ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО НАДЗОРУ В СФЕРЕ ЗАЩИТЫ
ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ
ПОСТАНОВЛЕНИЕ
ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНПИН 2.6.1.2523-09
1. Утвердить санитарные правила СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» (приложение).
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)» <1>, утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 2 июля 1999 г.
<1> Не нуждается в государственной регистрации Министерством юстиции, поскольку носит нормативно-технический характер и не содержит норм права (письмо Министерства юстиции от 29.07.99 N 6014-ЭР).
Приложение
Постановлением
санитарного врача
от 7 июля 2009 г. N 47
НРБ-99/2009
СанПиН 2.6.1.2523-09
I. Область применения
Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических и физических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации.
1.3. Нормы распространяются на следующие источники ионизирующего излучения:
— техногенные источники в результате радиационной аварии;
— медицинские источники.
<1> Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст. 141; 2004, N 35, ст. 3607; 2008, N 30 (ч. II), ст. 3616.
— индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв; и
— индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике глаза не более 15 мЗв.
II. Общие положения
— непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);
— поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).
2.3. Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, определяется ущерб, количественно учитывающий как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии с общепринятой в мире линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, приведенные в таблице:
В условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска:
— для населения — 5,0 x 10-5.
При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие граничные значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):
— население — 1,0 x 10-5, год-1.
III. Требования к ограничению техногенного облучения
3.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения
— персонал (группы А и Б);
3.1.2. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:
— допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие.
Таблица 3.1
———————————
<1> Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.
<3> Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.
3.1.3. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
3.1.5. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 3.1.
3.1.6. В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе 8 Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в Приложениях 1 и 2, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.
3.1.7. Для персонала группы 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 равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют:
0,91 ПThB + 0,09 ПThC = 0,68 МБк
0,91 AThB + 0,09 АThC = 270 Бк/м3,
3.1.8. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.
3.1.9. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.
3.2. Планируемое повышенное облучение
3.2.2. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровне субъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1 — допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.
— для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 3.1;
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 за год.
3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.
IV. Требования к защите от природного облучения
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).
— мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте — 2,5 мкЗв/ч;
— ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания — 68 Бк/м3;
— удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, — 27/f, кБк/кг.
4.3. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях по п. 4.1.
V. Требования к ограничению облучения населения
5.1. Общие положения
5.1.2. В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.
5.2. Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях
5.2.2. При воздействии на население нескольких техногенных источников федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются величины воздействия для каждого источника с целью соблюдения основных пределов доз, указанных в таблице 3.1.
5.2.4. Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1 мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовых коэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом их распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучения людей. Значения дозовых коэффициентов для критических групп населения, ДОА и ПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения приведены в Приложении 2.
5.3. Ограничение природного облучения
5.3.2. При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6 x ЭРОАTn не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
5.3.4. Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), и готовой продукции не должна превышать:
Аэфф = АRa + 1,3АTn + 0,09АK <= 370 Бк/кг,
— для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс):
— для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):
При 1,5 кБк/кг < Аэфф <= 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно на основании санитарно-эпидемиологического заключения федерального органа исполнительной власти, уполномоченного осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор. При Аэфф > 4,0 кБк/кг материалы не должны использоваться в строительстве.
5.3.5. Предварительная оценка качества питьевой воды по показателям радиационной безопасности может быть дана по удельной суммарной альфа-() и бета-активности (). При значениях и ниже 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно, дальнейшие исследования воды не являются обязательными. В случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых при этом радионуклидов в воде устанавливается в соответствии с санитарным законодательством.
,
УВi — соответствующие уровни вмешательства по Приложению 2а, Бк/кг, то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.
Критическим путем облучения людей за счет 222Rn, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для 222Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности 222Rn в питьевой воде из подземных источников является обязательным.
Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.
АU +1,5 x АTh <= 1,0 кБк/кг,
Допустимое содержание 40K в минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении с материалами, содержащими 40K, должны соблюдаться требования по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения, установленные в п. 4.1 и п. 4.2.
5.4. Ограничение медицинского облучения
———————————
5.4.2. Проведение медицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно быть обосновано путем 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 с медицинским облучением.
5.4.4. При проведении обоснованных медицинских рентгенорадиологических обследований в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур, а также рентгенорадиологических профилактических медицинских и научных исследований практически здоровых лиц, не получающих прямой пользы для своего здоровья от процедур, связанных с облучением, годовая эффективная доза не должна превышать 1 мЗв.
5.4.6. Пациенты, проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, могут быть выписаны из клиники при условии, что уровень гамма- и рентгеновского излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям п. 5.4.5. Выписка пациента после терапии радионуклидами, указанными в таблице 5.1, допускается, если введенная или остаточная активность радионуклидов в теле или измеренная мощность дозы в воздухе вблизи тела пациента ниже соответствующих значений, приведенных в этой таблице. Перед выпиской пациентам следует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности, которые они должны принимать с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи и других лиц, с которыми они могут вступать в контакт. Такие же требования предъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.
Таблица 5.1
(ГБк) после радионуклидной терапии или брахитерапии
дозы (мкЗв/ч) на расстоянии 1 м от поверхности тела,
из клиники <1>
<1> В случае многократного лечения в течение года активность в теле и мощность дозы в табл. 5.1 должны быть уменьшены в число раз, равное числу курсов лечения за год.
5.4.8. При планировании и проведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, в учреждениях здравоохранения должны определяться и регистрироваться в установленном порядке дозы у всех лиц, подвергающихся медицинскому облучению.
VI. Требования по ограничению облучения населения
6.1. В случае возникновения аварии должны быть приняты практические меры для восстановления контроля над источником излучения и сведения к минимуму доз облучения, количества облученных лиц, радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.
Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны детерминированные эффекты (табл. 6.1), необходимо срочное вмешательство (меры защиты).
Таблица 6.1
срочное вмешательство
Таблица 6.2
6.4. Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для начала временного отселения — 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будет находиться выше указанных уровней в течение года, следует решать вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.
6.6. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе изложенных в п. п. 6.1; 6.2; 6.4 принципов и подходов.
Таблица 6.3
периоде радиационной аварии
<1> Только для щитовидной железы.
Таблица 6.4
потребления загрязненных пищевых продуктов
Таблица 6.5
потребления загрязненных продуктов питания в первый год
Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.
6.8. На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий.
VII. Требования к контролю за выполнением Норм
7.2. Радиационному контролю подлежат:
— радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;
— уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм.
— годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 3.1);
— объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, пищевых продуктах, строительных материалах и др.;
— доза и мощность дозы внешнего облучения;
Переход от измеряемых величин к нормируемым определяется методическими указаниями по проведению соответствующих видов радиационного контроля.
При этом учитывается облучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровень защищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для выяснения причин этого превышения и разработки мероприятий по его устранению.
7.6. При планировании и проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, принятии решений в области обеспечения радиационной безопасности, анализе эффективности указанных мероприятий органами государственной власти, органами местного самоуправления, а также организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, проводится оценка радиационной безопасности по следующим основным показателям:
— анализ обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;
— степень готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;
— число лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.
VIII. Значения допустимых уровней радиационного
ионизирующего излучения
В таблицах и приложениях запись вида 1,6 — 12 означает 1,6 x 10-12, а 1,6 + 12 — 1,6 x 10+12.
— объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
— массой питьевой воды M, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
Для персонала установлены следующие значения стандартных параметров: V = 2,4 x 103 куб. м в год; tперс = 1700 ч в год; Mперс = 0.
Таблица 8.1
групп населения
— тип «М» (медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут.-1;
— тип «Б» (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут.-1.
Распределение соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в Приложении 3.
8.5. В Приложении 1 для персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГПперс, допустимой среднегодовой объемной активности ДОАперс. В Приложение 1 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего облучения, а также изотопы радона с продуктами их распада (см. разделы 4 и 5). Природные радионуклиды 87Rb, 115In, 144Nd, 147Sm и 187Re не включены в таблицу, поскольку они нормируются по их химической токсичности. Из-за химической токсичности урана поступление через органы дыхания его соединений типов Б или П не должно превышать 2,5 мг в сутки и 500 мг в год.
8.6. В Приложении 2 для населения приведены:
б) для случая поступления радионуклидов с пищей — критическая возрастная группа <1>, группа, значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГПнас для этой же группы, где ПГПнас наименьшее. Уровни вмешательства для радионуклидов в продуктах питания не приводятся и должны определяться по специальным методическим указаниям с учетом местных особенностей внутреннего и внешнего облучения населения — см. п. 5.2.4 для обеспечения непревышения основных пределов доз (табл. 3.1) в нормальных условиях эксплуатации техногенных источников и критериев таблиц 6.4 и 6.5 при аварийном облучении населения.
<1> Поступление радионуклидов с пищей не рассматривается у детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются преимущественно грудным молоком.
8.7. В таблицах 8.2 — 8.8 приведены числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала моноэнергетическими электронами (табл. 8.2 — 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 для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного ( или ) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняя геометрия).
Уровни общего радиоактивного загрязнения кожных покровов определены с учетом проникновения доли радионуклида в кожу и в организм. Расчет проведен в предположении, что общая площадь загрязнения не должна превосходить 300 см2.
8.10. Минимально значимые удельная активность (МЗУА) и активность радионуклидов в помещении или на рабочем месте (МЗА) приведены в Приложении 4.
Таблица 8.2
плотности потока моноэнергетических электронов для лиц
———————————
Таблица 8.3
плотности потока моноэнергетических электронов для лиц
———————————
Флюенс частиц Ф — отношение , где dN — количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения :
Плотность потока частиц n — отношение , где dN — количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения за интервал времени dt:
Таблица 8.4
плотности потока бета-частиц для лиц из персонала
Таблица 8.5
плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц
———————————
Таблица 8.6
плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц
———————————
Таблица 8.7
плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц
———————————
Таблица 8.8
плотности потока моноэнергетических нейтронов для лиц
———————————
Таблица 8.9
поверхностей рабочих помещений и находящегося в них
и других средств индивидуальной защиты персонала,
———————————
<1> Для кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
<3> Для 90Sr + 90Y — 40 част/(см2 x мин.).
Таблица 8.10
загрязнения поверхности транспортных средств, используемых
част./(см2 x мин.)
<1> Для 90Sr + 90Y — 40 част / (см2 x мин.).
Приложение 1
ЗНАЧЕНИЯ ДОЗОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ,
СРЕДНЕГОДОВОЙ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ В ВОЗДУХЕ ОТДЕЛЬНЫХ
———————————
<2> Классификация соединений приведена в Приложении П-3.
<4> Соответствует годовому пределу поступления урана, равного 500 мг в год и величина которого определяется химической токсичностью соединений урана.
Приложение 2
ЗНАЧЕНИЯ ДОЗОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ,
И ДОПУСТИМОЙ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ ВО ВДЫХАЕМОМ ВОЗДУХЕ
ГРУПП НАСЕЛЕНИЯ <5>
<5> За исключением случаев, отмеченных особо, регламентированные значения относятся ко всем возможным соединениям радионуклидов, поступающим в организм с воздухом, пищей и водой.
<7> Неорганические соединения трития.
<9> Неорганические соединения серы.
<11> При поступлении изотопа 40K дополнительно к природной смеси изотопов калия.
<13> Неорганические соединения ртути.
Приложение 2а
ЗНАЧЕНИЯ ДОЗОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ
ВЗРОСЛЫХ ЛЮДЕЙ С ВОДОЙ И УРОВНИ ВМЕШАТЕЛЬСТВА УВ (БК/КГ)
Приложение 3
РАСПРЕДЕЛЕНИЕ СОЕДИНЕНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ ПО ТИПАМ ПРИ ИНГАЛЯЦИИ
Приложение 4
МИНИМАЛЬНО ЗНАЧИМЫЕ УДЕЛЬНАЯ АКТИВНОСТЬ
ИЛИ НА РАБОЧЕМ МЕСТЕ (МЗА)
Примечание:
При уровнях активности радионуклидов меньше приведенных в таблице и условии применения МЗУА и МЗА одновременно, эффективная индивидуальная годовая доза облучения лиц из персонала и населения не превысит 10 мкЗв и в аварийных случаях 1 мЗв, а коллективная эффективная доза — 1 чел.-Зв при любых условиях использования.
Природные радионуклиды оценивались при их попадании в потребительские товары из техногенных источников (например, Ra-226, Po-210) или по их химической токсичности (для тория, урана и др.).
А — 1 x 103 Бк;
В — 1 x 106 и 1 x 107 Бк;
Приложение 5
(справочное)
ВМЕШАТЕЛЬСТВА НА ЗАГРЯЗНЕННЫХ ТЕРРИТОРИЯХ
2. Числовые значения критериев вмешательства для территорий, загрязненных в результате радиационных аварий, и вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений («последствий прежней деятельности») различаются.
3.1. На разных стадиях аварии вмешательство регулируется зонированием загрязненных территорий, основанным на величине годовой эффективной дозы, которая может быть получена жителями в отсутствии мер радиационной защиты. Под годовой дозой здесь понимается эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта за текущий год, обусловленная искусственными радионуклидами, поступившими в окружающую среду в результате радиационной аварии.
3.3. Зонирование на ранней и промежуточной стадиях радиационной аварии определяется п. 6.4 настоящего документа.
3.4.1. Зона радиационного контроля — от 1 до 5 мЗв. В этой зоне помимо мониторинга радиоактивности объектов окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и доз внешнего и внутреннего облучения населения и его критических групп осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты населения.
3.4.3. Зона отселения — от 20 до 50 мЗв. Въезд на указанную территорию для постоянного проживания не разрешен. В этой зоне запрещается постоянное проживание лиц репродуктивного возраста и детей. Здесь осуществляются радиационный мониторинг людей и объектов внешней среды, а также необходимые меры радиационной и медицинской защиты.
4. Критерии вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений.
4.2. Уровень вмешательства — более 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационного воздействия, при превышении которого требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Масштабы и характер мероприятий определяются с учетом интенсивности радиационного воздействия на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.
— местонахождения загрязненных участков (жилая зона: дворовые участки, дороги и подъездные пути, жилые здания, сельскохозяйственные угодья, садовые и приусадебные участки и пр.; промышленная зона: территория предприятия, здания промышленного и административного назначения, места для сбора отходов и пр.);
— возможного проведения на участке загрязнения работ, действий (процессов), которые могут привести к увеличению уровней радиационного воздействия на население;
— изменения мощности дозы гамма-излучения на различной глубине от поверхности почвы (при загрязнении территории).
Приложение 6
(справочное)
В настоящих санитарных правилах нашли отражение следующие нормативные документы:
— Федеральный закон Российской Федерации от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» (в ред. Федерального закона от 22.08.2004 N 122-ФЗ).
— Федеральный закон Российской Федерации от 10 января 2002 года N 7-ФЗ «Об охране окружающей среды» (в ред. Федеральных законов от 22.08.2004 N 122-ФЗ, от 29.12.2004 N 199-ФЗ, от 09.05.2005 N 45-ФЗ, от 31.12.2005 N 199-ФЗ, от 18.12.2006 N 232-ФЗ, от 05.02.2007 N 13-ФЗ, от 26.06.2007 N 118-ФЗ, от 24.06.2008 N 93-ФЗ, от 14.07.2008 N 118-ФЗ);
Приложение 7
(справочное)
Применительно к настоящим санитарным правилам приняты следующие термины и определения.
2. Активность (А) — мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:
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 1010 Бк.
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.
, .
6. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочерних продуктов изотопов радона — 222Rn и 220Rn — взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона — 218Po (RaA); 214Pb (RaB); 514Bi (RaC); 212Pb (ThB); 212Bi (ThC) соответственно:
(ЭРОА)Tn = 0,91 АThB + 0,09 АThC,
7. Вещество радиоактивное — вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования настоящих санитарных правил.
Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения — испускаемому при ядерном превращении.
———————————
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.
12. Дезактивация — удаление радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды, или его снижение.
, где
dm — масса вещества в этом объеме.
14. Доза в органе или ткани (DT) — средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:
mT — масса органа или ткани,
15. Доза эквивалентная (HT,R) — поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, WR:
DT,R — средняя поглощенная доза в органе или ткани Т,
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).
, где
WT — взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.
17. Доза эквивалентная () или эффективная (), ожидаемая при внутреннем облучении, — доза за время , прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:
, где
HT(t) — мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т.
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).
20. Доза предотвращаемая — прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.
22. Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) — радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.
24. Зона наблюдения — территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.
26. Захоронение отходов радиоактивных — безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.
28. Источник излучения природный — источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих санитарных правил.
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.
32. Контроль радиационный — получение информации о радиационной обстановке в организации, окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
34. Мощность дозы — доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).
36. Облучение — воздействие на человека ионизирующего излучения.
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.
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.
42. Облучение производственное — облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.
44. Облучение техногенное — облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.
46. Объект радиационный — физический объект (сооружение, здание, огороженный комплекс зданий), где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.
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).
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.
52. Работа с источником ионизирующего излучения — все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль.
54. Риск радиационный — вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.
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.
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.
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.
Приложение 8
(справочное)
1. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. ч. 1: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1982.
3. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. ч. 3: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1984.
5. Риск заболевания раком легких в связи с облучением дочерними продуктами распада радона внутри помещений: Публикация 50 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1992.
7. ICRP Publication 54. Individual Monitoring for Intakes of Radionuclides by Workers: Design and Interpretation. — Annals of the ICRP, v.19, N 1 — 3, 1988.
9. ICRP Publication 59. The Biological Basis for Dose Limitation in the Skin. — Annals of the ICRP, v. 22, N 2, 1992.
11. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публ. 60, ч. 2 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994.
13. ICRP Publication 63. Principles for Intervention for Protection of the Public in a Radiological Emergency. — Annals of the ICRP, v. 22, N 4, 1993.
15. ICRP Publication 66. Human respiratory Tract Model for Radiological Protection. — Annals of the ICRP, v. 24, N 1 — 3, 1994.
17. ICRP Publication 74. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation. — Annals of the ICRP, v. 26, N 3/4, 1996.
19. International Basic safety standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources. — Viena: IAEA, (Safety series, 115), 1997.
21. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection Against Externac Radiation. ICRU Report 57 August 1998.
Судебная практика и законодательство — Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 07.07.2009 N 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 N 14534)
«МУ 2.6.1.3387-16. 2.6.1 Гигиена. Радиационная гигиена. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Радиационная защита детей в лучевой диагностике. Методические указания» (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 26.07.2016)
Решение Верховного Суда РФ от 03.12.2015 N АКПИ15-875
Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 18.05.2010 N 58 (ред. от 10.06.2016) «Об утверждении СанПиН 2.1.3.2630-10 «Санитарно-эпидемиологические требования к организациям, осуществляющим медицинскую деятельность» (вместе с «СанПиН 2.1.3.2630-10. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы…») (Зарегистрировано в Минюсте России 09.08.2010 N 18094)
Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 21.07.2011 N 102 (ред. от 10.06.2016) «Об утверждении СанПиН 2.2.2948-11 «Гигиенические требования к организациям, осуществляющим деятельность по добыче и переработке угля (горючих сланцев) и организации работ» (вместе с «СанПиН 2.2.2948-11. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы…») (Зарегистрировано в Минюсте России 08.12.2011 N 22519)
12. СанПиН 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)».
«МУ 2.6.1.3015-12. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских организаций. Методические указания» (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 19.04.2012) (ред. от 20.05.2015)
Приказ Минтруда России от 24.01.2014 N 33н (ред. от 27.04.2020) Об утверждении Методики проведения специальной оценки условий труда, Классификатора вредных и (или) опасных производственных факторов, формы отчета о проведении специальной оценки условий труда и инструкции по ее заполнению
«СанПиН 2.1.2.1002-00. 2.1.2. Проектирование, строительство и эксплуатация жилых зданий, предприятий коммунально-бытового обслуживания, учреждений образования, культуры, отдыха, спорта. Санитарно-эпидемиологические требования к жилым зданиям и помещениям. Санитарные-эпидемиологические правила и нормативы») (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 15.12.2000) (ред. от 21.08.2007)
6.5.2. Среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность радона в воздухе помещений не должна превышать 100 Бк/куб. м для проектируемых или вновь строящихся зданий и 200 Бк/куб. м для эксплуатируемых.
«МУ 2.1.4.1184-03. 2.1.4. Питьевая вода и водоснабжение населенных мест. Методические указания по внедрению и применению санитарно-эпидемиологических правил и нормативов СанПиН 2.1.4.1116-02 «Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды, расфасованной в емкости. Контроль качества». Методические указания» (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 15.01.2003) (ред. от 07.07.2010) (вместе с «Методикой бактериологического контроля емкостей и укупорочных изделий»)
11. ГОСТ 2761-84 «Источники централизованного хозяйственно-питьевого водоснабжения. Гигиенические, технические требования и правила выбора».
«МР 2.6.1.0050-11. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Санитарно-гигиенические требования к мероприятиям по ликвидации последствий радиационной аварии. Методические рекомендации» (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 25.12.2011)
«МУ 2.1.10.3014-12. 2.1.10. Состояние здоровья населения в связи с состоянием природной среды и условиями проживания населения. Оценка радиационного риска у населения за счет длительного равномерного техногенного облучения в малых дозах. Методические указания» (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 18.04.2012)
4. СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)».