Нормативы к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях

Общие положения

1. Настоящие гигиенические нормативы «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности» (далее – нормативы) предназначены для юридических и физических лиц не зависимо от форм собственности, ведомственной принадлежности организационно-правовых форм, а также для местных исполнительных органов власти, граждан Республики Казахстан, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Республики Казахстан деятельность которых связана с обращением источников ионизирующего излучения, для обеспечения радиационной безопасности.
2. Нормативы применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения и являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона Республики Казахстан «О радиационной безопасности населения» в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека.
3. Физические и юридические лица, несут ответственность за нарушение требований обеспечения радиационной безопасности, в соответствии с Кодексом Республики Казахстан «Об административных правонарушениях» и Законом Республики Казахстан «О радиационной безопасности населения».
4. В настоящих гигиенических нормативах использованы следующие понятия:
1) активность минимально значимая (далее – МЗА) – активность открытого или закрытого источника ионизирующего излучения при превышении которой источник подлежит учету и контролю и для которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года «О здоровье народа и системе здравоохранения» (далее – Кодекс);
2) активность минимально значимая удельная (далее – МЗУА) – удельная активность открытого источника ионизирующего излучения при превышении которой источник подлежит учету и контролю и для которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса;
3) персонал – лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).
5. Нормативы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:
1) в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;
2) в результате радиационной аварии;
3) от природных источников излучения;
4) при медицинском облучении.
Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.
6. Требования нормативов не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:
1) индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 микрозиверт (далее – мкЗв);
2) индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 миллизиверт (далее – мЗв) и в хрусталике не более 15 мЗв;
3) коллективную эффективную годовую дозу не более 1 человеко-зиверта (далее – чел-Зв), либо когда при коллективной дозе более 1 чел-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.
Требования нормативов не распространяются также на космическое излучение на поверхности земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.
7. Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 чел-Зв года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел-Зв года жизни устанавливается в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.
8. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно.

где: r,
R – индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответственно;
Е – индивидуальная эффективная доза;
p_i(Е)dE, – вероятность для i -го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до E+dE;
r_Е – коэффициент пожизненного риска сокращения длительности периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и не смертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от смертельного рака), равный:

9. Для целей радиационной безопасности при облучении в течение года индивидуальный риск сокращения длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов консервативно принимается равным:

где: P_i[D>Д], – вероятность для i -го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года;
Д – пороговая доза для детерминированного эффекта.
10. Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, используется понятие радиационного ущерба, количественно учитывающего как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии с общепринятой линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, в соответствии с приложением 1 к настоящим нормативам.
Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 Зв^-1.
В условиях нормальной эксплуатации ядерных радиационных и электрофизических установок пределы доз техногенного облучения в течении года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного радиационного риска для персонала 1x10^-3 и для населения 5x10^-5. Уровень пренебрежимо малого риска составляет 10^-6.
При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):персонал 2,0х10^-4, год^-1; население 1,0х10^-5, год^-1.

Нормативы к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях

11. Для категорий облучаемых лиц (персонал группы «А», «Б» и население) устанавливаются три класса нормативов:
1) основные пределы доз (далее – ПД);
2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: предел годового поступления (далее – ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (далее – ДОА), среднегодовые удельные активности (далее – ДУА), мощность эквивалентной дозы (далее – МЭД);
3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков. Их значения учитывают достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивают условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
12. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
13. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв.
14. Администрация предприятия переводит беременную женщину на работу, не связанную с источниками излучения, со дня получения информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка.
15. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать ПД, установленных в приложении 2 к настоящим нормативам.
Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
16. Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала, поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях 21 и 22 к настоящими нормативам, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.
В нестандартных условиях допустимые уровни МЭД, среднегодовая ДОА персонала и ЭРОА радона определяются расчетным путем с учетом времени пребывания персонала в радиационно-опасной зоне. Приведенные в приложениях 21 и 22 значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГП персонала, ПГП населения, ДОА персонала и ДОА населения (далее – ПГП_перс, ПГП_нас, ДОА_перс и ДОА_нас) ПГП_перс, ПГП_нас, ДОА_перс и ДОА_нас для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 микрометр и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5.
17. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов распада изотопов радона (²²²Rn и ²²⁰Rn) - ²¹⁸Po (RaA), ²¹⁴Pb (RaB), ²¹⁴Bi (RaC), ²¹²Pb (ThB), ²¹²Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют:
ПГП: 0,10 П_RaA + 0,52 П_RaB + 0,38 П_RaC = 3,0 МБк
0,91 П_ThB + 0,09 П_ThC = 0,68 МБк
ДОА: 0,10 А_RaA + 0,52 А_RaB + 0,38 А_RaC = 1200 Бк/м³
0,91 А_ThB + 0,09 А_ThC = 270 Бк/м³,
где:
П_i и А_i – годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.
18. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.
19. Планируемое повышенное облучение персонала группы А при ликвидации или предотвращении аварии допускается только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
20. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в приложении 2 настоящих нормативов, допускается при согласовании с территориальным подразделением ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения (не ниже областного уровня), облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз допускается с разрешения Главного государственного санитарного врача Республики Казахстан.
21. Повышенное облучение не допускается:
1) для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз;
2) для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.
22. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.
Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, немедленно выводятся из зоны облучения и направляются на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам разрешается в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.
23. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных, спасательных и других работ, осуществляемых на радиоактивно загрязненных территориях, оформляются и допускаются к работам как персонал группы А.