|
|
|
|
Навигация
Новые документы
Реклама
Ресурсы в тему
|
Постановление Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 25.01.2000 № 5 "О введении в действие гигиенических нормативов"Документ утратил силу
< Главная страница 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. Главный государственный санитарный врач Республики Беларусь В.П.Филонов УТВЕРЖДЕНО
Постановление
Главного государственного
санитарного врача
Республики Беларусь
25.01.2000 N 5
Раздел I ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯГлава 1. ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ1. 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 m
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 т
t
0
Е(г) = SUM W х H (г),
т т
т
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 ПРИМЕНЕНИЯ2. 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 ПОЛОЖЕНИЯ6. 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: 8
r = интеграл p (Е) x r x EdE;
i,c i Е
0
8 - в данном случае соответствует знаку бесконечности. N
R = SUM r ,
i,c
i=1
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 О + r х О ) х с <= V - Y - P,
i,c с i,д д т
i=1
_
где О - среднее сокращение длительности периода полноценной
c
жизни в результате возникновения стохастических эффектов, равное 15
лет;
_
О - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни
д
в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных
эффектов, равное 45 лет;
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 УСЛОВИЯХГлава 4. НОРМАЛЬНЫЕ УСЛОВИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИСТОЧНИКОВ ИЗЛУЧЕНИЯ17. 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 ОБЛУЧЕНИЕ26. 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 УСЛОВИЯХГлава 6. ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ОТ ПРИРОДНОГО ОБЛУЧЕНИЯ В ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ УСЛОВИЯХ30. 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 НАСЕЛЕНИЯГлава 7. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ33. 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 УСЛОВИЯХ35. 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 ОБЛУЧЕНИЯ39. 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(Aa)- и
бета(Aв)-активностям, которые не должны превышать 0,1 Бк/кг и 1,0
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 <а>.
Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы. ------------------------------- <а> Критическим путем облучения людей за счет радона, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона. 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 ОБЛУЧЕНИЯ45. 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 АВАРИИГлава 11. ТРЕБОВАНИЯ ПО ОГРАНИЧЕНИЮ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ В УСЛОВИЯХ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ51. 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. 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 НОРМГлава 12. ТРЕБОВАНИЯ К КОНТРОЛЮ ЗА ВЫПОЛНЕНИЕМ НОРМ61. 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 ВОЗДЕЙСТВИЯГлава 13. ЗНАЧЕНИЯ ДОПУСТИМЫХ УРОВНЕЙ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ67. 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 <а>.
------------------------------- <а> 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 <а>, 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.
------------------------------- <а> 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 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 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 ¦ ¦Si-31 ¦ 2,62 ч ¦ Б ¦2,9-11 ¦ 6,9+8 ¦ 2,8+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦7,5-11 ¦ 2,7+8 ¦ 1,1+5 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦8,0-11 ¦ 2,5+8 ¦ 1,0+5 ¦ ¦Si-32 ¦ 4,50+2 лет ¦ Б ¦3,2-9 ¦ 6,3+6 ¦ 2,5+3 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,5-8 ¦ 1,3+6 ¦ 5,3+2 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦1,1-7 ¦ 1,8+5 ¦ 7,3+1 ¦ ¦P-32 ¦ 14,3 сут ¦ Б ¦8,0-10 ¦ 2,5+7 ¦ 1,0+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦3,2-9 ¦ 6,3+6 ¦ 2,5+3 ¦ ¦P-33 ¦ 25,4 сут ¦ Б ¦9,6-11 ¦ 2,1+8 ¦ 8,3+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,4-9 ¦ 1,4+7 ¦ 5,7+3 ¦ ¦S-35 ¦ 87,4 сут ¦ Б ¦5,3-11 ¦ 3,8+8 ¦ 1,5+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,3-9 ¦ 1,5+7 ¦ 6,2+3 ¦ ¦ ¦ ¦ Г1 ¦7,0-10 ¦ 2,9+7 ¦ 1,1+4 ¦ ¦ ¦ ¦ Г2 ¦1,1-10 ¦ 1,8+8 ¦ 7,3+4 ¦ ¦Cl-36 ¦ 3,1+5 лет ¦ Б ¦3,4-10 ¦ 5,9+7 ¦ 2,4+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦6,9-9 ¦ 2,9+6 ¦ 1,2+3 ¦ ¦Cl-38 ¦ 0,620 ч ¦ Б ¦2,7-11 ¦ 7,4+8 ¦ 3,0+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦4,7-11 ¦ 4,3+8 ¦ 1,7+5 ¦ ¦Cl-39 ¦ 0,927 ч ¦ Б ¦2,7-11 ¦ 7,4+8 ¦ 3,0+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦4,8-11 ¦ 4,2+8 ¦ 1,7+5 ¦ ¦K-40 <2> ¦ 1,28+9 лет ¦ Б ¦2,1-9 ¦ 9,5+6 ¦ 3,8+3 ¦ ¦K-42 ¦ 12,4 ч ¦ Б ¦1,3-10 ¦ 1,5+8 ¦ 6,2+4 ¦ ¦K-43 ¦ 22,6 ч ¦ Б ¦1,5-10 ¦ 1,3+8 ¦ 5,3+4 ¦ ¦K-44 ¦ 0,369 ч ¦ Б ¦2,1-11 ¦ 9,5+8 ¦ 3,8+5 ¦ ¦K-45 ¦ 0,333 ч ¦ Б ¦1,6-11 ¦ 1,3+9 ¦ 5,0+5 ¦ ¦Ca-41 ¦ 1,40+5 лет ¦ П ¦1,7-10 ¦ 1,2+8 ¦ 4,7+4 ¦ ¦Ca-45 ¦ 163 сут ¦ П ¦2,7-9 ¦ 7,4+6 ¦ 3,0+3 ¦ ¦Ca-47 ¦ 4,53 сут ¦ П ¦1,8-9 ¦ 1,1+7 ¦ 4,4+3 ¦ ¦Sc-43 ¦ 3,89 ч ¦ М ¦1,2-10 ¦ 1,7+8 ¦ 6,7+4 ¦ ¦Sc-44 ¦ 3,93 ч ¦ М ¦1,9-10 ¦ 1,1+8 ¦ 4,2+4 ¦ ¦Sc-44m ¦ 2,44 сут ¦ М ¦1,5-9 ¦ 1,3+7 ¦ 5,3+3 ¦ ¦Sc-46 ¦ 83,8 сут ¦ М ¦6,4-9 ¦ 3,1+6 ¦ 1,3+3 ¦ ¦Sc-47 ¦ 3,35 сут ¦ М ¦7,0-10 ¦ 2,9+7 ¦ 1,1+4 ¦ ¦Sc-48 ¦ 1,82 сут ¦ М ¦1,1-9 ¦ 1,8+7 ¦ 7,3+3 ¦ ¦Sc-49 ¦ 0,956 ч ¦ М ¦4,1-11 ¦ 4,9+8 ¦ 2,0+5 ¦ ¦Ti-44 ¦ 47,3 г. ¦ Б ¦6,1-8 ¦ 3,3+5 ¦ 1,3+2 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦4,0-8 ¦ 5,0+5 ¦ 2,0+2 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦1,2-7 ¦ 1,7+5 ¦ 6,7+1 ¦ ¦Ti-45 ¦ 3,08 ч ¦ Б ¦4,6-11 ¦ 4,3+8 ¦ 1,7+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦9,1-11 ¦ 2,2+8 ¦ 8,8+4 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦9,6-11 ¦ 2,1+8 ¦ 8,3+4 ¦ ¦V-47 ¦ 0,543 ч ¦ Б ¦1,9-11 ¦ 1,1+9 ¦ 4,2+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦3,1-11 ¦ 6,5+8 ¦ 2,6+5 ¦ ¦V-48 ¦ 16,2 сут ¦ Б ¦1,1-9 ¦ 1,8+7 ¦ 7,3+3 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦2,3-9 ¦ 8,7+6 ¦ 3,5+3 ¦ ¦V-49 ¦ 330 сут ¦ Б ¦2,1-11 ¦ 9,5+8 ¦ 3,8+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦3,2-11 ¦ 6,3+8 ¦ 2,5+5 ¦ ¦Cr-48 ¦ 23 ч ¦ Б ¦1,0-10 ¦ 2,0+8 ¦ 8,0+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦2,0-10 ¦ 1,0+8 ¦ 4,0+4 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦2,2-10 ¦ 9,1+7 ¦ 3,6+4 ¦ ¦Cr-49 ¦ 0,702 ч ¦ Б ¦2,0-11 ¦ 1,0+9 ¦ 4,0+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦3,5-11 ¦ 5,7+8 ¦ 2,3+5 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦3,7-11 ¦ 5,4+8 ¦ 2,2+5 ¦ ¦Cr-51 ¦ 27,7 сут ¦ Б ¦2,1-11 ¦ 9,5+8 ¦ 3,8+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦3,1-11 ¦ 6,5+8 ¦ 2,6+5 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦3,6-11 ¦ 5,6+8 ¦ 2,2+5 ¦ ¦Mn-51 ¦ 0,770 ч ¦ Б ¦2,4-11 ¦ 8,3+8 ¦ 3,3+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦4,3-11 ¦ 4,7+8 ¦ 1,9+5 ¦ ¦Mn-52 ¦ 5,59 сут ¦ Б ¦9,9-10 ¦ 2,0+7 ¦ 8,1+3 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,4-9 ¦ 1,4+7 ¦ 5,7+3 ¦ ¦Mn-52m ¦ 0,352 ч ¦ Б ¦2,0-11 ¦ 1,0+9 ¦ 4,0+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦3,0-11 ¦ 6,7+8 ¦ 2,7+5 ¦ ¦Mn-53 ¦ 3,70+6 лет ¦ Б ¦2,9-11 ¦ 6,9+8 ¦ 2,8+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦5,2-11 ¦ 3,8+8 ¦ 1,5+5 ¦ ¦Mn-54 ¦ 312 сут ¦ Б ¦8,7-10 ¦ 2,3+7 ¦ 9,2+3 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,5-9 ¦ 1,3+7 ¦ 5,3+3 ¦ ¦Mn-56 ¦ 2,58 ч ¦ Б ¦6,9-11 ¦ 2,9+8 ¦ 1,2+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,3-10 ¦ 1,5+8 ¦ 6,2+4 ¦ ¦Fe-52 ¦ 8,28 ч ¦ Б ¦4,1-10 ¦ 4,9+7 ¦ 2,0+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦6,3-10 ¦ 3,2+7 ¦ 1,3+4 ¦ ¦Fe-55 ¦ 2,70 г. ¦ Б ¦7,7-10 ¦ 2,6+7 ¦ 1,0+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦3,7-10 ¦ 5,4+7 ¦ 2,2+4 ¦ ¦Fe-59 ¦ 44,5 сут ¦ Б ¦2,2-9 ¦ 9,1+6 ¦ 3,6+3 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦3,5-9 ¦ 5,7+6 ¦ 2,3+3 ¦ ¦Fe-60 ¦ 1,00+5 лет ¦ Б ¦2,8-7 ¦ 7,1+4 ¦ 2,9+1 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,3-7 ¦ 1,5+5 ¦ 6,2+1 ¦ ¦Co-55 ¦ 17,5 ч ¦ П ¦5,1-10 ¦ 3,9+7 ¦ 1,6+4 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦5,5-10 ¦ 3,6+7 ¦ 1,5+4 ¦ ¦Co-56 ¦ 78,7 сут ¦ П ¦4,6-9 ¦ 4,3+6 ¦ 1,7+3 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦6,3-9 ¦ 3,2+6 ¦ 1,3+3 ¦ ¦Co-57 ¦ 271 сут ¦ П ¦5,2-10 ¦ 3,8+7 ¦ 1,5+4 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦9,4-10 ¦ 2,1+7 ¦ 8,5+3 ¦ ¦Co-58 ¦ 70,8 сут ¦ П ¦1,5-9 ¦ 1,3+7 ¦ 5,3+3 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦2,0-9 ¦ 1,0+7 ¦ 4,0+3 ¦ ¦Co-58m ¦ 9,15 ч ¦ П ¦1,3-11 ¦ 1,5+9 ¦ 6,2+5 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦1,6-11 ¦ 1,3+9 ¦ 5,0+5 ¦ ¦Co-60 ¦ 5,27 г. ¦ П ¦9,6-9 ¦ 2,1+6 ¦ 8,3+2 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦2,9-8 ¦ 6,9+5 ¦ 2,8+2 ¦ ¦Co-60m ¦ 0,174 ч ¦ П ¦1,1-12 ¦ 1,8+10 ¦ 7,3+6 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦1,3-12 ¦ 1,5+10 ¦ 6,2+6 ¦ ¦Co-61 ¦ 1,65 ч ¦ П ¦4,8-11 ¦ 4,2+8 ¦ 1,7+5 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦5,1-11 ¦ 3,9+8 ¦ 1,6+5 ¦ ¦Co-62m ¦ 0,232 ч ¦ П ¦2,1-11 ¦ 9,5+8 ¦ 3,8+5 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦2,2-11 ¦ 9,1+8 ¦ 3,6+5 ¦ ¦Ni-56 ¦ 6,10 сут ¦ Б ¦5,1-10 ¦ 3,9+7 ¦ 1,6+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦8,6-10 ¦ 2,3+7 ¦ 9,3+3 ¦ ¦ ¦ ¦ Г ¦1,2-9 ¦ 1,7+7 ¦ 6,7+3 ¦ ¦Ni-57 ¦ 1,50 сут ¦ Б ¦2,8-10 ¦ 7,1+7 ¦ 2,9+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦5,1-10 ¦ 3,9+7 ¦ 1,6+4 ¦ ¦ ¦ ¦ Г ¦5,6-10 ¦ 3,6+7 ¦ 1,4+4 ¦ ¦Ni-59 ¦ 7,50+4 лет ¦ Б ¦1,8-10 ¦ 1,1+8 ¦ 4,4+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,3-10 ¦ 1,5+8 ¦ 6,2+4 ¦ ¦ ¦ ¦ Г ¦8,3-10 ¦ 2,4+7 ¦ 9,6+3 ¦ ¦Ni-63 ¦ 96 лет ¦ Б ¦4,4-10 ¦ 4,5+7 ¦ 1,8+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦4,4-10 ¦ 4,5+7 ¦ 1,8+4 ¦ ¦ ¦ ¦ Г ¦2,0-9 ¦ 1,0+7 ¦ 4,0+3 ¦ ¦Ni-65 ¦ 2,52 ч ¦ Б ¦4,4-11 ¦ 4,5+8 ¦ 1,8+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦8,7-11 ¦ 2,3+8 ¦ 9,2+4 ¦ ¦ ¦ ¦ Г ¦3,6-10 ¦ 5,6+7 ¦ 2,2+4 ¦ ¦Ni-66 ¦ 2,27 сут ¦ Б ¦4,5-10 ¦ 4,4+7 ¦ 1,8+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,6-9 ¦ 1,3+7 ¦ 5,0+3 ¦ ¦ ¦ ¦ Г ¦1,6-9 ¦ 1,3+7 ¦ 5,0+3 ¦ ¦Cu-60 ¦ 0,387 ч ¦ Б ¦2,4-11 ¦ 8,3+8 ¦ 3,3+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦3,5-11 ¦ 5,7+8 ¦ 2,3+5 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦3,6-11 ¦ 5,6+8 ¦ 2,2+5 ¦ ¦Cu-61 ¦ 3,41 ч ¦ Б ¦4,0-11 ¦ 5,0+8 ¦ 2,0+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦7,6-11 ¦ 2,6+8 ¦ 1,1+5 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦8,0-11 ¦ 2,5+8 ¦ 1,0+5 ¦ ¦Cu-64 ¦ 12,7 ч ¦ Б ¦3,8-11 ¦ 5,3+8 ¦ 2,1+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,1-10 ¦ 1,8+8 ¦ 7,3+4 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦1,2-10 ¦ 1,7+8 ¦ 6,7+4 ¦ ¦Cu-67 ¦ 2,58 сут ¦ Б ¦1,1-10 ¦ 1,8+8 ¦ 7,3+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦5,2-10 ¦ 3,8+7 ¦ 1,5+4 ¦ ¦ ¦ ¦ М ¦5,8-10 ¦ 3,4+7 ¦ 1,4+4 ¦ ¦Zn-62 ¦ 9,26 ч ¦ М ¦4,7-10 ¦ 4,3+7 ¦ 1,7+4 ¦ ¦Zn-63 ¦ 0,635 ч ¦ М ¦3,8-11 ¦ 5,3+8 ¦ 2,1+5 ¦ ¦Zn-65 ¦ 244 сут ¦ М ¦2,9-9 ¦ 6,9+6 ¦ 2,8+3 ¦ ¦Zn-69 ¦ 0,950 ч ¦ М ¦2,8-11 ¦ 7,1+8 ¦ 2,9+5 ¦ ¦Zn-69m ¦ 13,8 ч ¦ М ¦2,6-10 ¦ 7,7+7 ¦ 3,1+4 ¦ ¦Zn-71m ¦ 3,92 ч ¦ М ¦1,6-10 ¦ 1,3+8 ¦ 5,0+4 ¦ ¦Zn-72 ¦ 1,94 сут ¦ М ¦1,2-9 ¦ 1,7+7 ¦ 6,7+3 ¦ ¦Ga-65 ¦ 0,253 ч ¦ Б ¦1,2-11 ¦ 1,7+9 ¦ 6,7+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦1,8-11 ¦ 1,1+9 ¦ 4,4+5 ¦ ¦Ga-66 ¦ 9,40 ч ¦ Б ¦2,7-10 ¦ 7,4+7 ¦ 3,0+4 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦4,6-10 ¦ 4,3+7 ¦ 1,7+4 ¦ ¦Ga-67 ¦ 3,26 сут ¦ Б ¦6,8-11 ¦ 2,9+8 ¦ 1,2+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦2,3-10 ¦ 8,7+7 ¦ 3,5+4 ¦ ¦Ga-68 ¦ 1,13 ч ¦ Б ¦2,8-11 ¦ 7,1+8 ¦ 2,9+5 ¦ ¦ ¦ ¦ П ¦5,1-11 ¦ 3,9+8 ¦ 1,6+5 ¦ ¦Ga-70 ¦ 0,353 ч ¦ Б ¦9,3-12 ¦ 2,2+9 ¦ 8,6+5 ¦ Страницы документа: |
Новости законодательства
Новости Спецпроекта "Тюрьма"
Новости сайта
Новости Беларуси
Полезные ресурсы
Счетчики
|
