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида
-1
поступает в кровь со скоростью 100 сут .
Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы Г (Г1 - Г3) газов и паров соединений некоторых элементов.
Распределение соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в приложении 10.
70. Приведенные в приложениях 2 и 3 значения дозовых
коэффициентов, а также величин ПГП , ПГП , ДОА и ДОА для
перс нас перс нас
воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным
распределением частиц по активности при медианном по активности
аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом
отклонении, равном 2,5 <*>.
-------------------------------
<*> В расчетах использована модель органов дыхания, рекомендованная публикацией 66 МКРЗ.
71. В приложении 2 для персонала для случая поступления
радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового
коэффициента, допустимого годового поступления ПГП , допустимой
перс
среднегодовой объемной активности ДОА . В приложение 2 не входят
перс
инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего
облучения, а также изотопы радона с продуктами их распада (см.
87 115 144 147
разделы III и IV). Природные радионуклиды Rb, In, Nd, Sm
187
и Re не включены в таблицу, поскольку они нормируются по их
химической токсичности. Из-за химической токсичности урана
поступление через органы дыхания его соединений типа Б или П не
должно превышать 2,5 мг в сутки и 500 мг в год.
Если химическая форма соединения данного радионуклида
неизвестна, то следует использовать данные из приложения 2 для
соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и
соответственно наименьшими значениями ПГП и ДОА .
перс перс
72. В приложении 3 для населения приведены:
а) для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом -
критическая возрастная группа, а также значения дозового
коэффициента и предела годового поступления ПГП для этой же
нас
возрастной группы и типа соединений, для которых допустимая
среднегодовая объемная активность ДОА оказалась наименьшей;
нас
б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей -
критическая возрастная группа <*>, значения дозового коэффициента и
предела годового поступления ПГП для этой же группы, где ПГП
нас нас
наименьшее, а также уровень вмешательства по среднегодовой удельной
активности в питьевой воде УВ , рассчитанный согласно пункту 43.
нас
УВ в пищевых продуктах не приводятся и должны определяться по
специальным методическим указаниям с учетом местных особенностей
внутреннего и внешнего облучения населения (см. пункт 38) и с
обеспечением непревышения основных пределов доз (приложение 1) в
нормальных условиях и критериев приложений 7 и 8 при аварийном
облучении.
-------------------------------
<*> Поступление радионуклидов с пищей не рассматривается у детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются преимущественно грудным молоком.
73. В приложениях 11 - 17 приведены числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала моноэнергетическими электронами (приложения 11, 12), бета-частицами (приложение 13), моноэнергетическими фотонами (приложения 14 - 16) и моноэнергетическими нейтронами (приложение 17). Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2"п" или 4"п") поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (переднезадняя геометрия).
--------------------------------
"п" - греческая буква "пи"
74. В приложении 18 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты персонала. Для кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
Уровни общего радиоактивного загрязнения кожи определены с учетом проникновения доли радионуклида в кожу и в организм. Расчет произведен в предположении, что общая площадь загрязнения не должна превосходить 300 кв.см.
75. Минимально значимые удельная активность (МЗУА) и активность в помещении или на рабочем месте (МЗА) приведены в приложении 19.
Приложение 1
к ГН 2.6.1.8-127-2000
Нормы радиационной
безопасности (НРБ-2000)
25.01.2000 N 5
ОСНОВНЫЕ ПРЕДЕЛЫ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ
------------------+------------------------------------------------¬
¦ Нормируемые ¦ Пределы доз, мЗв ¦
¦ величины <*> +-----------------------+------------------------+
¦ ¦ Персонал ¦ Население ¦
+-----------------+-----------------------+------------------------+
¦Эффективная доза ¦20 мЗв в год в среднем ¦ 1 мЗв в год в среднем ¦
¦ ¦за любые ¦ за любые ¦
¦ ¦последовательные 5 лет,¦ последовательные 5 лет,¦
¦ ¦но не более 50 мЗв в ¦ но не более 5 мЗв в год¦
¦ ¦год ¦ ¦
+-----------------+-----------------------+------------------------+
¦Эквивалентная ¦ ¦ ¦
¦доза за год: ¦ ¦ ¦
+-----------------+-----------------------+------------------------+
¦в хрусталике ¦ ¦ ¦
¦глаза <**> ¦ 150 ¦ 15 ¦
+-----------------+-----------------------+------------------------+
¦коже <***> ¦ 500 ¦ 50 ¦
+-----------------+-----------------------+------------------------+
¦кистях и стопах ¦ 500 ¦ 50 ¦
¦-----------------+-----------------------+-------------------------
-------------------------------
<*> Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.
<**> Относится к дозе на глубине 300 мг/кв.см.
<***> Относится к среднему по площади в 1 кв.см значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/кв.см под покровным слоем толщиной 5 мг/кв.см. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/кв.см. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 кв.см площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.
Приложение 2
к ГН 2.6.1.8-127-2000
Нормы радиационной
безопасности (НРБ-2000)
25.01.2000 N 5
ЗНАЧЕНИЯ ДОЗОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ, ПРЕДЕЛОВ ГОДОВОГО
ПОСТУПЛЕНИЯ С ВОЗДУХОМ И ДОПУСТИМОЙ СРЕДНЕГОДОВОЙ
ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ В ВОЗДУХЕ ОТДЕЛЬНЫХ
РАДИОНУКЛИДОВ ДЛЯ ПЕРСОНАЛА
------------+------------+--------+-------+------------+-----------¬
¦Радионуклид¦Период ¦Тип ¦Дозовый¦Предел ¦Допустимая ¦
¦ ¦полураспада ¦соеди- ¦коэффи-¦годового ¦средне- ¦
¦ ¦ ¦нения ¦циент, ¦поступле- ¦годовая ¦
¦ ¦ ¦при ¦ возд ¦ния ПГП ,¦объемная ¦
¦ ¦ ¦инга- ¦е , ¦ перс ¦активность ¦
¦ ¦ ¦ляции ¦ перс ¦Бк в год ¦ДОА , ¦
¦ ¦ ¦<1> ¦Зв/Бк ¦ ¦ перс ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦Бк/куб.м ¦
+-----------+------------+--------+-------+------------+-----------+
¦ е - греческая буква "эпсилон" ¦
+-----------+------------+--------+-------+------------+-----------+
¦H-3 ¦ 12,3 г. ¦ Г1 ¦1,8-11 ¦ 1,1+9 ¦ 4,4+5 ¦
¦ ¦ ¦ Г2 ¦1,8-15 ¦ 1,1+13 ¦ 4,4+9 ¦
¦ ¦ ¦ Г3 ¦1,8-13 ¦ 1,1+11 ¦ 4,4+7 ¦
¦Be-7 ¦ 53,3 сут ¦ П ¦4,8-11 ¦ 4,2+8 ¦ 1,7+5 ¦
¦ ¦ ¦ М ¦5,2-11 ¦ 3,8+8 ¦ 1,5+5 ¦
¦Be-10 ¦ 1,60+6 лет ¦ П ¦9,1-9 ¦ 2,2+6 ¦ 8,8+2 ¦
¦ ¦ ¦ М ¦3,2-8 ¦ 6,3+5 ¦ 2,5+2 ¦
¦C-11 ¦ 0,340 ч ¦ Г1 ¦3,2-12 ¦ 6,2+9 ¦ 2,5+6 ¦
¦ ¦ ¦ Г2 ¦2,2-12 ¦ 9,1+9 ¦ 3,6+6 ¦
¦ ¦ ¦ Г3 ¦1,2-12 ¦ 1,7+10 ¦ 6,7+6 ¦
¦C-14 ¦ 5,73+3 лет ¦ Г1 ¦5,8-10 ¦ 3,4+7 ¦ 1,4+4 ¦
¦ ¦ ¦ Г2 ¦6,2-12 ¦ 3,2+9 ¦ 1,3+6 ¦
¦ ¦ ¦ Г3 ¦8,0-13 ¦ 2,5+10 ¦ 1,0+7 ¦
¦F-18 ¦ 1,83 ч ¦ Б ¦3,0-11 ¦ 6,7+8 ¦ 2,7+5 ¦
¦ ¦ ¦ П ¦5,7-11 ¦ 3,5+8 ¦ 1,4+5 ¦
¦ ¦ ¦ М ¦6,0-11 ¦ 3,3+8 ¦ 1,3+5 ¦
¦Na-22 ¦ 2,60 г. ¦ Б ¦1,3-9 ¦ 1,5+7 ¦ 6,2+3 ¦
¦Na-24 ¦ 15,0 ч ¦ Б ¦2,9-10 ¦ 6,9+7 ¦ 2,8+4 ¦
¦Mg-28 ¦ 20,9 ч ¦ Б ¦6,4-10 ¦ 3,1+7 ¦ 1,3+4 ¦
¦ ¦ ¦ П ¦1,2-9 ¦ 1,7+7 ¦ 6,7+3 ¦
¦Al-26 ¦ 7,16+5 лет ¦ Б ¦1,1-8 ¦ 1,8+6 ¦ 7,3+2 ¦
¦ ¦ ¦ П ¦1,8-8 ¦ 1,1+6 ¦ 4,4+2 ¦
Страницы: | Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 | Стр.9 | Стр.10 |
| 
