НРБ-2000 Нормы радиационной безопасности Республики Беларусь - файл n1.doc
приобрестиНРБ-2000 Нормы радиационной безопасности Республики Беларусьскачать (862 kb.)
Доступные файлы (1):
n1.doc
О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ ГИГИЕНИЧЕСКИХ НОРМАТИВОВПОСТАНОВЛЕНИЕ МИНИСТЕРСТВА ЗДРАВООХРАНЕНИЯ
РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
25 января 2000 г. N 5
(Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь,
19.04.2000, N 35, рег. N 8/3037 от 02.03.2000)
На основании Законов Республики Беларусь от 23 ноября
1993 г. N 2583-XII "О санитарно-эпидемическом благополучии на-
селения" (Ведамасцi Вярхоўнага Савета Рэспублiкi Беларусь,
1993 г., N 36, ст.451), от 5 января 1998 г. N 122-З "О радиа-
ционной безопасности населения" (Ведамасцi Нацыянальнага сходу
Рэспублiкi Беларусь, 1998 г., N 5, ст.25) ПОСТАНОВЛЯЮ:
1. Утвердить гигиенические нормативы ГН 2.6.1.8-127-2000
Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000) и ввести их в дейс-
твие на территории Республики Беларусь с даты опубликования.
2. С момента введения в действие ГН 2.6.1.8-127-2000 Нор-
мы радиационной безопасности (НРБ-76/87), утвержденные Главным
государственным санитарным врачом СССР 26 мая 1987 г. N
4392-87, не применяются.
3. Постановление Главного государственного санитарного
врача Республики Беларусь от 26 апреля 1999 г. N 17 "О введе-
нии в действие гигиенических нормативов" (Национальный реестр
правовых актов Республики Беларусь, 1999 г., N 43, 8/313) счи-
тать утратившим силу.
Заместитель Министра здравоохранения --
Главный государственный санитарный врач В.П.ФИЛОНОВ
УТВЕРЖДЕНО
Постановление
Министерства
здравоохранения
Республики Беларусь
25.01.2000 N 5
ГН 2.6.1.8-127-2000
НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
(НРБ-2000)
РАЗДЕЛ I
ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
Глава 1. Термины и определения
1. Применительно к настоящим Нормам приняты следующие
термины и определения.
Активность (А) -- мера радиоактивности какого-либо коли-
чества радионуклида, находящегося в данном энергетическом сос-
тоянии в данный момент времени:
dN
А=----,
dt
где dN -- ожидаемое число спонтанных ядерных превращений
из данного энергетического состояния, происходящих за промежу-
ток времени dt. Единицей активности в СИ является обратная се-
кунда с(-1)* [(с) в минус 1-й степени], называемая беккерель
(Бк).
____________________________
* В дальнейшем по тексту -- цифра, стоящая в круглых
скобках после символа или цифры 10, обозначает его степень.
Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности
кюри (Ки) составляет 3,7х10(10) Бк.
Активность минимально значимая (МЗА) -- активность откры-
того источника ионизирующего излучения в помещении или на ра-
бочем месте, при превышении которой требуется разрешение орга-
нов санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоох-
ранения на использование этих источников, если при этом также
превышено значение минимально значимой удельной активности.
Активность минимально значимая удельная (МЗУА) -- удель-
ная активность открытого источника ионизирующего излучения в
помещении или на рабочем месте, при превышении которой требу-
ется разрешение органов санитарно-эпидемиологической службы
Министерства здравоохранения на использование этого источника,
если при этом также превышено значение минимально значимой ак-
тивности.
Активность удельная (объемная) -- отношение активности А
радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:
A A
Аm=----; Av=-----.
m V
Единица удельной активности -- беккерель на килограмм,
Бк/кг. Единица объемной активности -- беккерель на метр куби-
ческий, Бк/куб.м.
Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) до-
черних продуктов изотопов радона 222Rn и 220Rn -- взвешенная
сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов
изотопов радона -- 218Po(RaA); 214Pb(RaB); 214Bi(RaC);
212Pb(ThB); 212Bi(ThC) соответственно:
(ЭРОА)Rn = 0,10 АRaA + 0,52 АRaB + 0,38 АRaC;
(ЭРОА)Tn = 0,91 АThB + 0,09 АThC,
где Аi -- объемные активности дочерних продуктов изотопов
радона.
Вещество радиоактивное -- вещество в любом агрегатном
состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые
распространяются требования настоящих Норм.
Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения
при расчете эквивалентной дозы (WR) -- используемые в радиаци-
онной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относи-
тельную эффективность различных видов излучения в индуцирова-
нии биологических эффектов:
фотоны любых энергий 1
электроны и мюоны любых энергий 1
нейтроны с энергией менее 10 кэВ 5
от 10 до 100 кэВ 10
от 100 кэВ до 2 МэВ 20
от 2 до 20 МэВ 10
более 20 МэВ 5
протоны с энергией более 2 МэВ, кроме 5
протонов отдачи
альфа-частицы, осколки деления,
тяжелые ядра 20
Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему
на тело, а в случае внутреннего облучения -- испускаемому при
ядерном превращении.
Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расче-
те эффективной дозы (Wт) -- множители эквивалентной дозы в ор-
ганах и тканях, используемые в радиационной защите для учета
различной чувствительности разных органов и тканей в возникно-
вении стохастических эффектов радиации:
гонады 0,20
костный мозг (красный) 0,12
толстый кишечник 0,12
легкие 0,12
желудок 0,12
мочевой пузырь 0,05
грудная железа 0,05
печень 0,05
пищевод 0,05
щитовидная железа 0,05
кожа 0,01
клетки костных поверхностей 0,01
остальное 0,05*
_____________________________
* При расчетах учитывать, что "остальное" включает надпо-
чечники, головной мозг, экстраторакальный отдел органов дыха-
ния, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную же-
лезу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключитель-
ных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей
получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу,
полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых
определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому
органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а ос-
тавшимся органам или тканям из рубрики "остальное" приписать
суммарный коэффициент, равный 0,025.
Вмешательство -- мероприятие (действие), направленное на
предотвращение либо снижение неблагоприятных последствий облу-
чения или комплекса неблагоприятных последствий радиационной
аварии.
Группа критическая -- группа лиц из населения (не менее
10 человек), однородная по одному или нескольким признакам --
полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, мес-
ту проживания, рациону питания, которая подвергается наиболь-
шему радиационному воздействию по данному пути облучения от
данного источника излучения.
Дезактивация -- удаление или снижение радиоактивного заг-
рязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.
Доза поглощенная (D) -- величина энергии ионизирующего
излучения, переданная веществу:
__
de
D=------,
dm
__
где de -- средняя энергия, переданная ионизирующим излу-
чением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm --
масса вещества в этом объеме.
Энергия может быть усреднена по любому определенному объ-
ему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии,
переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах
СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килог-
рамм Дж/кг(-1), и имеет специальное название -- грэй (Гр). Ис-
пользовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.
Доза в органе или ткани (Dт) -- средняя поглощенная доза
в определенном органе или ткани человеческого тела:
Dт = (1/mт) интеграл [по mт] Ddm,
где mт -- масса органа или ткани; D -- поглощенная доза в
элементе массой dm.
Доза эквивалентная (Hт,R) -- поглощенная доза в органе
или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффи-
циент для данного вида излучения WR:
Hт,R = WR x Dт,R,
где Dт,R -- средняя поглощенная доза в органе или ткани;
WR -- взвешивающий коэффициент для излучения R.
При воздействии различных видов излучения с различными
взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется
как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:
Hт = сумма [по R] Hт,R *
_______________________________
* В данном случае и в дальнейшем по тексту -- слово "сум-
ма" соответствует греческой букве "сигма".
Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).
Доза эффективная (Е) -- величина воздействия ионизирующе-
го излучения, используемая как мера риска возникновения отда-
ленных последствий облучения организма человека и отдельных
его органов с учетом их радиочувствительности.
Она представляет собой сумму произведений эквивалентной
дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэф-
фициенты:
Е = сумма [по т] Wт х Нт,
где Hт -- эквивалентная доза в органе или ткани; Wт --
взвешивающий коэффициент для органа или ткани.
Единица эффективной дозы -- зиверт (Зв).
Доза эквивалентная (Hт(t)) или эффективная (Е(t)), ожида-
емая при внутреннем облучении, -- доза за время t, прошедшее
после поступления радиоактивных веществ в организм:
Hт(t) = интеграл [от t0 до t0+t] Hт(t)dt;
E(t) = сумма [по т] Wт x Hт(t)
где t0 -- момент поступления; Hт(t) -- мощность эквива-
лентной дозы к моменту времени t в органе или ткани.
Когда t не определено, то его следует принять равным 50
годам для взрослых и (70-t0) для детей и подростков.
Доза годовая эффективная (эквивалентная) -- сумма эффек-
тивной (эквивалентной) дозы внешнего облучения человека, полу-
ченной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквива-
лентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлени-
ем в организм радионуклидов за этот же год.
Единица годовой эффективной дозы -- зиверт (Зв).
Доза эффективная коллективная -- мера коллективного риска
возникновения стохастических эффектов облучения; она равна
сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной кол-
лективной дозы -- человеко-зиверт (чел.-Зв).
Доза предотвращаемая -- прогнозируемая доза вследствие
радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитны-
ми мероприятиями.
Загрязнение радиоактивное -- присутствие радиоактивных
веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле
человека или в другом месте в количестве, превышающем уровни,
принятые в установленном порядке.
Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) --
радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на
другие предметы и не удаляются при дезактивации.
Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) --
радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на
другие предметы и удаляются при дезактивации.
Зона наблюдения -- территория за пределами санитарно-за-
щитной зоны, на которой проводится радиационный мониторинг.
Зона радиационной аварии -- территория, на которой уста-
новлен факт радиационной аварии.
Источник ионизирующего излучения -- устройство или ради-
оактивное вещество, испускающее или способное испускать иони-
зирующее излучение (далее в данном документе -- источник излу-
чения).
Источник излучения природный -- источник ионизирующего
излучения природного происхождения, на который распространяет-
ся действие настоящих Норм.
Источник излучения техногенный -- источник ионизирующего
излучения специально созданный для его полезного применения
или являющийся побочным продуктом этой деятельности.
Источник радионуклидный закрытый -- источник излучения,
устройство которого исключает поступление содержащихся в нем
радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и изно-
са, на которые он рассчитан.
Источник радионуклидный открытый -- источник излучения,
при использовании которого возможно поступление содержащихся в
нем радионуклидов в окружающую среду.
Квота -- часть предела дозы, установленная для ограниче-
ния облучения населения от конкретного техногенного источника
излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пи-
щей и воздухом).
Контроль радиационный -- получение информации о радиаци-
онной обстановке в организации, в окружающей среде и об уров-
нях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радио-
метрический контроль).
Место рабочее -- место постоянного или временного пребы-
вания персонала для выполнения производственных функций в ус-
ловиях воздействия ионизирующего излучения.
Мощность дозы -- доза излучения за единицу времени (се-
кунда и производные).
Население -- все лица, включая персонал вне работы с ис-
точниками ионизирующего излучения.
Облучение -- воздействие на человека ионизирующего излу-
чения.
Облучение аварийное -- облучение в результате радиацион-
ной аварии.
Облучение медицинское -- облучение граждан (пациентов)
при медицинском обследовании и лечении.
Облучение планируемое повышенное -- планируемое облучение
персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы
доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или
ограничения ее последствий.
Облучение потенциальное -- облучение, которое может воз-
никнуть в результате радиационной аварии.
Облучение природное -- облучение, которое обусловлено
природными источниками излучения.
Облучение производственное -- облучение работников от
всех техногенных и природных источников ионизирующего излуче-
ния в процессе производственной деятельности.
Облучение профессиональное -- облучение персонала в про-
цессе его работы с техногенными источниками ионизирующего из-
лучения.
Облучение техногенное -- облучение от техногенных источ-
ников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исклю-
чением медицинского облучения пациентов.
Объект радиационный -- пользователь источников ионизирую-
щего излучения либо структурное подразделение пользователя,
где осуществляется обращение с техногенными источниками иони-
зирующего излучения.
Паспорт санитарный -- документ, разрешающий в течение ус-
тановленного времени проведение регламентированных работ с ис-
точниками ионизирующего излучения пользователю на радиационном
объекте в конкретных помещениях, вне помещений или на транс-
портных средствах.
Персонал -- физические лица, работающие с источниками из-
лучения или находящиеся по условиям работы в зоне их воздейс-
твия.
Пользователи -- предприятия, учреждения, организации,
производящие, вырабатывающие, перерабатывающие, применяющие,
хранящие, транспортирующие, обезвреживающие и захороняющие ра-
диоактивные вещества и другие источники ионизирующего излуче-
ния.
Предел дозы (ПД) -- величина годовой эффективной или эк-
вивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна
превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела
годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эф-
фектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при
этом на приемлемом уровне.
Предел годового поступления (ПГП) -- допустимый уровень
поступления данного радионуклида в организм в течение года,
который при монофакторном воздействии приводит к облучению ус-
ловного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пре-
делу годовой дозы.
Радиационная авария -- потеря управления источником иони-
зирующего излучения, вызванная неисправностью, повреждением
оборудования, неправильными действиями работников (персонала),
стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли при-
вести или привели к облучению людей или радиоактивному загряз-
нению окружающей среды сверх установленных норм.
Радиационная авария проектная -- авария, для которой про-
ектом определены исходные и конечные состояния радиационной
обстановки и предусмотрены системы безопасности.
Радиационная безопасность населения -- состояние защищен-
ности настоящего и будущего поколений людей от вредного воз-
действия ионизирующего излучения.
Работа с источником ионизирующего излучения -- все виды
обращения с источником излучения на рабочем месте, включая ра-
диационный контроль.
Работа с радиоактивными веществами -- все виды обращения
с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиаци-
онный контроль.
Риск радиационный -- вероятность возникновения у человека
или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате
облучения.
Санитарно-защитная зона -- территория вокруг источника
ионизирующего излучения, на которой уровень облучения людей в
условиях нормальной эксплуатации данного источника может пре-
высить установленный предел дозы облучения для населения. В
санитарно-защитной зоне запрещается постоянное и временное
проживание людей, вводится режим ограничения хозяйственной де-
ятельности и проводится радиационный контроль.
Санпропускник -- комплекс помещений, предназначенных для
смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля
радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивиду-
альной защиты, специальной и личной одежды персонала.
Саншлюз -- помещение, предназначенное для предварительной
дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной за-
щиты.
Средство индивидуальной защиты (СИЗ) -- средство защиты
персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных ве-
ществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных
покровов.
Уровень вмешательства (УВ) -- уровень радиационного фак-
тора, при превышении которого следует проводить определенные
защитные мероприятия.
Уровень контрольный -- значение контролируемой величины
дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., уста-
навливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью
закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности,
обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населе-
ния, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излуче-
ние, -- электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат,
ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излуче-
ние возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их
аннигиляции или ядерных реакций.
Эффекты излучения детерминированные -- клинически выявля-
емые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим из-
лучением, в отношении которых предполагается существование по-
рога, ниже которого эффект отсутствует, а выше -- тяжесть эф-
фекта зависит от дозы.
Эффекты излучения стохастические -- вредные биологические
эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозово-
го порога возникновения, вероятность возникновения которых
пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зави-
сит от дозы.
Глава 2. Область применения
2. Нормы радиационной безопасности НРБ-2000 (далее --
Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во
всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения ис-
кусственного или природного происхождения.
Требования и нормативы, установленные Нормами, являются
обязательными для всех юридических лиц, независимо от их под-
чиненности и формы собственности, в результате деятельности
которых возможно облучение людей, а также для местных распоря-
дительных и исполнительных органов, граждан Республики Бела-
русь, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих
на территории Республики Беларусь.
3. Настоящие Нормы являются основополагающим документом,
регламентирующим требования Закона Республики Беларусь "О ра-
диационной безопасности населения" в форме основных пределов
доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и
других требований по ограничению облучения человека. Никакие
другие нормативные и методические документы не должны противо-
речить требованиям Норм.
4. Нормы распространяются на следующие виды воздействия
ионизирующего излучения на человека:
в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников
излучения;
в результате радиационной аварии;
от природных источников излучения;
при медицинском облучении.
Требования по обеспечению радиационной безопасности сфор-
мулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех
видов облучения используется для оценки радиационной обстанов-
ки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснова-
ния защитных мероприятий и оценки их эффективности.
5. Требования Норм не распространяются на источники излу-
чения, создающие при любых условиях обращения с ними:
индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;
индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более
50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;
коллективную годовую эффективную дозу не более 1 чел.-Зв
либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по
принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения
коллективной дозы.
Требования Норм не распространяются также на космическое
излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение челове-
ка, создаваемое природным калием, на которые практически не-
возможно влиять.
Перечень и порядок освобождения источников ионизирующего
излучения от радиационного контроля устанавливаются санитарны-
ми правилами.
Глава 3. Общие положения
6. Главной целью радиационной безопасности является охра-
на здоровья населения, включая персонал, от вредного воздейс-
твия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принци-
пов и норм радиационной безопасности без необоснованных огра-
ничений полезной деятельности при использовании излучения в
различных областях хозяйства, в науке и медицине.
7. Основу системы радиационной безопасности, сформулиро-
ванной в данных Нормах, составляют современные международные
научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня
радиационной защиты населения, и отечественный опыт.
8. Ионизирующая радиация при воздействии на организм че-
ловека может вызвать два вида эффектов, которые клинической
медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые
эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта,
лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохас-
тические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные
опухоли, лейкозы, наследственные болезни).
9. Нормы радиационной безопасности относятся только к ио-
низирующему излучению. В Нормах учтено, что ионизирующее излу-
чение является одним из множества источников риска для здо-
ровья человека и что риски, связанные с воздействием излуче-
ния, не должны соотноситься только с выгодами от его использо-
вания, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного
происхождения.
10. Для обеспечения радиационной безопасности при нор-
мальной эксплуатации источников излучения необходимо руководс-
твоваться следующими основными принципами:
непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облу-
чения человека от всех источников излучения (принцип нормиро-
вания);
запрещение всех видов деятельности по использованию ис-
точников излучения, при которых полученная для человека и об-
щества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного
дополнительным облучением (принцип обоснования);
поддержание на возможно низком и достижимом уровне с уче-
том экономических и социальных факторов индивидуальных доз об-
лучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источ-
ника излучения (принцип оптимизации).
11. Ответственность за соблюдение настоящих Норм устанав-
ливается в соответствии с Законами Республики Беларусь "О са-
нитарно-эпидемическом благополучии населения", "О радиационной
безопасности населения".
12. Для обоснования расходов на радиационную защиту при
реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в
коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенци-
альному ущербу, равному потере 1 чел.-года жизни населения.
Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни насе-
ления устанавливается специальными документами.
13. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск воз-
никновения стохастических эффектов определяется соответствен-
но:
r(i,c) = интеграл [от 0 до бесконечности] рi(E) х rE х EdE;
R = сумма [от i=1 до N] r(i,c),
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 смертель-
ного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного
рака, приведенного по вреду к последствиям от смертельного ра-
ка), равный
для производственного облучения:
rE = 5,6х10(-2) 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв в год;
rE = 1,1х10(-1) 1/чел.-Зв при Е >= 200 мЗв в год;
для облучения населения:
rE = 7,3х10(-2) 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв в год;
rE = 1,5х10(-1) 1/чел.-Зв при Е >= 200 мЗв в год.
14. Для целей радиационной безопасности при облучении в
течение года индивидуальный риск сокращения длительности пери-
ода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых пос-
ледствий от детерминированных эффектов консервативно принима-
ется равным:
ri,д = Pi [D>Д],
где Pi [D>Д] -- вероятность для i-го индивидуума быть об-
лученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение
года; Д -- пороговая доза для детерминированного эффекта.
15. Потенциальное облучение коллектива из N индивидуумов
оправдано, если:
__ __
сумма [от i=1 до N] (r(i,c) x Oc + r(i,д) х Од) х
х ст <= V - Y -P,
__
где Ос -- среднее сокращение длительности периода полно-
ценной жизни в результате возникновения стохастических эффек-
тов, равное 15 годам;
__
Од -- среднее сокращение длительности периода полноценной
жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детер-
минированных эффектов, равное 45 годам;
ст -- денежный эквивалент потери 1 чел.-года жизни насе-
ления;
V -- доход от производства;
Р -- затраты на основное производство, кроме ущерба от
защиты;
Y -- ущерб от защиты.
Снижение риска до возможно низкого уровня (оптимизацию)
следует осуществлять с учетом двух обстоятельств:
предел риска регламентирует потенциальное облучение от
всех возможных источников излучения, поэтому для каждого ис-
точника излучения при оптимизации устанавливается граница рис-
ка;
при снижении риска потенциального облучения существует
минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пре-
небрежимым и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.
16. Предел индивидуального пожизненного риска в условиях
нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение
года персонала принимается округленно 1,0х10(-3), а для насе-
ления -- 5,0х10(-5).
Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимиза-
ции риска и область безусловно приемлемого риска и составляет
10(-6).
РАЗДЕЛ II
ТРЕБОВАНИЯ К ОГРАНИЧЕНИЮ ТЕХНОГЕННОГО ОБЛУЧЕНИЯ
В КОНТРОЛИРУЕМЫХ УСЛОВИЯХ
Глава 4. Нормальные условия эксплуатации
источников излучения
17. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
персонал;
все население, включая лиц из персонала, вне сферы и ус-
ловий их производственной деятельности.
18. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три
класса нормативов:
основные пределы доз (ПД);
допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного
радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облу-
чения), являющиеся производными от основных пределов доз: пре-
делы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объ-
емные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности
(ДУА) и др.;
контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности
потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в ор-
ганизации уровень радиационной безопасности и обеспечивать ус-
ловия, при которых радиационное воздействие будет ниже допус-
тимого.
19. Основные пределы доз облучения приведены в приложении
1. Основные пределы доз не включают в себя дозы от природного
и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных
аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ог-
раничения.
20. Эффективная доза для персонала не должна превышать за
период трудовой деятельности (50 лет) -- 1000 мЗв, а для насе-
ления за период жизни (70 лет) -- 70 мЗв.
21. При одновременном воздействии на человека источников
внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не
должна превышать пределов доз, установленных в приложении 1.
22. В стандартных условиях монофакторного поступления ра-
дионуклидов, определенных в разделе VII настоящих Норм, годо-
вое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднего-
довая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны
превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложе-
ниях 2 и 3, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для
персонала и 1 мЗв в год для населения.
В условиях нестандартного поступления радионуклидов вели-
чины ПГП и ДОА устанавливаются методическими указаниями рес-
публиканского органа санитарно-эпидемиологической службы Ми-
нистерства здравоохранения Республики Беларусь.
23. Для персонала 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 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/куб.м;
0,91 АThB + 0,09 АThC = 270 Бк/куб.м,
где Пi и Аi -- годовые поступления и среднегодовые объем-
ные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних изото-
пов радона.
24. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источ-
никами излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквива-
лентная 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. В этих условиях эквивалентная доза
облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не пре-
высит 1 мЗв. Для обеспечения выполнения указанного норматива
при одновременном воздействии источников внешнего и внутренне-
го облучения должно выполняться требование пункта 21.
Администрация предприятия обязана перевести беременную
женщину на работу, не связанную с источниками ионизирующего
излучения, со дня ее информации о факте беременности на период
беременности и грудного вскармливания ребенка.
25. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих
профессиональное обучение с использованием источников излуче-
ния, годовые дозы не должны превышать 1/4 значений, установ-
ленных для персонала.
Глава 5. Планируемое повышенное облучение
26. Планируемое облучение персонала выше установленных
пределов доз (см. приложение 1) при ликвидации или предотвра-
щении аварии может быть разрешено только в случае необходимос-
ти спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Плани-
руемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30
лет лишь при их добровольном письменном согласии после инфор-
мирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
Планируемое облучение личного состава аварийно-спасатель-
ных и других специальных формирований выше установленных пре-
делов доз (см. приложение 1) при ликвидации или предотвращении
аварии регламентируется ведомственными документами, согласо-
ванными с Министерством здравоохранения Республики Беларусь.
27. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе
до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных
значений, приведенных в приложении 1, допускается с разрешения
территориальных органов санитарно-эпидемиологической службы
Министерства здравоохранения Республики Беларусь, а облучение
в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений
эквивалентных доз, приведенных в приложении 1, -- только с
разрешения республиканского органа санитарно-эпидемиологичес-
кой службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь.
Повышенное облучение не допускается:
для работников, ранее уже облученных 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 приложении 1;
для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы
с источниками излучения.
28. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, пре-
вышающей 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
должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, под-
вергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из
зоны облучения и направляться на медицинское обследование.
Последующая работа с источниками излучения этим лицам может
быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их
согласия по решению компетентной медицинской комиссии.
29. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для
проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформ-
лены и допущены к работам как персонал.
О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ ГИГИЕНИЧЕСКИХ НОРМАТИВОВ