в каком случае возможно планируемое повышенное облучение лиц работающих на предприятии

Статья 21. Планируемое повышенное облучение граждан, привлекаемых для ликвидации последствий радиационной аварии

Статья 21. Планируемое повышенное облучение граждан, привлекаемых для ликвидации последствий радиационной аварии

1. Планируемое повышенное облучение граждан, привлекаемых для ликвидации последствий радиационной аварии, аварийно-спасательных работ и дезактивации, может быть обусловлено только необходимостью спасения людей и (или) предотвращения еще большего облучения их. Облучение граждан, привлекающихся к ликвидации последствий радиационных аварий, не должно превышать более чем в 10 раз среднегодовое значение основных гигиенических нормативов облучения для работников (персонала), установленных статьей 9 настоящего Федерального закона.

2. Планируемое повышенное облучение граждан, привлекаемых для ликвидации последствий радиационных аварий, допускается один раз за период их жизни при добровольном их согласии и предварительном информировании о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Информация об изменениях:

Федеральным законом от 22 августа 2004 г. N 122-ФЗ в пункт 3 статьи 21 настоящего Федерального закона внесены изменения, вступающие в силу с 1 января 2005 г.

3. Социальные гарантии за повышенный риск и возмещения вреда, причиненного радиационным воздействием здоровью лиц, привлекаемых для выполнения указанных работ, устанавливаются законодательством Российской Федерации.

ГАРАНТ:

См. комментарии к статье 21 настоящего Федерального закона

Источник

Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при рентгеновской дефектоскопии в стационарных и в нестационарных условиях.

Рентгеновский дефектоскоп является генерирующим источником ионизирующего излучения. Он включает рентгеновскую трубку, являющуюся интенсивным источником рентгеновского излучения, представляющего потенциальную опасность для здоровья людей.

Опасными и вредными факторами при эксплуатации рентгеновских дефектоскопов являются высокое напряжение, озон и окислы азота, образующиеся в результате радиолиза воздуха под действием рентгеновского излучения.

Рентгеновская трубка не содержит радиоактивных веществ и не создает их при работе. Она становится источником ионизирующего излучения только после подачи на нее питающих напряжений. При перевозке и хранении обесточенные рентгеновские дефектоскопы не представляют радиационной опасности и не требуют принятия специальных мер радиационной защиты.

По способу использования рентгеновские дефектоскопы делятся на стационарные, переносные и передвижные.

Стационарные рентгеновские дефектоскопы используются в стационарных условиях дефектоскопических лабораторий в специальных защитных камерах, исключающих доступ людей внутрь камеры при работе рентгеновского дефектоскопа и обеспечивающих радиационную защиту персонала, находящегося вне камеры.

Переносные рентгеновские дефектоскопы не имеют радиационной защиты и используются как в стационарных, так и в нестационарных условиях. Радиационная защита населения при работе переносного рентгеновского дефектоскопа обеспечивается установлением зоны ограничения доступа, а персонала – удалением его на безопасное расстояние от рентгеновского излучателя, либо применением специальных защитных устройств.

Передвижные рентгеновские дефектоскопы монтируются на транспортных средствах и могут перемещаться вместе с ними. Такие дефектоскопы оснащаются защитными экранами и коллиматорами, обеспечивающими уменьшение размеров зоны ограничения доступа, необходимой для обеспечения радиационной безопасности населения при работе рентгеновского дефектоскопа. Радиационная защита персонала при работе передвижного рентгеновского дефектоскопа обеспечивается посредством удаления его от рентгеновского излучателя на безопасное расстояние, либо посредством использования специальной радиационной защиты рабочего места персонала.

Как переносные, так и передвижные рентгеновские дефектоскопы могут использоваться в производственных помещениях, на открытых площадках и в полевых условиях.

К использованию на территории Российской Федерации допускаются рентгеновские дефектоскопы, соответствующие требованиям санитарных правил и нормативов СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» 1 (далее – НРБ-99/2009), СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)» 2 (далее – ОСПОРБ-99/2010) и Правил.

К работам с рентгеновскими дефектоскопами допускаются лица, не имеющие медицинских противопоказаний к работе с источниками ионизирующего излучения, отнесенные приказом руководителя к категории персонала группы А, прошедшие обучение по правилам работы с рентгеновскими дефектоскопами, по радиационной безопасности и соответствующий инструктаж.

Для постоянного контроля за техническим состоянием рентгеновских дефектоскопов администрация организации назначает подготовленного специалиста.

Поступившие в организацию рентгеновские дефектоскопы регистрируются в журнале.

Выдача переносных и передвижных рентгеновских дефектоскопов из мест постоянного хранения для проведения работ на объектах производится лицом, ответственным за учет и хранение рентгеновских дефектоскопов, по письменному разрешению руководителя организации. Выдача и возврат рентгеновских дефектоскопов регистрируются в журнале.

Проведение рентгеновской дефектоскопии в стационарных условиях

Стационарные рентгеновские дефектоскопы устанавливаются в специальных защитных камерах, конструкция радиационной защиты которых обеспечивает годовые дозы облучения персонала и населения не более основных пределов доз, установленных НРБ-99/2009. Управление рентгеновским дефектоскопом осуществляется из пультовой.

Переносные рентгеновские дефектоскопы могут использоваться в стационарных условиях в защитных камерах, расположенных в производственных помещениях (цехах). В этом случае радиационная защита защитной камеры выполняется так, чтобы при любых допустимых режимах эксплуатации размещенных в ней рентгеновских дефектоскопов мощность амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения в любой доступной точке на расстоянии 10 см от внешней поверхности камеры, включая защитные устройства технологических проемов для подачи изделий на просвечивание и входные двери, не превышала 2,5 мкЗв/ч. Допускается значение мощности амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения не более 10 мкЗв/ч на расстоянии 10 см от поверхности стенки защитной камеры в пределах пультовой, в которой при работе рентгеновского дефектоскопа исключена возможность нахождения лиц, не отнесенных к персоналу группы А. При этом мощность амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения в любой доступной точке на расстоянии 10 см от внешней поверхности стен пультовой не должна превышать 2,5 мкЗв/ч.

Вход в защитную камеру, расположенную в производственном помещении, и проем для подачи просвечиваемых изделий располагаются в местах с наименьшими уровнями рентгеновского излучения и оснащаются радиационной защитой.Защитное смотровое окно из пультовой в защитную камеру (в случае необходимости его устройства) размещается в стороне от прямого пучка излучения. Мощность амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения в 10 см от его наружной поверхности при работе рентгеновского дефектоскопа не должна превышать 20 мкЗв/ч, а мощность амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения на постоянных рабочих местах персонала в пультовой не должна превышать 10 мкЗв/ч.

Требования к радиационной защите пола защитной камеры, размещенной на первом этаже (при отсутствии расположенных под ней подвальных помещений), не предъявляются.

Входные двери в защитную камеру и пультовую закрываются на замок, ключ от которого хранится у лица, ответственного за эксплуатацию рентгеновского дефектоскопа.

Входная дверь в защитную камеру не должна открываться во внутрь камеры.

На пульте управления рентгеновским дефектоскопом и над входом в защитную камеру устанавливаются световые табло с предупреждающей надписью, которые загораются при включении рентгеновского дефектоскопа и отключаются после его выключения.

На входных дверях защитных камер и на наружной поверхности установок с рентгеновскими дефектоскопами в местной защите наносятся знаки радиационной опасности.

При работе с установками для рентгеновской дефектоскопии, оборудованных конвейером (или другим устройством для подачи деталей на просвечивание), предусматриваются организационные и технические меры, исключающие возможность попадания людей в зону контроля через технологический проем для подачи деталей на просвечивание во время работы рентгеновского дефектоскопа.

Все стационарные защитные устройства после установки рентгеновских дефектоскопов проверяют на соответствие требованиям ОСПОРБ-99/2010 и Правил.

Перед началом работы (в каждую смену) персонал проверяет исправность рентгеновского дефектоскопа (подвижных частей, электропроводки, высоковольтного кабеля, заземляющих проводов в защитной камере) и проводит пробное включение рентгеновского дефектоскопа.

Эксплуатация рентгеновских дефектоскопов производится только в режимах, предусмотренных их технической документацией и актом технического осмотра.

После окончания смены все сетевые включатели отключаются, а ручки управления ставятся в исходное положение. Снимающиеся ручки управления убираются. Пульт управления рентгеновским дефектоскопом, а также защитная камера и пультовая запираются. Ключи от защитной камеры и пультовой, а также ключ от замкового устройства рентгеновского дефектоскопа сдаются лицу, ответственному за его эксплуатацию.

В случае необходимости проведения ремонтных работ, рабочие (электромонтеры, слесари) могут находиться в защитной камере при выключенном рентгеновском дефектоскопе и в пультовой только в присутствии лица, ответственного за обеспечение радиационной безопасности.

Проведение рентгеновской дефектоскопии в нестационарных условиях с использованием переносных и передвижных рентгеновских дефектоскопов

При проведении рентгенодефектоскопических работ в нестационарных условиях с использованием переносных или передвижных рентгеновских дефектоскопов вне защитных камер и специальных помещений (в цехах, на открытой местности, в полевых условиях) радиационная безопасность персонала и населения обеспечивается удалением от рентгеновского дефектоскопа.

Персонал должен располагаться в направлении, противоположном направлению пучка рентгеновского излучения, на расстоянии или за защитной конструкцией, обеспечивающими среднюю мощность дозы не более 10 мкЗв/ч.

Средняя мощность дозы здесь и далее определяется как средняя за рабочий день мощность амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения при максимально возможном времени работы дефектоскопа с учетом его технических характеристик.

Устанавливается зона ограничения доступа, в которой средняя мощность дозы при работе рентгеновского дефектоскопа может превышать 1 мкЗв/ч. Принимаются меры к исключению возможности нахождения посторонних лиц в зоне ограничения доступа при работе рентгеновского дефектоскопа. Для уменьшения размеров зоны ограничения доступа могут использоваться передвижные средства радиационной защиты (защитные экраны, ширмы).

При проведении работ с переносными рентгеновскими дефектоскопами в специально выделенных производственных помещениях должен быть исключен доступ посторонних лиц в эти помещения во время работы рентгеновского дефектоскопа. При этом в смежных по вертикали и горизонтали производственных помещениях средняя мощность дозы не должна превышать:

– 10 мкЗв/ч для помещений, имеющих постоянные рабочие места персонала группы А,

– 20 мкЗв/ч для помещений временного (не более 50% рабочего времени) пребывания персонала группы А,

– 40 мкЗв/ч для помещений эпизодического (не более 25% рабочего времени) пребывания персонала группы А,

– 2,5 мкЗв/ч для помещений, имеющих постоянные рабочие места персонала группы Б,

– 5,0 мкЗв/ч для помещений временного (не более 50% рабочего времени) пребывания персонала группы Б,

– 10 мкЗв/ч для помещений эпизодического (не более 25% рабочего времени) пребывания персонала группы Б,

– 0,5 мкЗв/ч для помещений, имеющих постоянные рабочие места работников, не отнесенных к персоналу.

Защитные устройства установок с рентгеновскими дефектоскопами в местной защите выполняются так, чтобы мощность амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения в любой доступной точке на расстоянии 10 см от наружной поверхности установки или защитного ограждения, исключающего возможность доступа посторонних лиц при работе рентгеновского дефектоскопа, не превышала 2,5 мкЗв/ч. При этом мощность амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения в местах возможного нахождения персонала группы А при работе установки не должна превышать 10 мкЗв/ч.

При проведении рентгеновской дефектоскопии с использованием переносных или передвижных рентгеновских дефектоскопов в цехах, на открытых площадках и в полевых условиях обеспечивается отсутствие посторонних лиц в зоне ограничения доступа при работе рентгеновского дефектоскопа. Зону ограничения доступа ограждают и маркируют предупреждающими плакатами (надписями), отчетливо видимыми с расстояния не менее 3 метров.

Рекомендуется проводить просвечивание в производственных помещениях в нерабочее время.

Работы по просвечиванию в цехах, на открытых площадках и в полевых условиях выполняются двумя работниками.

Для обеспечения радиационной безопасности персонала и населения при проведении работ с переносными (передвижными) рентгеновскими дефектоскопами необходимо:

– просвечивать изделия при минимально возможном угле расхождения рабочего пучка рентгеновского излучения, используя для этого входящие в комплект рентгеновских дефектоскопов коллиматоры, диафрагмы или тубусы;

– устанавливать за просвечиваемым изделием защитный экран, перекрывающий прошедший пучок излучения;

– пучок излучения направлять в сторону от рабочих мест и мест, где могут появляться люди, в толстую стену или иное препятствие;

– уменьшать время просвечивания изделий за счет использования высокочувствительных пленок, усиливающих экранов, цифровых систем регистрации;

– пульт управления передвижных и переносных рентгеновских дефектоскопов размещать с противоположной направлению пучка излучения стороны на таком расстоянии от рентгеновского излучателя, при котором обеспечивается радиационная безопасность персонала в соответствии с требованиями НРБ-99/2009; при невозможности выполнения этого условия использовать специальные защитные экраны, либо оснащать рентгеновские дефектоскопы средствами автоматической задержки включения, дающими возможность персоналу отойти на безопасное расстояние до включения рентгеновского дефектоскопа.

По окончании работ оператор выключает рентгеновский дефектоскоп, закрывает замковое устройство на его пульте и сдает рентгеновский дефектоскоп и ключ лицу, ответственному за учет и хранение рентгеновских дефектоскопов.

Источник

Приложение. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009»

ГАРАНТ:

Настоящие СанПиН вводятся в действие с 1 сентября 2009 г.

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)

ГАРАНТ:

Об утверждении НРБ 99/2009 см. письмо Роспотребнадзора

См. также СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)», утвержденные постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 26 апреля 2010 г. N 40

I. Область применения

Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических и физических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации.

1.2. 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»*.

1.3. Нормы распространяются на следующие источники ионизирующего излучения:

— техногенные источники за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

— техногенные источники в результате радиационной аварии;

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

— индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв; и

— коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы;

— индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике глаза не более 15 мЗв.

Требования Норм не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

II. Общие положения

2.1. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

— непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

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

— поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

2.2. 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)

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:

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):

III. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях

3.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения

3.1.1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

— персонал (группы А и Б);

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

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.).

Основные пределы доз

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 глаза*(3)

*(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 .

3.1.3. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

3.1.5. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 3.1.

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.

3.1.6. В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе 8 Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в Приложениях 1 и 2, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются в соответствии с санитарным законодательством.

ПГП: МБк

МБк

ДОА:

,

где и — годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.

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

На период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.

3.1.9. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

3.2. Планируемое повышенное облучение

3.2.1. 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.

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.

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

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся 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.

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

IV. Требования к защите от природного облучения 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:

При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.

4.3. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях по п. 4.1.

V. Требования к ограничению облучения населения

5.1. Общие положения

5.1.1. Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения (п. 1.3). Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.

5.1.2. В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.

5.2. Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях

5.2.1. 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.

5.2.4. Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1 мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовых коэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом их распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучения людей. Значения дозовых коэффициентов для критических групп населения, ДОА и ПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения, приведены в Приложении 2.

5.3. Ограничение природного облучения

5.3.1. 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.

5.3.6. Удельная активность природных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должна превышать:

кБк/кг,

где и — 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 в минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении с материалами, содержащими , должны соблюдаться требования по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения, установленные в п. 4.1 и п. 4.2.

5.4. Ограничение медицинского облучения

ГАРАНТ:

О порядке применения НРБ-99/2009 при надзоре за установками рентгеновского сканирования людей см. информационное письмо Роспотребнадзора от 4 марта 2011 г. N 01/2400-1-32

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.

5.4.7. В случае смерти пациента, проходившего курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, патологоанатомическое исследование и кремация тела разрешается только после того, как остаточная активность в нем или мощность дозы уменьшится до уровня, удовлетворяющего требованиям п. 5.4.5. В случае смерти пациента, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела осуществляется только после удаления источника.

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*

Источник