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: 2 из 11

L----------------------+-----------------------+------------------

--------------------------------

<*> Дозы облучения как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории "персонал" приводятся только для группы А.

<**> Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/кв. см под покровным слоем толщиной 5 мг/кв. см. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/кв. см.



5.1.3. Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

5.1.4. При подсчете вклада в общее (внешнее и внутреннее) облучение от поступления в организм радионуклидов берется сумма произведений поступлений каждого радионуклида за год на его дозовый коэффициент. Годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период. Интервал времени для определения величины ожидаемой эффективной дозы устанавливается равным 50 лет для лиц из персонала и 70 лет - для лиц из населения.

5.1.5. Для каждой категории облучаемых лиц допустимое годовое поступление радионуклида рассчитывается путем деления годового предела дозы на соответствующий дозовый коэффициент.

Годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе персонала не должны превышать числовых значений предела годового поступления и допустимой среднегодовой объемной активности (см. приложение П-1).

    5.1.6. Для  персонала  численные  значения  ПГП и ДОА дочерних
          222        220
продуктов    Rn    и    Rn(торона) составляют:


    ПГП: 0,10 П(RаА) + 0,52(ПRаВ) + 0,38(ПRaC)  = 3,1 МБк,


         0,91 П(ThB) + 0,09(ПThC) = 0,68 МБк;


    ДОА: 0,10 А(RаА) + 0,52(АRаВ) + 0,38(ARaC) = 1240 Бк/куб. м,


         0,91 A(ThB) + 0,09(AThC) = 270 Бк/куб. м,  где


П и А - годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов радона и торона.

5.1.7. При одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться условие, чтобы отношение дозы внешнего облучения к пределу дозы и отношения годовых поступлений нуклидов к их пределам в сумме не превышали 1.

5.1.8. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками ионизирующего излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза в коже на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала. При этом эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. С целью обеспечения выполнения указанного норматива при одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться условие по п. 5.1.4.

При установлении беременности женщина обязана информировать администрацию и должна переводиться на работу, не связанную с излучением, на весь период беременности и на весь период грудного вскармливания ребенка.

5.1.9. Для студентов и учащихся в возрасте до 21 года, проходящих обучение с использованием источников ионизирующего излучения, годовые накопленные дозы не должны превышать значений, установленных для лиц из населения.



5.2. Планируемое повышенное облучение



5.2.1. Планируемое повышенное облучение персонала при ликвидации аварии выше установленных дозовых пределов (см. табл. 5.1) может быть разрешено только в тех случаях, когда нет возможности принять меры, исключающие их превышение, и может быть оправдано лишь спасением жизни людей, предотвращением дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей. Планируемое повышенное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения при ликвидации аварии и риске для здоровья.

5.2.2. Планируемое повышенное облучение в дозе не более 100 мЗв в год допускается с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора, а облучение в дозе не более 200 мЗв в год только с разрешения Госкомсанэпиднадзора России. Повышенное облучение не допускается:

- для работников, ранее уже получивших дозу 200 мЗв в год в результате аварии или планируемого повышенного облучения;

- для лиц, имеющих медицинские противопоказания согласно списку Минздравмедпрома России.

5.2.3. Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозе, превышающей 100 мЗв, в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв/год.

Однократное облучение в дозе свыше 200 мЗв/год 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 по решению компетентной медицинской комиссии.

5.2.4. Лица, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу, и на них распространяются положения настоящего раздела. Эти лица должны быть обучены для работы в зоне радиационной аварии и пройти медицинский осмотр.



6. Требования к защите от облучения природными

источниками в производственных условиях



6.1. Эффективная доза, обусловленная облучением природными источниками ионизирующего излучения в производственных условиях, для работников, не относящихся к категории "персонал", не должна превышать 5 мЗв/год.

6.2. Численные значения радиационных факторов, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв/год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 куб. м/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого семейств в производственной пыли, составляют:

- среднегодовая мощность дозы гамма - облучения на рабочем месте - 3,8 мкЗв/ч;

- среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность радона (Rn-222) в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/куб. м;

- среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность торона (Rn-220) в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/куб. м;

- удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего семейства - 28/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 семейства, - 24/f, кБк/кг.

6.3. Доза космического излучения не ограничивает производственную нагрузку экипажей самолетов, осуществляющих полеты на дозвуковых скоростях (высота полета до 10 - 12 км).



7. Требования к ограничению облучения населения



7.7. Общие положения



7.1.1. Население подвергается внешнему и внутреннему облучению ионизирующим излучением природных и искусственных источников. К природным источникам относятся космическое излучение и природные радионуклиды, содержащиеся в окружающей среде и поступающие в организм человека с воздухом, водой и пищей. Искусственные источники излучения разделяются на медицинские (диагностические и радиотерапевтические процедуры) и техногенные (искусственные и специально сконцентрированные человеком природные радионуклиды, генераторы ионизирующего излучения и др.).

7.1.2. Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения облучения от всех основных источников. Свойства основных источников и возможности регулирования облучения населения их излучением существенно различны. В связи с этим облучение населения излучением природных, техногенных и медицинских источников регламентируется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.

7.1.3. В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы излучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению.

7.1.4. Следует различать техногенные источники, находящиеся под контролем или в процессе нормальной эксплуатации, и источники, находящиеся вне контроля (утерянные, рассеянные в окружающей среде в результате радиационной аварии и др.). Ограничение облучения населения источниками, контроль над которыми утрачен, рассмотрено в разделе 8.



7.2. Ограничение облучения техногенными источниками



7.2.1. Годовая доза облучения у населения от всех техногенных источников в условиях их нормальной эксплуатации не должна превышать основные дозовые пределы (табл. 5.1).

Указанные пределы дозы относятся к средней дозе у "критической группы" населения, рассматриваемой как сумма дозы внешнего излучения за текущий год и ожидаемой дозы за 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

7.2.2. Для ограничения облучения населения отдельными техногенными источниками при их нормальной эксплуатации федеральным органом госсанэпиднадзора устанавливаются квоты (доли) предела годовой дозы для разных видов источников так, чтобы сумма квот не превышала пределов дозы, указанных в таблице 5.1.

7.2.3. Облучение населения техногенными источниками при их нормальной эксплуатации ограничивается путем обеспечения сохранности источников ионизирующего излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников ионизирующего излучения. Критерии вмешательства при обнаружении радиоактивных загрязнений территории представлены в разделе 8.

7.2.4. На основании значений ПГП через органы пищеварения и квот предела дозы может быть рассчитана для конкретных условий допустимая удельная активность основных пищевых продуктов с учетом распределения по компонентам рациона и в питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклида через органы дыхания и внешнего облучения. Числовые значения ПГП радионуклидов для населения через органы дыхания и пищеварения, а также соответствующие им значения. ДОА и ДУА приведены в Приложении П-2.



7.3. Ограничение облучения населения

природными источниками



7.3.1. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников ионизирующего излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников.

7.3.2. Доза космического излучения не ограничивает возможность проживания в данной местности, но она должна учитываться при подсчете дозы, обусловленной всеми источниками ионизирующего излучения.

7.3.3. При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона и торона в воздухе помещений А(Rэкв) + + 4,6 АТ(пэкв) не превышала 100 Бк/куб. м, а мощность дозы гамма - излучения не превышала мощности дозы на открытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч.

7.3.4. В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/куб. м. При больших значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Вопрос о переселении жильцов (с их согласия) и перепрофилировании помещений или сносе здания решается в тех случаях, когда невозможно снижение среднегодовой равновесной эквивалентной объемной активности изотопов радона до значения менее 400 Бк/куб. м. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность дозы гамма - излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч. Вопрос о переселении жильцов рассматривается, если практически невозможно снизить это превышение до значений ниже 0,6 мкЗв/ч.

7.3.5. Удельная эффективная активность (Аэфф) естественных радионуклидов в строительных материалах, добываемых на их месторождениях (щебень, гравий, песок, бутовый и пилонный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.) 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 во вновь строящихся жилых и общественных зданиях (1 класс):



    A(эфф) = A(Ra) + 1,31A(Th) + 0,085 A(k) <= 370 Бк/кг, где


A(Ra) и A(Th) - удельные активности Ra-226 и Th-232, находящихся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого семейств, A(k) - удельная активность К-40 (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):



                       A(эфф) <= 740 Бк/кг,


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


                       А(эфф) <= 2,8 кБк/кг


При Аэфф > 2,8 кБк/кг вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с федеральным органом госсанэпиднадзора.

7.3.6. Эффективная доза за счет естественных радионуклидов в питьевой воде не должна превышать 0,2 мЗв/год. Этому значению дозы соответствуют среднегодовые значения удельной активности радионуклидов (DYA(j)), равные: уран-238 - 5,6 <*>; уран-234 - 5,1; радий-226 - 0,89; радий-228 - 0,37; свинец-210 - 0 ,37; полоний-210 - 0,21; радон-222 - 120 Бк/кг. При совместном присутствии в воде этих радионуклидов должно выполняться условие:



                            A(i)
                       SUM ------ <= 1, где
                        i  DYA(i)


A(i) - удельная активность радионуклидов в воде.

--------------------------------

<*> По химической токсичности удельная активность урана-238 в питьевой воде не должна превышать 0,73 Бк/кг (Приложение П-2).



7.3.7. Удельная активность естественных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должна превышать:



                A(u) + 1,2A(Th) <= 2,8 кБк/кг, где


A(u) и A(Th) - удельные активности урана-238 (или радия-226) и тория-232 (или тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого семейств соответственно.



7.4. Ограничение медицинского облучения населения



7.4.1. Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой и полезной для больного диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются предельные дозовые значения и используются принципы обоснования по показаниям радиологических медицинских процедур и оптимизации мер защиты.

7.4.2. С целью совершенствования использования источников ионизирующего излучения в медицине и снижения уровней облучения пациентов федеральными органами здравоохранения по согласованию с Госкомсанэпиднадзором России устанавливаются контрольные уровни медицинского облучения в рентгенологии, радионуклидной диагностике и терапии, лучевой терапии, основанные на лучших стандартах мировой практики. Указанные уровни должны служить также основой требований для развития и совершенствования методологии радиологических медицинских процедур, проектирования и производства оборудования, радиофармпрепаратов и др.

7.4.3. При проведении профилактических медицинских рентгенологических, а также научных исследований практически здоровых лиц, не имеющих медицинских противопоказаний, годовая эффективная доза облучения не должна превышать 1 мЗв.

Установленный предел 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 установленного предела профилактического облучения принимается областным (республиканским) управлением здравоохранения по согласованию с органами санэпиднадзора.

7.4.4. Проведение научных исследований на людях с источниками ионизирующего излучения должно проводиться по решению федеральных органов здравоохранения и по согласованию с Госкомсанэпиднадзором России. Требуется обязательное письменное согласие испытуемого и предоставление ему информации о возможных последствиях и риске процедуры.

7.4.5. Лица (не являющиеся работниками рентгенорадиологического отделения), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей) при выполнении рентгенорадиологических процедур не должны подвергаться облучению, превышающему 5 мЗв в год.

7.4.6. Мощность дозы гамма - излучения на расстоянии 0,1 метра от пациента, которому с терапевтической или диагностической целью введены радиофармацевтические препараты, не должны превышать при выходе из радиологического отделения 1 мкЗв/ч.



8. Требования по ограничению облучения населения

в условиях радиационной аварии



8.1. В случае возникновения аварии, при которой облучение людей может превысить основные дозовые пределы от техногенного облучения, приведенные в табл. 5.1, должны быть приняты практические меры для восстановления контроля над источником и сведения к минимуму доз облучения, количества облученных лиц из населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.

8.2. При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничение последующего облучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, как правило, к окружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия связаны с нарушением 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 экологический ущерб. 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).

Однако если предполагаемая доза облучения достигает уровней, при превышении которых возможны клинически определяемые эффекты (табл. 8.1), срочное вмешательство (меры защиты) безусловно необходимо.



Таблица 8.1



ПРОГНОЗИРУЕМЫЕ УРОВНИ ОБЛУЧЕНИЯ, ПРИ КОТОРЫХ БЕЗУСЛОВНО

НЕОБХОДИМО СРОЧНОЕ ВМЕШАТЕЛЬСТВО



-------------------------T---------------------------------------¬
¦    Орган или ткань     ¦  Поглощенная доза в органе или ткани  ¦
¦                        ¦           за 2-е суток, Гр            ¦
+------------------------+---------------------------------------+
¦Все тело                ¦                   1                   ¦
¦Легкие                  ¦                   6                   ¦
¦Кожа                    ¦                   3                   ¦
¦Щитовидная железа       ¦                   5                   ¦
¦Хрусталик глаза         ¦                   2                   ¦
¦Гонады                  ¦                   2                   ¦
L------------------------+----------------------------------------


8.3. При проведении противорадиационных вмешательств дозовые пределы (табл. 5.1) не применяются. Исходя из указанных принципов, при планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии органами госсанэпиднадзора устанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно к конкретному радиационно-опасному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.

8.4. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии (ЗРА). ЗРА определяется как территория, на которой суммарное внешнее и внутреннее облучение в единицах эффективной дозы может превышать 5 мЗв за первый после аварии год (средняя по населенному пункту). В зоне радиационной аварии проводится мониторинг радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе принципа оптимизации.

8.5. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, с уровнями А и Б, приведенными в табл. 8.2 - 8.4.



Таблица 8.2



КРИТЕРИИ ДЛЯ ПРИНЯТИЯ НЕОТЛОЖНЫХ РЕШЕНИЙ

В НАЧАЛЬНОМ ПЕРИОДЕ АВАРИЙНОЙ СИТУАЦИИ



-------------T---------------------------------------------------¬
¦Меры защиты ¦    Прогнозируемая доза за первые 10 суток, мГр    ¦
¦            +-------------------------T-------------------------+
¦            ¦       на все тело       ¦    щитовидная железа,   ¦
¦            ¦                         ¦       легкие, кожа      ¦
+------------+-----------T-------------+-------------T-----------+
¦            ¦ уровень А ¦  уровень Б  ¦  уровень А  ¦ уровень Б ¦
+------------+-----------+-------------+-------------+-----------+
¦Укрытие     ¦   5       ¦     50      ¦     50      ¦   500     ¦
+------------+-----------+-------------+-------------+-----------+
¦Йодная      ¦           ¦             ¦             ¦           ¦
¦профилактика¦           ¦             ¦             ¦           ¦
¦взрослые    ¦   -       ¦     -       ¦    250 <*>  ¦  2500 <*> ¦
¦дети        ¦   -       ¦     -       ¦    100 <*>  ¦  1000 <*> ¦
+------------+-----------+-------------+-------------+-----------+
¦Эвакуация   ¦   50      ¦    500      ¦    500      ¦  5000     ¦
L------------+-----------+-------------+-------------+------------

--------------------------------

<*> Только для щитовидной железы.



Таблица 8.3



КРИТЕРИИ ДЛЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ

ОБ ОТСЕЛЕНИИ И ОГРАНИЧЕНИИ ПОТРЕБЛЕНИЯ ЗАГРЯЗНЕННЫХ

ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТОВ



-----------------------T-----------------------------------------¬
¦      Меры защиты     ¦  Предотвращаемая эффективная доза, мЗв  ¦
¦                      +--------------------T--------------------+
¦                      ¦     уровень А      ¦     уровень Б      ¦
+----------------------+--------------------+--------------------+
¦Ограничение           ¦  5 за первый год   ¦  50 за первый год  ¦
¦потребления           ¦                    ¦                    ¦
¦загрязненных продуктов¦     1/год в        ¦       1О/год в     ¦
¦питания и питьевой    ¦  последующие годы  ¦  последующие годы  ¦
¦воды                  ¦                    ¦                    ¦
+----------------------+--------------------+--------------------+
¦Отселение             ¦  50 за первый год  ¦  500 за первый год ¦
¦                      +--------------------+--------------------+
¦                      ¦      1000 за все время отселения        ¦
L----------------------+------------------------------------------




Таблица 8.4



КРИТЕРИИ ДЛЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ

ОБ ОГРАНИЧЕНИИ ПОТРЕБЛЕНИЯ ЗАГРЯЗНЕННЫХ ПРОДУКТОВ

ПИТАНИЯ В ПЕРВЫЙ ГОД ПОСЛЕ ВОЗНИКНОВЕНИЯ АВАРИИ



-------------------------T---------------------------------------¬
¦      Радионуклиды      ¦  Содержание радионуклидада в пищевых  ¦
¦                        ¦          продуктах, кБк/кг            ¦
¦                        +-------------------T-------------------+
¦                        ¦     уровень А     ¦      уровень Б    ¦
+------------------------+-------------------+-------------------+
¦Йод-131, Цезий-134, 137,¦         1         ¦       3           ¦
¦Стронций-90             ¦         0,1       ¦       0,3         ¦
L------------------------+-------------------+--------------------


Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит предела А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения и 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 предел Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

8.6. На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий.

Вариант принятия решений применительно к последствиям аварийных прецедентов и локальных радиоактивных загрязнений приведен в Приложении П-5.



9. Требования к контролю за выполнением Норм



9.1. 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 дозовых пределов 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 радиационным фоном. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками ионизирующего излучения кроме приведенных в п. 1.4.

9.2. Радиационному контролю подлежат:

- радиационные характеристики источников, выбросов в атмосферу, жидких и твердых отходов;

- радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;

- радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным радиационным фоном;

- уровни облучения персонала и населения;

- источники медицинского облучения;

- природные источники.

9.3. Основными контролируемыми параметрами являются:

- годовая эффективная доза; годовая эквивалентная доза (см. таб. 5.1);

- поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки их поступления;

- объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и др.;

- радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;

- мощность дозы внешнего излучения;

- плотность потока частиц и фотонов.

9.4. Для целей оперативного контроля для всех контролируемых параметров по п. 9.3 администрация предприятия по согласованию с органами госсанэпиднадзора устанавливает контрольные уровни. Числовое значение этих уровней устанавливается таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных дозовых пределов и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.

При этом учитывается воздействие всех радиационных и нерадиационных факторов от всех подлежащих контролю источников, возможная ошибка измерений, достигнутый уровень защищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для расследования причин этого превышения.

9.5. Администрация предприятий может, с учетом местных условий, вводить дополнительные, более жесткие числовые значения контролируемых параметров - административные уровни.

9.6. В случае любого нарушения требований Норм администрация должна:

- немедленно провести расследование причин, обстоятельств и последствий данного нарушения;

- принять меры по нормализации условий, приведших к нарушению, и по предупреждению его повторения;

- сообщить немедленно во все органы надзора и вышестоящую инстанцию о причинах нарушения и мерах по его устранению. При невыполнении этих требований орган надзора в установленном порядке прекращает деятельность учреждения, а в случаях преднамеренных действий (или бездействия), приведших к нарушению, к виновным применяются меры по привлечению к административной, дисциплинарной или уголовной ответственности.

9.7. Государственный надзор за выполнением Норм осуществляют органы и учреждения госсанэпиднадзора и других уполномоченных Правительством России министерств и ведомств в соответствии с действующими нормативными актами.

9.8. Контроль за соблюдением Норм в учреждениях, независимо от форм собственности, при нормальной работе возлагается на администрацию учреждений.

Контроль за медицинским облучением проводит администрация лечебного учреждения, а за природными источниками - администрация территорий.

При возникновении локальной радиационной аварии, не связанной с облучением населения, контроль за ее развитием, защитой персонала учреждения и аварийных бригад осуществляется администрацией предприятия, если не будет иных указаний органов государственного надзора.

При авариях, связанных с облучением населения, контроль осуществляется местными органами власти и государственного надзора с использованием сил и средств учреждения.



10. Числовые значения допустимых уровней



10.1. Для каждой категории облучаемых лиц числовое значение допустимого уровня для данного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года величина дозы, накопленной за год, равнялась величине соответствующего годового предела дозы, указанного в таблице 5.1.

10.2. Числовые значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются величиной объема воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года; времени облучения t в течение календарного года и массы воды (рациона), с которыми радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года.

    Для лиц   из   персонала   установлены   следующие    значения
                                             6
стандартных  параметров, V(перс)  =  2,5 x 10  л в год; t(перс)  =
                 5                6
= 1700 ч = 1 x 10  мин. = 6,1 x 10  с; M(перс) = 0.


    Для лиц    из   населения   установлены   следующие   значения
                                            6
стандартных параметров:  V(нас)  =  7,3 x 10  л  в год;  t(нас)  =
                    5                7
= 8800 ч  = 5,3 x 10  мин. = 3,2 x 10  с; M(нас) = 800 кг в год.

10.3. При поступлении радионуклидов через органы дыхания их химические соединения разделены на три ингаляционных класса в зависимости от длительности биологического периода полувыведения Т(эфф) из легких. К классу "М" (медленный) отнесены соединения с Т(эфф) более 100 суток; к "П" (промежуточный) - с Т(эфф) от 10 до 100 суток; к "Б" (быстрый) - с Т(эфф) менее 10 суток. Распределение соединений элементов по классам при ингаляции приведено в Приложении П-3. Инертные газы в таблицу не включены, поскольку они являются источниками внешнего излучения.

10.4. Приведенные в Приложениях П-1 и П-2 числовые значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГПперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас для воздуха рассчитаны для аэрозоля с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,8. В расчетах использована модель органов дыхания, рекомендованная Публикацией 66 МКРЗ.

10.5. В Приложении П-1 для лиц из персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГПперс, допустимой среднегодовой объемной активности ДОАперс, минимально значимой активности на рабочем месте.

В Приложение П-1 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего излучения, а также изотопы радона с продуктами их распада (см. разделы 5 и 6). Естественные радионуклиды Rb-87, In-115, Nd-144, Sm-147, Re-187 не включены в таблицу, поскольку они нормируются по их химической токсичности.

                                                     -12
    В таблицах запись вида 1,6 - 12 означает 1,6 x 10   , а 1,6 +
              +12
12  - 1,6 x 10.

10.6. Если неизвестна химическая форма данного радионуклида, то следует использовать наименьшее из указанных в Приложении П-1 значений ПГП(перс) и ДОА(перс) и, соответственно, наибольшее значение величины дозового коэффициента.

10.7. В Приложении П-2 для лиц из населения приведены:

а) для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом - значения дозового коэффициента, предела годового поступления ПГП(нас) и допустимой среднегодовой объемной активности ДОА(нас) для возрастной группы, где эта активность наименьшая;

б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей значения дозового коэффициента, предела годового поступления ПГП(нас) и допустимой среднегодовой удельной активности ДУА(нас) для возрастной группы, где ДУА наименьшее.

10.8. В таблице 10.1 представлены числовые значения допустимых уровней мощности дозы ДМД при внешнем облучении всего тела от техногенных источников в стандартных условиях.

10.9. В таблицах 10.2, 10.4 - 10.9 приведены числовые значения допустимой плотности потока частиц или квантов при облучении кожи и тела лиц из персонала моноэнергетическими электронами (табл. 10.2), моноэнергетическими фотонами (табл. 10.4 - 10.5), моноэнергетическими нейтронами (табл. 10.6 - 10.7), бета - частицами (табл. 10.8) и протонами (табл. 10.9).

10.10. В таблице 10.3 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.

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.

К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,0003 Бк/л.

Допустимые уровни загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для Sr-90 + Y-90 в 5 раз меньше: 40 част/(мин x кв. см). Загрязнение кожи тритием не нормируется, так как контролируется его содержание в воздухе рабочих помещений и в организме.



Таблица 10.1



ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ МОЩНОСТИ ДОЗЫ

ПРИ ВНЕШНЕМ ОБЛУЧЕНИИ ВСЕГО ТЕЛА ОТ ТЕХНОГЕННЫХ

ИСТОЧНИКОВ, МКГР/Ч



---------------------------------------------T-------------------¬
¦            Назначение помещений            ¦   Мощность дозы   ¦
+--------------------------------------------+-------------------+
¦Помещения постоянного пребывания лиц из     ¦        10         ¦
¦персонала                                   ¦                   ¦
+--------------------------------------------+-------------------+
¦Жилые помещения и территория, где постоянно ¦         0,1       ¦
¦находятся лица из населения                 ¦                   ¦
L--------------------------------------------+--------------------




Таблица 10.2



ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ ОБЛУЧЕНИЯ КОЖИ ЛИЦ ИЗ ПЕРСОНАЛА

МОНОЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ ЭЛЕКТРОНАМИ



-----------T---------------------------T-------------------------¬
¦ Энергия  ¦ Эквивалентная на единичный¦  Допустимая плотность   ¦
¦электронов¦       флюенс доза h,      ¦     потока ДППперс,     ¦
¦   МэВ    ¦     -10                   ¦     част./кв. см x с    ¦
¦          ¦   10    Зв x кв. см/част. ¦                         ¦
¦          +-----------T---------------+-----------T-------------+
¦          ¦изотропное ¦ параллельный  ¦ изотропное¦ параллельный¦
¦          ¦   поле    ¦    пучок      ¦    поле   ¦    пучок    ¦
+----------+-----------+---------------+-----------+-------------+
¦0,1       ¦    3,2    ¦    16,0       ¦    260    ¦      50     ¦
¦0,2       ¦    4,5    ¦     8,7       ¦    180    ¦      90     ¦
¦0,3       ¦    4,0    ¦     6,3       ¦    190    ¦     130     ¦
¦0,5       ¦    3,8    ¦     4,6       ¦    210    ¦     180     ¦
¦0,8       ¦    3,7    ¦     3,9       ¦    230    ¦     210     ¦
¦1,0       ¦    3,7    ¦     3,7       ¦    230    ¦     230     ¦
¦2,0       ¦    3,7    ¦     3,3       ¦    230    ¦     240     ¦
¦3,0 - 10,0¦    4,0    ¦     3,2       ¦    200    ¦     260     ¦
L----------+-----------+---------------+-----------+--------------




Таблица 10.3



ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ ОБЩЕГО

РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ РАБОЧИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ,

КОЖИ (В ТЕЧЕНИЕ РАБОЧЕЙ СМЕНЫ), СПЕЦОДЕЖДЫ И СРЕДСТВ

ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ, ЧАСТ./(МИН x КВ. СМ)



---------------------------------T--------------------T----------¬
¦       Объект загрязнения       ¦   Альфа-активные   ¦   Бета - ¦
¦                                ¦       нуклиды      ¦ активные ¦
¦                                +----------T---------+ нуклиды  ¦
¦                                ¦отдельные ¦  прочие ¦          ¦
+--------------------------------+----------+---------+----------+
¦Неповрежденная кожа,            ¦          ¦         ¦          ¦
¦спецбелье, полотенца, внутренняя¦          ¦         ¦          ¦
¦поверхность лицевых частей      ¦          ¦         ¦          ¦
¦средств индивидуальной защиты   ¦     2    ¦     2   ¦    200   ¦
+--------------------------------+----------+---------+----------+
¦Основная спецодежда,            ¦          ¦         ¦          ¦
¦внутренняя поверхность          ¦          ¦         ¦          ¦
¦дополнительных средств          ¦          ¦         ¦          ¦
¦индивидуальной защиты,          ¦          ¦         ¦          ¦
¦наружная поверхность спецобуви  ¦     5    ¦    20   ¦   2000   ¦
+--------------------------------+----------+---------+----------+
¦Поверхности помещений           ¦          ¦         ¦          ¦
¦постоянного пребывания персонала¦          ¦         ¦          ¦
¦и находящегося в них            ¦          ¦         ¦          ¦
¦оборудования                    ¦     5    ¦    20   ¦   2000   ¦
+--------------------------------+----------+---------+----------+
¦Поверхности помещений           ¦          ¦         ¦          ¦
¦периодического пребывания       ¦          ¦         ¦          ¦
¦персонала и находящегося в них  ¦          ¦         ¦          ¦
¦оборудования                    ¦    50    ¦   200   ¦  10000   ¦
+--------------------------------+----------+---------+----------+
 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 


Российское законодательство Следующий документ Право России, интернет библиотека


Полезная информация

Партнеры

Новости сайта

Авто новости

Недвижимость

Разное

Рейтинг@Mail.ru
Рейтинг@Mail.ru