Правовая библиотека


Постановление Госкомсанэпиднадзора РФ от 19.04.1996 N 7 "Об утверждении и введении в действие Норм радиационной безопасности - НРБ-96"

Архив

Статус документа: утратил силу

Страница: 1 из 11





На основании Закона РСФСР "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 19 апреля 1991 года и "Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании", утвержденного Постановлением Правительства Российской Федерации от 5 июня 1994 г. N 625, Госкомсанэпиднадзор России постановляет:

1. Утвердить Нормы радиационной безопасности НРБ-96.

2. Ввести в действие Нормы радиационной безопасности НРБ-96 с момента их официального опубликования.

3. Для вновь строящихся, проектируемых и реконструируемых предприятий (объектов) значения основных дозовых пределов, приведенных в таблице 5.1, вступают в силу с момента опубликования НРБ-96.

4. Для действующих предприятий (объектов) п. 3.30, п. 5.1.1 и таблица 5.1 вводятся в действие с 1 января 2000 года.

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

5. Действующие предприятия (объекты) должны быть приведены в полное соответствие с требованиями НРБ-96 в сроки, согласованные с органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора, но не позднее 1 января 2000 года.

6. С момента официального опубликования НРБ-96 НРБ-76/87 отменяются, за исключением положений, указанных в п. 4 Постановления.



Председатель Госкомитета -

Главный государственный

санитарный врач

Российской Федерации

Е.Н.БЕЛЯЕВ













Приложение



Закон РСФСР "О санитарно-эпидемиологическом

благополучии населения"



"Санитарные правила, нормы и гигиенические нормативы (далее - санитарные правила) - нормативные акты, устанавливающие критерии безопасности и (или) безвредности для человека факторов среды его обитания и требования к обеспечению благоприятных условий его жизнедеятельности.

Санитарные правила обязательны для соблюдения всеми государственными органами и общественными объединениями, предприятиями и иными хозяйствующими субъектами, организациями и учреждениями, независимо от их подчиненности и форм собственности, должностными лицами и гражданами" (статья 3).

"Санитарным правонарушением признается посягающее на права граждан и интересы общества противоправное, виновное (умышленное или неосторожное) деяние (действие или бездействие), связанное с несоблюдением санитарного законодательства РСФСР, в том числе действующих санитарных правил...

Должностные лица и граждане РСФСР, допустившие санитарное правонарушение, могут быть привлечены к дисциплинарной, административной и уголовной ответственности" (статья 27).



Федеральный закон "О радиационной

безопасности населения"



"Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения" (статья 1).

"Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов, выполнения гражданами и организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности" (статья 22).













Утверждены

Постановлением

Госкомсанэпиднадзора РФ

от 19 апреля 1996 г. N 7



Дата введения -

с момента опубликования



2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ



НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-96)



ГИГИЕНИЧЕСКИЕ НОРМАТИВЫ

ГН 2.6.1.054-96



1. Разработаны творческим коллективом специалистов Российской Федерации и Республики Беларусь в составе: от Российской Федерации д.м.н. Рамзаев П.В. (руководитель), д.б.н. Балонов М.И., д.м.н. Голиков В.Я., д.м.н. Иванов Е.В., к.м.н. Комаров Е.И., к.т.н. Константинов Ю.О., д.т.н. Крисюк Э.М., к.ф.-м.н. Кутьков В.А., д.м.н. Либерман А.Н., Нуралов В.Н., д.т.н. Осанов Д.П., д.б.н. Ролевич И.В., к.х.н. Тихонова А.И., д.м.н. Цыб А.Ф., к.т.н. Чухин С.Г., от Республики Беларусь - Васильева И.П., д.м.н. Кенигсберг Я.Э, к.б.н. Миненко В.Ф., д.м.н. Тернов В.И.

2. Утверждены и введены в действие Постановлением Госкомсанэпиднадзора России от 19 апреля 1996 г. N 7.



1. Область применения



1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-96 применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования и нормативы, установленные Нормами радиационной безопасности НРБ-96, являются обязательными для всех юридических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти и граждан.

1.2. Настоящие Нормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона Российской Федерации "О радиационной безопасности населения" в форме основных дозовых пределов, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. Никакие частные нормативные и методические документы не должны противоречить Нормам радиационной безопасности НРБ-96.

1.3. Нормы радиационной безопасности НРБ-96 распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

- облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения;

- облучение персонала и населения в условиях радиационной аварии;

- облучение работников промышленных предприятий и населения природными источниками ионизирующего излучения;

- медицинское облучение населения.

Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется только для оценки радиационной обстановки и медицинских последствий.

1.4. Требования Норм радиационной безопасности НРБ-96 не распространяются на источники ионизирующего излучения, создающие годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв и коллективную годовую дозу не более 1 чел-Зв при любых условиях их использования, а также на космическое излучение на поверхности Земли и облучение, создаваемое содержащимся в организме человека калием-40, на которые практически невозможно влиять.

Следующие источники автоматически освобождаются от регламентации:

а) генераторы излучений при условиях, что:

- они разрешены органами Госсанэпиднадзора для использования без радиационного контроля,

- в условиях нормальной эксплуатации мощность эквивалентной дозы в любой точке на расстоянии 0,1 м от любой доступной поверхности аппаратуры не превышает 1,0 мкЗв/ч;

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

в) радиоактивные вещества, удельная или суммарная активность которых меньше приведенных в Приложении П-4.



2. Нормативные ссылки



Настоящие Нормы составлены с учетом следующих нормативных документов.

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

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



3. Термины и определения



Применительно к настоящим Нормам приняты следующие термины и определения.

3.1. Авария радиационная - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к незапланированному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, превышающим величины, регламентированные для контролируемых условий.

3.2. Активность - мера радиоактивности. Для определенного количества радионуклида в определенном энергетическом состоянии в заданный момент времени активность, А, задается в виде:



                               dN
                          А = ----, где
                               dt


    dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений от данного
энергетического  уровня  за  интервал  времени  dt.  В  системе СИ
                                                               -1
единицей измерения  активности  является   обратная  секунда  с  ,
имеющая специальное название беккерель (Бк).
    3.3. Взвешивающие  коэффициенты  для отдельных видов излучения
при расчете эквивалентной дозы


Фотоны любых энергий ............................................1
Электроны и мюоны любых энергий .................................1
Нейтроны энергией менее 10 кэВ ..................................5
    от 10 кэВ до 100 кэВ........................................10
    от 100 кэВ до 2 МэВ ........................................20
    от 2 МэВ до 20 МэВ .........................................10
    более 20 МэВ.................................................5
Протоны, кроме протонов отдачи, энергия более 2 МэВ..............5
Альфа - частицы, осколки деления, тяжелые ядра .................20


    3.4. Взвешивающие  коэффициенты  для  тканей  и  органов   при
расчете эффективной дозы


Гонады........................................................0,20
Костный мозг (красный) .......................................0,12
Толстый кишечник (прямая, сигмавидная, нисходящая часть
ободочной кишки)..............................................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 рубрика "Остальное" состоит из надпочечников, головного мозга, верхнего отдела толстого кишечника (слепая кишка, восходящая и поперечная часть ободочной кишки), тонкого кишечника, почек, мышечной ткани, поджелудочной железы, селезенки, вилочковой железы и матки. 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 для расчета средней дозы, как это определено в п. 3.9.



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

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

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

3.8. Доза - поглощенная доза, доза на орган, эквивалентная доза, эффективная доза, ожидаемая эквивалентная доза или ожидаемая эффективная доза, в зависимости от контекста. Определяющие прилагательные часто опускаются, если они не нужны для определения интересующей величины.

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



             D(T) = (1/m(T)) x интеграл x D x dm, где
                                 m(T)


m(Т) - масса ткани или органа, a D - поглощенная доза в элементе массы dm.

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



                               --
                               de
                          D = ----, где
                               dm


                              --
    D -   поглощенная  доза,  de  -  средняя  энергия,  переданная
ионизирующим  излучением  веществу,  находящемуся  в  элементарном
объеме,  a dm - масса вещества в этом элементарном 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  доза
                                                      -1
измеряется  в  джоулях, деленных на килограмм (Дж x кг  ), и имеет
специальное название - грей (Гр).
    3.11. Доза эквивалентная  -  поглощенная  доза  в  органе  или
ткани,  умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для
данного излучения, WR:


                   H(T,R) = W(R) x D(T,R), где


D(T,R) - средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а W(R) взвешивающий коэффициент для излучения R. Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными величинами W(R), то эквивалентная доза определятся в виде:



                     H(T) =SUM W(R) x D(T,R)
                            R
                                                               -1
    Единицей  измерения  эквивалентной  дозы  является  Дж x кг  ,
имеющий специальное наименование - зиверт (Зв).
    3.12. Доза  эквивалентная или эффективная ожидаемая - за время
t,  прошедшее после поступления радиоактивных веществ в  организм.
Ожидаемая эффективная или эквивалентная доза определяется в виде:


                         t(0) + тау
              H(тау)(T) = интеграл H(T)(t) x dt, где
                             t0


t0 - момент поступления, а H(T)(t) - мощность эффективной или эквивалентной дозы к моменту времени t на орган или ткань T. Когда тау не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 годам для детей.

3.13. Доза эффективная - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе H(тау)(T) на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани:



                  E = SUM W(T) x H(тау)(T), где
                       T


    Н(тау)(T) - эквивалентная  доза  в  ткани  T  за время тау,  a
W(T) - взвешивающий коэффициент для ткани T.
                                                 -1
    Единица измерения эффективной дозы -  Дж x кг  , которая имеет
специальное наименование - зиверт (Зв).
    3.14. Доза  эффективная коллективная - величина,  определяющая
полное воздействие излучения на группу людей, определяется в виде:


                     S = SUM E(i) x N(i), где
                          i


    E(i) - средняя эффективная доза на i-ю подгруппу группы людей,
N(i) - число людей в подгруппе.  Она может быть определена также в
виде интеграла:


                                   --  -¬
                  бесконечность    ¦ dN ¦
              S =   интеграл   E x ¦----¦ x dE, где
                       0           ¦ dE ¦
                                   L-  --


dN - число лиц, получающих эффективную дозу в интервале dE от E до E + dE.

3.15. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ техногенного происхождения на поверхности или внутри материала или тела человека, в воздухе или в другом месте, которое может привести к облучению в индивидуальной дозе более 10 мкЗв/год или коллективной дозе 1 чел-Зв/год.

3.16. Источник закрытый - радионуклидный источник ионизирующего излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

3.17. Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения, специально созданный для полезного применения этого излучения или являющийся побочным продуктом технической деятельности.

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

3.19. Источник открытый - радионуклидный источник, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

3.20. Источники излучения природные - источники излучения природного происхождения, включая космическое излучение, а также земные источники излучения, присутствующие в жилищах, на шахтах, в источниках минеральных вод и т.д.

3.21. Лицензия - разрешение, которое выдается регулирующими органами на основе оценки безопасности и сопровождается специальными предписаниями и условиями, которые должны быть выполнены юридическим лицом, получившим лицензию.

3.22. Мощность дозы - отношение приращения дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) dD, dH, dE за интервал времени dt к этому интервалу времени:



                               dD           -1
                          D = ---- x (Гр x c  )
                               dt


                               dH           -1
                          H = ---- x (Зв x c  )
                               dt


                               dE           -1
                          E = ---- x (Зв x c  )
                               dt


На практике за единицу времени могут приниматься час, сутки, год.

3.23. Облучение - воздействие на людей ионизирующего излучения, которое может быть внешним воздействием от источников, находящихся вне тела человека, или внутренним воздействием от источников, попавших внутрь его организма.

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

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

3.26. Облучение медицинское - облучение пациентов, добровольцев и населения в результате медицинского обследования или лечения.

3.27. Облучение профессиональное - воздействие ионизирующего излучения на работников (персонал) вследствие их работы с техногенными источниками излучения, кроме воздействий излучения, исключенных из действия настоящих Норм.

3.28. Облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии, но не обязательно возникает при обычных условиях.

3.29. Отходы радиоактивные - не подлежащие дальнейшему использованию вещества в любом агрегатном состоянии:

- материалы, изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными правовыми актами;

- отработавшее ядерное топливо;

- отработавшие свой ресурс или поврежденные радионуклидные источники;

- извлеченные из недр и складируемые в отвалы и хвостохранилища породы, руды и отходы обогащения и выщелачивания руд, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными правовыми актами.

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

3.31. Поступление радионуклидов - численное значение величины активности радионуклидов, проникших внутрь организма при вдыхании, заглатывании или через кожу.

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

3.33. Предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы - величина эффективной (или эквивалентной) дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться за год; пределы дозы устанавливаются на уровнях, которые должны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов; вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

3.34. Радионуклид - радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным энергетическим состоянием атомного ядра.

3.35. Радионуклидный источник - источник ионизирующего излучения, содержащий радионуклид или смесь радионуклидов.

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

3.37. Уровень контрольный - численные значения контролируемых величин дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемые руководством учреждения и органами госсанэпиднадзора для оперативного радиационного контроля, закрепления достигнутого в учреждении уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

3.38. Эффекты излучения детерминированные - биологические эффекты излучения, в отношении которых предполагается существование порога, выше которого тяжесть эффекта зависит от дозы.

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



4. Общие положения



4.1. Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья людей 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, науке и медицине.

4.2. Нормы радиационной безопасности НРБ-96 относятся только к проблеме защиты человека.

4.3. Нормы радиационной безопасности НРБ-96 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.

4.4. Основу системы радиационной безопасности, сформулированной в данных Нормах, составляют современные международные научные рекомендации [1 - 17], законодательство стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт с учетом его достижений и недостатков. Данные мировой науки показывают, что соблюдение современных международных норм радиационной безопасности, которые легли в основу НРБ России, надежно гарантирует безопасность работающих с источниками ионизирующего излучения и всего населения.

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

4.6. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону 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 ионизирующего излучения (принцип оптимизации).

4.7. Для расчета вероятностных потерь и обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел-Зв приводит к потере 1 чел-года жизни населения.

4.8. Ответственность за соблюдение Норм согласно закону Российской Федерации о радиационной безопасности населения несут юридические лица, получившие разрешение (лицензию) на использование источников ионизирующего излучения. Юридические и физические лица, работающие с источниками радиации, должны внедрять высокую культуру безопасности при проведении этих работ и радиационной защиты их участников и населения. Ответственность за соблюдение требований по ограничению облучения населения природными источниками ионизирующего излучения несет администрация территорий и субъектов Российской Федерации.

4.9. В области малых доз (менее 0,5 Зв) индивидуальный и коллективный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно:



                       r = p(Е) x r(E) x E


                  R = p(S(E)) x r(E) x S(E), где


r, R - индивидуальный и коллективный риск соответственно;

E, S(E) - индивидуальная и коллективная эффективные дозы соответственно;

p(E), P(S(E)) - вероятность событий, создающих дозы E и S(E) соответственно;

r(E) - коэффициент риска от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака (приведенного по вреду к последствиям от смертельного рака).

Коэффициент риска равен:

                -1
    r = 5,6 x 10   1/чел-Зв для профессионального облучения


и
                -2
    r = 7,3 x 10   1/чел-Зв для населения.


    4.10. Для     событий     с    тяжелыми    последствиями    от
детерминированных эффектов консервативно принимается:


                             r = p(E)


                        R = р(E) x N, где


    N -   численность   популяции,   подвергающейся  радиационному
воздействию в дозе Е > 0,5 Зв.
    4.11. Риск потенциального облучения оправдан, если


                             V - P - X
                       R < ------------
                               альфа


                            V - P - X
                       r < -----------, где
                             альфа N


V - валовой (полный) доход;

P - затраты на основное производство;

X - затраты на защиту;

альфа - цена риска - денежный эквивалент единицы риска.

Снижение риска до возможно низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоятельств:

- предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников. Поэтому для каждого источника при оптимизации устанавливается граница риска;

- при снижении риска потенциального облучения существует минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым, и дальнейшее снижение риска не целесообразно.

    Предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из
                              -3                                -5
персонала принимается 1,0 x 10  за год, а для населения 5,0 x 10
за год.
    Уровень пренебрежимого  риска  разделяет  область  оптимизации
                                                             -6
риска и область безусловно приемлемого риска и составляет  10   за
год.


5. Основные регламентируемые величины техногенного

облучения в контролируемых условиях



5.1. Нормальные условия эксплуатации источников

ионизирующего излучения



5.1.1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

- персонал;

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

5.1.2. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

- основные дозовые пределы, приведенные в таблице 5.1;

- допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т.д.;

- контрольные уровни (дозы и уровни). Контрольные уровни устанавливаются администрацией учреждения по согласованию с органами Госсанэпиднадзора. Их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.



ОСНОВНЫЕ ДОЗОВЫЕ ПРЕДЕЛЫ





Таблица 5.1



-----------------------T-----------------------------------------¬
¦ Нормируемые величины ¦            Дозовые пределы              ¦
¦                      +-----------------------T-----------------+
¦                      ¦ лица из персонала <*> ¦лица из населения¦
¦                      ¦       (группа А)      ¦                 ¦
+----------------------+-----------------------+-----------------+
¦Эффективная доза      ¦20 мЗв в год в среднем ¦1 мЗв в год в    ¦
¦                      ¦за любые последователь-¦среднем за любые ¦
¦                      ¦ные 5 лет, но не более ¦последовательные ¦
¦                      ¦    50 мЗв в год       ¦5 лет, но не бо- ¦
¦                      ¦                       ¦лее  5 мЗв в год ¦
+----------------------+-----------------------+-----------------+
¦Эквивалентная доза за ¦                       ¦                 ¦
¦год в хрусталике,     ¦        150 мЗв        ¦      15 мЗв     ¦
¦коже <**>,            ¦        500 мЗв        ¦      50 мЗв     ¦
¦кистях и стопах       ¦        500 мЗв        ¦      50 мЗв     ¦
 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 


Российское законодательство Следующий документ Право России, интернет библиотека


Полезная информация
Российское законодательство Следующий документ Право России, интернет библиотека

Партнеры

Новости сайта

Авто новости

Недвижимость

Разное

Рейтинг@Mail.ru
Рейтинг@Mail.ru