Норм радиационной безопасности нрб

2.6.1.ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Нормырадиационной безопасности(НРБ-99/2009)

Санитарные правила и нормативыСанПин 2.6.1.2523-09

1.Санитарные правила НРБ-99/2009 являются новым изданием НРБ-99, частично переработанным идополненным.

НРБ-99/2009 подготовлены: ФГУН НИИРГ (д.м.н. И.К.Романович (руководитель), д.б.н. М.И. Балонов, А.Н. Барковский, к.т.н. Г.Я.Брук, к.м.н. Н.М. Вишнякова, к.т.н. Ю.О. Константинов, к.м.н. В.П. Рамзаев,д.б.н. В.С. Репин, к.т.н. И.П. Стамат); Роспотребнадзором (А.А. Горский);Министерством обороны (к.т.н. Э.Ф. Андриевский); Федеральной таможенной службойРФ (И.Н. Банных); Медицинским радиологическим научным центром (д.т.н. В.К.Иванов, д.м.н. А.Ф. Цыб); Российским научным центром «Курчатовский институт»(к.т.н. В.А. Кутьков); Институтом безопасного развития атомной энергии (д.т.н.И.И. Линге); МВД России (Н.В. Обатурова); ФМБА России (к.м.н. В.В. Романов);Государственной корпорацией «Росатом» (к.т.н. А.П. Панфилов); ФГУП ВНИИжелезнодорожной гигиены Роспотребнадзора (к.т.н. М.Н. Савкин); ФМБЦ им. А.И.Бурназяна (к.м.н. А.В. Симаков); ВНИИ сельскохозяйственной радиологии иагроэкологии Россельхозакадемии (д.б.н. Е.В. Спирин); ФГУЗ «Федеральный центргигиены и эпидемиологию) (к.м.н. О.Е. Тутельян); Ростехнадзором (В.Я. Река,Р.Б. Шарафутдинов).

НРБ-99 подготовленырабочей группой РНКРЗ в составе д.м.н. П.В. Рамзаев (руководитель),к.м.н. Е.Б. Антипин, д.б.н. М.И. Балонов, В.Ю. Голиков, д.м.н. В.Я. Голиков,д.м.н. Е.В. Иванов, д.м.н. С.И. Иванов, к.т.н. О.А. Кочетков, д.т.н. Э.М. Крисюк к.ф.-м.н. В.А. Кутьков, д.м.н. А.Н. Либерман, А.П. Панфилов,к.х.н. А.И. Тихонова, д.м.н. А.Ф. Цыб; от Республики Беларусь — И.П. Васильева,д.м.н. Я.Э. Кенигсберг, к.б.н. В.Ф. Миненко, д.м.н. В.И. Тернов.

2. Рекомендованы кутверждению Комиссией по санитарно-эпидемиологическому нормированию приФедеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучиячеловека (протокол от 25 июня 2009 г. № 1).

3.Утверждены и введены в действие постановлением Главного государственногосанитарного врача Российской Федерации Г.Г. Онищенко от 7 июля 2009 г. № 47 с 1сентября 2009 г.

4.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 радиационнойбезопасности (НРБ-99)»,утверждённые Главным государственным санитарным врачом Российской ФедерацииГ.Г. Онищенко 2 июля 1999 г.

5. Зарегистрированы вМинистерстве юстиции Российской Федерации 14 августа 2009 г., регистрационныйномер 14534.

Федеральный закон«Осанитарно-эпидемиологическом благополучии населения»от 30марта 1999 г. № 52-ФЗ

(в ред. Федеральных законов от 30.12.2001 № 196-ФЗ, от10.01.2003 № 15-ФЗ,от 30.06.2003 № 86-ФЗ, от 22.08.2004 №122-ФЗ, от 09.05.2005 № 45-ФЗ,от 31.12.2005 № 199-ФЗ,от 18.12.2006 № 232-ФЗ, от 29.12.2006 № 258-ФЗ, от 30.12.2006№266-ФЗ, от 26.06.2007 № 118-ФЗ, от 08.11.2007 № 258-ФЗ, от 01.12.2007 № 309-ФЗ,от14.06.2008 № 118-ФЗ)

«Государственныесанитарно-эпидемиологические правила и нормативы (далее — санитарные правила) -нормативные правовые акты, устанавливающие санитарно-эпидемиологическиетребования (в том числе критерии безопасности и (или) безвредности факторовсреды обитания для человека, гигиенические и иные нормативы), несоблюдение которыхсоздает угрозу жизни или здоровью человека, а также угрозу возникновения ираспространения заболеваний» (статья 1).

«Соблюдение санитарныхправил является обязательным для граждан, индивидуальных предпринимателей июридических лиц» (статья 39).

«За нарушениесанитарного законодательства устанавливается дисциплинарная, административная иуголовная ответственность в соответствии с законодательством РоссийскойФедерации» (статья 55).

Федеральный закон«Орадиационной безопасности населения»от 09января 1996 г. № 3-ФЗ

(в ред. Федерального закона от 22.06.2004 № 122-ФЗ)

«Радиационнаябезопасность населения — состояние защищенности настоящего и будущего поколенийлюдей от вредного для их здоровья воздействия ионизрующего излучения» (статьяГ).

«Граждане РоссийскойФедерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие натерритории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Этоправо обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращениюрадиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения вышеустановленных, норм, правил и нормативов» (статья 22).

Главныйгосударственный санитарный врач Российской Федерации

Постановление1

ОбутвержденииСанПиН 2.6.1.2523-09

В соответствии с Федеральнымзаконом от 30.03.1999 № 52-ФЗ «Осанитарно-эпидемиологическом благополучии населения» (Собраниезаконодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650; 2002, № 1 (ч. 1),ст. 1; 2003, № 2, ст. 167; № 27 (ч. 1), ст. 2700; 2004, № 35, ст. 3607; 2005, №19, ст. 1752; 2006, № 1, ст. 10, № 52 (ч. 1) ст. 5498; 2007 № 1 (ч. 1) ст. 21;№ 1 (ч. 1) ст. 29; № 27, ст. 3213; № 46, ст. 5554; № 49, ст. 6070; 2008, № 24,ст. 2801; № 29 (ч. 1), ст. 3418; № 30 (ч. 2), ст. 3616; № 44, ст. 4984; № 52(ч. 1), ст. 6223; 2009, № 1, ст. 17) и постановлением Правительства РоссийскойФедерации от 24.07.2000 № 554«Об утверждении Положения о государственной санитарно-эпидемиологическойслужбе Российской Федерации и Положения о государственномсанитарно-эпидемиологическом нормировании» (Собрание законодательстваРоссийской Федерации, 2000, № 31, ст. 3295, 2004, № 8, ст. 663; № 47, ст. 4666;2005, № 39, ст. 3953)

ПОСТАНОВЛЯЮ:

1. Утвердить санитарные правила СанПиН2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)»(приложение).

2. Ввести в действиеСанПиН 2.6.1.2523-09 с 1 сентября 2009 г.

3. С момента введенияСанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)»считать утратившими силу СП 2.6.1.758-99 «Нормы радиационной безопасности(НРБ-992,утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской ФедерацииГ.Г. Онищенко 2 июля 1999 г.

Г.Г. Онищенко

1 — Зарегистрировано в Министерстве юстицииРоссийской Федерации 14 августа 2009 года, регистрационный номер 14534.

2 — Не нуждается в государственной регистрацииМинистерством юстиции, поскольку носит нормативно-технический характер и несодержит новых норм права (Письмо Министерства юстиции от 29.07.99 № 6014-ЭР)

Приложение

УТВЕРЖДЕНЫ

постановлениемглавного государственного

санитарноговрача Российской федерации

от 7 июля2009 г. №47

2.6.1.ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Нормы радиационной безопасности(НРБ-99/2009)

Санитарные правила и нормативы

СанПин 2.6.1.2523-09

Содержание

1.1. Нормырадиационной безопасности НРБ-99/2009 (далее — Нормы) применяются дляобеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на негоионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования инормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических ифизических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, врезультате деятельности которых возможно облучение людей, а также дляадминистраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, гражданРоссийской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих натерритории Российской Федерации.

1.2. Настоящие Нормыустанавливают основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ионизирующегоизлучения по ограничению облучения населения в соответствии с Федеральнымзаконом от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ «О радиационнойбезопасности населения»*.

* — Собрание законодательства Российской Федерации, 1996,№ 3, ст. 141; 2004, № 35, ст. 3607; 2008, № 30 (ч.2), ст. 3616

1.3.Нормы распространяются на следующие источники ионизирующего излучения:

— техногенныеисточники за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

— техногенныеисточники в результате радиационной аварии;

— природные источники;

— медицинскиеисточники.

1.4.Требования Норм не распространяются на источники излучения, создающие при любыхусловиях обращения с ними:

— индивидуальнуюгодовую эффективную дозу не более 10 мкЗв; и

— коллективнуюэффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозеболее 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность сниженияколлективной дозы;

— индивидуальнуюгодовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике глаза не более15 мЗв.

Требования Норм нераспространяются также на космическое излучение на поверхности Земли ивнутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которыепрактически невозможно влиять.

2.1. Для обеспечениярадиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучениянеобходимо руководствоваться следующими основными принципами:

— не превышение допустимых пределов индивидуальныхдоз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

— запрещение всехвидов деятельности по использованию источников излучения, при которыхполученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда,причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

— поддержание навозможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальныхфакторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любогоисточника излучения (принцип оптимизации).

2.2. Для обоснованиярасходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизациипринимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводитк потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 чел.-года жизни населения.Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни устанавливаетсяотдельными документами федерального уровня в размере не менее 1 годовогодушевого национального дохода.

2.3. Для наиболееполной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облученияв малых дозах, определяется ущерб, количественно учитывающего как эффектыоблучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностьюк ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии собщепринятой в мире линейной беспороговой теорией зависимости рискастохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излученияи связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, приведенныев таблице:

Усредненнаявеличина коэффициента риска, используемая для установления пределов дозперсонала и населения, принята равной 0,05 Зв-1.

В условиях нормальной эксплуатации источниковионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаютсяисходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска:

— для персонала — 1,0´10-3;

— для населения — 5,0´10-5.

Уровень пренебрежимомалого риска составляет 10-6.

При обосновании защитыот источников потенциального облучения в течение года принимаются следующиеграничные значения обобщенного риска (произведение вероятности события,приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):

— персонал — 2,0´10-4,год-1;

— население — 1,0´10-5,год-1.

3.1. Нормальные условия эксплуатации источниковизлучения

3.1.1. Устанавливаютсяследующие категории облучаемых лиц:

— персонал (группы А иБ);

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

3.1.2. Для категорийоблучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:

— основные пределы доз(ПД), приведенные в таблице 3.1;

— допустимые уровнимонофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления илиодного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределовдоз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемныеактивности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

Для обеспечения условий,при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетомдостигнутого в организации уровня радиационной безопасности, администрациейорганизации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровниактивности, плотности потоков и др.).

Таблица 3.1

Основные пределы доз

3.1.3. Основные пределыдоз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, атакже дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облученияустанавливаются специальные ограничения.

3.1.4. Эффективнаядоза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет)- 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) — 70 мЗв. Началом периодовсчитается 1 января 2000 года.

3.1.5. Годоваяэффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатациитехногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределовдоз, установленных в таблице 3.1.

Под годовойэффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения,полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннегооблучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

3.1.6. В стандартныхусловиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе8 Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания исреднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышатьчисловых значений ПГП и ДОА, приведенных в Приложениях1 и 2,где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год длянаселения.

В условияхнестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются всоответствии с санитарным законодательством.

3.1.7. Для персоналагруппы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов изотопов радона (222Rn и 220Rn ) — 218Po (RaA); 214Pb (RaB); 214Bi (RaC); 212Pb (ThB); 212Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновеснойактивности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА)составляют:

ПГП:0,10ПRaA+0,52ПRaB+0,38ПRaC=3,0 МБк

0,91ПThB+0,09ПThC=0,68 МБк

ДОА:0,10АRaA+0,52АRaB+0,38АRaC=1200 Бк/м3

0,91АThB+0,09АThC=270 Бк/м3

где Пi и Аi — годовые поступленияи среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочернихпродуктов изотопов радона.

3.1.8. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающихс источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентнаядоза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв вмесяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20предела годового поступления для персонала.

На период беременностии грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, несвязанную с источниками ионизирующего излучения.

3.1.9. Для студентов иучащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованиемисточников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленныхдля персонала группы Б.

3.2. Планируемое повышенное облучение

3.2.1. Планируемоеповышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при предотвращенииразвития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только вслучае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения.Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования овозможных дозах облучения и риске для здоровья.

3.2.2. Планируемоеповышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозахне более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1., допускается организациями(структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти,осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровнесубъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в годи четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1. — допускается только федеральнымиорганами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор.

Повышенное облучениене допускается:

— для работников,ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированногоповышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой,превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 3.1.;

— для лиц, имеющихмедицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

3.2.3. Лица,подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года,при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв загод.

Облучение эффективнойдозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциальноопасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться иззоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа систочниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальномпорядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу,привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны бытьоформлены и допущены к работам как персонал группы А.

4.1.Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников,включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях(любые профессии и производства).

4.2.Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие примонофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительностиработы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м3/ч и радиоактивномравновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли,составляют:

— мощность эффективнойдозы гамма-излучения на рабочем месте — 2,5 мкЗв/ч;

— ЭРОАRn в воздухе зоныдыхания — 310 Бк/м3;

— ЭРОАTn в воздухе зоныдыхания — 68 Бк/м3;

— удельная активностьв производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии счленами своего ряда — 40/fкБк/кг, где f — среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания,мг/м3;

— удельная активностьв производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии счленами своего ряда, — 27/f,кБк/кг.

При многофакторномвоздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторовк значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.

4.3. Воздействиекосмических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучениев производственных условиях по п.4.1.

5.1. Общие положения

5.1.1. Радиационнаябезопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всехосновных видов облучения (п.1.3). Возможности регулирования разных видов облучения существенноразличаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применениемразных методологических подходов и технических способов.

5.1.2. В отношениивсех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозыоблучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихсяоблучению, в соответствии с принципом оптимизации.

5.2. Ограничение техногенного облучения внормальных условиях

5.2.1. Годовая дозаоблучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл. 3.1.). Указанные пределы доз относятся ксредней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма дозвнешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствиепоступления радионуклидов в организм за текущий год.

5.2.2. При воздействиина население нескольких техногенных источников федеральными органамиисполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются величины воздействия длякаждого источника с целью соблюдения основных пределов доз, указанных в таблице 3.1..

5.2.3. Облучениенаселения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечениясохранности источников излучения, контроля технологических процессов иограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другимимероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращенияиспользования источников излучения.

5.2.4.Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой водеи воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовыхкоэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетомих распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также сучетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучениялюдей. Значения дозовых коэффициентов для критических групп населения, ДОА иПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения, приведены в Приложении2.

5.3. Ограничение природного облучения

5.3.1. Допустимоезначение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природныхисточников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучениянаселения достигается путем установления системы ограничений на облучениенаселения от отдельных природных источников излучения.

5.3.2. Припроектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно бытьпредусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемнаяактивность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn+4,6×ЭРОАТn не превышала 100 Бк/м3,а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы наоткрытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.3. Вэксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодовая эквивалентнаяравновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухежилых и общественных помещений ЭРОАRn+4,6×ЭРОАТn не должна превышать200 Бк/м3. При более высоких значениях объемной активности должныпроводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона ввоздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должныпроводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещенияхпревышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.4. Эффективнаяудельная активность (Аэфф) природных радионуклидов встроительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень,цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях илиявляющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленногопроизводства, используемые для изготовления строительных материалов (золы,шлаки и пр.), и готовой продукции не должна превышать:

— для материалов,используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (Iкласс):

Аэфф=АRa+1,3ATn+0,09AK£370Бк/кг,

где АRa и ATn — удельные активности 226Ra и 232Th, находящихся в радиоактивном равновесиис остальными членами уранового и ториевого рядов,

AK — удельная активность К-40 (Бк/кг);

— для материалов,используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктови зон перспективной застройки, а также при возведении производственныхсооружений (II класс):

Аэфф£740Бк/кг;

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

Аэфф£1500Бк/кг

При 1,5 кБк/кг<Аэфф£4,0кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случаеотдельно на основании санитарно-эпидемиологического заключения федеральногооргана исполнительной власти, уполномоченного осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор. При Аэфф>4,0 кБк/кгматериалы не должны использоваться в строительстве.

Допустимое содержаниеприродных радионуклидов в минеральном сырье и материалах, продукции с ихиспользованием (изделия из керамики и керамогранита, природного иискусственного камня и т.п.), а также требования по обеспечению радиационнойбезопасности при обращении с ними устанавливаются в санитарных правилах поограничению облучения населения за счет природных источников излучения.

5.3.5. Предварительнаяоценка качества питьевой воды по показателям радиационной безопасности можетбыть дана по удельной суммарной альфа- (Аa)и бета-активности (Аb).При значениях Аaи Аbниже 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно, дальнейшие исследования воды не являютсяобязательными. В случае превышения указанных уровней проводится анализсодержания радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых при этомрадионуклидов в воде устанавливается в соответствии с санитарнымзаконодательством.

Если при совместномприсутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняетсяусловие:

где Аi — удельная активностьi-го радионуклида в воде, Бк/кг;

УВi — соответствующиеуровни вмешательства по Приложению2а, Бк/кг,

то мероприятия поснижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.

При невыполненииуказанного условия защитные мероприятия по снижению содержания радионуклидов впитьевой воде должны осуществляться с учетом принципа оптимизации.

Критическим путемоблучения людей за счет 222Rn, содержащегося в питьевой воде, являетсяпереход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступлениедочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для 222Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг.Определение удельной активности 222Rn в питьевой воде из подземных источниковявляется обязательным.

При возможномприсутствии в воде 3H,14C,131I,210Pb,228Raи 232Th(в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальнойопасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде являетсяобязательным.

Для минеральных илечебных вод устанавливаются специальные нормативы.

5.3.6. Удельная активностьприродных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должнапревышать:

AU+1,5×ATn£1,0 кБк/кг,

где AU и ATn— удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228),находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового иториевого рядов, соответственно.

Допустимое содержание 40Кв минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении сматериалами, содержащими 40К, должны соблюдаться требования поограничению облучения населения за счет природных источников излучения,установленные в п.4.1 и п.4.2.

5.4. Ограничение медицинского облучения

5.4.1. Радиационнаязащита пациентов при медицинском облучении должна быть основана нанеобходимости получения полезной диагностической информации и/илитерапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьшихвозможных уровнях облучения1. При этом не устанавливаются пределыдоз для пациентов, но применяются принципы обоснования назначения медицинскихпроцедур и оптимизации защиты пациентов.

1 — Длялучевой терапии это требование относится к здоровым, не намеренно облучаемыморганам и тканям.

5.4.2. Проведениемедицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно быть обоснованопутем сопоставления диагностических или терапевтических выгод, которые они приносят,с радиационным ущербом для здоровья, который может причинить облучение,принимая во внимание имеющиеся альтернативные методы, не связанные смедицинским облучением.

5.4.3. Передпроведением диагностической или терапевтической процедуры, связанной с облучениемженщины детородного возраста, необходимо определить, не является ли онабеременной или кормящей матерью. Беременная или кормящая женщина, а такжеродители детей-пациентов должны быть информированы врачом о пользе планируемойпроцедуры и о связанном с ней радиационном риске для эмбриона/плода,новорожденных и детей младшего возраста для принятия сознательного решения опроведении процедуры или отказе от нее.

5.4.4. При проведенииобоснованных медицинских рентгенорадиологических обследований в связи спрофессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур, атакже рентгенорадиологических профилактических медицинских и научныхисследований практически здоровых лиц, не получающих прямой пользы для своегоздоровья от процедур, связанных с облучением, годовая эффективная доза недолжна превышать 1 мЗв.

5.4.5.Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь вподдержке пациентов (тяжелобольных, детей и др.) при выполнениирентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе,превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационнойбезопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курсрадионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников ивыписанными из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также для детей,контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклиднойтерапии или брахитерапии, предел дозы составляет 1 мЗв в год.

5.4.6. Пациенты,проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытыхисточников, могут быть выписаны из клиники при условии, что уровень гамма- ирентгеновского излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям п.5.4.5. Выписка пациента после терапии радионуклидами, указанными в таблице5.1, допускается, если введенная или остаточная активность радионуклидов втеле или измеренная мощность дозы в воздухе вблизи тела пациента нижесоответствующих значений, приведенных в этой таблице. Перед выпиской пациентамследует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности,которые они должны принимать с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи идругих лиц, с которыми они могут вступать в контакт. Такие же требованияпредъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.

5.4.7. В случае смертипациента, проходившего курс радионуклидной терапии или брахитерапии симплантацией закрытых источников, патологоанатомическое исследование и кремациятела разрешается только после того, как остаточная активность в нем илимощность дозы уменьшится до уровня, удовлетворяющего требованиям п.5.4.5. В случае смерти пациента, в организме которого находитсякардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация телаосуществляется только после удаления источника.

Таблица 5.1.

Активность радионуклидов в теле взрослого пациента (ГБк)после радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытыхисточников и мощность эквивалентной дозы (мкЗв/ч) на расстоянии 1 м отповерхности тела, при которых разрешается выписка пациента из клиники*

5.4.8. При планировании ипроведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, вучреждениях здравоохранения должны определяться и регистрироваться вустановленном порядке дозы у всех лиц, подвергающихся медицинскому облучению.

6.1.В случае возникновения аварии должны быть приняты практические меры длявосстановления контроля над источником излучения и сведения к минимуму дозоблучения, количества облученных лиц, радиоактивного загрязнения окружающейсреды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.

6.2.При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничениеоблучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, как правило, кокружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия могут приводить кнарушению нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социальногофункционирования территории. При планировании защитных мероприятий необходимообеспечивать максимально возможное превышение пользы от снижения дозы облучениянад ущербом, связанным с проведением этих мероприятий.

Если предполагаемаядоза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышениикоторых возможны детерминированные эффекты (табл.6.1), необходимо срочное вмешательство (меры защиты).

Таблица 6.1

Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимосрочное вмешательство

6.3. При хроническомоблучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, еслигодовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в таблице 6.2.Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.

Таблица 6.2

Уровни вмешательства при хроническом облучении

6.4.Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для началавременного отселения — 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения — 10мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будетнаходиться выше указанных уровней в течение года, следует решать вопрос оботселении населения на постоянное место жительства.

6.5. При проведениипротиворадиационных вмешательств пределы доз (табл. 3.1.) не применяются. При планированиизащитных мероприятий на случай радиационной аварии федеральным органомисполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор, территориальными подразделениямифедеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются уровни вмешательства (дозыи мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно кконкретному радиационному объекту и условиям его размещения с учетом вероятныхтипов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейсярадиационной обстановки.

6.6. При аварии,повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основанииконтроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационнойаварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановкии осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основеизложенных в п.п.6.1; 6.2;6.4принципов и подходов.

6.7. Принятие решений о мерах защиты населения вслучае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территориипроводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитныммероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в табл.6.3-6.5.

Таблица 6.3

Критерии для принятия неотложных решений в начальномпериоде радиационной аварии

Таблица 6.4

Критерии для принятия решений об отселении и ограничениипотребления загрязненных пищевых продуктов

Таблица 6.5

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

Если уровень облучения,предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит уровень А, нетнеобходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальнойжизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социальногофункционирования территории.

Если предотвращаемое защитным мероприятиемоблучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнениимер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетомконкретной обстановки и местных условий.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитныммероприятием, достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнениесоответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальнойжизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционированиятерритории.

6.8. На позднихстадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорийдолгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются сучетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономическихусловий.

7.1. Радиационныйконтроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности иконкретный перечень видов и объем контроля включается в проект радиационногообъекта. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационнойбезопасности и требований нормативов, включая не превышение установленныхосновных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получениенеобходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений овмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданийрадионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнемприродного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источникамиизлучения, кроме приведенных в п.1.4 Норм.

7.2. Радиационномуконтролю подлежат:

— радиационныехарактеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердыхрадиоактивных отходов;

— радиационныефакторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающейсреде;

— радиационные факторына загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природногооблучения;

— уровни облученияперсонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяетсядействие настоящих Норм.

7.3.Основными контролируемыми параметрами являются:

— годовая эффективнаяи эквивалентная дозы (см. табл.3.1.);

— поступлениерадионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годовогопоступления;

— объемная илиудельная активность радионуклидов в воздухе, воде, пищевых продуктах,строительных материалах и др.;

— радиоактивноезагрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;

— доза и мощность дозывнешнего облучения;

— плотность потокачастиц и фотонов.

Переход от измеряемыхвеличин к нормируемым определяется методическими указаниями по проведениюсоответствующих видов радиационного контроля.

7.4. С цельюоперативного контроля для всех контролируемых параметров по п. 7.3устанавливаются контрольные уровни. Значение этих уровней устанавливается такимобразом, чтобы было гарантировано не превышение основных пределов доз иреализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.

При этом учитываетсяоблучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровеньзащищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципаоптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основаниемдля выяснения причин этого превышения и разработки мероприятий по егоустранению.

7.5. Контроль и учетиндивидуальных доз облучения, полученных гражданами при использованииисточников ионизирующего излучения, проведении медицинскихрентгенорадиологических процедур, а также обусловленных естественнымрадиационным и техногенно измененным радиационным фоном, осуществляются врамках единой государственной системы контроля и учета индивидуальных дозоблучения (ЕСКИД).

7.6. При планированиии проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, принятиирешений в области обеспечения радиационной безопасности, анализе эффективностиуказанных мероприятий органами государственной власти, органами местногосамоуправления, а также организациями, осуществляющими деятельность сиспользованием источников ионизирующего излучения, проводится оценкарадиационной безопасности по следующим основным показателям:

— характеристикарадиоактивного загрязнения окружающей среды;

— анализ обеспечениямероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил игигиенических нормативов в области радиационной безопасности;

— вероятность радиационныхаварий и их масштаб;

— степень готовности кэффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;

— анализ дозоблучения, получаемых отдельными группами населения от всех источниковионизирующего излучения;

— число лиц,подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.

8.1. Для каждойкатегории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействиядля данного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровневоздействия только одного данного фактора облучения в течение года значениедозы равнялось соответствующему годовому пределу (усредненному за пять лет),указанному в таблице 3.1.

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

8.2. Значениядопустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий,которые характеризуются следующими параметрами:

— объемом вдыхаемоговоздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжениикалендарного года;

— временем облучения tв течение календарного года;

— массой питьевой водыМ, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарногогода;

— геометрией внешнегооблучения потоками ионизирующего излучения.

Для персоналаустановлены следующие значения стандартных параметров: Vперс=2,4´103м3 в год; tперс=1700ч в год; Мперс=0.

Для населенияустановлены следующие значения стандартных параметров: tнас=8800ч в год; Мнас=730 кг в год для взрослых. Годовой объемвдыхаемого воздуха установлен в зависимости от возраста:

Таблица 8.1

Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастныхгрупп населения

8.3. Для целейнормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в формерадиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа в зависимостиот скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

— тип «М»(медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенныхк этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая вкровь со скоростью 0,0001 сут-1;

— тип «П»(соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легкихвеществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает вкровь со скоростью 0,005 сут-1;

— тип «Б»(быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных кэтому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100сут-1.

Для целей нормированияпоступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газоввыделены типы «Г» (Г1-Г3) газов и паров соединений некоторыхэлементов.

Распределениесоединений элементов по типам при ингаляции в производственных условияхприведено в Приложении 3.

8.4. Приведенные в Приложениях1 и 2значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГПперс, ПГПнас,ДОАперс, ДОАперс и для воздуха рассчитаныдля аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активностипри медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартномгеометрическом отклонении, равном 2,5. В расчетах использована модель органовдыхания, рекомендованная публикацией 66 МКРЗ.

8.5. В Приложении1 для персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухомприведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГПперс,допустимой среднегодовой объемной активности ДОАперс. В Приложение1 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнегооблучения, а также изотопы радона с продуктами их распада (см. разделы4 и 5).Природные радионуклиды 87Rb, 115In, 144Nd, 147Sm и 187Re не включены в таблицу, поскольку онинормируются по их химической токсичности. Из-за химической токсичности уранапоступление через органы дыхания его соединений типов Б или П не должно превышать2,5 мг в сутки и 500 мг в год.

Если химическая формасоединения данного радионуклида неизвестна, то следует использовать данные из Приложения1 для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и,соответственно, наименьшими значениями ПГПперс и ДОАперс.

8.6. В Приложении2 для населения приведены:

а) для случая поступлениярадионуклидов с вдыхаемым воздухом — критическая возрастная группа, а такжезначения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГПнасдля этой же возрастной группы и типа соединений, для которых допустимаясреднегодовая объемная активность ДОАнас оказаласьнаименьшей;

б) для случаяпоступления радионуклидов с пищей — критическая возрастная группа1,группа, значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГПнасдля этой же группы, где ПГПнас наименьшее. Уровнивмешательства для радионуклидов в продуктах питания не приводятся и должныопределяться по специальным методическим указаниям с учетом местныхособенностей внутреннего и внешнего облучения населения — см. п.5.2.4 для обеспечения не превышения основных пределов доз (табл. 3.1.) в нормальных условиях эксплуатациитехногенных источников и критериев таблиц6.4 и 6.5при аварийном облучении населения.

1 — Поступление радионуклидов с пищей не рассматриваетсяу детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются преимущественно грудныммолоком.

В Приложении2а для населения приведены значения дозовых коэффициентов и уровнивмешательства при поступлении радионуклидов в организм взрослых людей спитьевой водой.

8.7. В таблицах8.2-8.8приведены числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частицпри внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персоналамоноэнергетическими электронами (таблицах8.2-8.3),бета-частицами (табл.8.4), моноэнергетическими фотонами (табл.8.5-8.7)и моноэнергетическими нейтронами (табл.8.8). Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны дляширокого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрийоблучения: изотропного (2pили 4p) поляизлучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняягеометрия).

8.8. В таблице8.9 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения поверхностейрабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов,спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала. Длякожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защитынормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. Востальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.

Уровни общегорадиоактивного загрязнения кожных покровов определены с учетом проникновениядоли радионуклида в кожу и в организм. Расчет проведен в предположении, чтообщая площадь загрязнения не должна превосходить 300 см2.

8.9. В таблице8.10 приведены допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязненияповерхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивныхвеществ и материалов.

8.10. Минимальнозначимые удельная активность (МЗУА) и активность радионуклидов в помещении илина рабочем месте (МЗА) приведены в Приложении4.

Таблица 8.2

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала приоблучении кожи

Таблица 8.3

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала приоблучении хрусталиков глаз

Флюенсчастиц Ф — отношение dN/da, где dN — количество частиц, падающих на сферу сплощадью поперечного сечения da:

Ф=dN/da, м-2

Плотностьпотока частиц n— отношение dN/(da×dt), где dN — количество частиц, падающих на сферу сплощадью поперечного сечения daза интервал времени dt:

n=dN/(da×dt)-2×с-1

Таблица 8.4

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока бета-частиц для лиц из персонала при контактном облучении кожи

Таблица 8.5

Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при внешнемоблучении всего тела

Таблица 8.6

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучениикожи

Таблица 8.7

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучениихрусталиков глаз

Таблица 8.8

Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимыеплотности потока моноэнергетических нейтронов для лиц из персонала при внешнемоблучении всего тела

Таблица 8.9

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностейрабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов,спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала,част/(см2×мин)

Таблица 8.10

Допустимые уровни снимаемогорадиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых дляперевозки радиоактивных веществ и материалов, част/(см2×мин)

*(1) — Сохранены значения ПГПперс и ДОАперс,приведенные в НРБ-76/87, в связи с достигнутым уровнем безопасности напредприятиях России. Эти значения ниже, чем значения, полученные сиспользованием дозовых коэффициентов из данного приложения.

*(2) — Классификация соединений приведена в Приложении П-3.

*(3) — При поступлении изотопа 40К дополнительно кприродной смеси изотопов калия.

*(4) -Соответствует годовому пределу поступления урана, равного 500 мг в год ивеличина которого определяется химической токсичностью соединений урана.

*(1) -За исключением случаев, отмеченных особо, регламентированные значения относятсяко всем возможным соединениям радионуклидов, поступающим в организм с воздухом,пищей и водой.

*(2) — Обозначение критических групп: #1 — новорожденные дети до1 года; #2 — дети в возрасте 1-2 года; #3 — дети в возрасте 2-7 лет; #4 — детив возрасте 7-12 лет; #5 — дети в возрасте 12-17 лет; #6 — взрослые (старше 17 лет).

*(3) — Неорганические соединения трития.

*(4) — Органические соединения трития.

*(5) — Неорганические соединения серы.

*(6) — Органические соединения серы.

*(7) — При поступлении изотопа 40К дополнительно кприродной смеси изотопов калия.

*(8) — Органические соединения ртути.

*(9) — Неорганические соединения ртути.

Примечание:

* — Перечисленные нижематеринские радионуклиды приведены в условиях их равновесия с дочерними:

При уровнях активности радионуклидов,меньше приведенных в таблице и условии применения МЗУА и МЗА одновременно,эффективная индивидуальная годовая доза облучения лиц из персонала и населенияне превысит 10 мкЗв и в аварийных случаях 1 мЗв, а коллективная эффективнаядоза — 1 чел.-Зв при любых условиях использования.

Эквивалентная доза накожу не превысит 50 мЗв/год.

Природные радионуклидыоценивались при их попадании в потребительские товары из техногенных источников(например, Ra-226, Ро-210) или по их химической токсичности (для тория, урана идр.).

Если присутствуетнесколько нуклидов, то сумма отношений активности к их табличным значениям недолжна превышать единицу. Приведенные в таблице радионуклиды в зависимости отминимально значимой суммарной активности (МЗА) делятся на 4 группы радиационнойопасности:

А — 1´103Бк;

Б — 1´104и 1´105Бк;

В — 1´106и 1´107Бк;

Г — 1´108и 1´109Бк, а также Kr-83m, Kr-85m и Xe-135m.

1. Защита населения натерриториях, подвергшихся радиоактивному загрязнению, осуществляется путемвмешательства на основе принципов безопасности при вмешательстве (п.6.2 настоящих правил). При любых восстановительных действиях необходимообеспечить не превышение уровня пороговых детерминированных эффектов унаселения.

2. Числовые значениякритериев вмешательства для территорий, загрязненных в результате радиационныхаварий, и вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений(«последствий прежней деятельности») различаются.

3. Критериивмешательства на территориях, загрязненных в результате радиационных аварий.

3.1. На разных стадияхаварии вмешательство регулируется зонированием загрязненных территорий,основанным на величине годовой эффективной дозы, которая может быть полученажителями в отсутствии мер радиационной защиты. Под годовой дозой здесьпонимается эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта за текущийгод, обусловленная искусственными радионуклидами, поступившими в окружающуюсреду в результате радиационной аварии.

3.2. На территории, гдегодовая эффективная доза не превышает 1 мЗв, производится обычный контрольрадиоактивного загрязнения объектов окружающей среды и сельскохозяйственнойпродукции, по результатам которого оценивается доза облучения населения.Проживание и хозяйственная деятельность населения на этой территории порадиационному фактору не ограничивается. Эта территория не относится к зонамрадиоактивного загрязнения. При величине годовой дозы более 1 мЗв загрязненныетерритории по характеру необходимого контроля обстановки и защитных мероприятийподразделяются на зоны.

3.3. Зонирование наранней и промежуточной стадиях радиационной аварии определяется п. 6.4настоящего документа.

3.4. Зонирование навосстановительной стадии радиационной аварии.

3.4.1.Зона радиационного контроля от 1 до 5мЗв. В этой зоне помимо мониторинга радиоактивности объектов окружающей среды,сельскохозяйственной продукции и доз внешнего и внутреннего облучения населенияи его критических групп осуществляются меры по снижению доз на основе принципаоптимизации и другие необходимые активные меры защиты населения.

3.4.2.Зона ограниченного проживания населения от 5 до20 мЗв. В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения,что и в зоне радиационного контроля. Добровольный въезд на указанную территориюдля постоянного проживания не ограничивается. Лицам, въезжающим на указаннуютерриторию для постоянного проживания, разъясняется риск ущербу здоровья,обусловленный воздействием радиации.

3.4.3.Зона отселения от 20 до 50 мЗв. Въездна указанную территорию для постоянного проживания не разрешен. В этой зонезапрещается постоянное проживание лиц репродуктивного возраста и детей. Здесьосуществляются радиационный мониторинг людей и объектов внешней среды, а такженеобходимые меры радиационной и медицинской защиты.

3.4.4.Зона отчуждения более 50 мЗв. В этой зонепостоянное проживание не допускается, а хозяйственная деятельность иприродопользование регулируются специальными актами. Осуществляются мерымониторинга и защиты работающих с обязательным индивидуальным дозиметрическимконтролем.

4.Критерии вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений.

4.1.Уровень исследования — от 0,01 до 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационноговоздействия источника на население, при достижении которого требуется выполнитьисследование источника с целью уточнения оценки величины годовой эффективнойдозы и определения величины дозы, ожидаемой за 70 лет.

4.2.Уровень вмешательства — более 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационноговоздействия, при превышении которого требуется проведение защитных мероприятийс целью ограничения облучения населения. Масштабы и характер мероприятийопределяются с учетом интенсивности радиационного воздействия на население повеличине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.

4.3. Решение о необходимости, а также о характере, объеме и очередностизащитных мероприятий принимается территориальными подразделениями Федеральных органовисполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор с учетом следующих основных условий:

-местонахождения загрязненных участков (жилая зона: дворовые участки, дороги иподъездные пути, жилые здания, сельскохозяйственные угодья, садовые иприусадебные участки и пр.; промышленная зона: территория предприятия, зданияпромышленного и административного назначения, места для сбора отходов и пр.);

-площади загрязненных участков;

-возможного проведения на участке загрязнения работ, действий (процессов),которые могут привести к увеличению уровней радиационного воздействия нанаселение;

-мощности дозы гамма-излучения, обусловленной радиоактивным загрязнением;

-изменения мощности дозы гамма-излучения на различной глубине от поверхностипочвы (при загрязнении территории).

В настоящих санитарныхправилах нашли отражение следующие нормативные документы:

· Федеральный законРоссийской Федерации от 30 марта 1999 г. № 52-ФЗ «Осанитарно-эпидемиологическом благополучии (в ред. Федеральных законов от 30.12.2001№ 196-ФЗ, от 10.01.2003 №15-ФЗ, от 30.06.2003 № 86-ФЗ, от 22.08.2004 № 122-ФЗ,от 09.05.2005 № 45-ФЗ, от 31.12.2005 № 199-ФЗ, от 18.12.2006 № 232-ФЗ, от29.12.2006 № 258-ФЗ, от 30.12.2006 № 266-ФЗ, от 26.06.2007 № П8-ФЗ, от08.11.2007 № 258-ФЗ, от 01.12.2007 № 309-ФЗ, от 14.06.2008 № 118-ФЗ);

· Федеральный законРоссийской Федерации от 09 января 1996 г. № 3-ФЗ «О радиационнойбезопасности населения» (в ред. Федерального закона от 22.08.2004 № 122-ФЗ).

· Федеральный законРоссийской Федерации от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомнойэнергии» (в ред. Федеральных законов от 10.02.1997 г. №28-ФЗ; от 10.07. 2001 г.№94-ФЗ; от 28.03.2002 г. №33-Ф3; от 11.11.2003 г. № 140-ФЗ; от 22.08.2004 №122-ФЗ);

· Федеральный законРоссийской Федерации от 10 января 2002 года № 7-ФЗ «Об охране окружающей среды» (в ред.Федеральных законов от 22.08.2004 № 122-ФЗ, от 29.12.2004 № 199-ФЗ, от09.05.2005 № 45-ФЗ, от 31.12.2005 № 199-ФЗ, от 18.12.2006 № 232-ФЗ, от05.02.2007 № 13-ФЗ, от 26.06.2007 № 118-ФЗ, от 24.06.2008 № 93-ФЗ, от14.07.2008 № 118-ФЗ);

· Международные основные нормы безопасностидля защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источникамиизлучения. Разработаны совместно: Агентством по ядерной энергии Организацииэкономического сотрудничества и развития (АЯЭ/ОЭСР); Всемирной организацией здравоохранения(ВОЗ); Международной организацией труда (МОТ); Международным агентством поатомной энергии (МАГАТЭ); Панамериканской организацией здравоохранения (ПОЗ);Продовольственной и сельскохозяйственной организацией Объединенных Наций (ФАО).Серия изданий по безопасности № 115. Международное агентство по атомнойэнергии. Вена, 1997.

Применительно кнастоящим санитарным правилам приняты следующие термины и определения.

1.Авария радиационная— потеря управления источникомионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильнымидействиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами,которая могла привести или привела к облучению людей выше установленных нормили радиоактивному загрязнению окружающей среды.

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

где dN— ожидаемоечисло спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния,происходящих за промежуток времени dt. Единицей активностиявляется беккерель (Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активностикюри (Ки) составляет 3,7´1010 Бк.

3. Активность минимально значимая (МЗА) активность открытого источника ионизирующего излучения впомещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешениеорганов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственныйсанитарно-эпидемиологический надзор, на использование этого источника, если приэтом также превышено значение минимально значимой удельной активности.

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

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

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

6. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочерних продуктовизотоповрадона — 222Rn и 220Rn-взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктовизотопов радона- 218Ро (RaA); 214Pb (RaB);214Bi (RaC); 212Pb (ThB);212Bi (ThC) соответственно:

где Ai— объемные активности дочерних продуктов изотопов радона.

7. Вещество радиоактивное-вещество в любом агрегатном состоянии, содержащеерадионуклиды сактивностью, на которые распространяются требования настоящих санитарныхправил.

8. Взвешивающиекоэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (Wr) используемыев радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительнуюэффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов

Примечание.Все значения относятся к излучению,падающему на тело, а в случае внутреннего облучения — испускаемому при ядерномпревращении.

9. Взвешивающиекоэффициенты для тканей и органов при расчете эффективнойдозы (WТ)-множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационнойзащите для учета различной чувствительности разных органов и тканей ввозникновении стохастических эффектов радиации:

1 При расчетах учитывать, что «Остальное» включаетнадпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкийкишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковуюжелезу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленныхорганов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу,полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определенывзвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или тканивзвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям изрубрики «Остальное» приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

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

11. Группа критическая-группа лиц из населения (не менее 10 чел.), однородная поодному илинескольким признакам — полу, возрасту, социальным или профессиональнымусловиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшемурадиационному воздействию по данному пути облучения от данного источникаизлучения.

12. Дезактивация удалениерадиоактивного загрязнения с какой-либо поверхностиили из какой-либосреды, или его снижение.

13. Доза поглощенная(D) — величина энергии ионизирующего излучения,переданнаявеществу

где

dē— средняя энергия, переданнаяионизирующимизлучением веществу, находящемуся в элементарномобъеме,

dm-масса вещества в этом объеме.

Энергияможет быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняядоза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этогообъема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных накилограмм (Дж´кг-1), и имеет специальное название — грей(Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

14. Доза в органе или ткани (DТ)— средняя поглощенная доза в определенном органеили тканичеловеческого тела:

где mT— масса органа или ткани,

D— поглощенная доза в элементе массы dm.

15. Дозаэквивалентная (HT,R) — поглощенная доза воргане или ткани, умноженная насоответствующий взвешивающий коэффициент дляданного вида излучения, WR:

гдеDt,r средняя поглощенная дозав органе или ткани Т,

Wr— взвешивающий коэффициент для излучения R.

Привоздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентамиэквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видовизлучения:

Единицей эквивалентнойдозы является зиверт (Зв).

16. Доза эффективная (Е)— величина, используемая как мера риска возникновения отдаленныхпоследствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей сучетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведенийэквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающиекоэффициенты:

гдеHT — эквивалентная доза в органе или ткани Т,

WT-взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Единица эффективной дозы- зиверт (Зв).

17. Доза эквивалентная (НT(t)) илиэффективная (Е(t)),ожидаемая при внутреннем облучении— доза за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

где t0 — момент поступления,

HT(t) мощностьэквивалентной дозы к моменту времени tв органе или ткани Т.

Когда t не определено, то егоследует принять равным 50 годам для взрослых и (70 — t0) — для детей.

18. Доза эффективная (эквивалентная) годовая суммаэффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарныйгод, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения,обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единицагодовой эффективной дозы — зиверт (Зв).

19. Доза эффективная коллективная— мера коллективного риска возникновения стохастических эффектовоблучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективнойколлективной дозы — человеко-зиверт (чел.-Зв).

20. Доза предотвращаемая-прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращеназащитными 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 не снимаемое (фиксированное)— радиоактивные вещества, которые непереносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.

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

24. Зона наблюдения-территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которойпроводитсярадиационный контроль.

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

26. Захоронение отходов радиоактивных безопасное размещение радиоактивныхотходов безнамерения последующего их извлечения.

27. Источник ионизирующего излучения— (в рамках данного документа — источникизлучения) радиоактивное веществоили устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, накоторые распространяется действие настоящих санитарных правил.

28. Источник излучения природный— источник ионизирующего излучения природного происхождения, на которыйраспространяется действие настоящих санитарных правил.

29. Источник излучения техногенный— источник ионизирующего излучения, специально созданный для егополезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.

30. Источник радионуклидный закрытый— источник излучения, устройство которого исключает поступлениесодержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения иизноса, на которые он рассчитан.

31. Источник радионуклидный открытый— источник излучения, при использованиикотороговозможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

32. Контроль радиационный-получение информации о радиационной обстановке ворганизации, окружающейсреде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический ирадиометрический контроль).

33. Место рабочее-место постоянного или временного пребывания персонала для выполненияпроизводственных 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 облучениеионизирующим излучением, которому подвергаются:

а) пациенты припрохождении ими диагностических или терапевтических медицинских процедур;

б) лица (за исключениеммедицинского персонала), которые сознательно и добровольно помогают в уходе запациентами в больнице или дома;

в) лица, проходящиемедицинские обследования в связи с профессиональной деятельностью или в рамкахмедико-юридических процедур; и

г) лица, участвующие вмедицинских профилактических обследованиях и медико-биологическихисследованиях.

39. Облучение планируемое повышенное планируемое облучение персонала в дозах, превышающихустановленные основные пределы доз, с целью предупреждения развитиярадиационной аварии или ограничения ее последствий.

40. Облучение потенциальное облучение,которого нельзя ожидать с абсолютнойуверенностью, но котороеможет иметь место в результате аварии с источником, либо события илипоследовательности событий гипотетического характера, включая отказы оборудованияи ошибки во время эксплуатации.

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

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

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

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

45. Обращение с отходами радиоактивными все виды деятельности, связанные сосбором,транспортированием, переработкой, хранением и захоронением радиоактивныхотходов.

46. Объект радиационный физическийобъект (сооружение, здание, огороженныйкомплекс зданий), гдеосуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.

47. Отходы радиоактивные непредназначенные для дальнейшего использованиявещества в любомагрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни,установленные настоящими санитарными правилами.

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

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

50. Предел годового поступления (ПГП)— уровень поступления данного радионуклида в организм в течениегода, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условногочеловека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

51. Радиационная безопасность населения— состояние защищенности настоящего ибудущегопоколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующегоизлучения.

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 радиоактивнымивеществамина рабочем месте, включая радиационный контроль.

54. Рискрадиационный-вероятность возникновения у человека или его потомствакакого-либо вредного эффекта в результате облучения.

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

56.Средство индивидуальной защиты— техническое средство, носимоечеловеком ииспользуемое дляпредотвращения или уменьшения воздействия на человека вредных и/или опасныхфакторов, а также для защиты от загрязнения.

57.Уровень вмешательства (УВ)— уровень радиационного фактора, припревышениикоторого следуетпроводить определенные защитные мероприятия.

58.Уровень контрольный значение контролируемой величиныдозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т. д., устанавливаемое дляоперативного радиационного контроля с целью закрепления достигнутого уровнярадиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персоналаи населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

59.Устройство (источник), генерирующееионизирующее излучение электрофизическоеустройство (рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор и т. д.), в которомионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц,их аннигиляции или ядерных реакций.

60.Эффекты облучения детерминированные клинически выявляемые вредныебиологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, вотношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффектотсутствует, 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 проявленияне зависит от дозы.

1. Пределы поступлениярадионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. ч.1: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1982.

2. Пределы поступлениярадионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. ч.2: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1983.

3. Пределы поступлениярадионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. ч.3: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1984.

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

5. Риск заболеванияраком легких в связи с облучением дочерними продуктами распада радона внутрипомещений: Публикация 50 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1992.

6. Данные дляиспользования при защите от внешнего излучения. Защита пациента в ядерноймедицине: Публикации 51, 52 МКРЗ: Пер. с англ. М.:Энергоатомиздат, 1993.

7. ICRP Publication 54. Individual Monitoring for Intakes ofRadionuclides by Workers: Design and Interpretation. — Annals of the ICRP,v.19, № 1-3, 1988.

8. Publ. 55/Ann. ICRP. Optimization and decision-making in radiologicalprotection. — 1989-20, № 1 P.1182-1188.

9. ICRP Publication 59. The Biological Basis for Dose Limitation in theSkin. — Annals of the ICRP, v. 22, № 2, 1992.

10. Радиационнаябезопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Пределы годового поступлениярадионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 г. Публ.60, ч. 1, 61 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994.

11. Радиационнаябезопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публ. 60, ч. 2 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994.

12. ICRP Publication 62. Radiological Protection in Biomedical Research.- Annals of the ICRP, v.22, № 3,1992.

13. ICRP Publication 63. Principles for Intervention for Protection ofthe Public in a Radiological Emergency. — Annals of the ICRP, v.22, № 4, 1993.

14. ICRP Publication 65. Protection Against Radon-222 at Home and atWork. — Annals of the ICRP, v.23, № 2, 1994.

15. ICRP Publication 66. Human respiratory Tract Model for RadiologicalProtection. — Annals of the ICRP, v. 24, № 1-3, 1994.

16. ICRP Publication 68. Dose coefficients for intakes of radionuclidesby workers. — Annals of the ICRP, v. 24, № 4, 1994.

17. ICRP Publication 74. Conversion Coefficients for use in RadiologicalProtection against External Radiation. — Annals of the ICRP, v. 26, № 3/4,1996.

18. ICRP Publication 103. Recommendations of the UCRP. Annals of theICRP, v. 37/2-4, 2007.

19. International Basic safety standards for protection against ionizingradiation and for the safety of radiation sources. — Viena: IAEA, (Safetyseries, 115), 1997.

20. Guidelines for Drinking-water Quality. Third Edition. V. 1.Recommendation — World Health Organization. — Geneva, 2004.

21. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection AgainstExternac Radiation. ICRU Report 57 August 1998.

Источник

Рейтинг
Ufactor
Добавить комментарий