Дата обновления БД:
23.04.2024
Добавлено/обновлено документов:
139 / 372
Всего документов в БД:
133123
ПРИКАЗ МИНИСТРА НАЦИОНАЛЬНОЙ ЭКОНОМИКИ РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН
от 27 февраля 2015 года №155
Об утверждении гигиенических нормативов "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
В соответствии с пунктом 6 статьи 144 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года "О здоровье народа и системе здравоохранения", ПРИКАЗЫВАЮ:
1. Утвердить прилагаемые гигиенические нормативы "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности".
2. Комитету по защите прав потребителей Министерства национальной экономики Республики Казахстан обеспечить в установленном законодательством порядке:
1) государственную регистрацию настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан;
2) в течение десяти календарных дней после государственной регистрации настоящего приказа его направление на официальное опубликование в периодических печатных изданиях и в информационно-правовой системе "Аділет";
3) размещение настоящего приказа на официальном интернет-ресурсе Министерства национальной экономики Республики Казахстан.
3. Контроль за исполнением настоящего приказа возложить на курирующего вице-министра национальной экономики Республики Казахстан.
4. Настоящий приказ вводится в действие по истечении десяти календарных дней со дня его первого официального опубликования.
Министр национальной экономики Республики Казахстан
Е.Досаев
|
Согласован Министром здравоохранения и социального развития Республики Казахстан 4 марта 2015 года |
________ Т.Дуйсенова |
|
Согласован Министром энергетики Республики Казахстан 10 марта 2015 года |
________ В.Школьник |
Утверждены Приказом Министра национальной экономики Республики Казахстан от 27 февраля 2015 года №155
Гигиенические нормативы "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
1. Общие положения
1. Настоящие гигиенические нормативы "Санитарно- эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности" (далее - нормативы) предназначены для юридических и физических лиц не зависимо от форм собственности, ведомственной принадлежности организационно-правовых форм, а также для местных исполнительных органов власти, граждан Республики Казахстан, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Республики Казахстан деятельность которых связана с обращением источников ионизирующего излучения, для обеспечения радиационной безопасности.
2. Нормативы применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения и являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения" в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека.
3. Физические и юридические лица, несут ответственность за нарушение требований обеспечения радиационной безопасности, в соответствии с Кодексом Республики Казахстан "Об административных правонарушениях" и Законом Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения".
4. В настоящих гигиенических нормативах использованы следующие понятия:
1) активность минимально значимая (далее - МЗА) - активность открытого или закрытого источника ионизирующего излучения при превышении которой источник подлежит учету и контролю и для которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года "О здоровье народа и системе здравоохранения" (далее - Кодекс);
2) активность минимально значимая удельная (далее - МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения при превышении которой источник подлежит учету и контролю и для которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса;
3) персонал - лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).
5. Нормативы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:
1) в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;
2) в результате радиационной аварии;
3) от природных источников излучения;
4) при медицинском облучении.
Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.
6. Требования нормативов не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:
1) индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 микрозиверт (далее - мкЗв);
2) индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 миллизиверт (далее - мЗв) и в хрусталике не более 15 мЗв;
3) коллективную эффективную годовую дозу не более 1 человеко-зиверта (далее - чел-Зв), либо когда при коллективной дозе более 1 чел-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.
Требования нормативов не распространяются также на космическое излучение на поверхности земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.
7. Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 чел-Зв года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел-Зв года жизни устанавливается в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.
8. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно.
где: r,
R - индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответственно;
Е - индивидуальная эффективная доза;
pi(Е)dE, - вероятность для i-го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до E+dE;
rЕ - коэффициент пожизненного риска сокращения длительности периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и не смертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от смертельного рака), равный:
|
для производственного облучения: |
rЕ = 5,6х10-2 1/ чел-Зв при Е < 200 миллизиверт в год (далее – мЗв/год); rЕ = 1,1х10-1 1/ чел-Зв при Е3 200 мЗв/год; |
|
для облучения населения: |
rЕ = 7,3х10-2 1/ чел-Зв при Е < 200 мЗв/год; rЕ = 1,5х10-1 1/ чел-Зв при Е і 200 мЗв/год. |
9. Для целей радиационной безопасности при облучении в течение года индивидуальный риск сокращения длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов консервативно принимается равным:
где: Pi[D>Д], - вероятность для i-го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года;
Д - пороговая доза для детерминированного эффекта.
10. Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, используется понятие радиационного ущерба, количественно учитывающего как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии с общепринятой линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, в соответствии с приложением 1 к настоящим нормативам.
Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 Зв-1.
В условиях нормальной эксплуатации ядерных радиационных и электрофизических установок пределы доз техногенного облучения в течении года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного радиационного риска для персонала 1x10-3 и для населения 5x10-5. Уровень пренебрежимо малого риска составляет 10-6.
При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):персонал 2,0х10-4, год-1; население 1,0х10-5, год-1.
2. Нормативы к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях
11. Для категорий облучаемых лиц (персонал группы "А", "Б" и население) устанавливаются три класса нормативов:
1) основные пределы доз (далее - ПД);
2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: предел годового поступления (далее - ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (далее - ДОА), среднегодовые удельные активности (далее - ДУА), мощность эквивалентной дозы (далее - МЭД);
3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков. Их значения учитывают достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивают условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
12. 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.
13. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв.
14. Администрация предприятия переводит беременную женщину на работу, не связанную с источниками излучения, со дня получения информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка.
15. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать ПД, установленных в приложении 2 к настоящим нормативам.
Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
16. Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала, поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях 21 и 22 к настоящими нормативам, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 м3в в год для населения.
В нестандартных условиях допустимые уровни МЭД, среднегодовая ДОА персонала и ЭРОА радона определяются расчетным путем с учетом времени пребывания персонала в радиационно-опасной зоне. Приведенные в приложениях 21 и 22 значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГП персонала, ПГП населения, ДОА персонала и ДОА населения (далее - ПГПперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас) ПГПперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 микрометр и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5.
17. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов распада 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:
ПГП: 0,10 ПRaA + 0,52 ПRaB + 0,38 ПRaC = 3,0 МБк
0,91 ПThB + 0,09 ПThC = 0,68 МБк
ДОА: 0,10 АRaA + 0,52 АRaB + 0,38 АRaC = 1200 Бк/м3
0,91 АThB + 0,09 АThC = 270 Бк/м3,
где:
Пi и Аi - годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.
18. 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.
19. Планируемое повышенное облучение персонала группы А при ликвидации или предотвращении аварии допускается только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
20. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в приложении 2 настоящих нормативов, допускается при согласовании с территориальным подразделением ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения (не ниже областного уровня), облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз допускается с разрешения Главного государственного санитарного врача Республики Казахстан.
21. Повышенное облучение не допускается:
1) 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;
2) для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.
22. 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.
Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, немедленно выводятся из зоны облучения и направляются на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам разрешается в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.
23. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных, спасательных и других работ, осуществляемых на радиоактивно загрязненных территориях, оформляются и допускаются к работам как персонал группы А.
3. Нормативы к защите от природного облучения в производственных условиях
24. Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).
25. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 часов в год (далее - ч/год), средней скорости дыхания 1,2 кубический метр в час (далее - м3/ч) и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:
1) мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте 2,5 микрозиверт час (далее - мкЗв/ч);
2) Эквивалентная равновесная объемная активность (далее - ЭРОАRn) в воздухе зоны дыхания 310 беккерель на кубический метр (далее - Бк/м3);
3) ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания 68 Бк/м3;
4) удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда 40/f килобеккерел на килограмм (далее - кБк/кг), где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, миллиграмм на кубический метр (далее - мг/м3);
5) удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, 27/f, кБк/кг.
При многофакторном воздействии сумма отношений воздействующих факторов к указанным значениям не должна превышать 1.
26. При выборе участков территорий под строительство зданий и сооружений производственного назначения, отводятся участки с гамма-фоном не 0,6 мкЗв/ч, а плотность потока радона с поверхности грунта 250 миллибеккерель на квадратный метр в секунду (далее - мБк/(м2*с).
27. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях и не должно превышать 5 мЗв в год.
4. Нормативы к ограничению техногенного и природного облучения населения в нормальных условиях
28. Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и атмосферном 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 23 к настоящим нормативам.
29. При проектировании новых зданий жилого и общественного назначения предусматривается, чтобы среднегодовая ЭРОАRn дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6 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.
30. В эксплуатируемых зданиях среднегодовая ЭРОАRn дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м3. При более высоких значениях объемной активности проводятся защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия проводятся также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
31. При выборе участков территорий под строительство жилых домов и зданий социально-бытового назначения отводятся участки с гамма-фоном не превышающим 0,3 мкГр/ч и плотностью потока радона с поверхности грунта не более 80 мБк/(м2 х с);
32. Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и другие), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки), и готовой продукции не должна превышать:
1) для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс):
где:
А Ra и А Th – удельные активности 226Rа и 232Тh, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, АK – удельная активность К-40 (Бк/кг);
2) для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки. Для наружной отделки жилых, общественных и производственных зданий, фонтаны, культурные и другие сооружения при условии, что ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, при планируемом виде их использования не должна превышать 10 мкЗв, а годовая коллективная эффективная доза не должна превышать более одного чел-Зв. Не допускается использование для строительства и внутренней отделки жилых и общественных зданий, детских, подростковых, медицинских организаций (II класс):
Аэфф
740Бк/кг;
3) для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):
Аэфф 1500Бк/кг;
4) при 1,5 кБк/кг < Аэфф < 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с территориальным подразделением ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия.
При Аэфф > 4,0 кБк/кг материалы не допускается использовать в строительстве.
33. Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей по показателям радиационной безопасности дается по удельной суммарной альфа- (Аa) и бета-активности (Аb). При значениях Аa и Аb 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. Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие:
где Аi - удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;
УВi - соответствующие уровни вмешательства значения дозовых коэффициентов 
(мЗв/Бк) при поступлении радионуклидов в организм взрослых людей с водой и уровни вмешательства УВ (Бк/кг) по содержанию отдельных радионуклидов в питьевой воде в соответствии с приложением 24 к настоящим нормативам, то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательным.
34. 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 при децентрализованном водоснабжении является обязательным.
При возможном присутствии в воде 3H, 14C, 131I, 210Pb, 228Ra, 232Th, 232U (в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальной опасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.
35. Санитарно-эпидемиологическая экспертиза пищевого продукта и ограничение облучения населения осуществляется путем регламентации содержания допустимых уровней радионуклидов цезия-137 и стронция-90 в соответствии с приложением 25 к настоящим нормативам.36. Содержание радионуклидов в чае (черный, зеленый, плиточный) не должно превышать по цезию 137 - 400 Бк/кг, стронцию 90 - 200 Бк/кг.
37. Содержание радионуклидов в кофе (в зернах, молотый, растворимый) не должно превышать по цезию 137 - 300 Бк/кг, стронцию 90 - 100 Бк/кг.
38. Содержание радионуклидов в БАД-ах на растительной основе, в том числе цветочная пыльца (сухие чаи), жидкие (эликсиры, бальзамы, настойки) не должно превышать по цезию 137 - 200 Бк/кг, стронцию 90 - 100 Бк/кг".
39. Содержание радионуклидов в лекарственных растениях (травы, кора, корневище, плоды) не превышает по цезию 137 - 400 Бк/кг, стронцию 90 - 200 Бк/кг.
40. Готовые к употреблению пищевые продукты из фруктов, овощей, ягод (консервированные овощи, грибы, варенья, джемы, сиропы, концентраты, напитки, соки) проходят исследования на радиационную безопасность.
41. Содержание радионуклидов в табаке и табачных изделиях не должно превышать по цезию 137 - 120 Бк/кг, стронцию 90 - 50 Бк/кг.
42. Оценка радиоактивности твердого топлива (уголь) включает:
1) показатели мощности дозы гамма-излучения и определение однородности участка. Участки месторождения (пласта) считаются однородными при разности значений мощности эквивалентной дозы гамма излучения не более 30 % на всей поверхности;
2) удельную активность природных радионуклидов угля и золы.
Предварительная оценка радиоактивности твердого топлива производится на стадии разведки месторождения или поверхностной съемки территории для открытого карьера или пласта в забое скважины.
Индивидуальная годовая эффективная доза не должно превышать 10 мкЗв, а коллективная эффективная годовая доза - не более 1 чел-Зв.
Установление системы ограничений и вида безопасного использования топлива производится на основании анализа удельной активности природных радионуклидов. Сумма отношений удельной активности радионуклидов урана (радия) и тория к минимально значимым удельным активностям (Суголь), определяется по формуле:
где,
АU(Ra), АTh – удельная активность U (226Ra), 232Th, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно, Бк/кг.
1000 – МЗУА природного урана и тория, Бк/кг.
В зависимости от значения С уголь устанавливается класс радиационной опасности угля.
43. На объект недропользования по добыче твердого топлива при отводе земельного участка и при эксплуатации твердого топлива населением выдается санитарно-эпидемиологическое заключение в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса.
44. Установление класса радиационной опасности золы и вида ее безопасного использования в качестве строительного материала осуществляется по показателю удельной эффективной активности.
Оценка и прогнозирование удельной эффективной активности золы, образующейся при сжигании топлива, могут быть проведены по результатам радиационных испытаний угля и определяется по формуле:
А уголь эфф.прогн = А уголь эфф. х К к + 
уголь ,
где,
А уголь эфф - удельная эффективная активность природных радионуклидов в пробе угля;
уголь - абсолютная погрешность определения А уголь эфф.
К к - коэффициент концентрации радионуклидов в золе, определяется по формуле:
где,
Аd - зольность угля, %.
В зависимости от значения удельной активности устанавливается класс радиационной опасности и вид использования.
45. Технология разведки, добычи, транспортировки и переработки нефтяной и нефтеводяной суспензии не допускает возможность загрязнения естественными радионуклидами технологического оборудования и объектов окружающей среды выше уровней предусмотренных настоящими нормативами.
При содержании в нефти природных радионуклидов в количестве не более 10 уровней вмешательства (УВ) для воды ( приложение 24) она используется без ограничения. При содержании радионуклидов более 10 уровней вмешательства для воды нефть допускается к переработке только после ее очистки до указанной величины (10 УВ).
46. Содержание естественных радионуклидов в пластовых водах, закачиваемых в нефтегазоностный горизонт в процессе добычи нефтепродуктов не нормируется. При закачке их в водоносные горизонты или сбросе на рельеф местности концентрации ЕРН в них не должно превышать 10 УВ для воды.
47. Удельная активность природных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должно превышать:
АU + 1,5 * АTh 1,0 кБк/кг,
где АU и АTh - удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно.
Допустимое содержание 40К в минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении с материалами, содержащими 40К , соблюдаются требования по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения, установленные в пунктах 26 и 27.
48. Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должно превышать:
АU + 1,5 * АTh 4,0 кБк/кг,
где АU и АTh - удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов соответственно.
49. Для обеспечения радиационной безопасности населения и работников организаций и планирования видов и объема радиационного контроля при обращении с материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов вводится следующая их классификация:
1) I класс: Аэфф 740 Бк/кг
2) II класс: 0,74 < Аэфф 1,5 кБк/кг
3) III класс: 1,5 < Аэфф 4,0 кБк/кг
4) IV класс: Аэффі 4,0 кБк/кг
50. Обращение с материалами I класса в производственных условиях осуществляется без каких-либо ограничений.
При работе с материалами II, III, IV класса выдается санитарно-эпидемиологическое заключение, в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса.
51. Предприятие до начала разработки месторождения строительных материалов, минеральных удобрений, мелиорантов и топливно-энергетического сырья получает санитарно-эпидемиологическое заключение о степени его радиационной опасности и условиях использования материалов в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса.
5. Норматив по ограничению медицинского облучения
52. Радиационная защита пациентов при медицинском облучении основывается на необходимости получения полезной диагностической информации и/или терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьших уровнях облучения (для лучевой терапии это требование относится к здоровым, не намеренно облучаемым, органам и тканям). Для обеспечения радиационной защиты пациентов применяются принципы обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов. При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должно превышать 1 мЗв.
53. Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационной безопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и выписанных из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также для детей, контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклидной терапии или брахитерапии, предел дозы составляет 1 мЗв в год.
54. Пациенты, проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, могут быть выписаны из клиники при условии, что уровень гамма - излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям пункта 60 настоящих нормативов. Выписка пациента после терапии радионуклидами, указанными в приложении 5 настоящих нормативов, допускается, если введенная или остаточная активность радионуклидов в теле или измеренная мощность дозы в воздухе вблизи тела пациента ниже соответствующих значений, приведенных в приложении 5 настоящих нормативов. Перед выпиской пациентам следует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности, которые принимаются с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи, с которыми они могут вступать в контакт. Такие же требования предъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.
55. В случае смерти пациента, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела проводится после удаления источника.
56. При планировании и проведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, в медицинской организации определяются и регистрируются дозы у всех лиц, подвергающихся медицинскому облучению.
6. Норматив по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии
57. Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимы защитные мероприятия проводятся, если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны детерминированные эффекты (приложение 6 к настоящим нормативам).
58. При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия обязательны, если годовые поглощенные дозы превышают уровни хронического облучения, создающие риск серьезных детерминированных эффектов указанных в приложении 7 к настоящим нормативам.
59. 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.
60. При проведении противорадиационных вмешательств, пределы доз (приложение 2 настоящих нормативов) не применяются.
61. 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.
62. Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии и принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии приведены в приложении 8 к настоящим нормативам. Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии, а также критерии для принятия решения об ограничении потребления загрязненных воды приведены в приложениях 9 и 10 к настоящим нормативам.
63. 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 (приложение 26 к настоящим нормативам).
7. Значения допустимых уровней радиационного воздействия в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения
64. Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено годовому пределу дозы (усредненному за пять лет), указанному в приложении 2 настоящих нормативов.
65. Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:
1) объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
2) временем облучения t в течение календарного года;
3) геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.
Для персонала установлены следующие значения стандартных параметров: Vперс = 2,4х103 м3 в год; tперс = 1700 ч в год; Mперс = 0. Для населения установлены следующие значения стандартных параметров: tнас = 8800 ч в год; Mнас = 730 кг в год для взрослых. Годовой объем вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от возраста:
66. Числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала моноэнергетическими электронами, бета-частицами, моноэнергетическими фотонами и моноэнергетическими нейтронами, значения допустимого радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, специальной одежды, специальной обуви и других средств индивидуальной защиты персонала, допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств приведены в приложениях 12- 20 настоящих нормативов.
67. Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2p или 4p) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняя геометрия).
68. Для кожных покровов, специальной одежды и обуви, других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и не снимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
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.
Приложение 1
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Линейные коэффициенты радиационного риска
|
Облучаемая группа населения |
Коэффициент риска злокачественных новообразований, х10-2 Зв-1 |
Коэффициент риска наследственных эффектов, х10-2 Зв-1 |
Сумма, х10-2 Зв-1 |
|
Все население |
5,5 |
0,2 |
5,7 |
|
Взрослые |
4,1 |
0,1 |
4,2 |
Приложение 2
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Основные пределы доз
|
Нормируемые величины 1) |
Пределы доз | |
|
персонал группы А2) |
Население | |
|
Эффективная доза |
20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год |
1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год |
|
Эквивалентная доза за год в: хрусталике глаза3) коже4) кистях и стопах |
20 мЗв 500 мЗв 500 мЗв |
15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв |
Примечание:
1) допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам;
2) основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории "персонал" приводятся только для группы А;
3) относится к дозе на глубине 300 миллиграмм на квадратный сантиметр (далее - мг/см2);
4) относится к среднему по площади в 1 квадратный сантиметр (далее - см2 ) значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает не превышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.
Приложение 3
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Классы радиационной опасности угля
|
Класс радиационной опасности угля |
Сумма отношений удельной активности радионуклидов к МЗУА, Суголь |
Условия использования угля |
|
I |
< 1 - |
Не вводится никаких ограничений на использование угля в хозяйственной деятельности |
|
II |
> 1 |
Использование угля в хозяйственной деятельности не допускается |
Приложение 4
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Классы радиационной опасности золы
|
Класс радиационной опасности золы |
Удельная эффективная активность радионуклидов, (А зола эфф. прогн А зола эфф ) Бк/кг |
Условия безопасного использования золы |
|
I |
до 370 |
Зола используется в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях |
|
II |
от 370 до 740 |
Зола используется в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а так же при возведении производственных сооружений |
|
III |
от 740-1500 |
Зола используется в дорожном строительстве вне населенных пунктов |
|
IV |
более 1500 до 4000 |
Вопрос использования золы решается в каждом случае отдельно по согласованию с территориальным подразделением ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения |
Приложение 5
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Активность радионуклидов в теле взрослого пациента (ГБк) после радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и мощность эквивалентной дозы (мкЗв/ч) на расстоянии 1 м от поверхности тела, при которых разрешается выписка пациента из клиники
|
Радионуклид |
Период полураспада, сутки (далее – сут) |
Активность в теле, ГБк |
Мощность дозы, мкЗв/ч |
|
125I1) |
60,1 |
4 |
10 |
|
131I |
8,0 |
0,4 |
20 |
|
153Sm |
2,0 |
9 |
100 |
|
188Re |
0,7 |
12 |
80 |
Примечание:
1) в составе имплантатов для брахитерапии предстательной железы.
В случае многократного лечения в течение года активность в теле и мощность дозы уменьшаются в число раз, равное числу курсов лечения за год.
Приложение 6
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимы защитные мероприятия
|
Орган или ткань |
Поглощенная доза в органе или ткани за 2 суток, Гр |
|
Все тело |
1 |
|
Легкие |
6 |
|
Кожа |
3 |
|
Щитовидная железа |
5 |
|
Хрусталик глаза |
2 |
|
Гонады |
3 |
|
Плод |
0,1 |
Приложение 7
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Уровни хронического облучения, создающие риск серьезных детерминированных эффектов
|
Орган или ткань |
Годовая поглощенная доза, Гр |
|
Гонады |
0,2 |
|
Хрусталик глаза |
0,1 |
|
Красный костный мозг |
0,4 |
Приложение 8
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии
|
Меры защиты |
Предотвращаемая доза за первые 10 суток, мГр | |||
|
на все тело |
щитовидная железа, легкие, кожа | |||
|
уровень А |
уровень Б |
уровень А |
уровень Б | |
|
Укрытие |
5 |
50 |
50 |
500 |
|
Йодная профилактика: взрослые дети |
- - |
- - |
2501) 2501) |
25001) 10001) |
|
Эвакуация |
50 |
500 |
500 |
5000 |
Примечание:
1) только для щитовидной железы.
Приложение 9
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Критерии для принятия решений
|
Меры |
Предотвращаемая эффективная доза, мЗв | |
|
уровень А |
уровень Б | |
|
Ограничение потребления загрязненных пищевых продуктов и питьевой воды |
5 за первый год 1/год в последующие годы |
50 за первый год 10/год в последующие годы |
|
Отселение |
50 за первый год |
500 за первый год |
|
1000 за все время отселения | ||
Примечание:
Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием не превосходит уровень А, меры защиты связанные с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории могут не проводиться.
Приложение 10
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии
|
Радионуклиды |
Удельная активность радионуклида в пищевых продуктах, кБк/кг | |
|
уровень А |
уровень Б | |
|
131I, 134Cs, 137Cs |
1 |
10 |
|
90Sr |
0,1 |
1,0 |
|
238Pu, 239Pu, 241Am |
0,01 |
0,1 |
Примечание:
Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.
Если уровень облучения, предотвращаемого достигает и превосходит уровень Б выполняются соответствующие меры защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.
Приложение 11
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп населения
|
Возраст, лет |
до 1 |
1-2 |
2-7 |
7-12 |
12-17 |
Взрослые (старше 17 лет) |
|
V, тыс. м3 в год |
1,0 |
1,9 |
3,2 |
5,2 |
7,3 |
8,1 |
Приложение 12
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала при облучении кожи
|
Энергия электронов, МэВ |
Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10-10 Зв * см2 |
Среднегодовая допустимая плотность потока ДППперс, см-2 * с-1 | ||
|
ИЗО1) |
ПЗ2) |
ИЗО1) |
ПЗ02) | |
|
0,07 |
0,3 |
2,2 |
2700 |
370 |
|
0,10 |
5,7 |
16,6 |
140 |
50 |
|
0,20 |
5,6 |
8,3 |
150 |
100 |
|
0,40 |
4,3 |
4,6 |
190 |
180 |
|
0,70 |
3,7 |
3,4 |
220 |
240 |
|
1,00 |
3,5 |
3,1 |
230 |
260 |
|
2,00 |
3,2 |
2,8 |
260 |
290 |
|
4,00 |
3,2 |
2,7 |
260 |
300 |
|
7,00 |
3,2 |
2,7 |
260 |
300 |
|
10,0 |
3,2 |
2,7 |
260 |
300 |
Примечание:
1) ИЗО - изотропное (2
) поле излучения, 2) ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Приложение 13
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала при облучении хрусталиков глаз
|
Энергия фотонов, МэВ |
Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10-10 Зв * см2 |
Среднегодовая допустимая плотность потока ДППперс, см-2 * с-1 | ||
|
ИЗО1) |
ПЗ1) |
ИЗО1) |
ПЗ1) | |
|
1,0-2 |
6,17 |
7,06 |
1,31+04 |
1,16+04 |
|
2,0-2 |
1,66 |
1,76 |
4,96+04 |
4,63+04 |
|
3,0-2 |
0,822 |
0,880 |
1,00+05 |
9,25+04 |
|
5,0-2 |
0,462 |
0,494 |
1,81+05 |
1,63+05 |
|
1,0-1 |
0,549 |
0,575 |
1,50+05 |
1,42+0,5 |
|
1,5-1 |
0,827 |
0,851 |
9,74+04 |
9,74+04 |
|
3,0-1 |
1,79 |
1,81 |
4,53+04 |
4,53+04 |
|
4,0-1 |
2,38 |
2,38 |
3,38+04 |
3,38+04 |
|
5,0-1 |
2,93 |
2,93 |
2,80+04 |
2,80+04 |
|
6,0-1 |
3,44 |
3,44 |
2,40+04 |
2,40+04 |
|
8,0-1 |
4,39 |
4,39 |
1,88+04 |
1,88+04 |
|
1,0 |
5,23 |
5,23 |
1,55+04 |
1,55+04 |
|
2,0 |
8,61 |
8,61 |
9,57+03 |
9,57+03 |
|
4,0 |
13,6 |
13,6 |
6,08+03 |
6,08+03 |
|
6,0 |
17,9 |
17,9 |
4,57+03 |
4,57+03 |
|
8,0 |
22,3 |
22,3 |
3,66+03 |
3,66+03 |
|
10,0 |
26,4 |
26,4 |
3,13+03 |
3,13+03 |
Примечание:
1) ИЗО - изотропное (2) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Флюенс частиц Ф - отношение dN/d 
,
где dN - количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения d Ф=dN/d, м-2
Плотность потока частиц n - отношение dN/(d dt), где dN - количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения d за интервал времени dt:
n=dN/(d dt),м-2 с-1
Приложение 14
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока бета-частиц для лиц из персонала при контактном облучении кожи
|
Средняя энергия бета-спектра, МэВ |
Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10-10 Зв * см2 |
Среднегодовая допустимая плотность потока ДППперс, см-2 * с-1 |
|
0,05 |
1,0 |
820 |
|
0,07 |
1,8 |
450 |
|
0,10 |
2,6 |
310 |
|
0,15 |
3,4 |
240 |
|
0,20 |
3,8 |
215 |
|
0,30 |
4,3 |
190 |
|
0,40 |
4,5 |
180 |
|
0,50 |
4,6 |
180 |
|
0,70 |
4,8 |
170 |
|
1,00 |
5,0 |
165 |
|
1,50 |
5,2 |
160 |
|
2,00 |
5,3 |
155 |
Приложение 15
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при внешнем облучении всего тела
|
Энергия фотонов, МэВ |
Эффективная доза на единичный флюенс, 10-12 Зв * см2 |
Среднегодовая допустимая плотность потока, ДППперс, см-2 * с-1
|
Керма в воздухе на единичный флюенс, 10-12 Гр см2 | ||
|
ИЗО1) |
ПЗ2) |
ИЗО1) |
ПЗ2) | ||
|
1,0-2 |
0,0201 |
0,0485 |
1,63+05 |
6,77+04 |
7,43 |
|
1,5-2 |
0,0384 |
0,125 |
8,73+04 |
2,62+04 |
3,12 |
|
2,0-2 |
0,0608 |
0,205 |
5,41+04 |
1,62+04 |
1,68 |
|
3,0-2 |
0,103 |
0,300 |
3,24+04 |
1,08+04 |
0,721 |
|
4,0-2 |
0,140 |
0,338 |
2,31+04 |
9,65+03 |
0,429 |
|
5,0-2 |
0,165 |
0,357 |
1,99+04 |
9,12+03 |
0,323 |
|
6,0-2 |
0,186 |
0,378 |
1,77+04 |
8,63+03 |
0,289 |
|
8,0-2 |
0,230 |
0,440 |
1,42+04 |
7,44+03 |
0,307 |
|
1,0-1 |
0,278 |
0,517 |
1,18+04 |
6,33+03 |
0,371 |
|
1,5-1 |
0,419 |
0,752 |
7,79+03 |
4,33+03 |
0,599 |
|
2,0-1 |
0,581 |
1,00 |
5,61+03 |
3,28+03 |
0,856 |
|
3,0-1 |
0,916 |
1,51 |
3,54+03 |
2,17+03 |
1,38 |
|
4,0-1 |
1,26 |
2,00 |
2,59+03 |
1,63+03 |
1,89 |
|
5,0-1 |
1,61 |
2,47 |
2,02+03 |
1,32+03 |
2,38 |
|
6,0-1 |
1,94 |
2,91 |
1,69+03 |
1,12+03 |
2,84 |
|
8,0-1 |
2,59 |
3,73 |
1,26+03 |
8,73+02 |
3,69 |
|
1,0 |
3,21 |
4,48 |
1,01+03 |
7,33+02 |
4,47 |
|
2,0 |
5,84 |
7,49 |
5,63+02 |
4,38+02 |
7,55 |
|
4,0 |
9,97 |
12,0 |
3,28+02 |
2,73+02 |
12,1 |
|
6,0 |
13,6 |
16,0 |
2,38+02 |
2,05+02 |
16,1 |
|
8,0 |
17,3 |
19,9 |
1,89+02 |
1,64+02 |
20,1 |
|
10,0 |
20,8 |
23,8 |
1,56+02 |
1,38+02 |
24,0 |
Примечание:
1)ИЗО - изотропное (4 ) поле излучения, 2) ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Керма - отношение суммы начальных кинетических энергий dEk всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме:
Единица кермы - грей (Гр).
Керма и поглощенная доза равны друг другу в той степени, с какой достигается равновесие заряженных частиц и с какой можно пренебречь тормозным излучением и ослаблением потока фотонов на пути пробега вторичных электронов.
Приложение 16
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучении кожи
|
Энергия фотонов, МэВ |
Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10-12 Зв см2 |
Среднегодовая допустимая плотность потока ДППперс, см-2 с-1 | ||
|
ИЗО1) |
ПЗ1) |
ИЗО1) |
ПЗ1) | |
|
1,0-2 |
6,17 |
7,06 |
1,31+04 |
1,16+04 |
|
2,0-2 |
1,66 |
1,76 |
4,96+04 |
4,63+04 |
|
3,0-2 |
0,822 |
0,880 |
1,00+05 |
9,25+04 |
|
5,0-2 |
0,462 |
0,494 |
1,81+05 |
1,63+05 |
|
1,0-1 |
0,549 |
0,575 |
1,50+05 |
1,42+0,5 |
|
1,5-1 |
0,827 |
0,851 |
9,74+04 |
9,74+04 |
|
3,0-1 |
1,79 |
1,81 |
4,53+04 |
4,53+04 |
|
4,0-1 |
2,38 |
2,38 |
3,38+04 |
3,38+04 |
|
5,0-1 |
2,93 |
2,93 |
2,80+04 |
2,80+04 |
|
6,0-1 |
3,44 |
3,44 |
2,40+04 |
2,40+04 |
|
8,0-1 |
4,39 |
4,39 |
1,88+04 |
1,88+04 |
|
1,0 |
5,23 |
5,23 |
1,55+04 |
1,55+04 |
|
2,0 |
8,61 |
8,61 |
9,57+03 |
9,57+03 |
|
4,0 |
13,6 |
13,6 |
6,08+03 |
6,08+03 |
|
6,0 |
17,9 |
17,9 |
4,57+03 |
4,57+03 |
|
8,0 |
22,3 |
22,3 |
3,66+03 |
3,66+03 |
|
10,0 |
26,4 |
26,4 |
3,13+03 |
3,13+03 |
Примечание:
ИЗО1) - изотропное (2 ) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Приложение 17
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучении хрусталиков глаз
|
Энергия фотонов, МэВ |
Эквивалентная доза в хрусталике на единичный флюенс, 10-12 Зв см2 |
Среднегодовая допустимая плотность потока ДППперс, см-2 с-1 | ||
|
ИЗО1) |
ПЗ1) |
ИЗО1) |
ПЗ1) | |
|
1,0-2 |
0,669 |
2,23 |
3,66+04 |
1,08+04 |
|
1,5-2 |
0,749 |
2,06 |
3,29+04 |
1,16+04 |
|
2,0-2 |
0,622 |
1,53 |
3,97+04 |
1,60+04 |
|
3,0-2 |
0,375 |
0,865 |
6,55+04 |
2,85+04 |
|
4,0-2 |
0,275 |
0,571 |
9,07+04 |
4,27+04 |
|
5,0-2 |
0,239 |
0,459 |
1,03+05 |
5,33+04 |
|
6,0-2 |
0,234 |
0,431 |
1,06+05 |
5,67+04 |
|
8,0-2 |
0,264 |
0,476 |
9,05+04 |
5,16+04 |
|
1,0-1 |
0,326 |
0,568 |
7,26+04 |
4,34+04 |
|
1,5-1 |
0,545 |
0,857 |
4,59+04 |
2,88+04 |
|
2,0-1 |
0,762 |
1,16 |
3,31+04 |
2,11+04 |
|
3,0-1 |
1,20 |
1,77 |
2,09+04 |
1,39+04 |
|
4,0-1 |
1,59 |
2,33 |
1,54+04 |
1,06+04 |
|
5,0-1 |
2,00 |
2,86 |
1,24+04 |
8,64+03 |
|
6,0-1 |
2,39 |
3,32 |
1,04+04 |
7,34+03 |
|
8,0-1 |
3,10 |
4,21 |
7,90+03 |
5,87+03 |
|
1,0 |
3,76 |
4,96 |
6,53+03 |
4,91+03 |
|
2,0 |
6,64 |
7,93 |
3,68+03 |
3,09+03 |
|
4,0 |
11,1 |
12,1 |
2,20+03 |
2,00+03 |
|
6,0 |
15,1 |
15,6 |
1,62+03 |
1,57+03 |
|
8,0 |
19,1 |
19,1 |
1,29+03 |
1,29+03 |
|
10,0 |
23,0 |
22,3 |
1,06+03 |
1,10+03 |
Примечание:
ИЗО1) - изотропное (4 ) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Приложение 18
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических нейтронов для лиц из персонала при внешнем облучении всего тела
|
Энергия нейтронов, МэВ |
Эффективная доза на единичный флюенс, 10-12 Зв см2 |
Среднегодовая допустимая плотность потока, ДППперс, см-2 с-1 | ||
|
ИЗО1) |
ПЗ1) |
ИЗО1) |
ПЗ1) | |
|
тепловые нейтроны |
3,30 |
7,60 |
9,90+2 |
4,30+2 |
|
1,0-7 |
4,13 |
9,95 |
7,91+2 |
3,28+2 |
|
1,0-6 |
5,63 |
1,38+1 |
5,80+2 |
2,37+2 |
|
1,0-5 |
6,44 |
1,51+1 |
5,07+2 |
2,16+2 |
|
1,0-4 |
6,45 |
1,46+1 |
5,07+2 |
2,24+2 |
|
1,0-3 |
6,04 |
1,42+1 |
5,41+2 |
2,30+2 |
|
1,0-2 |
7,70 |
1,83+1 |
4,24+2 |
1,79+2 |
|
2,0-2 |
1,02+1 |
2,38+1 |
3,20+2 |
1,37+2 |
|
5,0-2 |
1,73+1 |
3,85+1 |
1,89+2 |
8,49+1 |
|
1,0-1 |
2,72+1 |
5,98+1 |
1,20+2 |
5,46+1 |
|
2,0-1 |
4,24+1 |
9,90+1 |
7,71+1 |
3,30+1 |
|
5,0-1 |
7,50+1 |
1,88+2 |
4,36+1 |
1,74+1 |
|
1,0 |
1,16+2 |
2,82+2 |
2,82+1 |
1,16+1 |
|
1,2 |
1,30+2 |
3,10+2 |
2,51+1 |
1,05+1 |
|
2,0 |
1,78+2 |
3,83+2 |
1,84+1 |
8,53 |
|
3,0 |
2,20+2 |
4,32+2 |
1,49+1 |
7,56 |
|
4,0 |
2,50+2 |
4,58+2 |
1,31+1 |
7,13 |
|
5,0 |
2,72+2 |
4,74+2 |
1,20+1 |
6,89 |
|
6,0 |
2,82+2 |
4,83+2 |
1,16+1 |
6,76 |
|
7,0 |
2,90+2 |
4,90+2 |
1,13+1 |
6,67 |
|
8,0 |
2,97+2 |
4,94+2 |
1,10+1 |
6,61 |
|
10 |
3,09+2 |
4,99+2 |
1,06+1 |
6,55 |
|
14 |
3,33+2 |
4,96+2 |
9,81 |
6,59 |
|
20 |
3,43+2 |
4,80+2 |
9,52 |
6,81 |
Примечание:
ИЗО1) - изотропное (4 ) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в переднезадней геометрии.
Приложение 19
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала, част/(см2мин)
|
Объект загрязнения |
Альфа-активные нуклиды1) |
Бета-активные нуклиды1) | |
|
Отдельные2) |
прочие | ||
|
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты |
2 |
2 |
2003) |
|
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спец обуви |
5 |
20 |
2000 |
|
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования |
5 |
20 |
2000 |
|
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования |
50 |
200 |
10000 |
|
Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемых в сан шлюзах |
50 |
200 |
10000 |
Примечание:
1) для кожных покровов, специальной одежды и обуви, других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение;
2) к отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м3;
3) для 90Sr + 90Y - 40 част/(см2 мин).
Приложение 20
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных веществ и материалов, част/(см2 мин)
|
Объект загрязнения |
Вид загрязнения | |||
|
Снимаемое (нефиксированное) |
Неснимаемое (фиксированное) | |||
|
альфа-активные радионуклиды |
бета-активные радионуклиды |
альфа-активные радионуклиды |
бета-активные радионуклиды | |
|
Наружная поверхность транспортного средства и охранной тары контейнера |
Не допускается |
10 |
Не регламентируется |
2001) |
|
Внутренняя поверхность охранной тары и наружная поверхность транспортного контейнера |
1,0 |
100 |
Не регламентируется |
2000 |
Примечание:
1) для 90Sr + 90Y - 40 част/(см2 мин).
Приложение 21
к Гигиеническим нормативам "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала
|
Радионуклид |
Период полураспада |
Тип Соединения при ингаляции [1] |
Дозовый коэффициент воздействия перс , Зв/Бк |
Предел годового поступления ПГППЕРС, Бк в год |
Допустимая среднегодовая объемная активность ДОАПЕРС, Бк/м3 |
|
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
|
H-3 |
12,3 лет |
Г1 |
1,8-11 |
1,1+09 |
4,4+05 |
|
|
|
Г2 |
1,8-15 |
1,1+13 |
4,4+09 |
|
|
|
Г3 |
1,8-13 |
1,1+11 |
4,4+07 |
|
Be-7 |
53,3 сут |
П |
4,8-11 |
4,2+08 |
1,7+05 |
|
|
|
М |
5,2-11 |
3,8+08 |
1,5+05 |
|
Be-10 |
1,60+06 |
П |
9,1-09 |
2,2+06 |
8,8+02 |
|
|
|
М |
3,2-08 |
6,3+05 |
2,5+02 |
|
C-11 |
0,340 час |
Г1 |
3,2-12 |
6,2+09 |
2,5+06 |
|
|
|
Г2 |
2,2-12 |
9,1+09 |
3,6+06 |
|
|
|
Г3 |
1,2-12 |
1,7+10 |
6,7+06 |
|
C-14 |
5,73+03 |
Г1 |
5,8-10 |
3,4+07 |
1,4+04 |
|
|
|
Г2 |
6,2-12 |
3,2+09 |
1,3+06 |
Приказ Министра национальной экономики Республики Казахстан от 27 февраля 2015 года №155
"Об утверждении гигиенических нормативов "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"
О документе
| Номер документа: | 155 |
| Дата принятия: | 27.02.2015 |
| Состояние документа: | Утратил силу |
| Начало действия документа: | 29.10.2015 |
| Органы эмитенты: |
Государственные органы и организации |
| Утратил силу с: | 16.08.2022 |
Документ утратил силу с 16 августа 2022 года в соответствии с Приказом Министра здравоохранения Республики Казахстан от 2 августа 2022 года №КР ДСМ-71 |
Опубликование документа
Информационно-правовая система нормативных правовых актов Республики Казахстан "Адилет" от 18 октября 2015 года.
"Казахстанская правда" от 22 июня 2017 года №118 (28497).
Зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов Республики Казахстан от 10 апреля 2015 года №10671.
Примечание к документу
В соответствии с пунктом 4 настоящий Приказ вводится в действие по истечении десяти календарных дней со дня его первого официального опубликования - с 29 октября 2015 года.
Документ утратил силу с 16 августа 2022 года в соответствии с Приказом Министра здравоохранения Республики Казахстан от 2 августа 2022 года №КР ДСМ-71