Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-96)" (утв. постановлением Госкомсанэпиднадзора РФ от 19 апреля 1996 г. N 7) (утратили силу)

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96
"Нормы радиационной безопасности (НРБ-96)"
(утв. постановлением Госкомсанэпиднадзора РФ от 19 апреля 1996 г. N 7)

ГАРАНТ:

Настоящие нормативы отменены с вводом Норм радиационной безопасности СП 2.6.1.758 - 99 (НРБ-99)

Radiation Sаfety Standards

Дата введения - с момента опубликования

Содержание

 1.  Область применения                                                  

 2.  Нормативные ссылки                                                  

 3.  Термины и определения                                               

 4.  Общие положения                                                     

 5.  Основные   регламентируемые   величины   техногенного  облучения  в 

     контролируемых условиях                                             

 6.  Требования  к   защите   от   облучения   природными  источниками в 

     производственных условиях                                           

 7.  Требования к ограничению облучения населения                        

 8.  Требования   по   ограничению   облучения   населения   в  условиях 

     радиационной аварии                                                 

 9.  Требования к контролю за выполнением Норм                           

 10. Числовые значения допустимых уровней                                

 Приложение П-1. Числовые   значения   дозовых   коэффициентов,  величин 

                 предела годового поступления с  воздухом  и  допустимой 

                 объемной  активности в  воздухе отдельных радионуклидов 

                 для лиц из персонала                                    

 Приложение П-2. Числовые   значения   дозовых   коэффициентов,  величин 

                 предельного годового поступления с воздухом и пищей,    

                 допустимой объемной активности  во  вдыхаемом воздухе и 

                 воде отдельных радионуклидов для населения              

 Приложение П-3. Распределение     соединений   элементов   по   классам 

                 транспортабельности при ингаляции аэрозолей             

 Приложение П-4. Уровни  удельной  активности  и суммарной  активности в 

                 помещении в  любое  время,   меньше  одной  из  которых 

                 радиоактивные вещества освобождаются  от  регламентации 

                 НРБ                                                     

 Приложение П-5. Критерии вмешательства на загрязненных территориях      

 Библиографические данные                                                

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 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 сформированы 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 излучения, 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, неправильным действием 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

                               A = --, где

                                   dt

dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений от одного энергетического уровня за интервал времени dt. В системе СИ единицей измерения активности является обратная секунда, с(-1), 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 энергий 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 не нужны для определения интересующей величины.

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

               D  = (V  ) x интеграл D x dm, где

                T     mT       mT

mT - масса ткани или органа, а 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, а 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 в джоулях, деленных на килограмм (Дж x кг(-1), 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    = W  x D   , где

                           T,R    R    T,R

DT,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а WR взвешивающий коэффициент для излучения R. Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными величинами WR, то эквивалентная доза определяется в виде:

                          H  = сумма W  x D

                           T     R    R    T,R

Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж x кг(-1), имеющий специальное наименование зиверт (Зв).

3.12. Доза эквивалентная или эффективная ожидаемая - за время тау, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм. Ожидаемая эффективная или эквивалентная доза определяется в виде:

                                t  + тау

                                 0

                      H       = интеграл  H (T) x dt, где

                       тау(T)      t       T

                                    0

t0 - момент поступления, в HT(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 отдельных последствий облучения всего тела человека или отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе HтауT на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани:

                        E = сумма W  x H    , где

                         T     T        тауT

HтауT - эффективная доза в ткани T за время тау, а WT - взвешивающий коэффициент для ткани T.

Единица измерения эффективной дозы - Дж x кг(-1), которая имеет специальное наименование - зиверт (Зв).

3.14. Доза эффективная коллективная - величина, определяющая полное воздействие излучения на группу людей, определяется в виде:

                         S = сумма E  x N , где

                               i    i    i

Ei - средняя эффективная доза на i-ю подгруппу группы людей, Ni - число людей в подгруппе, она может быть определена также в виде интеграла:

                           oo       dN

                    S = интеграл E [--] x dE, где

                           0        dE

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 другом месте, которое может привести к облучению в индивидуальной дозе 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 = -- (Гр x с  )

                                 dt

                                 dH        -1

                             Н = -- (Зв x с  )

                                 dt

                                 dE        -1

                             Е = -- (Зв x с  )

                                 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 ионизирующей 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.

43. 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 и ограничению облучения населения природными источниками ионизирующего излучения несет администрация территорий и субъектов Российской Федерации.

ГАРАНТ:

См. Положение о порядке выдачи временных разрешений Госатомнадзора РФ на деятельность по производству, обращению и использованию радиоактивных веществ и изделий на их основе, утвержденное приказом Госатомнадзора РФ от 25 мая 1993 г. N 53

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

                  r = p(E) x r  x E

                              E

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

                         E     E    E

г, R - индивидуальный и коллективный риск соответственно:

Е, SE - индивидуальная и коллективная эффективные дозы соответственно;

р(Е), p(SE) - вероятность событий, создающих дозы Е и SE соответственно;

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

Коэффициент риска равен:

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

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

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

                   г = р(Е)

                   R = p(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 - валовый (полный) доход;

Р - 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 персонала принимается 1,0 х 10(-3) - за год, а для населения 5,0 х 10(-5) за год.

Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации риска и область безусловно приемлемого риска и составляет 10(-6) 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 (ДОЛ) 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.

Таблица 5.1

Основные дозовые пределы

Нормируемые величины	Дозовые пределы
	лица из персонала* (группа А)	лица из населения
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последователь- ные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике, коже**, кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Примечание.

* 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/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2.

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 продуктов 222Rn и 220Rn (торона) составляют:

     ПГП: 0,10 П    + 0,52     + 0,38     = 3,1 МБк,

                RaA       ПRaB       ПRaC

          0,91 П    + 0,09 П    = 0,68 МБк;

                ThB         ThC

     ДОА: 0,10 А    + 0,52 A    + 0,38 A    = 1240 Бк/м3,

                RaA         RaB         RaC

          0,91 А    + 0,09 А    = 270 Бк/м3, где

                ThB         ThC

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 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 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 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/м3;

- среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность торона (Rn-220) в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/м3;

- 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/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

7.1. 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 АRпэкв + 4,6АTпэкв не превышала 100 Бк/м3," 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/м3. 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/м3. 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):

          Аэфф = А   + 1,31A   + 0,085A  <= 370 Бк/кг, где

                  Ra        Th         k

АRa и АTh - удельные активности Ra-226 и Th-232, находящихся в равновесии с остальными членами уранового ториевого семейств, Ак - 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):

                               А   <= 740 Бк/кг;

                                эфф

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

                               А   <= 2,8 кБк/кг;

                                эфф

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 (DYAi) 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:

                                 Ai

                         Сумма ------ <= 1, где

                              i DУAi

Ai - удельная активность радионуклидов в воде.

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

                Au + 1,2A  <= 2,8 кБк/кг, где

                         Th

Au и ATh - 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.

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

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

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

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

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 к 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

Меры защиты	Прогнозируемая доза за первые 10 суток, мГр
	на все тело		Щитовидная железа, легкие, кожа
	Уровень А	Уровень Б	Уровень А	Уровень Б
Укрытие	5	50	50	500
Йодная профилактика взрослые дети	- -	- -	250* 100*	2500* 1000*
Эвакуация	50	500	500	5000

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

* Только для щитовидной железы

Таблица 8.3

Критерии для принятия решений об отселении и ограничении потребления
загрязненных пищевых продуктов

Меры защиты	Предотвращаемая эффективная доза, мЗв
	Уровень А	Уровень Б
Ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды	5 за первый год 1/год в последующие годы	50 за первый год 10/год в последующие годы
Отселение	50 за первый год	500 за первый год
	1000 за все время отселения

Таблица 8.4

Критерии для принятия решений об ограничении потребления
загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения
аварии

Радионуклиды	Содержание радионуклида в пищевых продуктах, кБк/кг
	Уровень А	Уровень Б
Йод-131, Цезий-134, 137, Стронций-90	1 0,1	3 0,3

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 принимается 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 источникам 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 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.табл.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 материала 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 их 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 которыми 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 стандартных параметров; Vперс = 2,5 х 10(6) л в год; t перс = 1700 = 1 х 10(5) мин = = 6,1 х 10(6) с; М перс = 0.

Для лиц из населения установлены следующие значения стандартных параметров: Vнас = 7,3 х 10(6) л в год; tнас = 8800 = 5,3 х 10(5) мин = = 3,2-10(7) с; Мнас = 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 Тэфф из легких. К классу "М" (медленный) отнесены соединения с Тэфф более 100 суток; "П" (промежуточный) - с Тэфф от 10 до 100 суток; к "Б" (быстрый) - с Тэфф менее 10 суток. Распределение соединения 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.

В таблицах запись вида 1,6-12 означает 1,6-10(-12), а 1,6+12 1,6 х 10(+12).

10.6. Если неизвестна химическая форма данного радионуклида, то следует использовать наименьшее из указанных в приложении П-1 значений ПГПперс и ДОАперс 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 ПГПнас и допустимой среднегодовой объемной активности ДОАнас для возрастной группы, где эта активность наименьшая;

б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей значения дозового коэффициента, предела годового поступления ПГПнас и допустимой среднегодовой удельной активности ДУАнас 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.102), 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 см2.

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 х см2). Загрязнение кожи тритием не нормируется, так как контролируется его содержание в воздухе рабочих помещений и организме.

Таблица 10.1

Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от
техногенных источников, мкГр/ч

Назначение помещений	Мощность дозы
Помещения постоянного пребывания лиц из персо- нала	10
Жилые помещения и территория, где постоянно находятся лица из населения	0,1

Таблица 10.2

Допустимые уровни облучения кожи лиц из персонала
моноэнергетическими электронами

Энергия электронов, МэВ	Эквивалентная на единичный флюенс доза h, 10(-10) Зв х см2/част		Допустимая плотность потока ДППперс, част/см2 х с
	изотропное поле	параллельный пучок	изотропное поле	параллельный 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

Таблица 10.3

Допустимые уровни - общего радиоактивного загрязнения рабочих
поверхностей, кожи (в течение рабочей смены), спецодежды и средств
индивидуальной защиты, част/(мин х см2)

Объект загрязнения	Альфа-активные нуклиды		Бета- активные нуклиды
	отдельные	прочие
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивиду- альной защиты	2	2	200
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви	5	20	2000
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находяще- гося в них оборудования	5	20	2000
Поверхности помещений периодичес- кого пребывания персонала и нахо- дящегося в них оборудования	50	200	10000
Наружная поверхность дополнитель- ных средств индивидуальной защи- ты, снимаемой в саншлюзах	50	200	10000

Таблица 10.4

Допустимые уровни облучения лиц из персонала моноэнергетическими
фотонами

Энергия фотонов, МэВ	Эффективная на единичный флюенс доза е, 10(-12) Зв х см2/фотон		Допустимая плотность потока ДППперс, фотон/см2 х с
	изотропное поле	параллельный пучок (ПЗ)	изотропное поле	параллельный пучок (ПЗ)
1,0-2	0,02	0,06	1,6+5	5,3+4
1,5-2	0,06	0,16	5,5+4	2,1+4
2,5-2	0,09	0,24	3,7+4	1,4+4
3,0-2	0,14	0,33	2,4+4	1,1+4
4,0-2	0,16	0,36	2,1+4	1,0+4
5,0-2	0,18	0,38	1,8+4	8,6+3
6,0-2	0,20	0,40	1,6+4	8,2+3
8,0-2	0,24	0,45	1,4+4	7,3+3
1,0-1	0,28	0,53	1,2+4	6,2+3
1,5-1	0,44	0,78	7,5+3	4,2+3
2,0-1	0,60	1,0	5,5+3	3,2+3
3,0-1	0,95	1,6	3,5+3	2,1+3
4,0-1	1,3	2,1	2,5+3	1,6+3
5,0-1	1,6	2,5	2,0+3	1,3+3
6,0-1	2,0	3,0	1,7+3	1,1+3
8,0-1	2,6	3,8	1,3+3	8,6+2
1,0	3,3	4,6	1,0+3	7,2+2
1,5	4,7	6,2	7,0+2	5,3+2
2,0	5,9	7,7	5,5+2	4,3+2
3,0	8,2	10	4,0+2	3,2+2
4,0	10	12	3,2+2	2,6+2
5,0	12	15	2,7+2	2,2+2
6,0	14	17	2,3+2	2,0+2
8,0	18	21	1,8+2	1,6+2
10,0	22	25	1,5+2	1,3+2
*ПЗ - передне-задняя геометрия

Таблица 10.5

Допустимые уровни облучения кожи лиц из персонала
моноэнергетическими фотонами

Энергия фотонов, МэВ	Эффективная на единичный флюенс доза h, 10(-12) Зв х см2/фотон		Допустимая плотность потока ДППперс, фотон/см2 х с
	изотропное поле	параллельный пучок	изотропное поле	параллельный пучок
1,0-2	2,9	3,5	2,8+4	2,3+4
1,5-2	1,4	1,5	5,7+4	5,5+4
2,0-2	0,77	0,87	1,1+5	9,4+4
3,0-2	0,36	0,46	2,3+5	1,8+5
4,0-2	0,27	0,34	3,0+5	2,4+5
5,0-2	0,23	0,30	3,5+5	2,8+5
6,0-2	0,23	0,29	3,6+5	2,8+5
8,0-2	0,26	0,33	3,1+5	3,0+5
1,0-1	0,32	0,40	2,6+5	2,0+5
1,5-1	0,51	0,63	1,6+5	1,3+5
2,0-1	0,73	0,86	1,1+5	9,5+4
3,0-1	1,1	1,3	7,1+4	6,1+4
4,0-l	1,6	1,8	5,2+4	4,5+4
5,0-1	2,0	2,3	4,1+4	3,5+4
6,0-1	2,4	2,8	3,5+4	3,0+4
8,0-1	3,1	3,6	2,6+4	2,3+4
1,0	3,8	4,4	2,1+4	1,8+4
1,5	5,3	6,1	1,5+4	1,3+4
2,0	6,7	7,6	1,2+4	1,1+4
3,0	9,0	10	9,1+3	8,1+4
4,0	11	12	7,4+3	6,7+4
5,0	13	14	6,4+3	5,7+4
6,0	15	16	5,5+3	5,1+4
8,0	18	20	4,5+3	4,1+4
10,0	22	24	3,7+3	3,5+4

Таблица 10.6

Допустимые уровни облучения лиц из персонала моноэнергетическими
нейтронами

Энергия нейтронов, МэВ	Эффективная на единичный флюенс доза е, 10(-12) Зв х см2/част		Допустимая плотность потока ДППперс, част/см2 х с
	изотропное поле	параллельный пучок (ПЗ)	изотропное поле	параллельный пучок (ПЗ)*
тепл. нейтроны	0,68	4,0	4800	820
1,0-7	0,77	4,4	4200	750
1,0-6	0,81	4,8	4000	680
1,0-5	0,89	4,5	3700	740
1,0-4	0,73	4,1	4500	790
1,0-3	0,61	3,8	5400	860
1,0-2	0,98	4,5	3300	730
2,0-2	1,2	5,9	2800	550
5,0-2	1,8	11	1800	300
1,0-1	2,2	20	1500	160
2,0-1	9,4	39	350	85
5,0-1	23	87	140	38
1,0	46	140	71	23
1,5	61	180	54	18
2,0	76	210	43	15
3,0	110	260	31	13
4,0	140	300	24	11
5,0	180	330	18	10
6,0	190	350	17	9,4
7,0	200	360	16	9,0
8,0	210	380	15	8,6
10	230	410	14	8,0
14	280	480	11	6,8
*ПЗ - передне-задняя геометрия

Таблица 10.7

Допустимые уровни облучения кожи лиц из персонала
моноэнергетическими нейтронами

Энергия фотонов, МэВ	Эффективная на единичный флюенс доза h, 10(-12) Зв х см2/част		Допустимая плотность потока ДППперс, част/см2 х с
	изотропное поле	параллельный пучок	изотропное поле	параллельный пучок
тепл. нейтроны	3,1	2,8	2,6+4	4,6+3
1,0-7	3,3	2,0	2,4+4	4,1+3
1,0-6	4,0	2,7	2,0+4	3,0+3
1,0-5	3,3	2,9	2,4+4	2,8+3
1,0-4	2,4	2,7	3,3+4	3,0+3
1,0-3	2,2	2,5	3,6+4	3,2+3
3,0-3	3,2	2,3	2,5+4	3,5+3
1,0-2	16	2,2	5,1+3	3,6+3
3,0-2	26	5,2	3,2+3	1,5+3
1,0-1	48	8,7	1,7+3	9,2+2
2,0-1	150	2,8	5,3+2	2,9+2
3,0-1	190	3,5	4,3+2	2,3+2
5,0-1	250	4,2	3,2+2	1,9+2
1,0	420	6,7	1,9+2	1,2+2
2,5	300	4,2	2,6+2	1,9+2
5,0	400	5,6	2,1+2	1,4+2
7,5	470	6,6	1,7+2	1,2+2
1,0+1	500	7,0	1,6+2	1,1+2
1,5+1	590	8,3	1,4+2	1,0+2
2,0+1	680	8,9	1,2+2	9,0+2
3,0+1	300	4,2	2,7+2	1,9+2
5,0+1	290	4,3	2,8+2	1,9+2
1,0+2	320	5,1	2,6+2	1,8+2

Таблица 10.8

Допустимые уровни облучения кожи лиц из персонала бета-частицами

Граничная энергия бета-спектра, МэВ	Эквивалентная на единичный флюенс доза h, 10(-10) Зв х см2/част		Допустимая плотность потока ДППперс, част/см2 х с
	изотропное поле	параллельный пучок	изотропное поле	параллельный пучок
0,2	40,0	28	1900	30
0,3	2,0	19	410	40
0,4	2,6	14	300	60
0,5	3,0	12	270	70
0,7	3,5	8,6	230	95
1,0	3,7	6,3	220	130
1,5	3,8	4,7	210	180
2,0	3,9	4,2	210	200
2,5	4,0	4,0	200	200
3,0	4,0	3,9	200	210
3,5	4,0	3,8	200	210

Таблица 10.9

Допустимые уровни облучения кожи лиц из персонала протонами

Энергия протонов, МэВ	Эквивалентная на единичный флюенс доза h, 10(-9) Зв х см2/част		Допустимая плотность потока ДППперс, част/см2 х с
	изотропное поле	параллельный пучок	изотропное поле	параллельный пучок
2,0+0	19,0	610	4	0,13
5,0+0	7,3	360	11	0,22
1,0+1	3,6	210	22	0,38
2,0+1	2,1	120	39	0,67
3,0+1	1,7	90	46	0,89
5,0+1	1,5	64	54	1,3
1,0+2	1,2	35	67	2,3
1,5+2	1,0	23	77	3,5
2,0+2	4,4	6,2	18	13
3,0+2	3,4	3,6	24	22
5,0+2	3,3	3,7	23	21
1,0+3	2,7	3,2	30	25
2,0+3	2,8	3,6	29	22
5,0+3	3,8	5,5	18	14
1,0+4	4,6	6,4	16	12

Библиографические данные

1. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. Ч.1: Пер. с англ.- М.: Энергоатомиздат, 1982.-136 с.

2. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. Ч.2: Пер. в англ.- М.: Энергоатомиздат, 1983.-102 с.

3. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. Ч.3: Пер. с англ.- М.: Энергоатомиздат, 1984.-93 с.

4. Схема распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Публикация 38 МКРЗ. В 2-х ч.: Пер. с англ.- М.: Энергоатомиздат, 1987.

5. Риск заболевания раком легких в связи с облучением дочерними продуктами распада радона внутри помещений: Публикация 50 МКРЗ: Пер. с англ.-М.: Энергоатомиздат, 1992. - 112 с.

6. Данные для использования при защите от внешнего излучения.

Защита пациента в ядерной медицине: Публикации 51, 52 МКРЗ: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1993. - 187 с.

7. ICRP Publication 54. Individual Monitoring for Intakes of Radionuclides by Workers: Desing and Interpretation. - Annals of the ICRP, v.19, N 1-3, 1988.

8. Publ. 55/Ann. ICRP. Optimization and decision-making in radiological protection. - 1989. - 20, N 1. - P. 1182 -1188.

9. ICRP Publication 59. The Biological Basis for Dose Limitation in the Skin. - Annals of the ICRP, v.22, N 2, 1992.

10. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г.

Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основ. на рекоменд. 1990 г. Публ. 60, 61 МКРЗ Ч.1: Пер. в англ. - М.: Энергоатомиздат, 1994. - 192 с.

11. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публ. 60. МКРЗ Ч.2: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1994. - 207 с.

12. ICRP Publication 62. Radiological Protection in Biomedical Research. - Annals of the ICRP, v.22, N 3, 1992.

13. ICRP Publication 63. Principles for Intervention for Protection of the Public in a Radiological Emergency. - Annals of the ICRP, v.22, N 4, 1993.

14. ICRP Publication 65. Protection Against Radon-222 at Home and at Work. - Annals of the ICRP, v.23, N 2, 1994.

15. ICRP Publication 66. Human respiratory Tract Model for Radiological Protection. - Annals of the ICRP, v.24, N 1 - 3, 1994.

16. ICRP Publication 68. Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers. - Annals of the ICRP, v.24, N 4, 1994.

17. International dasic satefty standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources. Viena: IAEA, (Safety series, 115), 1994.