Нормативные документы по радиационной безопасности


Нормативные документы по радиационной безопасности и основные положения этих документов

226. Следует исключить радиоактивное  загрязнение домашней одежды  и обуви. В случае обнаружения  такого загрязнения  одежда  и обувь подлежат дезактивации  под контролем службы радиационной  безопасности, а при невозможности ее очистки - захоронению.

227. В помещениях для работ  с радиоактивными веществами  в открытом виде запрещается:

  • пребывание сотрудников без необходимых средств индивидуальной защиты;
  • прием пищи, курение, пользование косметическими принадлежностями;
  • хранение пищевых продуктов, табачных изделий, домашней одежды, косметических принадлежностей и других предметов, не имеющих отношения к работе.

228. При выходе из помещений,  где проводятся работы с радиоактивными веществами, следует проверить чистоту спецодежды и других средств индивидуальной защиты, снять их и при выявлении радиоактивного загрязнения направить на дезактивацию, а самому работнику - вымыться под душем.

229. Для приема пищи должно  быть предусмотрено специальное  помещение, оборудованное умывальником для мытья рук с подводкой горячей воды, изолированное от помещений, где ведутся работы с применением радиоактивных веществ в открытом виде.

230. На радиационных объектах, где  могут возникать случаи радиоактивного загрязнения кожных покровов, должны использоваться в качестве средств их дезактивации препараты (моющие средства), эффективно удаляющие загрязнения и не увеличивающие поступление радионуклидов через кожу в организм. Последнее обстоятельство является определяющим при работах с высокотоксичными радионуклидами.

Глава 23. Радиационная безопасность пациентов и населения

при  медицинском облучении

231. Радиационная безопасность пациентов  и населения должна быть обеспечена  при всех видах медицинского  облучения (профилактического, диагностического, лечебного, исследовательского) путем  достижения максимальной пользы от рентгенорадиологических процедур и всесторонней минимизации радиационного ущерба, при безусловном превосходстве пользы для облучаемых над вредом. 

232. Медицинское облучение пациентов с целью получения диагностической   информации или терапевтического эффекта проводится только по назначению врача и с согласия пациента. Окончательное решение о проведении соответствующей процедуры принимает врач-рентгенолог или врач-радиолог.

233. Медицинское диагностическое  облучение осуществляется по  медицинским показаниям в тех случаях, когда отсутствуют или нельзя применить, или недостаточно информативны другие альтернативные методы диагностики.

234. Все применяемые методы лучевой  диагностики и терапии должны  быть утверждены республиканским  органом государственного управления, ведающим вопросами здравоохранения.  В описании методов необходимо  отразить оптимальные режимы выполнения процедур и уровни облучения пациента при их выполнении.

235. Регламенты проведения всех  видов рентгенорадиологических  диагностических исследований должны гарантировать отсутствие детерминированных лучевых эффектов.

236. Облучение людей с целью  получения научной медицинской  информации может осуществляться по решению республиканского органа государственного управления, ведающего вопросами здравоохранения в пределах установленных допустимых уровней облучения при обязательном письменном согласии обследуемых после предоставления им сведений о возможных последствиях облучения.

237. При проведении лучевой терапии  должны быть предприняты все  возможные меры для предотвращения  лучевых осложнений у пациента.

238. Для рентгенорадиологических  медицинских исследований и лучевой терапии должна использоваться аппаратура, зарегистрированная республиканским органом государственного управления, ведающим вопросами здравоохранения.

239. Отделения (подразделения) лучевой  терапии и диагностики должны  иметь и использовать при выполнении  лечебно-диагностических процедур  обязательный набор средств радиационной  защиты пациента и персонала.

240. Наборы  табельных средств защиты пациента  и персонала в различных отделениях и кабинетах лучевой терапии и диагностики утверждаются республиканским органом государственного управления, ведающим вопросами здравоохранения.

241. Медицинский  и технический персонал, выполняющий  или обеспечивающий выполнение рентгенорадиологических исследований или радиотерапевтических процедур, должен иметь специальную подготовку по этим вопросам и периодически проходить переподготовку (усовершенствование). Персонал, не имеющий специальной подготовки, к данной работе не допускается.

242. Медицинский персонал, занимающийся  рентгенорадиологической диагностикой  и терапией, обязан осуществлять  защиту пациента, поддерживая на возможно низком уровне индивидуальные дозы их облучения. Доза, полученная пациентом, подлежит регистрации.

243. Дозы облучения пациента от  проведения каждого рентгенорадиологического исследования и процедуры лучевой терапии должны вноситься в персональный лист учета доз медицинского облучения, являющийся обязательным приложением к его амбулаторной карте.

244. По требованию пациента ему  предоставляется информация об  ожидаемой или полученной дозе облучения и о возможных последствиях от проведения рентгенорадиологических процедур.

245. Медицинский  персонал не имеет права прямо  или косвенно влиять на увеличение  облучения пациента в целях  сокращения собственного профессионального облучения.

246. При  введении пациенту радиофармацевтического  препарата с терапевтической целью врач должен рекомендовать ему временное воздержание от воспроизводства потомства.

247. Введение  радиофармацевтических средств  с целью диагностики и терапии  беременным женщинам не допускается.

248. При  введении с целью диагностики  или терапии радиофармацевтических препаратов кормящим матерям должно быть временно приостановлено кормление ребенка грудью. Срок прекращения грудного кормления зависит от вида и количества вводимого препарата и определяется отдельными инструкциями.

РАЗДЕЛ III

РАДИАЦИОННАЯ  БЕЗОПАСНОСТЬ  ПРИ ВОЗДЕЙСТВИИ

ПРИРОДНЫХ ИСТОЧНИКОВ  ИЗЛУЧЕНИЯ

Глава 24.  Облучение работников

249. Требования  по обеспечению радиационной  безопасности при воздействии природных источников излучения в производственных условиях предъявляются к любым организациям, в которых облучение работников от природных радионуклидов превышает 1 мЗв/год. К ним, в частности, относятся организации, осуществляющие работы в подземных условиях (неурановые рудники, шахты и другие), а также добывающие и перерабатывающие минеральное и органическое сырье с повышенным содержанием природных радионуклидов. В проектной документации неурановых рудников и других подземных сооружений необходимо отразить вопросы радиационной безопасности.

250. Организации,  добывающие и перерабатывающие  руды с целью извлечения из них природных радионуклидов (урана, радия, тория и других), а также организации, использующие эти радионуклиды, относятся к организациям, проводящим работы с техногенными источниками излучения. На них распространяются требования по обеспечению радиационной безопасности, изложенные в разделе II Правил.

251. Для строительства зданий  производственного назначения следует  выбирать участки территории, где  плотность потока радона с  поверхности грунта не превышает  250 мБк/(м2´с). При проектировании строительства здания на участке с плотностью потока радона с поверхности грунта более 250 мБк/(м2´с) в проекте здания должна быть представлена система защиты от радона.

252. В организациях, где не проводятся  работы с техногенными источниками излучения, уровни природного облучения работников в производственных условиях не должны превышать значений, приведенных в пункте 31 НРБ-2000. При изменении продолжительности работы, нарушении радиоактивного равновесия природных радионуклидов в производственной пыли, определяющих уровень радиационного воздействия, администрации организации по согласованию с органами и учреждениями, осуществляющими государственный санитарный надзор, следует установить иные значения производных нормативов.

253. Для составления перечня действующих  организаций, цехов или отдельных рабочих мест, на которых должен осуществляться контроль радиационной обстановки, обусловленной природными источниками излучения, следует проводить их первичное обследование.

Если в результате обследования в организации не обнаружено случаев  превышения дозы облучения работников в 1 мЗв/год, то дальнейший радиационный контроль в ней не является обязательным. Однако при изменениях технологий производства, которые могут привести к увеличению облучения работников, следует провести повторное обследование.

В организациях, в которых установлено  превышение дозы 1 мЗв/год, но нет превышения дозы в 2 мЗв/год, следует проводить  выборочный радиационный контроль рабочих мест с наибольшими уровнями облучения работников.

В организациях, в которых дозы облучения работников превышают 2 мЗв/год, должен осуществляться постоянный радиационный контроль доз облучения и  проводиться  мероприятия по их снижению.

254. В случае превышения установленного  норматива (5 мЗв/год) администрация организации обязана принять меры по снижению облучения работников. При невозможности соблюдения указанного норматива в организациях, перечисленных в пункте 249 Правил, допускается приравнивание соответствующих работников по условиям труда к персоналу, работающему с техногенными источниками излучения. О принятом решении администрация организации информирует органы государственного санитарного надзора.

На  лиц, приравненных по условиям труда  к персоналу, работающему с источниками  излучения, распространяются все требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные для персонала.

255. Условия использования в хозяйственной  деятельности полезных ископаемых  с повышенным содержанием природных  радионуклидов определяются по согласованию с Главным государственным санитарным врачом Республики Беларусь.

256. В организациях, в которых  отходы производства по критериям,  приведенным в главе 20 Правил, относятся к категории радиоактивных,  должен быть организован их сбор, временное хранение и захоронение.

Глава 25.  Облучение населения

257. Требования  по обеспечению радиационной  безопасности населения распространяются  на регулируемые природные источники  излучения: изотопы радона и продукты их распада в воздухе помещений, гамма-излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных изделиях, природные радионуклиды в питьевой воде, удобрениях и полезных ископаемых.

258. Местные исполнительные и  распорядительные органы обязаны  планировать и проводить работы  по оценке и снижению уровней  облучения населения природными  источниками излучения. 

Относительную степень радиационной безопасности населения характеризуют следующие значения эффективных доз от природных источников излучения:

  • менее 2 мЗв/год - облучение не превышает средних значений доз для населения страны от природных источников излучения;
  • от 2 до 5 мЗв/год - повышенное облучение;
  • более 5 мЗв/год  -  высокое облучение.

Мероприятия по снижению высоких уровней  облучения должны осуществляться в первоочередном порядке.

259. При выборе участков территорий  под строительство жилых домов  и зданий социально-бытового назначения  предпочтительны участки с уровнем  мощности дозы гамма излучения,  не превышающим 0,3 мкГр/ч и плотностью  потока радона с поверхности  грунта не более 80 мБк/(м2´с).

При отводе для строительства здания участка с плотностью потока радона более 80 мБк/(м2´с) в проекте здания должна быть предусмотрена  система защиты от радона (монолитная  бетонная подушка, улучшенная изоляция перекрытия подвального помещения и другие). Необходимость радонозащитных мероприятий при плотности потока радона с поверхности грунта менее 80 мБк/(м2´с) должна определяться на стадии проектирования.

260. Производственный  радиационный контроль должен  осуществляться на всех стадиях  строительства, реконструкции, капитального  ремонта и эксплуатации жилых домов и зданий социально-бытового назначения. Производственный радиационный контроль проводится для проверки их соответствия действующим нормативам (пункты 40 и 41 НРБ-2000). В случаях обнаружения превышения нормативных значений должен проводиться анализ связанных с этим причин и осуществляться необходимые защитные мероприятия, направленные на снижение мощности дозы гамма-излучения и/или содержания радона в воздухе помещений. До снижения мощности дозы гамма-излучения и объемной активности радона в воздухе помещений строящегося, реконструируемого или капитально ремонтируемого здания ниже нормативных значений, органами и учреждениями, осуществляющими государственный санитарный надзор, не выдается положительное заключение для ввода в эксплуатацию здания или его части.

stud24.ru

Нормативные документы по радиационной безопасности и основные положения этих документов

195. В организациях, где возможно  образование значительного количества жидких радиоактивных отходов (более 200 л в день), проектом должна быть предусмотрена система спецканализации. В спецканализацию не должны попадать нерадиоактивные стоки.

196. Запрещается сброс жидких  радиоактивных отходов в хозяйственно-бытовую  и ливневую канализацию, водоемы,  поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения и на поверхность земли.

197. Временное хранение радиоактивных  отходов различных категорий  в организации должно осуществляться  в отдельном помещении, либо  на специально выделенном участке, оборудованном в соответствии с требованиями, предъявляемыми к помещениям для работ II класса. Хранение радиоактивных отходов следует осуществлять в специальных контейнерах.

198. 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 пункте 187 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 с учетом требований пункта 187 настоящих Правил.

В отдельных случаях по согласованию с органами государственного санитарного надзора допускается временное хранение радиоактивных отходов, содержащих радионуклиды с периодом полураспада не превышающим 100 суток.

Сроки выдержки радиоактивных отходов  с содержанием большого количества органических веществ (трупы экспериментальных животных и тому подобных) не должны превышать 5 суток в случае, если не обеспечиваются условия хранения (выдержки) в холодильных установках или соответствующих растворах.

199. Самовоспламеняющиеся и взрывоопасные  радиоактивные отходы должны  быть переведены в неопасное  состояние до отправки на захоронение,  при этом должны быть предусмотрены  меры радиационной и пожарной  безопасности.

200. Передача радиоактивных отходов  из организации на переработку  или захоронение должна оформляться  актом.

Уровни радиоактивного загрязнения  на поверхностях упаковки (контейнера) не должны превышать значений, приведенных в приложении 11 настоящих Правил.

201. Транспортировка радиоактивных  отходов должна проводиться специализированными предприятиями на специально оборудованных транспортных средствах в соответствии с действующими правилами безопасной транспортировки радиоактивных веществ и при наличии на это разрешения (приложения 3,10) органов государственного санитарного надзора.

202. Переработку радиоактивных отходов,  а также их долговременное  хранение и захоронение производят  специализированные организации  по обращению с радиоактивными отходами.

203. Выбор мест захоронения радиоактивных  отходов должен производиться с учетом гидрогеологических, геоморфологических, тектонических и сейсмических условий. При этом должна быть обеспечена радиационная безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.

204. Эффективная доза облучения  населения, обусловленная радиоактивными отходами, включая этапы хранения и захоронения, не должна превышать 10 мкЗв в год.

205. Требования, предъявляемые к  обращению с радиоактивными отходами на всех этапах, регламентируются специальными правилами.

Глава 21. Радиационный контроль при работе

с техногенными  источниками  излучения

206.  Радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения должен осуществляться за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения. В каждой организации система радиационного контроля должна предусматривать конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля.

Вклад природных источников излучения  в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.

207. Индивидуальный контроль доз  облучения  является обязательным  для персонала. Индивидуальный  контроль за облучением персонала  в зависимости от характера работ включает:

  • радиометрический контроль  загрязненности кожных покровов и средств индивидуальной защиты;
  • контроль характера, динамики и уровней поступления  радиоактивных веществ в организм с использованием методов прямой и/или косвенной радиометрии;
  • контроль доз внешнего бета-излучения, гамма-излучения и рентгеновского излучения, а также нейтронов с использованием индивидуальных дозиметров или расчетным путем.

По результатам радиационного  контроля должны быть рассчитаны значения эффективных доз у персонала, а при необходимости, определены значения эквивалентных доз облучения отдельных органов.

208. Контроль за радиационной  обстановкой в зависимости от  характера проводимых работ включает:

  • измерение мощности дозы рентгеновского, гамма и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;
  • измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;
  • определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;
  • измерение или оценку выбросов и сбросов радиоактивных веществ;
  • определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

209. Система радиационного контроля  объектов I и II категорий должна  использовать следующие технические  средства:

  • непрерывного контроля на основе стационарных автоматизированных технических средств;
  • оперативного контроля на основе носимых и передвижных технических средств;
  • лабораторного анализа на основе стационарной лабораторной аппаратуры, средств отбора и подготовки проб для анализа.

Автоматизированные системы должны обеспечивать контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, хранение и выдачу информации.

210. В помещениях, где ведутся работы с делящимися материалами в количествах, при которых возможно возникновение самопроизвольной цепной реакции деления, а также на ядерных реакторах и критических сборках и при других работах I класса, где радиационная обстановка при проведении работ может существенно изменяться, необходимо устанавливать приборы радиационного контроля со звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами, а персонал должен быть обеспечен аварийными дозиметрами.

211. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала должны храниться в течение 50 лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовой эффективной и, при необходимости, годовых эквивалентных доз, эффективной дозы за 5 последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы.

212. Индивидуальная доза облучения  должна регистрироваться в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку. Форма карточки учета индивидуальных доз внешнего облучения лиц, работающих с источниками ионизирующих излучений, приведена в приложении 14 к Правилам, а также в машинный носитель для создания базы данных в организации. Копия индиви-дуальной карточки работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками излучения, должна передаваться на новое место работы; оригинал должен храниться на прежнем месте работы.

213. Лицам, командируемым для  работ с источниками излучения,  командирующая организация должна выдать копию индивидуальной карточки о полученных дозах облучения. Данные о дозах облучения прикомандированных лиц должны включаться принимающей организацией в их индивидуальные карточки.

214. В организациях, проводящих работы  с техногенными источниками излучения,  администрацией должны устанавливаться  контрольные уровни.

Перечень и числовые значения контрольных  уровней определяются в соответствии с условиями работы.

215. При установлении контрольных  уровней следует исходить из  принципа оптимизации с учетом:

  • неравномерности радиационного воздействия во времени;
  • целесообразности сохранения уже достигнутого уровня радиационного воздействия  на данном объекте ниже допустимого;
  • эффективности мероприятий по улучшению радиационной обстановки.

При изменении характера работ  перечень и числовые значения контрольных уровней подлежат уточнению.

При установлении контрольных уровней  объемной и удельной активности радионуклидов  в атмосферном воздухе и в  воде водоемов следует учитывать  возможное поступление их по пищевым  цепочкам и внешнее излучение  радионуклидов, накопившихся на местности.

216. Результаты радиационного контроля  сопоставляются со значениями  пределов доз и контрольными  уровнями. Превышения контрольных  уровней должны анализироваться  администрацией организации. О  случаях превышения пределов доз для персонала, установленных в приложении 1 НРБ-2000 или квот облучения населения администрация организации обязана информировать органы и учреждения, осуществляющие государственный санитарный надзор.

Глава 22.  Методы и средства индивидуальной защиты

и личной гигиены

217. Все работающие с источниками излучения или посещающие участки, где производятся такие работы, должны обеспечиваться средствами индивидуальной защиты в соответствии с видом и классом работ.

218. При работах с радиоактивными веществами в открытом виде I класса и при отдельных работах II  класса персонал должен иметь  комплект основных средств индивидуальной защиты, а также дополнительные средства защиты в зависимости от уровня и характера возможного радиоактивного загрязнения.

Основной комплект средств индивидуальной защиты включает: спецбелье, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки), спецобувь, шапочку или шлем, перчатки, полотенца и носовые платки одноразовые, средства защиты органов дыхания (в зависимости от загрязнения воздуха).

При работах II класса и при отдельных  работах III класса персонал должен быть обеспечен халатами, шапочками, перчатками, легкой обувью и, при необходимости, средствами защиты органов дыхания.

219. Средства индивидуальной защиты  для работ с радиоактивными  веществами должны изготовляться из хорошо дезактивируемых материалов, либо быть одноразовыми.

220. Работающие с радиоактивными растворами и порошками, а также персонал,  проводящий уборку помещений, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами, кроме комплекта основных средств индивидуальной защиты должны иметь дополнительно спецодежду из пленочных материалов или материалов с полимерным покрытием: фартуки, нарукавники, полухалаты, резиновую и пластиковую спецобувь.

221. Персонал, выполняющий работы  по сварке или резке металла,  загрязненного радионуклидами, должен быть снабжен специальными средствами индивидуальной защиты из искростойких хорошо дезактивируемых материалов.

222. Средства защиты органов дыхания  (фильтрующие или изолирующие) необходимо применять при работах в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха помещений радиоактивными веществами (работа с порошками, выпаривание радиоактивных растворов и тому подобное).

223. При работах, когда возможно загрязнение воздуха помещения радиоактивными газами или парами (ликвидация аварий, ремонтные работы и тому подобное), или когда применение фильтрующих средств не обеспечивает радиационную безопасность, следует применять изолирующие защитные средства (пневмокостюмы, пневмошлемы, а в отдельных случаях - автономные изолирующие аппараты).

224. При переходах из помещений для работ более высокого класса в помещения для работ более низкого класса необходимо контролировать уровни радиоактивного загрязнения средств индивидуальной защиты, а при переходе  из 2 в 3 зону необходимо снимать дополнительные средства индивидуальной защиты.

225. Загрязненные выше допустимых  уровней спецодежда и белье  должны направляться на дезактивацию  в спецпрачечные. Смена основной  спецодежды и белья должна  осуществляться персоналом не  реже 1 раза в 10 дней.

Дополнительные средства индивидуальной защиты (пленочные, резиновые, с полимерным покрытием) после каждого использования должны подвергаться предварительной дезактивации в санитарном шлюзе  или в другом специально отведенном месте. Если после дезактивации их остаточное загрязнение превышает допустимый уровень, дополнительные средства индивидуальной защиты должны быть направлены на дезактивацию в спецпрачечную.

stud24.ru

Нормативные документы по радиационной безопасности и основные положения этих документов

Требования и нормативы, установленные  Нормами, являются обязательными для  всех юридических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для местных распорядительных и исполнительных органов, граждан Республики Беларусь, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Республики Беларусь.

3. Настоящие Нормы являются основополагающим  документом, регламентирующим требования Закона Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. Никакие другие нормативные и методические документы не должны противоречить требованиям Норм.

4. Нормы распространяются на  следующие виды воздействия ионизирующего  излучения на человека:

  • в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;
  • в результате радиационной аварии;
  • от природных источников излучения;
  • при медицинском облучении.

Требования по обеспечению радиационной безопасности 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.

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

  • индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;
  • индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;
  • коллективную 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.

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

Перечень и порядок освобождения источников ионизирующего излучения  от радиационного контроля устанавливается санитарными правилами.

Глава 3. Общие  положения

  1. Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.
  2. Основу системы радиационной безопасности, сформулированной в данных Нормах, составляют современные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт.
  3. Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и другие) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).
  4. Нормы радиационной безопасности 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.
  5. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:
  • непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека 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).
  1. Ответственность за соблюдение настоящих норм устанавливается в соответствии с Законами Республики Беларусь «О санитарно-эпидемическом благополучии населения», «О радиационной безопасности населения»
  1. 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 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни населения устанавливается специальными документами.
  2. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно:

где r, R - индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответственно;

Е - индивидуальная эффективная доза;

pi(Е)dE - вероятность для i-го индивидуума получить годовую эффективную дозу  от Е до E+dE;

rЕ - коэффициент пожизненного риска сокращения длительности периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от  смертельного рака), равный

для производственного облучения:

rE = 5,6´10-2 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв/год;

rE = 1,1´10-1 1/чел.-Зв при Е ³ 200 мЗв/год;

для  облучения населения:

rE = 7,3´10-2 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв/год;

rE = 1,5´10-1 1/чел.-Зв при Е ³ 200 мЗв/год.

  1. 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:

ri,Д = Pi[D>Д],

где  Pi[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. 

  1. Потенциальное облучение коллектива из N индивидуумов оправдано, если

 где   - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения стохастических эффектов, равное 15 лет;

 - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов, равное 45 лет;

ст - денежный эквивалент потери 1 чел.-года жизни населения;

V - доход от производства;

Р - затраты на основное производство, кроме ущерба от  защиты; 

Y - ущерб от защиты.

Снижение риска до возможно низкого  уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоятельств:

  • предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников излучения, поэтому для каждого источника излучения при оптимизации устанавливается граница риска;
  • при снижении риска потенциального облучения существует минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.
    1. Предел индивидуального  пожизненного риска в условиях нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года  персонала принимается округленно 1,0 ´ 10-3, а для населения - 5,0 ´ 10-5.

Уровень пренебрежимого риска разделяет  область оптимизации риска и  область безусловно приемлемого  риска и составляет 10-6.

РАЗДЕЛ II

Требования к ограничению  техногенного облучения  в контролируемых условиях

Глава 4. Нормальные условия  эксплуатации  источников излучения

17. Устанавливаются следующие категории  облучаемых лиц: 

  • персонал;
  • все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

18. Для категорий облучаемых  лиц устанавливаются три класса  нормативов:

  • основные пределы доз (ПД);
  • допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;
  • контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации  уровень радиационной безопасности и обеспечивать
  • условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

19. Основные пределы доз облучения  приведены в приложении 1. Основные  пределы доз не включают в  себя дозы от природного и  медицинского облучения, а также  дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

20. 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.

21. При одновременном воздействии  на человека источников внешнего  и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать  пределов доз, установленных в приложении 1.

22. В стандартных условиях монофакторного  поступления радионуклидов, определенных  в разделе VII настоящих 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 2 и 3, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

В условиях нестандартного поступления  радионуклидов величины ПГП и  ДОА устанавливаются методическими указаниями республиканского органа санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь.

23. Для персонала значения ПГП  и ДОА дочерних продуктов изотопов  радона (222Rn и 220Rn) - 218Po (RaA); 214Pb (RaB); 214Bi (RaC); 212Pb (ThB); 212Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности составляют:

ПГП: 0,10 ПRaA  + 0,52 ПRaB  + 0,38 ПRaC  = 3,0 МБк

           0,91 ПThB + 0,09 ПThC  = 0,68 МБк

ДОА: 0,10 АRaA + 0,52 АRaB  + 0,38 АRaC  = 1200 Бк/м3

           0,91 АThB  + 0,09 АThC  = 270 Бк/м3,

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

24. 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. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Для обеспечения выполнения указанного норматива при одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться требование пункта 21.

Администрация предприятия обязана  перевести беременную женщину на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения, со дня ее информации о факте беременности на период беременности и грудного вскармливания ребенка.

25. Для студентов и учащихся  старше 16 лет, проходящих профессиональное  обучение с использованием источников  излучения, годовые дозы не  должны превышать ¼ значений, установленных для персонала.

Глава 5. Планируемое повышенное облучение

26. Планируемое облучение персонала  выше установленных пределов  доз (см. приложение 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.

Планируемое облучение личного  состава аварийно-спасательных и  других специальных формирований выше установленных пределов доз (см. приложение 1) при ликвидации или предотвращении аварии регламентируется ведомственными документами, согласованными с Министерством здравоохранения Республики Беларусь.

27. Планируемое повышенное облучение  в эффективной дозе до 100 мЗв  в год и эквивалентных дозах не более двухкратных значений, приведенных в приложении1, допускается с разрешения территориальных органов санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных  доз, приведенных в приложении 1, - только с разрешения республиканского органа санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь.

Повышенное облучение не допускается:

  • для работников, ранее уже облученных в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в приложении 1;
  • для лиц, имеющих медицинские противопоказания для  работы с источниками  излучения.

28. Лица, подвергшиеся облучению  в эффективной дозе, 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.

stud24.ru

Нормативные документы по радиационной безопасности и основные положения этих документов

Дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.

Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:    _

                                                            de

                                                   D = ¾¾ ,

   _                                                     dm

где de - средняя  энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, а dm - масса  вещества в этом объеме.

Энергия  может быть усреднена  по любому определенному объему, и  в этом случае средняя доза будет равна полной энергии,  переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж ´ кг-1), и имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

Доза в органе или ткани (DT) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

                                    Dт= (1/mт) ò D dm ,

                                            mт

где  mт  -  масса органа или ткани, 

D - поглощенная доза в элементе  массы dm.

Доза эквивалентная (HT,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, WR:

HT,R = WR ´ DT,R ,

где DT,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани T,

  WR - взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов  излучения с различными взвешивающими  коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения

HT = å HT,R.

R

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

Доза эффективная (Е) - величина воздействия ионизирующего излучения, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения организма человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.

Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах  и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

 Е = å Wт ´ HT   ,                                             

                                                                           т

где  HT - эквивалентная доза в органе или ткани T,   

WT  - взвешивающий коэффициент для органа или ткани T.

Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

Доза эквивалентная (HТ(t)) или эффективная (Е(t)) ожидаемая при внутреннем облучении - доза  за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

t0+t

HТ(t) = ò   ĤT(t)dt, 

 t0

     Е(t) = å Wт´Нт(t),

т

где  t0 - момент поступления,  а ĤT(t) - мощность эквивалентной дозы  к моменту времени t в органе или ткани T.

Когда t не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70-t0) - для детей и подростков.

Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения человека, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).

Доза эффективная  коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).

Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, принятые в установленном порядке.

Загрязнение поверхности  неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.

Загрязнение поверхности  снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при  дезактивации.

Зона наблюдения - территория  за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный мониторинг.

Зона радиационной аварии - территория, на которой установлен факт радиационной аварии.

Источник ионизирующего  излучения - устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение (далее в данном документе - источник излучения).

Источник излучения  природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих Норм.

Источник излучения  техногенный - источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом  этой деятельности.

Источник радионуклидный закрытый - источник излучения, устройство  которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

Источник радионуклидный открытый - источник излучения, при использовании которого  возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

Квота - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом).

Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

Место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения. 

Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунда и производные).

Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

Облучение - воздействие на человека  ионизирующего излучения.

Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.

Облучение медицинское - облучение граждан (пациентов) при медицинском обследовании и лечении.

Облучение планируемое  повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

Облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии.

Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.

Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.

Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.

Объект радиационный – пользователь источников ионизирующего излучения либо структурное подразделение пользователя, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего  излучения.

Паспорт санитарный - документ, разрешающий в течение установленного времени проведение регламентированных работ с источниками ионизирующего излучения пользователю на радиационном объекте в конкретных помещениях, вне помещений или на транспортных средствах.

Персонал – физические лица, работающие с источниками излучения или находящиеся по условиям работы  в зоне их воздействия.

Пользователи – предприятия, учреждения, организации, производящие, вырабатывающие, перерабатывающие, применяющие, хранящие, транспортирующие, обезвреживающие и захороняющие радиоактивные вещества и другие источники ионизирующего излучения.

Предел дозы (ПД) - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Предел годового поступления (ПГП) - допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

Радиационная  авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью, повреждением оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды сверх установленных норм.

Радиационная  авария проектная - авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.

Радиационная  безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного воздействия ионизирующего излучения.

Работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль.

Работа с радиоактивными веществами - все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль.

Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате  облучения.

Санитарно-защитная зона - территория вокруг источника ионизирующего излучения, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения для населения. В санитарно-защитной зоне запрещается постоянное и временное проживание людей, вводится режим ограничения хозяйственной деятельности и проводится радиационный контроль.

Санпропускник - комплекс помещений, предназначенных для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала.

Саншлюз - помещение, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты.

Средство индивидуальной защиты (СИЗ) - средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.

Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.

Уровень контрольный - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение - электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.

Эффекты излучения  детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.

Эффекты излучения  стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.

Глава 2. Область применения

2. Нормы радиационной безопасности  НРБ-2000 (далее - Нормы) применяются  для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

stud24.ru


Смотрите также