Тизимнинг ушбу имкониятидан фойдаланиш учун Сиз авторизация қилинишингиз керак!
Рўйхатдан ўтишни хоҳлайсизми? Ёки тизимга ўз логинингиз билан кирасизми?

Авторизация қилиш Рўйхатдан ўтиш

×
 ×
НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-2006) И ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ОСПОРБ-2006)

Термины и определения

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-2006)

1. Область применения

2. Общие положения

3. Ограничение техногенного облучения в контролируемых условиях

4. Защита от природного облучения в производственных условиях

5. Ограничение облучения населения

6. Ограничение облучения населения в условиях радиационной аварии

7. Контроль за выполнением Норм

8. Значения допустимых уровней радиационного воздействия

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-2006)

1. Область применения

2. Общие положения

ПРАКТИЧЕСКАЯ РЕАЛИЗАЦИЯ ОСНОВНЫХ ПРИНЦИПОВ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Принцип обоснования

Принцип оптимизации

УКАЗАНИЯ ПО ЗАПОЛНЕНИЮ ТАБЛИЦЫ САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКОГО ЗАКЛЮЧЕНИЯ

КРИТЕРИИ ВМЕШАТЕЛЬСТВА НА ЗАГРЯЗНЕННЫХ ТЕРРИТОРИЯХ

1.1. Настоящие Нормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона Республики Узбекистан «О радиационной безопасности» 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 противоречить требованиям Норм.
2.4. НРБ-2006 относятся только к ионизирующему излучению. В Нормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.
3.2.1. Планируемое облучение персонала категории А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
3.2.2. Планируемое повышенное облучение персонала в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается с разрешения территориальных ЦГСЭН, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1 - только с разрешения МЗ РУз.
3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу категории А, и на них распространяются положения раздела 3.2 настоящих Норм. Эти лица должны быть обучены (с проверкой знаний) для работы в зоне радиационной аварии и пройти медицинский осмотр.
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.
5.2.1. 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.
Таблица 5.1

Значения дозовых коэффициентов, величин предельного годового поступления с воздухом и пищей, допустимой объемной активности во вдыхаемом воздухе и уровни вмешательства при поступлении с водой отдельных радионуклидов для населения Республики Узбекистан1

Радионуклид РН

Период полураспада
Tl/2

Поступление с воздухом

Поступление с водой и пищей

критическая группа [1] КГ

дозовый коэффициент, возд εнас ,Зв/Бк

предел годового поступления, возд ПГПнас Бк в год

допустимая среднегодовая объемная активность, ДОАнас Бк/м3

критическая группа[1] КГ

дозовый коэффициент, пищ εнас, Зв/Бк

предел годового поступления, пищ ПГПнас Бк в год

уровень вмешательства вода УВ, Бк/кг

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

H-3

12,3

#2

2,7 Е-10

3,7 Е+6

1,9 Е+3

[2]

#2

4,8Е-11

2,1 Е+7

7,7 Е+3

[3]

#2

1,2 Е-10

8,3 Е+6

3,3 Е+3

Sr-82

25 сут

#2

4,0 Е-8

2,5 Е+4

1,3 Е+1

#2

4,1 Е-8

2,4 Е+4

2,3 Е+1

Sr-83

1,35 сут

#2

1,9 Е-9

5,3 Е+5

2,8 Е+2

#2

2,7 Е-9

3,7 Е+5

2,8 Е+2

Sr-85

64,8 сут

#5

8,8 Е-10

1,1 Е+6

1,6 Е+2

#2

3,1 Е-9

3,2 Е+5

2,5 Е+2

Sr-89

50,5 сут

#5

7,3 Е-9

1,4 Е+52,0

1,9 Е+1

#2

1,8 Е-8

5,6 Е+4

5,3 Е+1

Sr-90

29,1 лет

#5

5,0 Е-8

2,0 Е+4

2,7

#5

8,0 Е-8

1,3 Е+4

5,0

Y-87

3,35 сут

#2

2,2 Е-9

4,5 Е+5

2,4 Е+2

#2

3,2 Е-9

3,1 Е+5

2,5 Е+2

Y-88

107 сут

#5

5,4 Е-9

1,9 Е+5

2,5 Е+1

#2

6,0 Е-9

1,7 Е+5

1,1 Е+2

Y-90

2,67 сут

#2

8,8 Е-9

1,1 Е+5

6,0 Е+1

#2

2,0 Е-8

5,0 Е+4

5,1 Е+1

Y-91

58,5 сут

#5

1,0 Е-8

1,0 Е+5

1,4 Е+1

#2

1,8 Е-8

5,6 Е+4

5,8 Е+1

Tc-95m

61,0 сут

#5

1,1 Е-9

9,1 Е+5

1,2 Е+2

#2

2,8 Е-9

3,6 Е+5

2,5 Е+2

Tc-96

4,28 сут

#2

3,9 Е-9

2,6 Е+5

1,3 Е+2

#2

5,1 Е-9

2,0 Е+5

1,3 Е+2

Tc-97

2,60+6 лет

#5

2,8 Е-10

3,6 Е+6

4,9 Е+2

#2

4,9 Е-10

2,8 Е+6

2,0 Е+3

Tc-97m

87,0 сут

#5

4,1 Е-9

2,4 Е+5

3,3 Е+1

#2

4,1 Е-9

2,4 Е+5

2,5 Е+2

Tc-98

4,20+6 лет

#5

1,0 Е-8

1,0 Е+5

1,4 Е+1

#2

1,2 Е-8

8,3 Е+4

6,9 Е+1

Tc-99

2,13+5 лет

#2

5,0 Е-9

2,0 Е+5

2,7 Е+1

#2

4,8 Е-9

2,1 Е+5

2,2 Е+2

1-124

4,18 сут

#2

4,5 Е-8

2,2 Е+4

1,2 Е+1

#2

1,1 Е-7

9,1 Е+3

1,1 Е+1

1-125

60,1 сут

#4

1,1 Е-8

9,1 Е+4

1,7 Е+1

#2

5,7 Е-8

1,8 Е+4

9,3

1-126

13,0 сут

#2

8,3 Е-8

1,2 Е+4

6,3

#2

2,1 Е-7

4,8 Е+3

4,8

1-129

1,57+7 лет

#4

6,7 Е-8

1,5 Е+4

2,9

#4

1,9 Е-7

5,3 Е+3

1,3

1-131

8,04 сут

#2

7,2 Е-8

1,4 Е+4

7,3

#2

1,8 Е-7

5,6 Е+3

6,3

Cs-129

1,34 сут

#2

2,8 Е-10

3,6 Е+6

1,9 Е+3

#2

3,0 Е-10

3,3 Е+6

2,3 Е+3

Cs-131

9,69 сут

#2

1,7 Е-10

5,9 Е+6

3,1 Е-3

#2

2,9 Е-10

3,4 Е+6

2,4 Е+3

Cs-132

4,48 сут

#2

1,2 Е-9

8,3 Е+5

4,4 Е+2

#2

1,8 Е-9

5,6 Е+5

2,8 Е+2

Cs-134

2,06 лет

#6

6,6 Е-9

1,5 Е+5

1,9 Е+1

#6

1,9 Е-8

5,3 Е+4

7,3

Cs-135

2,30+6 лет

#6

6,9 Е-10

1,4 Е+6

1,8 Е+2

#6

2,0 Е-9

5,0 Е+5

6,9 Е+1

Cs-136

13,1 сут

#4

2,0 Е-9

5,0 Е+5

9,6 Е+1

#2

9,5 Е-9

1,1 Е+5

4,6 Е+1

Cs-137

30,0 лет

#6

4,6 Е-9

2,2 Е+5

2,7 Е+1

#6

1,3 Е-8

7,7 Е+4

1,1 Е+1

Pb-210

22,3 лет

#5

1,3 Е-6

7,7 Е+2

1,1 Е-1

#2

3,6 Е-6

2,8 Е+2

4,0 Е-1

Bi-210

5,01 сут

#5

1,1 Е-7

9,1 Е+3

1,2

#2

9,7 Е-9

1,0 Е+5

2,2 Е+2

Po-210

138 сут

#5

4,0 Е-6

2,5 Е+2

3,4 Е-2

#2

8,8 Е-6

1,1 Е+2

2,4 Е-1

Ra-224

3,66 сут

#5

3,7 Е-6

2,7 Е+2

3,7 Е-2

#2

6,6 Е-7

1,5 Е+3

4,2

Ra-226

1,60+3 лет

#5

4,5 Е-6

2,2 Е+2

3,0 Е-2

#5

1,5 Е-6

6,7 Е+2

1,0

Ra-228

5,75 лет

#5

4,4 Е-6

2,3 Е+2

3,1 Е-2

#5

5,3 Е-6

1,9 Е+2

4,0 Е-1

Th-228

1,91 лет

#5

4,7 Е-5

2,1 Е+1

2,9 Е-3

#2

3,7 Е-7

2,7 Е+3

3,8

Th-230

- 7,70+4 лет

#6

1,4 Е-5

7,1 Е+1

8,8 Е-3

#2

4,1 Е-7

2,4 Е+3

1,32

Th-232

1,40+10 лет

#6

2,5 Е-5

4,0 Е+1

4,9 Е-3

#2

4,5 Е-7

2,2 Е+3

1,2

U-234

2,44+5 лет

#5

4,2 Е-6

2,4 Е+2

3,3 Е-2

#2

1,3 Е-7

7,7 Е+3

5,8

U-235

7,04+8 лет

#5

3,7 Е-6

2,7 Е+2

3,7 Е-2

#2

1,3 Е-7

7,7 Е+3

6,0

U-238

4,47+9 лет

#5

3,4 Е-6

2,9 Е+2

4,0 Е-2

#2

1,2 Е-7

8,4 Е+3

6,2

При условиях образования радионуклидов не указанных в табл. 5.1 значений дозовых коэффициентов, величин предельного годового поступления воздухом и пищей радионуклидов для населения устанавливаются МЗ РУз.
Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны клинически определяемые детерминированные эффекты (табл. 6.1), необходимо срочное вмешательство (меры защиты). При этом вред здоровью от мер защиты не должен превышать пользы здоровью пострадавших от облучения.
6.5. При проведении вмешательств пределы доз (табл. 3.1) не применяются. Исходя из указанных принципов, при планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии МЗ РУз 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.
7.4. С целью оперативного контроля для всех контролируемых параметров по п.7.3 устанавливаются контрольные уровни. Порядок установления контрольных уровней изложен в ОСПОРБ-2006. Значение этих уровней устанавливается таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.
Распределение отдельных соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в таблице 8.3 и минимально значимые удельная активность (МЗУА), активность в помещении или на рабочем месте (МЗА) и группа опасности отдельных пунктов— в таблице 8.4.
8.4. Приведенные в таблицах 5.1 и 8.2. значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГППперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас 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 таблицу 8.2 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего облучения, а также изотопы радона с короткоживущими продуктами их распада (см. разделы 4 и 5). Из-за химической токсичности урана-238 поступление через ораны дыхания его соединений типов Б или П не должно превышать 2,5 (30 Бк) мг в сутки и 500 (6000 Бк) мг в год.
Если химическая форма соединения данного радионуклида неизвестна, то следует использовать данные из таблицы 8.2 для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и, соответственно, наименьшими значениями ПГПперс и ДОАперс
8.6. В таблице 5.1. для населения приведены:
б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей— критическая возрастная группа, значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГПнас для этой же группы, где ПГПнас наименьшее, а также уровень вмешательства по среднегодовой удельной активности в питьевой воде УВнас, рассчитанный согласно п. 5.3.5. УВ в пищевых продуктах не приводятся и должны определяться по специальным методическим указаниям с учетом местных особенностей внутреннего и внешнего облучения населения— см. п. 5.2.4 и с обеспечением непревышение основных пределов доз (табл. 3.1) в нормальных условиях и критериев таблиц 6.3, 6.4 и 6.5 при аварийном облучении.
8.7. В таблицах 8.5 — 8.11 приведены числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала моноэнергетическими электронами (табл. 8.5 — 8.6), бета-частицами (табл. 8.7), моноэнергетическими фотонами (табл. 8.8 — 8.10) и моноэнергетическими нейтронами (табл. 8.11). Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2я или 4ж) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (переднезадняя геометрия).
8.8. В таблице 8.12 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты персонала. Для кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
8.9. В таблице 8.13 приведены допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств.

Таблица 8.2

Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала организаций Республики Узбекистан

Радионуклид РН

Период полураспада Т1/2

Тип соединения при ингаляции[1]

Дозовый коэффициент воздействияεперс , Зв/Бк

Предел годового поступления ПГПперо Бк в год

Допустимая среднегодовая объемная активность, ДОАперс, Бк/м3

РЬ-210

22,3 лет

Б

8,9-07

2,2+04

9,0

РЬ-212

10,6 час

Б

1,9-08

1,1+06

4,2+02

РЬ-214

0,447 час

Б

2,9-09

6,9+06

2,8+03

Bi-210

5,01 сут.

Б

1,1-09

1,8+07

7,3+03

П

8,4-08

2,4+05

9,5+01

Bi-212

1,01 час

Б

9,3-09

2,2+06

8,6+02

П

3,0-08

6,7+05

2,7+02

Bi-214

0,332 час

Б

7,2-09

2,8+06

1,1+03

П

1,4-08

1,4+06

5,7+02

Ро-210

138 сут.

Б

6,0-07

3,3+04

1,3+01

П

3,0-06

6,7+03

2,7

Ra-224

3,66 сут.

П

2,9-06

6,9+03

2,8

Ra-226

1,60+03 лет

П

3,2-06

6,3+03

2,5

Ra-228

5,75 лет

П

2,6-06

7,7+03

3,1

Ac-228

6,13 час

Б

2,5-08

8,0+05

3,2+02

П

1,6-08

1,3+06

5,0+02

М

1,4-08

1,4+06

5,7+02

Th-228

1,91 лет

П

3,1-05

6,5+02

2,6-01

М

3,9-05

5,1+02

2,1-01

Th-230

7,70+04 лет

П

4,0-05

5,0+02

2,0-01

М

1,3-05

1,5+03

6,2-01

Th-232

1,40+10 лет

П

4,2-05

4,8+02

1,9-01

М

2,3-05

8,7+02

3,5-01

Pa-234

6,70 час

П

3,8-10

5,3+07

2,1+04

М

4,0-10

5,0+07

2,0+04

U-234

2,44+05 лет

Б

5,5-07

3,6+04

1,5+01

П

3,1-06

6,5+03

2,6

М

8,5-06

2,4+03

9,4-01

U-235

7,04+08 лет

Б

5,1-07

2,7+04[1]

1,1+01[1]

П

2,8-06

7,1+03

2,9

М

7,7-06

2,6+03

1,0

U-238

4,47+09 лет

Б

4,9-07

6,0+03[1]

2,4[1]

П

2,6-06

6,0+03[1]

2,4[1]

М

7,3-06

2,7+03

1,1

Если присутствует несколько нуклидов, то сумма отношений активности к их табличным значениям не должна превышать единицу. Приведенные в таблице 8.4. радионуклиды в зависимости от минимально значимой суммарной активности (МЗА) делятся на 4 группы радиационной опасности:
на рабочем месте: удельная активность радионуклидов меньше минимально значимой удельной активности (МЗУА) или активность радионуклида в открытом источнике излучения меньше минимально значимой активности (МЗА), приведенных в таблице 8.4 НРБ-2006, или сумма отношений активности радионуклидов к их табличным значениям меньше 1; а в организации: общая активность радионуклидов в открытых источниках излучения не превышает более чем в 10 раз МЗА или сумму отношений активности разных радионуклидов к их табличным значениям, приведенным в таблице 8.4 НРБ-2006;
2.1.3. Принцип нормирования, требующий непревышения установленных законом Республики Узбекистан «О радиационной безопасности» и НРБ-2006 индивидуальных пределов доз и других нормативов радиационной безопасности, должен соблюдаться всеми организациями и лицами, от которых зависит уровень облучения людей.
2.1.4. Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными НРБ-2006, вводится система дополнительных производных нормативов от пределов доз в виде допустимых значений: мощности дозы, годового поступления радионуклидов в организм и других показателей.
2.4.12. Для лиц, у которых накопленная доза от одного из основных видов облучения (по п. 1.2 НРБ-2006) превышает 0,5 Зв, должна, по возможности, проводиться восстановление доз от остальных видов облучения.
соблюдение требований Закона Республики Узбекистан «О радиационной безопасности», НРБ-2006 и настоящих Правил;
3.5.1. Поставка организациям источников излучения и изделий, содержащих их, проводится по заказам-заявкам (рекомендуемая форма указана в приложении Г). Поставка источников излучения, предназначенных для градуировки и поверки дозиметрической и радиометрической аппаратуры, проводится без специальных разрешений, если их характеристики соответствуют требованиям п. 1.6 Правил.
3.5.2. Передача из одной организации в другую источников излучения и указанных изделий с характеристиками, превышающими значения, приведенные в п. 1.6 Правил, производится с обязательным информированием ЦГСЭН по месту нахождения как передающей, так и принимающей источники излучения организации.
3.5.7. Все поступившие в организацию источники излучения должны учитываться в приходно-расходном журнале (приложение Ж), а сопроводительные документы должны передаваться в бухгалтерию для оприходования.
3.5.21. Транспортные средства, специально предназначенные для перевозки радиоактивных веществ и материалов за пределами организации, должны иметь санитарно-эпидемиологическое заключение (приложение Л). Требования безопасности при транспортировании радионуклидных источников за пределами организации регламентируются отдельными санитарными правилами.
Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности устанавливается в соответствии с таблицей 8.4 НРБ-2006. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 ч, не приведенные в этом приложении, относятся к группе Г.
3.8.2. Все работы с использованием открытых источников излучения разделяются на три класса. Класс работ устанавливается по таблице 3.8.1 в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте, при условии, что удельная активность превышает значение, приведенное в таблице 8.4. НРБ 2006.
3.8.7. Работы с открытыми источниками излучения с активностью ниже значений, приведенных в таблице 8.4 НРБ-2006, разрешается проводить в производственных помещениях, к которым не предъявляются дополнительные требования по радиационной безопасности.
3.11.7. Документ о содержании радионуклидов и об отсутствии снимаемого радиоактивного загрязнения в сырье, материалах и изделиях, предназначенных для вывоза с радиационного объекта, и их соответствии положениям п.п. 3.11.2—3.11.6 выдает служба радиационной безопасности данной организации. Санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии указанных сырья, материалов и изделий санитарным правилам выдается ЦГСЭН.
3.11.11. В случае невозможности или нецелесообразности использования сырья, материалов и изделий, отнесенных к категории ограниченного использования (п. 3.11.4), они направляются на специально выделенные участки для временного хранения в местах захоронения промышленных отходов. Эти материалы не должны иметь снимаемого радиоактивного загрязнения. Порядок, условия и способы захоронения таких производственных отходов устанавливаются органами местного самоуправления при наличии санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии указанных порядка, условий и способов санитарным правилам.
3.12.3. В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов таблицы 3.12.1 отходы относятся к разным категориям, для них устанавливается более высокое значение категории отходов.
3.12.13. Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собираются отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживаются в местах временного хранения для снижения активности до уровней, не превышающих приведенных в п. 3.12.1 Правил. После такой выдержки твердые отходы удаляются, как обычные промышленные отходы, а жидкие отходы могут использоваться организацией в системе оборотного хозяйственно-технического водоснабжения или сливаться в хозяйственно-бытовую канализацию.