приложение. санитарные правила и нормативы санпин 2.6.1.2523-09 "нормы радиационной безопасности нрб-99/2009" | гарант
Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09
“Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009”
(утв. постановлением Главного государственного санитарного врача РФ
от 7 июля 2009 г. N 47)
I. Область применения
1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 (далее – Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.
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.
1.2. Настоящие Нормы устанавливают основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ионизирующего излучения по ограничению облучения населения в соответствии с Федеральным законом от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ “О радиационной безопасности населения”*.
II. Общие положения
2.2. 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.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни устанавливается отдельными документами федерального уровня в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.
2.3. Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, определяется ущерб, 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 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:
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 |
Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 .
В условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска:
– для персонала – ;
– для населения – .
Уровень пренебрежимо малого риска составляет .
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):
– персонал – , ;
– население – , .
III. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях
3.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения
3.1.2. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:
– основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 3.1;
– 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;
Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности, администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).
Таблица 3.1
Основные пределы доз
Примечания:
*(1) Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.
*(2) Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни воздействия 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 .
*(4) Относится к среднему по площади в 1 значению в базальном слое кожи толщиной 5 под покровным слоем толщиной 5 . На ладонях толщина покровного слоя – 40 . Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.
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.
3.1.4. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года.
3.2. Планируемое повышенное облучение
3.2.1. Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
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.
Повышенное облучение не допускается:
– 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;
– для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.
IV. Требования к защите от природного облучения в производственных условиях
4.1. Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).
4.2. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:
– мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте – 2,5 мкЗв/ч;
– в воздухе зоны дыхания – 310 ;
– в воздухе зоны дыхания – 68 ;
– удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда – кБк/кг, где f – среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, ;
– удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, – , кБк/кг.
При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.
V. Требования к ограничению облучения населения
5.2. Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях
5.2.1. Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл. 3.1). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.
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.
5.2.3. Облучение населения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечения сохранности источников излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.
5.3. Ограничение природного облучения
5.3.1. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения.
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 не превышала 100 , а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
5.3.3. В эксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых и общественных помещений не должна превышать 200 . При более высоких значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
5.3.4. Эффективная удельная активность () 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:
– для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс):
Бк/кг,
где и – удельные активности и , находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, – удельная активность К-40 (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):
Бк/кг;
– для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):
Бк/кг.
При (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 кБк/кг материалы не должны использоваться в строительстве.
Допустимое содержание природных радионуклидов в минеральном сырье и материалах, продукции с их использованием (изделия из керамики и керамогранита, природного и искусственного камня и т.п.), а также требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с ними устанавливаются в санитарных правилах по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения.
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.
Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие:
,
где – удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;
– соответствующие уровни вмешательства по Приложению 2а, Бк/кг,
то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.
При невыполнении указанного условия защитные мероприятия по снижению содержания радионуклидов в питьевой воде должны осуществляться с учетом принципа оптимизации.
Критическим путем облучения людей за счет , содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности в питьевой воде из подземных источников является обязательным.
При возможном присутствии в воде , , , , и (в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальной опасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.
Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.
5.4. Ограничение медицинского облучения
5.4.1. Радиационная защита пациентов при медицинском облучении должна быть основана на необходимости получения полезной диагностической информации и/или терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьших возможных уровнях облучения**. При этом не устанавливаются пределы доз для пациентов, но применяются принципы обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов.
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.
5.4.3. Перед проведением диагностической или терапевтической процедуры, связанной с облучением женщины детородного возраста, необходимо определить, не является ли она беременной или кормящей матерью. Беременная или кормящая женщина, а также родители детей-пациентов должны быть информированы врачом о пользе планируемой процедуры и о связанном с ней радиационном риске для эмбриона/плода, новорожденных и детей младшего возраста для принятия сознательного решения о проведении процедуры или отказе от нее.
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.
5.4.5. Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей и др.) 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 выписанными 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.
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.
VI. Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии
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.
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.
6.5. При проведении противорадиационных вмешательств пределы доз (табл. 3.1) не применяются. При планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, территориальными подразделениями федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно к конкретному радиационному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.
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.
6.7. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в табл. 6.3 – 6.5.
Таблица 6.3
Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии
______________________________
* Только для щитовидной железы
Таблица 6.4
Критерии для принятия решений об отселении и ограничении потребления загрязненных пищевых продуктов
Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит уровень А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории.
Таблица 6.5
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 | |
(131)I, (134)Cs, (137)Cs | 1 | 10 |
(90)Sr | 0,1 | 1,0 |
(238)Pu, (239)Pu, (241)Am | 0,01 | 0,1 |
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 защитным мероприятием, достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.
VII. Требования к контролю за выполнением Норм
7.1. Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности и конкретный перечень видов и объем контроля включается в проект радиационного объекта. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения, кроме приведенных в п. 1.4 Норм.
7.5. Контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных гражданами при использовании источников ионизирующего излучения, проведении медицинских рентгенорадиологических процедур, а также обусловленных естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, осуществляются в рамках единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения (ЕСКИД).
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:
– характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды;
– анализ обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;
– вероятность радиационных аварий и их масштаб;
– степень готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;
– анализ доз облучения, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения;
– число лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.
VIII. Значения допустимых уровней радиационного воздействия в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения
8.3. Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:
– 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 ;
– тип “П” (соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 ;
– тип “Б” (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 .
Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы “Г” (Г1-Г3) газов и паров соединений некоторых элементов.
Распределение соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в Приложении 3.
8.4. Приведенные в Приложениях 1 и 2 значения дозовых коэффициентов, а также величин , , и для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5. В расчетах использована модель органов дыхания, рекомендованная Публикацией 66 МКРЗ.
8.5. В Приложении 1 для персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления , допустимой среднегодовой объемной активности . 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 , , , и 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.
Если химическая форма соединения данного радионуклида неизвестна, то следует использовать данные из Приложения 1 для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и, соответственно, наименьшими значениями и .
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).
8.9. В таблице 8.10 приведены допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных веществ и материалов.
8.10. Минимально значимые удельная активность (МЗУА) и активность радионуклидов в помещении или на рабочем месте (МЗА) приведены в Приложении 4.
Таблица 8.2
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 х см2 | Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс, см(-2) х с(-1) | ||
*ИЗО | *ПЗ | *ИЗО | *ПЗ | |
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 |
______________________________
* ИЗО – изотропное () поле излучения, ПЗ – облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Таблица 8.3
Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала при облучении хрусталиков глаз
Энергия электронов, МэВ | Эквивалентная доза в хрусталике на единичный флюенс, 10(-10) Зв х см2 | Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс, см(-2) х с(-1) | ||
*ИЗО | *ПЗ | *ИЗО | *ПЗ | |
0,80 | 0,08 | 0,45 | 3100 | 540 |
1,00 | 0,75 | 3,0 | 330 | 80 |
1,50 | 1,9 | 5,2 | 130 | 50 |
2,00 | 2,2 | 4,8 | 110 | 50 |
4,00 | 2,6 | 3,3 | 95 | 75 |
7,00 | 2,9 | 3,1 | 85 | 80 |
10,0 | 3,0 | 3,0 | 80 | 80 |
______________________________
* ИЗО – изотропное () поле излучения, ПЗ – облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
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
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 х см2 | Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс, см(-2) х 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 |
Таблица 8.5
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 х см2 | Среднегодовая допустимая плотность потока, ДПП_перс, см(-2) х с(-1) | ||
*ИЗО | *ПЗ | *ИЗО | *ПЗ | |
1,0-2 | 0,0201 | 0,0485 | 1,63 05 | 6,77 04 |
1,5-2 | 0,0384 | 0,125 | 8,73 04 | 2,62 04 |
2,0-2 | 0,0608 | 0,205 | 5,41 04 | 1,62 04 |
3,0-2 | 0,103 | 0,300 | 3,24 04 | 1,08 04 |
4,0-2 | 0,140 | 0,338 | 2,31 04 | 9,65 03 |
5,0-2 | 0,165 | 0,357 | 1,99 04 | 9,12 03 |
6,0-2 | 0,186 | 0,378 | 1,77 04 | 8,63 03 |
8,0-2 | 0,230 | 0,440 | 1,42 04 | 7,44 03 |
1,0-1 | 0,278 | 0,517 | 1,18 04 | 6,33 03 |
1,5-1 | 0,419 | 0,752 | 7,79 03 | 4,33 03 |
2,0-1 | 0,581 | 1,00 | 5,61 03 | 3,28 03 |
3,0-1 | 0,916 | 1,51 | 3,54 03 | 2,17 03 |
4,0-1 | 1,26 | 2,00 | 2,59 03 | 1,63 03 |
5,0-1 | 1,61 | 2,47 | 2,02 03 | 1,32 03 |
6,0-1 | 1,94 | 2,91 | 1,69 03 | 1,12 03 |
8,0-1 | 2,59 | 3,73 | 1,26 03 | 8,73 02 |
1,0 | 3,21 | 4,48 | 1,01 03 | 7,33 02 |
2,0 | 5,84 | 7,49 | 5,63 02 | 4,38 02 |
4,0 | 9,97 | 12,0 | 3,28 02 | 2,73 02 |
6,0 | 13,6 | 16,0 | 2,38 02 | 2,05 02 |
8,0 | 17,3 | 19,9 | 1,89 02 | 1,64 02 |
10,0 | 20,8 | 23,8 | 1,56 02 | 1,38 02 |
______________________________
* ИЗО – изотропное () поле излучения, ПЗ – облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Таблица 8.6
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 х см2 | Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс см(-2) х с(-1) | |||
*ИЗО | *ПЗ | *ИЗО | *ПЗ | ||
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 05 | |
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 |
______________________________
* ИЗО – изотропное () поле излучения, ПЗ – облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Таблица 8.7
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 х см2 | Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс см(-2) х с(-1) | ||
*ИЗО | *ПЗ | *ИЗО | *ПЗ | |
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 |
______________________________
* ИЗО – изотропное () поле излучения, ПЗ – облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Таблица 8.8
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 х см2 | Среднегодовая допустимая плотность потока, ДПП_перс, см(-2) х с(-1) | ||
*ИЗО | *ПЗ | *ИЗО | *ПЗ | |
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 |
______________________________
* ИЗО – изотропное () поле излучения, ПЗ – облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
Таблица 8.9
Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала,
Примечания:
* Для кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
** К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 .
*** для – 40 .
Таблица 8.10
Допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных веществ и материалов,
* для – 40 .
* Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст. 141; 2004, N 35, ст. 3607; 2008, N 30 (ч. 2), ст. 3616.
** Для лучевой терапии это требование относится к здоровым, не намеренно облучаемым, органам и тканям.
*** Поступление радионуклидов с пищей не рассматривается у детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются преимущественно грудным молоком.