Портал «Опасный груз» - объединение участников рынка опасных веществ и изделий.

Приложение 7 к НРБ 99/2009 (Термины и определения)

Приложение 7 на регистрацию в Минюст РФ не представлялось.

Применительно к настоящим санитарным правилам приняты следующие термины и определения.

1. Авария радиационная - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которая могла привести или привела к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

2. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

А = ----, где

dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного

энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей

активности является беккерель (Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная

единица активности кюри (Ки) составляет 3,7 x 10 Бк.

3. Активность минимально значимая (МЗА)- активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности.

4. Активность минимально значимая удельная (МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности.

5. Активность удельная (объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

А = ---, А = ---.

Единица удельной активности - беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности - беккерель на метр кубический, Бк/м3.

6. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочерних

продуктов изотопов радона - Rn и Rn - взвешенная сумма объемных

активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона - Po

(RaA); Pb (RaB); Bi (RaC); Pb (ThB); Bi (ThC) соответственно:

(ЭРОА) = 0,10 А + 0,52 А + 0,38 А

(ЭРОА) = 0,91 А + 0,09 А,

где А - объемные активности дочерних продуктов изотопов радона.

7. Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования настоящих санитарных правил.

8. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете

эквивалентной дозы (W)- используемые в радиационной защите множители

поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов

излучения в индуцировании биологических эффектов:

Фотоны любых энергий _____________________________________ 1

Электроны и мюоны любых энергий __________________________ 1

Нейтроны с энергией менее 10 кэВ _________________________ 5

от 10 до 100 кэВ ___________________________ 10

от 100 кэВ до 2 МэВ ________________________ 20

от 2 до 20 МэВ _____________________________ 10

более 20 МэВ _______________________________ 5

Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи ____ 5

Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра _____________ 20

Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении.

9. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете

эффективной дозы (W) - множители эквивалентной дозы в органах и тканях,

используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности

разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

Гонады _______________________________________ 0,20

Костный мозг (красный) _______________________ 0,12

Толстый кишечник _____________________________ 0,12

Легкие _______________________________________ 0,12

Желудок ______________________________________ 0,12

Мочевой пузырь _______________________________ 0,05

Грудная железа _______________________________ 0,05

Печень _______________________________________ 0,05

Пищевод ______________________________________ 0,05

Щитовидная железа ____________________________ 0,05

Кожа _________________________________________ 0,01

Клетки костных поверхностей __________________ 0,01

Остальное ____________________________________ 0,05 <*>

<*> При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

10. Вмешательство - деятельность, направленная на снижение вероятности, либо дозы, либо неблагоприятных последствий облучения населения при радиационных авариях, при обнаружении радиоактивных загрязнений объектов окружающей среды или повышенных уровней природного облучения на территориях, в зданиях и сооружениях.

11. Группа критическая - группа лиц из населения (не менее 10 чел.), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.

12. Дезактивация - удаление радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды, или его снижение.

13. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу

D = de / dm, где

de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу,

находящемуся в элементарном объеме,

dm - масса вещества в этом объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж x кг-1), и имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

14. Доза в органе или ткани (D) - средняя поглощенная доза в

определенном органе или ткани человеческого тела:

D = (1 / m) x интеграл D x dm, где

m - масса органа или ткани,

D - поглощенная доза в элементе массы dm.

15. Доза эквивалентная (H) - поглощенная доза в органе или ткани,

умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида

излучения, W:

H = W x D , где

D - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т,

W - взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

16. Доза эффективная (E) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

E = SUM W x H , где

H - эквивалентная доза в органе или ткани Т,

W - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

17. Доза эквивалентная (H (тау)) или эффективная (E(тау)), ожидаемая

при внутреннем облучении, - доза за время тау, прошедшее после поступления

радиоактивных веществ в организм:

H (тау) = интеграл H (t)dt,

E(тау) = SUM W x H (тау), где

t - момент поступления,

H (t) - мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или

Когда тау не определено, то его следует принять равным 50 годам для

взрослых и (70 - t) - для детей.

18. Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).

19. Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).

20. Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

21. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные настоящими санитарными правилами.

22. Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.

23. Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.

24. Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.

25. Зона радиационной аварии - территория, на которой установлен факт радиационной аварии.

26. Захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.

27. Источник ионизирующего излучения - (в рамках данного документа - источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие настоящих санитарных правил.

28. Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих санитарных правил.

29. Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения, специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.

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

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

32. Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

33. Место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения.

34. Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).

35. Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

36. Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.

37. Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.

38. Облучение медицинское - облучение ионизирующим излучением, которому подвергаются: а) пациенты при прохождении ими диагностических или терапевтических медицинских процедур; б) лица (за исключением медицинского персонала), которые сознательно и добровольно помогают в уходе за пациентами в больнице или дома; в) лица, проходящие медицинские обследования в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур; и г) лица, участвующие в медицинских профилактических обследованиях и медико-биологических исследованиях.

39. Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

40. Облучение потенциальное - облучение, которого нельзя ожидать с абсолютной уверенностью, но которое может иметь место в результате аварии с источником, либо события или последовательности событий гипотетического характера, включая отказы оборудования и ошибки во время эксплуатации.

41. Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.

42. Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.

43. Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

44. Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.

45. Обращение с отходами радиоактивными - все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.

46. Объект радиационный - физический объект (сооружение, здание, огороженный комплекс зданий), где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.

47. Отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные настоящими санитарными правилами.

48. Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников (группа Б).

49. Предел дозы (ПД) - значение эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения населения и персонала за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта, которое не должно превышаться. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

50. Предел годового поступления (ПГП) - уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

51. Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.

52. Работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль.

53. Работа с радиоактивными веществами - все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль.

54. Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.

55. Санитарно-защитная зона - территория вокруг радиационного объекта, за пределами которой уровень облучения населения за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта не превышает установленную для него квоту.

56. Средство индивидуальной защиты - техническое средство, носимое человеком и используемое для предотвращения или уменьшения воздействия на человека вредных и/или опасных факторов, а также для защиты от загрязнения.

57. Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.

58. Уровень контрольный - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

59. Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение, - электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.

60. Эффекты облучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.

61. Эффекты облучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.

Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 07.07.2009 № 47 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2523-09" (вместе с "НРБ-99/2009. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности. Санитарные правила и нормативы") (Зарегистрировано в Минюсте РФ 14.08.2009 № 14534) (читать дальше)

ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА

ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

ОСПОРБ-99/2010

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА И НОРМАТИВЫ

СП 2.6.1.2612-10

(Аннотация)

Основные санитарные правила и нормативы обеспечения радиационной безопасности (далее - Правила) утверждены и введены в действие Постановлением Главного государственного санитарного врача России от 26.04.2010 № 40. В документ внесены изменения № 1, утвержденные Постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 16.09.2013 № 43.

Санитарные правила ОСПОРБ 99/2010 являются новым изданием ОСПОРБ 99, частично переработанным и дополненным.

Правила устанавливают требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ионизирующего излучения (далее - ИИИ), на которые распространяется действие СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» (далее - НРБ-99/2009).

Правила являются обязательными для исполнения на территории Российской Федерации всеми юридическими и физическими лицами, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администрации субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации.

Правила являются обязательными при проектировании, строительстве, эксплуатации, реконструкции, перепрофилировании и выводе из эксплуатации радиационных объектов.

Правила распространяются на всех юридических и физических лиц, осуществляющих:

Проектирование, добычу, производство, хранение, использование, транспортирование радиоактивных веществ и других ИИИ;

Сбор, хранение, переработку, транспортирование и захоронение радиоактивных отходов;

Монтаж, ремонт и наладку приборов, установок и аппаратов, действие которых основано на использовании ионизирующего излучения, и устройств, генерирующих ионизирующее излучение;

Радиационный контроль техногенных ИИИ.

Правила также распространяются на юридических и физических лиц, от деятельности которых зависит уровень облучения людей природными ИИИ, и организации, выполняющие работы на территории, загрязненной радиоактивными веществами.

Правилами должны руководствоваться в своей работе органы, осуществляющие федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, а также иные органы исполнительной власти, осуществляющие контроль в области обеспечения радиационной безопасности, специальные службы, осуществляющие контроль за безопасностью.

Содержание:

I. Область применения

II. Общие положения

2.1. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности

2.2. Оценка состояния радиационной безопасности

2.3. Пути обеспечения радиационной безопасности

2.4. Общие требования к радиационному контролю

2.5. Требования к администрации и персоналу радиационного объекта

III. Радиационная безопасность персонала и населения при эксплуатации техногенных источников излучения

3.1. Классификация радиационных объектов по потенциальной радиационной опасности

3.2. Размещение радиационных объектов и зонирование территорий

3.3. Проектирование радиационных объектов

3.4. Организация работ с источниками излучения

3.5. Поставка, учет, хранение и транспортирование источников излучения

3.6. Вывод из эксплуатации радиационных объектов и источников излучения

3.7. Работа с закрытыми радионуклидными источниками и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение

3.8. Работа с открытыми источниками излучения (радиоактивными веществами)

3.9. Санитарно-технические системы обеспечения работ с открытыми источниками излучения

3.10. Санпропускники и саншлюзы

3.11. Обращение с материалами и изделиями, загрязненными или содержащими техногенные радионуклиды

3.12. Обращение с радиоактивными отходами

3.13. Радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения

3.14. Методы и средства индивидуальной защиты и личной гигиены персонала

IV. Радиационная безопасность при медицинском облучении

V. Радиационная безопасность при воздействии природных источников излучения

5.1. Облучение населения

5.2. Облучение работников

VI. Радиационная безопасность при радиационных авариях

Приложение 1. Практическая реализация основных принципов радиационной безопасности

Принцип обоснования

Принцип оптимизации

Приложение 2. Заявка на поставку источников ионизирующего излучения

Приложение 3. Удельные активности техногенных радионуклидов, при которых допускается неограниченное использование твердых материалов

Приложение 4. Допустимые удельные активности основных долгоживущих радионуклидов для неограниченного использования металлов и изделий на их основе

Приложение 5 (справочное). Предельные значения удельной и объемной активностей радионуклидов в отходах для отнесения их к радиоактивным отходам

Приложение 6 (справочное). Активности радионуклидов в закрытых радионуклидных источниках, при превышении которых на обращение с источником необходима лицензия (минимально лицензируемая активность - МЛА)

Приложение 7 (справочное). Нормативные ссылки

Приложение 8 (справочное). Термины и определения

Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 7 июля 2009 г. N 47
"Об утверждении СанПиН 2.6.1.2523-09"

3. С момента введения СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" считать утратившими силу СП 2.6.1.758-99 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)" , утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 2 июля 1999 г.

Г.Г. Онищенко

______________________________

* Не нуждается в государственной регистрации Министерством юстиции, поскольку носит нормативно-технический характер и не содержит новых норм права (Письмо Министерства юстиции от 29.07.99 N 6014-ЭР)

Утверждены новые СанПиН "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" (далее также - НРБ). Это связано с окончанием срока действия прежних норм.

Нормы применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. Требования обязательны для всех юридических и физических лиц, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций регионов, местных органов власти, граждан России, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории страны.

Основные нормативы показателей радиационной безопасности не изменились, так как они установлены Законом "О радиационной безопасности населения". При этом правила содержат ряд новшеств.

В частности, изменен критерий для выписки пациента из лечебного учреждения после терапии источниками ионизирующего излучения. Вместо норматива в 3 мкЗв/час на расстоянии 1 метра от пациента в НРБ приведена таблица со значениями остаточной активности радионуклидов в теле и мощности эквивалентной дозы вблизи тела пациента.

Принципиальные изменения внесены в раздел "Ограничение природного облучения". Допустимый уровень излучения теперь устанавливается не только для строительного сырья, но и готовой продукции из него, а также минерального сырья. Установлен единый критерий предварительной оценки качества питьевой воды по удельной суммарной альфа- /Аa/ и бета- /Аb/ активности, которая не должна превышать 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно. Изменено нормирование для минеральных удобрений и агрохимикатов.

Для регламентации воздействия ионизирующих излучений на человека введены нормы радиационной безопасности НРБ-99, которые в полном объеме вступили в силу с 1.01.2000 г. Основу Норм составил передовой отечественный и зарубежный опыт радиационной защиты населения.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников ионизирующих излучений необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

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

 принцип обоснования - 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 оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ИИ).

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

В Нормах рассматриваются следующие виды облучения:

облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ИИ,

облучение персонала и населения в условиях радиационной аварии,

облучение работников промышленных предприятий и населения природными источниками ИИ,

медицинское облучение населения.

Основные регламентируемые величины техногенного облучения

в контролируемых условиях

Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) регламентируют систему дозовых пределов и принципы их применения. По НРБ-99 выделяются следующие категории облучаемых лиц:

 персонал: группа А (лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения), группа Б (лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников).

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

основные дозовые пределы (таблица 1);

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

контрольные уровни (дозы и 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 1. Основные дозовые пределы

Примечание: * дозы облучения, как и все допустимые производные уровни персонала группы Б не должны превышать ¼ значений для персонала группы А.

** Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см 2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см 2 . На ладонях толщина покровного слоя – 40 мг/см 2 .

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.

Существуют открытые и закрытые источники излучения. Устройство закрытого источника исключает попадание самого радиоактивного вещества (изотопа) в окружающую среду. При использовании открытых источников возможно загрязнение рабочих поверхностей, воздуха, воды и т.д. радиоактивными изотопами с последующим возможным попаданием внутрь организма, т.е. возможно не только внешнее, но и внутреннее облучение. 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.

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 расчет осуществляется аналогично указанному выше.

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

Планируемое повышенное облучение

Планируемое повышенное облучение персонала при ликвидации аварии выше установленных дозовых пределов 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 согласии, после информирования о возможных дозах облучения при ликвидации аварии и риске для здоровья.