Қазақстан Республикасы Үкiметiнiң 2017 жығы 17 ақпандағы № 71 қаулысымен бекітілген Қазақстан Республикасының Денсаулық сақтау министрлігі туралы ережесінің 16-тармағының 132-1) тармақшасына сәйкес БҰЙЫРАМЫН:

      1. Қоса беріліп отырған Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын гигиеналық нормативтер бекітілсін.

      2. "Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" гигиеналық нормативтерін бекіту туралы" Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрінің 2015 жылғы 27 ақпандағы № 155 бұйрығының (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 10671 болып тіркелген) күші жойылды деп танылсын.

      3. Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Санитариялық-эпидемиологиялық бақылау комитеті Қазақстан Республикасының заңнамасында белгіленген тәртіппен:

      1) осы бұйрықты Қазақстан Республикасы Әділет министрлігінде мемлекеттік тіркеуді;

      2) осы бұйрықты Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің интернет-ресурсында орналастыруды;

      3) осы бұйрық Қазақстан Республикасы Әділет министрлігінде мемлекеттік тіркелгеннен кейін он жұмыс күні ішінде Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Заң департаментіне осы тармақтың 1) және 2) тармақшаларында көзделген іс-шаралардың орындалуы туралы мәліметтерді ұсынуды қамтамасыз етсін.

      4. Осы бұйрықтың орындалуын бақылау жетекшілік ететін Қазақстан Республикасының Денсаулық сақтау вице-министріне жүктелсін.

      5. Осы бұйрық алғашқы ресми жарияланған күнінен кейін күнтізбелік он күн өткен соң қолданысқа енгізіледі.

Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын гигиеналық нормативтер

1-тарау. Жалпы ережелер

      1. Осы Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын гигиеналық нормативтер (бұдан әрі – нормативтер) Қазақстан Республикасы Үкiметiнiң 2017 жығы 17 ақпандағы № 71 қаулысымен бекітілген Қазақстан Республикасының Денсаулық сақтау министрлігі туралы ережесінің 16-тармағының 132-1) тармақшасына сәйкес әзірленген және радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын гигиеналық нормативтерді белгілейді.

      2. Осы нормативтерде мынадай ұғымдар пайдаланылды:

      1) иондаушы сәулелендiру – ортамен өзара әрекет кезiнде түрлi белгiлердегi иондар түзетiн, зарядталған, зарядталмаған бөлшектер мен фотондардан тұратын сәулелендiру;

      2) персонал – иондандырушы сәулелену көздерімен тұрақты немесе уақытша жұмыс істейтін (А тобы) немесе еңбек жағдайларына байланысты олардың әсер ету аясында болатын (Б тобы) жеке тұлғалар.

      3. Нормативтер адамға әсер ететін иондаушы сәулелену көздерінің (бұдан әрі – сәулелену көзі) мынадай түрлеріне:

      1) сәулеленудің техногендік көздерін қалыпты пайдалану жағдайында;

      2) радиациялық авария нәтижесінде;

      3) сәулеленудің табиғи көздерінде;

      4) медициналық сәулелену кезінде қолданылады.

      Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын нормативтер сәулеленудің әрбір түріне қалыптастырылған. Сәулеленудің барлық түрінің жиынтық дозасы радиациялық жағдайды және күтілетін медициналық зардаптарды бағалау, сондай-ақ қорғаныш іс-шаралары мен олардың тиімділігін бағалау үшін қолданылады.

      4. Нормативтер олармен жұмыс істеудің кез келген жағдайында туындайтын мынадай сәулелену көздерін:

      1) 10 микрозиверт (бұдан әрі – мкЗв) және одан кем тиімді жеке жылдық дозада;

      2) терідегі 50 миллизиверт (бұдан әрі – мЗв) және одан кем және көзбұршақтағы 15 мЗв және одан кем эквиваленттік жеке жылдық дозада;

      3) 1 адам-зиверт (бұдан әрі – адам-Зв) және одан кем тиімді ұжымдық жылдық дозада немесе 1 адам-Зв-тен асатын ұжымдық доза кезінде оңтайландыру қағидаты бойынша бағалау ұжымдық дозаны азайтудың орынсыздығын көрсететін;

      4) жердің үстіңгі бетіндегі ғарыштық сәулеленуге және іс жүзінде әсер ету мүмкін емес табиғи калийден туындайтын адамның ішкі сәулеленуін қоспағанда, осы нормативтердің 3-тармағында көрсетілген адамға әсер ететін сәулелену көздерінің түрлеріне қолданылады.

2-тарау. Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын нормативтер

      5. Оңтайландыру қағидатын іске асыру кезінде радиациялық қорғауға арналған шығыстарды негіздеу үшін 1 адам-Зв ұжымдық тиімді дозадағы сәулелену халық өмірінің жылының шамамен 1 адам-Зв шығынына тең әлеуетті шығынға әкеп соғады деп қабылданады. Өмір жылының 1 адам-Зв шығынының ақшалай эквивалентінің шамасы ұлттық табыстың 1 (бір) және одан артық жылдық бір адамға шаққандағы мөлшерінде белгіленеді.

      6. Стохастикалық әсерлердің пайда болуының жеке және ұжымдық өмірлік тәуекелі сәйкесінше формула бойынша анықталады: , мұнда r, R – сәйкесінше жеке және ұжымдық өмірлік тәуекел; Е – жеке тиімді доза; рi(Е)dЕ – i жеке адам үшін жылдық тиімді дозаны Е-ден Е+dЕ-ге дейiн алу ықтималдығы; rE – бiр стохастикалық әсерге толыққанды өмір кезеңінің ұзақтығын орташа 15 жылға қысқартудың өмірлік тәуекел коэффициенті (өлімге әкеліп соқтыратын қатерлі iсiктен, маңызды тұқым қуалайтын әсерлерден және өлімге әкеліп соқтыратын қатерлі iсiктiң салдарларына зияны бойынша алып келетін өлімге әкеліп соқтырмайтын қатерлі ісіктен), мынаған тең:

      1) өндірістік сәулелену үшін:

      rE = жылына Е < 200 миллизиверт (бұдан әрі – мЗв/жыл) болғанда 5,6×10-2 1/адам-Зв;

      rE = Е3 ≥ 200 мЗв/жыл болғанда 1,1×10-2 1/адам-Зв;

      2) халықтың сәулеленуі үшін:

      rE = Е < 200 мЗв/жыл болғанда 7,3×10-2 1/адам-Зв;

      rE = Е3 ≥ 200 мЗв/жыл болғанда 1,5×10-1 1/адам-Зв.

      7. Жыл бойы сәулелену кезінде радиациялық қауiпсiздiк мақсаттары үшін детерминделген әсерлерден ауыр салдарлардың пайда болуы нәтижесінде толыққанды өмір кезеңі ұзақтығының жеке қысқару тәуекелі консервативті түрде мынаған тең: ri,Д=Рi[D>Д], мұнда:

      Pi[D>Д] – i жеке адам үшін көзбен бір жыл бойы жұмыс істеген кезде Д-дан асатын дозамен сәулелену ықтималдығы; Д – детерминирленген әсер үшін ең төменгі шекті доза.

      8. Аз дозаларда сәулелену нәтижесінде денсаулыққа тиетін зиянды барынша толық бағалау үшін иондаушы сәулеленуге радио сезімталдықпен ерекшеленетін жекелеген ағзалар мен дене тіндерінің, сондай-ақ барлық организмнің толығымен сәулелену әсерлерін мөлшермен ескеретін радиациялық шығын ұғымы пайдаланылады. Жалпы қабылданған стохастикалық әсер тәуекелінің дозаға тәуелділігінің сызықтық ең төменгі шегі жоқ теориясына сәйкес тәуекел шамасы сәулелену дозасына пропорционал және осы нормативтерге 1-қосымшаға сәйкес дозамен радиациялық тәуекелдің сызықтық коэффициенттері арқылы байланысады.

      Персонал мен халық дозаларының шегін белгілеу үшін қолданылатын тәуекел коэффициентінің орташа есеппен алынған шамасы 0,05 Зв-1-ке тең қабылданған.

      Ядролық, радиациялық және электрофизикалық қондырғыларды қалыпты пайдалану жағдайларында техногенді сәулелену дозаларының шектері жыл бойы жеке өмірлік тәуекелдің мынадай мәніне қарай белгіленеді: персонал үшін 1,0×10-3, халық үшін 5,0×10-5.

      Елеусіз аз тәуекел деңгейі 10-6 құрайды.

      Әлеуетті сәулелену көздерінен қорғануды негіздеу үшін жыл бойы мынадай жинақталған тәуекел мәндері қабылданады (сәулеленуге әкелетін оқиға ықтималдығының сәулеленумен байланысты өлім ықтималдығына көбейту): персонал үшін 2,0×10-4, жыл-1, халық үшін 1,0×10-5, жыл-1.

      9. Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын нормативтердің орындалуын бақылау осы нормативтерге 2-қосымшаға сәйкес жүзеге асырылады.

1-параграф. Бақыланатын жағдайларда техногендік сәулеленуді шектеуге қойылатын нормативтер

      10. Сәулеленуге шалдығатын адамдар санаты үшін (халық, А және Б топтары персоналы) нормативтердің үш сыныбы белгіленеді:

      1) осы нормативтерге 3-қосымшада келтірілген дозалардың негізгі шектері (бұдан әрі – ДШ);

      2) дозалардың негiзгi шегінен туындайтын монофакторлық әсердің рұқсат етiлетiн деңгейлері (бір радионуклид үшін, түсу жолдары немесе сыртқы сәулеленудің бір түрі): жылдық түсім шегі (бұдан әрі – ЖТШ), рұқсат етілген орташа жылдық көлемді белсенділік (бұдан әрі – РЕКБ), орташа жылдық үлестік белсенділік (бұдан әрі – РЕҮБ), эквивалентті доза қуаты (бұдан әрі – ЭДҚ);

      3) бақыланатын деңгейлер (дозалар, деңгейлері, белсенділігі, ағындар тығыздығы). Олардың мәндері ұйымдардағы қол жеткізілген радиациялық қауiпсiздiк деңгейін ескереді және радиациялық әсер рұқсат етілген деңгейден төмен болатын жағдайларды қамтамасыз етеді.

      11. Дозалардың негiзгi сәулелену шектеріне табиғи және медициналық сәулелену дозалары, сондай-ақ радиациялық авария салдарларының дозалары кірмейді. Сәулеленудің бұл түрлеріне арнайы шектеулер белгіленеді.

      12. Персонал үшін тиімді доза еңбек қызметі кезеңі ішінде (50 жыл) 1000 мЗв және одан кем, халық үшін өмір бойы (70 жыл) 70 мЗв және одан кем кем мЗв-ті құрайды.

      13. Техногендік сәулелену көздерін қалыпты пайдалану есебінен персоналдың жылдық тиімді сәулелену дозасы осы нормативтердің 10-тармағының 1) тармақшасында белгіленген дозалар шектеріне сәйкес келеді.

      Жылдық тиімді доза дегеніміз күнтізбелік жыл ішінде алынған сыртқы сәулеленудің тиімді дозасының және осы жыл ішінде радионуклидтердің организмге түсуі себепші болған ішкі сәулеленудің күтілетін тиімді дозасының жиынтығы.

      14. Осы нормативтердің 6-параграфында айқындалған радионуклидтердің монофакторлық түсуінің стандартты жағдайларында радионуклидтердің тыныс алу ағзалары арқылы жылдық түсуі және тыныс алатын ауадағы олардың орташа жылдық көлемді белсенділігі осы нормативтердің 68 және 69-тармақтарында келтірілген ЖТШ және РЕКБ сандық мәндеріне сәйкес келеді, мұнда дозалар шегі персонал үшін жылына 20 мЗв және халық үшін жылына 1 мЗв тең деп алынған.

      Стандарттық емес жағдайларда РЕҮБ рұқсат етілген деңгейлері, орташа жылдық персонал РЕКБ және радон эквивалентті тепе-тең көлемдік белсенділік (бұдан әрі – ЭТКБ) персоналдың радиациялық қауіпті аймақта болу уақытын есепке ала отырып есептеу жолымен айқындалады.

      15. А тобы персоналы үшін радон изотоптарының (Pn-222 – Rn-220) – Po-218 (RaA), Pb-214 (RaB), Bi-214 (RaC), Pb-212 (ThB), Bi-212 (ThC) еншілес өнімдерінің ЖТШ және РЕКБ мәндері эквивалентті тепе-тең белсенділік (ЖТШ үшін) және эквивалентті тепе-тең көлемді белсенділік (РЕКБ үшін) бірліктерде мынаны құрайды: ЖТШ: 0,10 ПRaA + 0,52 ПRaB + 0,38 ПRaC = 3,0 МБк;

      0,91ПThB + 0,09ПThC = 0,68 МБк;

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

      0,91АThB + 0,09АThC = 270 Бкм/м3, мұнда Пi мен Аi – тиісті радон изотоптарының еншілес өнімдерінің тыныс алу аймағындағы жылдық түсуі және орташа жылдық көлемді белсенділігі.

      16. Сәулелену көздерімен жұмыс істейтін 45 жасқа дейінгі әйелдер үшін қосымша шектеулер енгізіледі: іштің төменгі бөлігінің бетіндегі эквивалентті доза айына 1 мЗв және одан кем кем мЗв-ті құрайды, ал радионуклидтердің организмге түсуі бір жыл ішінде персонал үшін ЖТШ 1/20 және одан кемді құрайды.

      Ұйымның әкімшілігі жүктілік дерегі туралы ақпарат алған күннен бастап жүкті әйелді жүктілік және бала емізу кезеңінде иондаушы сәулелену көзімен байланысты емес жұмысқа ауыстырады.

      17. Сәулелену көздерін пайдалана отырып кәсіптік оқытудан өтетін студенттер мен 16 жастан асқан оқушылар үшін жылдық доза Б тобы персоналы үшін белгіленген мәндеріне сәйкес келеді.

      18. Аварияны жою немесе болдырмау кезінде тек адамдарды құтқару және (немесе) олардың сәулеленуін болдырмау қажеттілігі болған кезде ғана А тобының персоналы белгіленген дозалар шегінен (осы нормативтердің 10-тармағының 1) тармақшасында келтірілген) жоспарлы жоғары сәулеленуге ұшырайды. 30 жастан асқан ер адамдар тек ерікті түрде жазбаша келісімімен, сәулеленудің ықтимал дозасы және адам денсаулығына тигізетін тәуекелі туралы хабардар болғаннан кейін ғана, жоспарланатын жоғары сәулеленуге ұшырайды.

      19. Жылына 100 мЗв-ге дейін тиімді дозада және осы нормативтердің 10-тармағының 1) тармақшасында келтірілген екі еселік және одан кем мәндерден эквивалентті дозаларда жоспарланатын жоғары сәулеленуге (облыстық деңгейдегі, республикалық маңызы бар қалалардың, астананың) халықтың санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы мемлекеттік органның аумақтық бөлімшесімен келісіледі, жылына 200 мЗв-ке дейін тиімді дозада және эквивалентті дозаның төрт еселік мәндерін халықтың санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы мемлекеттік органмен келісіледі.

      20. Мыналар үшін:

      1) тиісті дозаның шектерінен (осы нормативтердің 10-тармағының 1) тармақшасында келтірілген) төрт есе асатын эквивалентті дозамен немесе 200 мЗв тиімді дозасымен жоспарланған жоғары сәулеленген немесе авария нәтижесінде жыл бойы бұрын сәулеленген жұмыскерлер;

      2) сәулелену көздерімен жұмыс істеу үшін медициналық қарсы көрсетілімдері бар адамдар жоғары сәулеленуге ұшырамайды.

      21. Жыл бойы 100 мЗв-тен асатын тиімді дозадағы сәулеленуге ұшыраған адамдар одан арғы жұмысында жыл бойы 20 мЗв-тен асатын дозада сәулеленуге ұшырамайды.

      Жыл бойы 200 мЗв-тен жоғары тиімді дозамен сәулелену әлеуетті қауiптi ретінде қаралады. Осындай сәулеленуге ұшыраған адамдар дереу сәулелену аймағынан шығарылады және медициналық тексерілуге жіберіледі. Кейіннен сәулелену көздерімен жұмыс істеу туралы мәселе бұл адамдарға құзыретті медициналық комиссияның шешiмi бойынша олардың келісімі ескеріле отырып, жеке тәртіппен қаралады.

      22. Радиоактивтік ластанған аумақтарда жүзеге асырылатын авариялық, құтқару және осыған ұқсас жұмыстарды жүргізу үшін тартылатын персоналға жатпайтын адамдар А тобының персоналы ретінде ресімделеді және жұмысқа кіріседі.

2-параграф. Өндiрiстік жағдайларда табиғи сәулеленуден қорғауға қойылатын нормативтер

      23. Персоналды қоса алғанда барлық жұмыскерлердің табиғи сәулелену көздерімен сәулеленудің тиімді дозасы (кез келген кәсіптер мен өндірістер) өндiрiстік жағдайларда жылына 5 мЗв және одан кем мЗв-ті құрайды.

      24. Жұмыс ұзақтығы жылына 2000 сағат (бұдан әрі – сағ/жыл), тыныс алудың орташа жылдамдығы сағатына 1,2 текше метр (бұдан әрі – м3/сағ) және өндірістік шаңдағы уран және торий қатары радионуклидтерінің радиоактивтік тепе-теңдігі болғанда, монофакторлық әсер кезінде жыл бойы тиімді доза қуаты 5 мЗв сәйкес келетін жыл бойғы радиациялық факторлардың орташа мәндері мынаны құрайды:

      1) жұмыс орнындағы гамма-сәуленің тиімді дозасының қуаты сағатына 2,5 микрозиверт (бұдан әрі – мкЗв/сағ);

      2) тыныс алу аймағы ауасындағы ЭТКБRn – текше метрге 310 беккерель (бұдан әрі – Бк/м3);

      3) тыныс алу аймағы ауасындағы ЭТКБTh – 68 Бк/м3;

      4) килограммға 40/f килобеккерель (бұдан әрі – кБк/кг) өз қатарының мүшелерімен бірге радиоактивті тепе-теңдікте болатын U-238-дiң өндiрiстiк шаңдағы үлестік белсенділігі, мұнда f – тыныс алу аймағы ауасының орташа жылдық жалпы шаңдануы, мг/м3;

      5) өз қатарының мүшелерімен бірге радиоактивті тепе-теңдікте болатын Th-238-дiң өндiрiстiк шаңдағы үлестік белсенділігі, 27/f, кБк/кг.

      Монофакторлық әсер ету кезінде көрсетілген мәндерге әсер ету факторлары қатынасының жиынтығы 1 және одан кемді құрайды.

      25. Өндірістік мақсаттағы ғимараттар мен құрылыстар салынатын аумақтағы учаскелерді таңдау кезінде гамма-фоны 0,6 мкЗв/сағ және одан кем мкЗв/сағ, ал радон ағымының тығыздығы топырақ бетінен секундына шаршы метріне 250 миллибеккерель (бұдан әрі – мБк/(м2×с)) және одан кем учаскелер бөлінеді.

      26. Ғарыштық сәулеленудің ұшақ экипаждарына әсерлері өндірістік жағдайлардағы табиғи сәулелену ретінде нормаланады және жылына 5 мЗв және одан кем мЗв-ті құрайды.

3-параграф. Қалыпты жағдайларда халықтың техногендік және табиғи сәулеленуін шектеуге қойылатын нормативтер

      27. Тамақ өнімдеріндегі, ауыз судағы және атмосфералық ауадағы халықтың 1 мЗв/жыл тең техногендік сәулелену дозасының шегіне және осы шек квоталарына сәйкес келетін радионуклидтердің рұқсат етілген мәндері тамақтану рационы мен ауыз су құрамдауыштары бойынша олардың таралуын есепке ала отырып, сондай-ақ радионуклидтердің тыныс алу ағзалары арқылы түсуін және адамдардың сыртқы сәулеленуін есепке ала отырып радионуклидтердің ас қорыту ағзалары арқылы түсуі кезінде дозалық коэффициенттер мәндері негізінде есептеледі. Халықтың критикалық тобы үшін дозалық коэффициенттер мәндері, тыныс алу ағзалары арқылы РЕКБ және ЖТШ және тамақ қорыту ағзалары арқылы ЖТШ осы нормативтерге 4-қосымшада келтірілген.

      28. Жаңа тұрғын және қоғамдық мақсаттағы ғимараттарды жобалағанда үй-жайлар ауасындағы радон мен торонның еншілес өнiмдерiнің орташа жылдық эквивалентті тепе-тең көлемдік белсенділігі ЭТКБRn+4,6×ЭТКБTn 100 Бк/м3 және одан кем Бк/м3 құрайды, ал гамма-сәуленің тиімді дозасының қуаты ашық жердегі доза қуатынан 0,2 мкЗв/cағ және одан кем мкЗв/cағ құрайтын болып көзделеді.

      29. Пайдаланылып жүрген ғимараттарда тұрғын үй-жайлар ауасындағы радон мен торонның еншілес өнiмдерiнің орташа жылдық эквивалентті тепе-тең көлемдік белсенділігі ЭТКБRn+4,6×ЭТКБTn 200 Бк/м3 және одан кем Бк/м3 құрайды. Көлемді белсенділіктің барынша жоғары мәндері болғанда радонның үй-жай ауасына түсуін төмендетуге және үй-жайды желдетуді жақсартуға бағытталған қорғаныш іс-шаралары жүргізіледі. Егер үй-жайлардағы гамма-сәуленің тиімді дозасының қуаты ашық жердегі дозаның қуатынан 0,2 мкЗв/сағ жоғары болса қорғаныш іс-шаралары жүргізіледі.

      30. Тұрғын үйлер мен әлеуметтiк-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттар құрылысына аумақтардың учаскелерiн таңдау кезiнде гамма-фоны 0,3 мкЗв/сағ аспайтын және топырақ бетінен радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м2 × с) және одан кемін құрайтын учаскелер бөлiнедi.

      31. Кен орындарында өндiрілетiн немесе өнеркәсіптің жанама өнімдері болып табылатын құрылыс материалдарындағы (шағыл тас, қиыршық тас, құм, бут және араланған тас, цемент және кiрпiш шикізаттары және осыған ұқсас құрылыс материалдары) табиғи радионуклидтердің, сондай-ақ құрылыс материалдарын дайындауға пайдаланылатын өнеркәсіп өндірісінің қалдықтары (күл, шлактар және осыған ұқсас өнеркәсіп өндірісінің қалдықтары) және дайын өнімнің тиімді үлестік белсенділігі (бұдан әрі – Атиім) мынадан аспайды:

      1) салынып және қайта жаңартылып жатқан тұрғын және қоғамдық ғимараттарда пайдаланылатын материалдар үшін (І сынып): Атиім=АRa+1,3ATh+0,09AK ≤ 370Бк/кг, мұнда АRa және АTh – уран және торий қатарындағы басқа мүшелермен радиоактивтік тепе-теңдіктегі Rа-226 және Th-232 үлестік белсенділігі, АK – К-40 үлестік белсенділігі (Бк/кг);

      2) елдi мекендер аумақтары мен перспективалы құрылыс аймақтарында жол құрылысында пайдаланылатын материалдар үшін. Тұрғын, қоғамдық және өндірістік ғимараттардың сыртын өңдеу үшін, бұрқақтар, мәдени және осыған ұқсас құрылыстар үшін оларды пайдаланудың жоспарланған түрі кезінде күтілетін жеке жылдық тиімді сәулелену дозасы 10 мкЗв және одан кем, ал жылдық ұжымдық доза 1 адам-Зв және одан кем болатын жағдайларда. Тұрғын және қоғамдық ғимараттарды, балалар, жасөспірімдер, медицина ұйымдарын салу және ішін әрлеу үшін пайдаланылмайды (ІІ сынып): Атиім ≤ 740 Бк/кг;

      3) елдi мекендерден тыс жердегі жол құрылысында қолданылатын материалдар үшін (ІІІ сынып): Атиім ≤ 1500 Бк/кг;

      4) 1,5 кБк/кг < Атиім < 4,0 кБк/кг болғанда (IV сынып) материалдарды пайдалану туралы мәселе әрбір жеке жағдайда бөлек санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылық саласындағы мемлекеттік органның аумақтық бөлімшесінің келісімі бойынша шешіледі.

      Атиім > 4,0 кБк/кг болғанда материалдарды құрылысқа пайланылмайды.

      32. Радиациялық қауіпсіздік көрсеткіштері бойынша ауыз су мақсаты үшін суды пайдалануға жарамдылығына рұқсат берілуін алдын ала бағалау үлестік жиынтық альфа-белсенділік (Аa) және бета-белсенділік (Ab) бойынша беріледі. 0,2 және 1,0 Бк/кг төмен Аa және Ab мәндері кезінде тиісінше суды одан әрі зерттеу міндетті болып табылмайды. Көрсетілген деңгейлерден асқан жағдайда судағы радионуклидтер құрамына талдау жүргізіледі. Егер суда бірнеше табиғи және техногенді радионуклидтер болса, мына шарттар орындалады: , мұнда Аi – судағы i радионуклидтің үлестік белсенділігі, Бк/кг;

      АДі – осы нормативтердің 70-тармағы бойынша тиісті араласу деңгейлері (АД) сәйкес болса, Бк/кг, онда ауыз судың радиоактивтілігін төмендету бойынша іс-шаралар міндетті болып табылмайды.

      Көрсетілген шарттар орындалмаған кезде ауыз судағы радионуклидтердің құрамын төмендету жөніндегі қорғау іс-шаралары оңтайландыру қағидатын ескере отырып жүзеге асырылады.

      33. Ауыз судағы Rn-222 есебінен адамдардың қиын жолмен сәулеленуі радонның үй-жай ауасына өтуі және радонның еншілес өнімдерінің организмге кейіннен ингаляциялық түсуі болып табылады. Ауыз судағы Rn-222 үшін араласу деңгейі 60 Бк/кг құрайды. Орталықтандырылмаған сумен жабдықтау кезінде жер асты көздерінің ауыз суындағы Rn-222 үлестік белсенділігі анықталады.

      Суда H-3, C-14, I-131, Pb-210, Ra-228, Th-232 (әлеуетті қауіптілік бойынша І және ІІ радиациялық объектілердің байқау аймақтарында) болуы мүмкін болған жағдайда бұл радионуклидтердің судағы үлестік белсенділігі анықталады.

      34. Тамақ өнімдерін, сондай-ақ қолдануға дайын жеміс-жидектерден, көкөністерден, жидектерден жасалған тамақ өнімдері (консервіленген көкөністер, саңырауқұлақтар, қайнатпа, джем, сироп, концентраттар, сусындар, шырындар) санитариялық-эпидемиологиялық сараптамадан өткізу және халықтың сәулеленуін шектеу осы нормативтерге 5-қосымшаға сәйкес Cs-137 және Sr-90 радионуклидтердің рұқсат етілген деңгейлері болуын регламенттеу жолымен жүзеге асырылады.

      35. Шайдағы (қара, көк, тақта шай) радионуклидтер Cs-137 бойынша – 400 Бк/кг және одан кем Бк/кг, Sr-90 бойынша – 200 Бк/кг және одан кем Бк/кг құрайды.

      36. Кофедегі (дәнді, ұнтақ, еритін) радионуклидтер Cs-137 бойынша – 300 Бк/кг және одан кем Бк/кг, стронций 90 бойынша – 100 Бк/кг және одан кем Бк/кг құрайды.

      37. Өсімдік негізіндегі, оның ішінде гүл тозаңы (құрғақ шай), сұйық (эликсирлер, бальзамдар, тұнбалар) ББҚ-дағы радионуклидтер Cs-137 бойынша – 200 Бк/кг және одан кем Бк/кг, Sr-90 бойынша – 100 Бк/кг және одан кем Бк/кг құрайды.

      38. Дәрілік өсімдіктердегі (шөптер, қабық, тамыр сабақ, жемістері) радионуклидтер Cs-137 бойынша – 400 Бк/кг және одан кем Бк/кг, Sr-90 бойынша – 200 Бк/кг және одан кем Бк/кг құрайды.

      39. Темекідегі және темекі бұйымдарындағы радионуклидтер Cs-137 бойынша – 120 Бк/кг және одан кем Бк/кг, Sr-90 бойынша – 50 Бк/кг және одан кем Бк/кг құрайды.

      40. Қатты отынның (көмірдің) радиоактивтілігін бағалау:

      1) гамма-сәуле дозалары қуатының көрсеткіштерін және учаскенің біртектілігін айқындауды қамтиды. Кен орындары (жер қабаты) учаскелері гамма-сәуленің эквивалентті дозасы қуатының мәні барлық бетте 30 % аспайтын айырмашылықта болғанда біртекті болып саналады;

      2) көмір мен күлдің табиғи радионуклидтерінің үлестік белсенділігін.

      Қатты отынның радиоактивтілігін алдын ала бағалау кен орнын барлау немесе ашық карьер немесе ұңғыма кенжарындағы жер қабаты үшін аумақтың беткі қабатын түсіру сатысында жүргізіледі.

      Жылдық жеке тиімді доза 10 мкЗв және одан кем Бк/кг, ал ұжымдық жылдық тиімді доза 1 адам-Зв және одан кем Бк/кг құрайды.

      Шектеулер жүйесін және отынды қауіпсіз пайдалану түрін белгілеу табиғи радионуклидтердің үлестік белсенділігін талдау негізінде жүргізіледі. Уран (радий) және торий радионуклидтерінің үлестік белсенділігінің ең төменгі мәнді үлестік белсенділікке (Скөмір) қатынасының қосындысы мына формула бойынша айқындалады: Скөмір=AU(Ra)/1000+ATh/1000, мұнда АU(Ra) АTh – уран және торий қатарындағы басқа мүшелермен радиоактивті тепе-теңдікте болатын үлестік белсенділік U (Rа-226), Тһ-232, тиісінше БК/кг.

      1000 – табиғи уран мен торийдің маңыздылығы ең аз үлесті белсенділік (МАҮБ), Бк/кг.

      Скөмір мәніне байланысты көмірдің радиациялық қауіптілік сыныбы осы нормативтерге 6-қосымшаға сәйкес белгіленеді.

      41. Қатты отынды өндіру бойынша жер қойнауын пайдаланатын объектіге жер учаскесін бөлу кезінде және халық қатты отынды пайдаланған кезде Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрінің 2020 жылғы 30 желтоқсандағы № ҚР ДСМ-334/2020 бұйрығымен бекітілген Санитариялық-эпидемиологиялық сараптама жүргізу қағидаларына (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізімінде № 22007 болып тіркелген) (бұдан әрі – № ҚР ДСМ-334/2020 бұйрығы) сәйкес санитариялық-эпидемиологиялық сараптамадан өтеді және табиғи радиациялық аядан сәулелену дозаларының шегі (бастапқы деректер) көрсетілетін нәтиже алынады.

      Дозалардың белгіленген шегі радиациялық мониторинг жүргізу кезінде, рекультивациялық жұмыстар кезінде және осы жерлерді халықтық-шаруашылық алқаптарына беру кезінде табиғи және техногендік сәулелену көздерінің әсерінен жеке қорғаныш құралдарынсыз адам өмір сүретін ортаның қауіпсіздігінің өлшемі болып табылады.

      42. Күлдің радиациялық қауіптілік сыныбын және оны құрылыс материалы ретінде қауіпсіз пайдалану түрін белгілеу үлесті тиімді белсенділік көрсеткіші бойынша осы нормативтерге 7-қосымшаға сәйкес жүзеге асырылады.

      Отынды жағу кезінде қалыптасатын күлдің үлесті тиімді белсенділігін бағалау және болжау көмірді радиациялық сынау нәтижелері бойынша жүргізіледі және мына формула бойынша айқындалады: Акүлтиімд.болж.=Акөміртиімді×КК+∆көмір, мұнда Акөміртиімді – көмір сынамасындағы табиғи радионуклидтердің үлесті тиімді белсенділігі; Dкөмір – айқындаудың абсолютті қателігі Акүлтиімд.

      Кк – күлдегі радионуклидтер концентрация коэффициенті, мына формула бойынша айқындалады: КК=100% / Аd, мұнда Аd – көмірден күл алу, %;

      Үлесті белсенділіктің мәніне байланысты радиациялық қауіптілік сыныбы және пайдалану түрі белгіленеді.

      43. Мұнай және мұнай-су суспензияларын барлау, өндіру, тасымалдау және қайта өңдеу технологиясы технологиялық жабдықтардың және қоршаған орта объектілерінің табиғи радионуклидтармен осы нормативтерде көзделген деңгейлерден жоғары ластану мүмкіндігін болдырмайды.

      Мұнайда табиғи радионуклидтер су үшін 10 араласу деңгейінен (АД) артық емес көлемде болған кезде (осы нормативтердің 70-тармағы) ол шектеусіз пайдаланылады. Су үшін 10 араласу деңгейінен артық радионуклидтер болған кезде мұнайды тек оны көрсетілген шамаға дейін (10 АД) тазартқаннан кейін ғана қайта өңдеуге жатады.

      44. Мұнай өнімдерін өндіру үдерісінде мұнайлы-газды жиекке айдалатын жер қабаты суындағы табиғи радионуклидтердің құрамы нормаланбайды. Оларды су ағатын жиекке айдағанда немесе жергілікті жердің бедеріне төккенде олардағы табиғи радионуклидтер концентрациясы (ЕРН) су үшін 10 АД және одан кем АД құрайды.

      45. Минералды тыңайтқыштардағы және агрохимикаттардағы табиғи радионуклидтердің үлесті белсенділігі мынадан құрайды: AU+1,5∙ATh≤1,0кБк/кг, мұнда:

      Аu және АTh – уран және торий қатарындағы басқа мүшелермен радиоактивті тепе-теңдіктегі тиісінше U-238 (Ra-226) және Th-232 (Th-228) үлесті белсенділігі.

      Минералды тыңайтқыштардағы және агрохимикаттардағы К-40 рұқсат етілген құрамы белгіленбейді. Құрамында К-40 бар материалдармен жұмыс істегенде 23 және 24-тармақтарда белгіленген табиғи сәулелену көздер есебінен халықтың сәулеленуін шектеу бойынша талаптары сақталады.

      46. Фосфор тыңайтқыштардағы және мелиоранттардағы табиғи радионуклидтердің үлесті белсенділігі мынадан құрайды: AU+1,5∙ATh≤4,0кБк/кг, мұнда АU және АTh – тиісінше уран және торий қатарының басқа мүшелерімен радиоактивті тепе-теңдіктегі U-238 (Ra-226) және Th-232 (Th-228) үлесті белсенділігі.

      47. Халықтың және ұйымдар жұмыскерлерінің радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз ету және құрамында табиғи радионуклидтер көп материалдармен (бокситтер, отқа төзімді саз, шамот, магнезит, жылтыратын ұнтақтар, отқа төзімді құрам (цирконий, рути, тантал, молибден және вольфрам концентраты, бадделиет және осыған ұқсас); сирек металды және сирек кездесетін компоненттері бар легрлеуші қоспалар (скандий, иттрий, лантан, церий және осыған ұқсас) жұмыс жасағанда радиациялық бақылау түрлерін және көлемін жоспарлау үшін мынадай сыныптама енгізіледі:

      1) I сынып: Атиім. ≤ 740 Бк/кг;

      2) II сынып: 0,74 < Aтиім. ≤ 1,5 кБк/кг;

      3) III сынып: 1,5 < Aтиім. ≤ 4,0 кБк/кг;

      4) IV сынып: Атиім. ≥ 4,0 кБк/кг.

      48. Өндірістік жағдайларда І сыныптағы материалдарымен жұмыс істеу қандай да бір шектеулерсіз жүзеге асырылады. Құрылыста 4-сыныптағы материалдар пайдаланылмайды.

      II, III және IV сыныптағы материалдармен жұмыс істеу кезіндегі радиациялық қауіпсіздік № ҚР ДСМ-334/2020 бұйрығына сәйкес санитариялық-эпидемиологиялық сараптама (гигиеналық бағалау) нәтижелері бойынша қамтамасыз етіледі.

      49. Ұйым құрылыс материалдары, минералдық тыңайтқыштар, мелиоранттар мен отын-энергетикалық шикізатының кен орындарын игеру басталғанға дейін № ҚР ДСМ-334/2020 бұйрығына сәйкес санитариялық-эпидемиологиялық сараптамадан (гигиеналық бағалаудан) өтеді және оның радиациялық қауіптілік дәрежесі мен қауіпсіз пайдалану жағдайы туралы нәтижесін алады.

4-параграф. Медициналық сәулеленуді шектеу бойынша норматив

      50. Медициналық сәулелену кезінде пациенттерді радиациялық қорғау барынша аз сәулелену деңгейлерінде тиісті медициналық емшаралардан пайдалы диагностикалық ақпарат және (немесе) терапиялық әсер алу қажеттілігіне негізделеді (сәулелік терапия үшін бұл талап дені сау, әдейі сәулелеуге ұшырамайтын ағзалар мен тіндерге қатысты). Пациенттерді радиациялық қорғауды қамтамасыз ету үшін медициналық емшараларды тағайындауды негіздеу және пациенттерді қорғауды оңтайландыру принциптері қолданылады. Іс жүзінде дені сау адамдарға профилактикалық медициналық рентгенологиялық зерттеулер және ғылыми зерттеулер жүргізген кезде осы адамдардың жылдық тиімді сәулелену дозасы 1 мЗв және кем мЗв құрайды.

      51. Пациенттерге (ауыр науқастарға, балаларға) рентгендік-радиологиялық емшараларды орындау кезінде қолдау көрсететін адамдар (рентгендік-радиологиялық бөлімшелердің персоналы емес) жылына 5 мЗв-тен аспайтын дозада сәулеленуге ұшырамайды. Осындай талаптар радионуклидтік терапия немесе жабық көздерді имплантациялау арқылы брахитерапия курсынан өткен және клиникадан шыққан пациенттермен бірге тұратын ересек адамдардың радиациялық қауіпсіздігіне қойылады. Радионуклидтік терапия немесе брахитерапиядан кейін емханадан шыққан пациенттермен байланыста болатын қалған ересек адамдар, сондай-ақ балалар үшін дозаның шегі жылына 1 мЗв құрайды.

      52. Радионуклидтік терапия немесе жабық көздерді имплантациялау арқылы брахитерапия курсынан өтетін пациенттер денеден шығатын гамма-сәуле деңгейі осы нормативтердің 51-тармағының талаптарын қанағаттандыратын жағдайда клиникадан шығарылады. Радионуклид терапиясынан кейін денеге радионуклидтердің енгізілген немесе қалдық белсенділігі немесе пациент денесіне жанындағы ауадағы дозаның өлшенген қуаты осы нормативтерге 8-қосымшада келтірілген тиісті мәндерден төмен болғанда пациенттер шығарылады. Пациенттерге шығару алдында олар байланысқа түсетін отбасы мүшелерін және басқа да адамдарды сәулеленуден қорғау үшін қабылдауы тиіс сақтық шараларына қатысты ауызша және жазбаша нұсқаулар беріледі. Осындай талаптар пациенттерді амбулаториялық емдеу режіміне де қойылады.

      53. Организмінде радионуклидті энергия көзі бар кардиостимулятор бар пациент қайтыс болған жағдайда, дененің кремациясы көзді алғаннан кейін жүргізіледі.

      54. Иондаушы сәулелену көздерімен байланысты емшараларды жоспарлау және жүргізу кезінде медицина ұйымында медициналық сәулеленуге ұшырайтын барлық адамдардың дозалары айқындалады және тіркеледі.

5-параграф. Радиациялық авария жағдайларында халықтың сәулеленуін шектеу бойынша норматив

      55. Егер көзделетін сәулелену дозасы қысқа мерзім (2 тәулік (бұдан әрі – тәул.) ішінде олардан жоғарылаған кезде детерминацияланған әсерлер мүмкін болатын деңгейлерге жететін болса қорғаныш іс-шаралары жүргізіледі (осы нормативтерге 9-қосымша).

      56. Өмірінде созылмалы сәулелену әсерін алғанда қорғаныш іс-шаралары қажет, ауыр детерминделген қаупін тудыратын, созылмалы сәулелену жылдық сіңірілген доза деңгейінен асатын болса осы нормативтерге 10-қосымшада келтірілген.

      57. Тұрғындарды уақытша көшіруге арналған араласу деңгейлері мынаны құрайды: уақытша көшірудің басы үшін – айына 30 мЗв, уақытша көшіруді аяқтау үшін айына 10 мЗв. Егер бiр ай ішінде жиналатын доза жыл бойы көрсетiлген деңгейлерден жоғары болатыны болжанатын болса, халықты тұрақты мекенжайға көшiру туралы мәселе шешіледі.

      58. Радиацияға қарсы араласу жүргізілген кезде доза шектері (осы нормативтердің 10-тармағының 1) тармақшасы) пайданылмайды.

      59. Ауқымды аумақтың радиоактивті ластануына алып келген авариялар кезінде радиациялық жағдайды бақылау және болжау негізінде радиациялық авария аймағы белгіленеді. Радиациялық авария аймағында радиациялық жағдайға бақылау жүргізіледі және халықтың сәулелену деңгейін төмендету жөніндегі іс-шаралар жүзеге асырылады.

      60. Аумақтың радиоактивті ластануымен ірі радиациялық авария кезінде халықты қорғау шаралары туралы шешімдер қабылдауға арналған өлшемшарттар қорғау іс-шарасымен алдын алатын болжамды дозаны және ластану деңгейлерін осы нормативтерге 11-қосымшада келтірілген А және Б деңгейлерімен салыстыру негізінде жүргізіледі. Ластанған өнімдер мен суды тұтынуды шектеу туралы шешімдер қабылдауға арналған өлшемшарттар осы нормативтерге 12 және 13-қосымшаларда келтірілген.

      61. Стохастикалық әсерлердің қаупін төмендету мақсатында авариялық сәулелену жағдайларында қабылданатын қорғау іс-қимылдары және ден қою шаралары үшін ден қоюдың жалпы өлшемшарттары осы нормативтерге 14-қосымшада келтірілген.

      62. Авариялық қызметкерлерге арналған сәулелену дозаларының деңгейлері осы нормативтерге 15-қосымшада келтірілген.

      63. Ауқымды аумақтың ұзақ мерзімдік радионуклидтермен ластануына алып келген радиациялық авариядан кейінгі кезеңдерінде қорғау іс-шаралары туралы шешімдер қалыптасқан радиациялық жағдайды және нақты әлеуметтік-экономикалық жағдайды ескере отырып қабылданады.

      64. Ластанған аумақтардағы араласу нормативтері осы нормативтерге 16-қосымшада келтірілген.

6-параграф. Иондаушы сәулелену көздерін қалыпты пайдалану жағдайларында радиациялық әсердің рұқсат етілген деңгейлерінің мәндері

      65. Сәулеленетін адамдардың әрбір санаты үшін осы сәулелену жолдары үшін радиациялық әсер етудің рұқсат етілген деңгейінің мәні бір жыл ішінде осы бір ғана сәулелену факторының әсер етуінің деңгейі көрсетілгенде дозаның мәні осы нормативтердің 10-тармағының 1) тармақшасында көрсетілген дозаның тиісті жылдық шегінің шамасына (бес жыл ішінде орташаланған) тең болатындай етіп айқындалған.

      66. Барлық сәулелену жолдары үшін рұқсат етілген деңгейлер мәндері мынадай параметрлермен:

      1) күнтізбелік жыл бойы радионуклид организмге түсетін жұтатын ауаның көлемімен V;

      2) күнтізбелік жыл iшiндегі сәулелену уақытымен t;

      3) иондаушы сәулелену ағындарымен сыртқы сәулелену геометриясымен сипатталатын стандартты жағдайлар үшін айқындалған.

      Персонал үшін стандартты параметрлердің мына мәндерi белгіленген: жылына Vперс = 2,4×103 м3; жылына tперс = 1700 cағ.; Мперс = 0. Тұрғындар үшiн стандартты параметрлердің мына мәндерi белгіленген: жылына tтұрғындар = 8800 cағат; жылына ересектер үшін Мтұрғындар = 730 кг. Жұтатын ауаның жылдық көлемі жасқа байланысты белгіленген. Деммен жұтатын ауаның жылдық көлемі жасқа байланысты белгілен және мынаны құрайды:

      1) V = 1000 м3/жыл – "1 жасқа дейінгі нәрестелер" жас тобы үшін;

      2) V = 1900 м3/жыл – "1-2 жастағы балалар" жас тобы үшін;

      3) V = 3200 м3/жыл – "2-7 жастағы балалар" жас тобы үшін;

      4) V = 5200 м3/жыл – "7-12 жастағы балалар" жас тобы үшін;

      5) V = 7300 м3/жыл – "12-17 жастағы балалар" жас тобы үшін;

      6) V = 8100 м3/жыл – "ересектер (17 жастан асқан)" жас тобы үшін.

      67. Радионуклидтердің радиоактивті аэрозольдер түріндегі тыныс алу ағзалары арқылы түсуін нормалау мақсатында олардың химиялық қосылыстары радионуклидтің өкпеден қанға ауысу жылдамдығына байланысты үш типке бөлінеді:

      1) "М" типі (баяу еритін қосылыстар): осы типке жатқызылған заттар өкпеде еріген кезде 0,0001 тәул.-1 жылдамдықпен қанға түсетін радионуклид белсенділігінің құрамдауымы байқалады;

      2) "П" типі (аралық жылдамдықпен еритін қосылыстар): осы типке жатқызылған заттар өкпеде еріген кезде радионуклидтің негізгі белсенділігі 0,005 тәул.-1 жылдамдықпен қанға түседі;

      3) "Б" типі (тез еритін қосылыстар) осы типке жатқызылған заттар өкпеде еріген кезде қанға радионуклидтің негізгі белсенділігі 100 тәул.-1 жылдамдықпен қанға түседі;

      Радионуклидтердің тыныс алу ағзалары арқылы радиоактивті газдар түрінде түсуін нормалау мақсатында кейбір элементтер қосылыстарының газ және буы типі "Г" (Г1 – Г3) бөлінген.

      Өндірістік жағдайларда ингаляция кезінде элементтер қосылыстарын типтер бойынша тарату осы нормативтерге 17-қосымшада келтірілген.

      68. Осы нормативтерге 18-қосымшада және 27-тармағында келтірілген дозалық коэффициенттер мәндері, сондай-ақ ауа үшін персоналдың ЖТШ (бұдан әрі – ЖТШперс), халықтың ЖТШ (бұдан әрі – ЖТШхал), персоналдың РЕКБ (бұдан әрі – РЕКБперс) және халықтың РЕКБ (бұдан әрі – РЕКБхал) белсенділігі бойынша аэродинамикалық медиандық диаметр 1 микрометр және 2,5 тең стандартты геометриялық ауытқу болғанда белсенділігі бойынша бөлшектер логарифмді қалыпты таралған аэрозолдар үшін есептелген.

      69. Осы нормативтердің 18-қосымшасында персонал үшін радионуклидтердің жұтатын ауамен түсуі жағдайына ЖТШперс рұқсат етілетін жылдық түсудің, РЕКБперс орташа жылдық рұқсат етілетін көлемдік белсенділіктің дозалық коэффициенті мәндері келтірілген. Осы нормативтерге 18-қосымшаның сыртқы сәулелену көздері болып табылатындықтан инертті газдар, сондай-ақ ыдырау өнімдері бар радон изотоптары кірмейді. Rb-87, In-115, Nd-144, Sm-147, Re-187 табиғи радионуклидтер осы нормативтерге 18-қосымшаға кірмейді, себебі олар химиялық уыттылығы бойынша нормаланады. Уранның химиялық уыттылығына байланысты тыныс алу ағзалары арқылы Б немесе П типтері қосылыстарының түсуі тәул. 2,5 мг және одан кем мг және жылына 500 мг және одан кем мг құрайды.

      Егер осы радионуклид қосылысының химиялық түрі белгісіз болса, онда дозалық коэффициент шамасының ең үлкен мәнімен және тиісінше ЖТШперс РЕКБперс ең кіші мәндерімен қосу үшін осы нормативтерге 18-қосымшаның деректері пайдаланылады.

      70. Сумен ересек адамдардың ағзасына радионуклидтердің түсуі кезіндегі дозалық коэффициенттердің мәндері ℇ (мЗв/Бк) және ауыз судағы жекелеген радионуклидтердің құрамы бойынша араласу деңгейлері осы нормативтерге 19-қосымшада келтірілген.

      71. Персонал адамдарының сыртқы сәулеленуі кезінде сәулеленудің эквивалентті дозаларының сандық мәндері және бөлшектер ағынының орташа жылдық рұқсат етілген тығыздығы осы нормативтерге 20-қосымшада келтірілген. Бөлшектер ағыны тығыздығының орташа жылдық рұқсат етілген мәндері (моноэнергетикалық электрондар, бета-бөлшектер, моноэнергетикалық фотондар және моноэнергетикалық нейтрондар) сәуле энергиясының кең ауқымы және екі барынша ықтимал сәулелену геометрияларына: изотропты сәуле өрісіне (2p немесе 4p) және денеге алдынан сәулеленудің параллель шоғының түсуіне берілген (алдыңғы-артқы геометрия).

      72. Жұмыс үй-жайлары және олардағы жабдықтардың, тері жабындарының, арнайы киімнің, арнайы аяқ киімнің және персоналдың жеке қорғаныш құралдары беттерінің радиоактивті ластануына рұқсат етілген деңгейлерінің мәндері осы нормативтерге 21-қосымшада келтірілген. Тері жабындары, арнайы киім және аяқ киім, жеке қорғаныш құралдары үшін жалпы радиоактивті ластану нормаланады (алынатын және алынбайтын). Қалған жағдайларда тек алынатын ластану ғана нормаланады.

      Тері жабындарының жалпы радиоактивті ластану деңгейлері радионуклид бөлігінің теріге және организмге енуін есепке ала отырып анықталады. Есептеу жалпы ластану ауданы 300 см2 және одан кем см2 құрайтын деген болжаммен жүргізілген.

      73. Радиоактивті заттар мен материалдарды тасымалдауға пайдаланылатын көлік құралдары беттерінің алынатын радиоактивті ластануының рұқсат етілген деңгейлері осы нормативтерге 22-қосымшада келтірілген.

      74. Ашық және жабық радионуклидті көздер үшін радионуклидтердің маңыздылығы ең аз белсенділігі (бұдан әрі – МАБ), маңыздылығы ең аз үлесті белсенділік (бұдан әрі – МАҮБ) осы нормативтерге 23-қосымшада келтірілген.

      Осы нормативтерге 23-қосымшада келтірілгеннен төмен радионуклидтердің белсенділік деңгейлері кезінде және МАБ және МАҮБ бір уақытта қолдану жағдайында персонал мен халықтың жеке тиімді жылдық сәулелену дозасы 10 мкЗв және одан кем мкЗв және авариялық жағдайларда – 1 мЗв және одан кем мкЗв, ал кез-келген пайдалану жағдайларында ұжымдық тиімді доза – 1 адам-Зв және одан кем адам-Зв құрайды. Теріге эквивалентті доза жылына 50 мЗв және одан кем мЗв құрайды.

      Табиғи радионуклидтер техногендік көздерден тұтыну тауарларына түскен кезде (мысалы, Ra-226, Po-210) немесе олардың химиялық уыттылығы бойынша (торий, уран және осыған ұқсас табиғи радионуклидтер) бағаланған.

      Егер бірнеше нуклидтер болса, онда белсенділіктің олардың кестелік мәндеріне қатынасының жиынтығы бірлік және одан кемді құрайды. Осы нормативтерге 23-қосымшада келтірілген радионуклидтер ең аз мәнді жиынтық белсенділігіне байланысты радиациялық қауіптіліктің 4 тобына бөлінеді:

      1) А – 1×103 Бк;

      2) Б – 1×104 және 1×105 Бк;

      3) В – 1×106 және 1×107 Бк;

      4) Г – 1×108 және 1×109 Бк, сондай-ақ Kr-83m, Kr-85m және Xe-135m.

      75. Ұйымның қызметінде пайдаланылатын жабық радионуклидті көздердің қауіптілік санаттары осы нормативтерге 24-қосымшада келтірілген.

      76. Көлік құралдары бетінің радиоактивті ластану деңгейлері осы нормативтерде белгіленген мәндерге сәйкес келеді. Көлік құралдары беттерінің радиоактивті ластануының рұқсат етілген деңгейлері осы нормативтерге 25-қосымшада келтірілген.

      77. Сыртқы иондаушы сәулеленуден қорғауды жобалау кезінде пайдаланылатын эквивалентті дозаның қуаты осы нормативтерге 26-қосымшада келтірілген. Көрсетілген қосымшада ұйымдағы техногендік сәулелену көздерінің доза қуатының мәндері келтірілген эквивалентті дозаның өлшенетін мәндерінен тиімді дозаға көшу арнайы әдістемелік ұсынымдар бойынша жүзеге асырылады.

      78. МАБ және оның жұмыс орнындағы нақты белсенділігіне байланысты белгіленетін радионуклидтің радиациялық қауіптілік тобына байланысты жұмыс сыныбы белгіленеді. Ашық иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс сыныбының түрлері осы нормативтерге 27-қосымшада келтірілген.

      79. Металдарды алдын ала қайта балқытудан немесе өңдеуден кейін және осы металдар негізіндегі бұйымдарды шектеусіз пайдалану үшін негізгі ұзақ өмір мерзімдік радионуклидтердің рұқсат етілген үлестік белсенділігі осы нормативтерге 28-қосымшада келтірілген.

Радиациялық тәуекелдің сызықтық коэффициенттері

Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын нормативтердің орындалуын бақылау

      1. Радиациялық бақылау радиациялық объектіні жобалаудың, салудың, пайдаланудың және пайдаланудан шығарудың барлық сатыларында радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етудің маңызды бөлігі болып табылады. Оның мақсаты радиациялық қауіпсіздік қағидаттарын және радиациялық қауіпсіздік саласындағы қолданыстағы нормативтік құқықтық актілердің талаптарын сақтау дәрежесін айқындау болып табылады және:

      1) қалыпты жұмыс кезінде сәулелену дозаларының белгіленген негізгі шектер мен рұқсат етілген деңгейлерден аспауын бақылауды;

      2) қорғауды оңтайландыру және авариялық сәулелену жағдайларында араласу туралы шешімдер қабылдау үшін ақпарат алуды қамтиды.

      Радиациялық бақылау осы нормативтердің 4-тармағында келтірілгендерден басқа барлық сәулелену көздеріне жүзеге асырылады.

      2. Радиациялық бақылауға:

      1) сәулелену көздерінің, атмосфераға шығарындылардың, сұйық және қатты радиоактивті қалдықтардың радиациялық сипаттамалары;

      2) жұмыс орындарында және қоршаған ортада технологиялық процесс тудыратын радиациялық факторлар;

      3) радионуклидтермен ластанған аумақтар мен табиғи сәулелену деңгейі жоғары ғимараттардағы радиациялық факторлар;

      4) осы нормативтердің күші қолданылатын барлық сәулелену көздерінен персоналдың және халықтың сәулелену деңгейлері жатады.

      3. Негізгі бақыланатын параметрлер:

      1) жылдық тиімді және баламалы сәулелену дозасы;

      2) радионуклидтердің организмге түсуі және жылдық түсуді бағалау үшін олардың организмдегі құрамы;

      3) ауадағы, судағы, тамақ өнімдеріндегі, құрылыс материалдарындағы және басқалардағы радионуклидтердің көлемдік немесе үлестік белсенділігі;

      4) тері жабындарының, киімнің, аяқ киімнің, жұмыс беттерінің радиоактивті ластануы;

      5) сыртқы сәулелену дозасының дозасы мен қуаты;

      6) бөлшектер мен фотондар ағынының тығыздығы жатады.

      Сыртқы сәулеленудің өлшенетін шамаларынан нормаланатын шамаларға ауысу радиациялық бақылаудың тиісті түрлерін жүргізу жөніндегі әдістемелік нұсқаулармен айқындалады.

      4. Жедел бақылау мақсатында барлық бақыланатын параметрлер үшін осы нормативтерге 2-қосымшаның 3-тармағына сәйкес бақылау деңгейлері белгіленеді. Бұл деңгейлердің мәні бақылауға жататын барлық сәулелену көздерінен сәулеленуді, қол жеткізілген қорғау деңгейін және оңтайландыру қағидатының талаптарын ескере отырып, оны одан әрі төмендету мүмкіндігін ескере отырып, сәулелену дозаларының негізгі шектерінен аспауына кепілдік берілетіндей болып белгіленеді. Бақылау деңгейлерінің асып кетуінің анықталуы осы асып кетудің себептерін анықтау және оны жою жөніндегі іс-шараларды әзірлеу үшін негіз болып табылады.

      5. Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету жөніндегі іс-шараларды жоспарлау және жүргізу, радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету саласында шешімдер қабылдау, осы көрсетілген іс-шаралардың тиімділігін талдау кезінде Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрінің 2020 жылғы 15 желтоқсандағы № ҚР ДСМ-275/2020 бұйрығымен бекітілген "Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидаларының (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 21822 болып тіркелген) 8-тармағына сәйкес радиациялық қауіпсіздіктің жай-күйін бағалау жүргізіледі.

      6. Азаматтардың сәулелену көздерін пайдалану, медициналық рентген-радиологиялық процедуралар жүргізу кезінде, сондай-ақ табиғи радиациялық және техногендік өзгертілген радиациялық аяға байланысты алған жеке сәулелену дозаларын бақылау және есепке алу Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрінің міндетін атқарушының 2015 жылғы 27 наурыздағы № 259 бұйрығымен бекітілген Иондаушы сәулелендiру көздерiмен жұмыс iстеу, медициналық рентген-радиологиялық процедуралар жүргiзу кезiнде, сондай-ақ табиғи және техногендік радиациялық аяға байланысты азаматтар алған жеке сәуле мөлшерлерiн бақылау және eceпке алу қағидаларына сәйкес жүзеге асырылады.

Дозалардың негiзгi шектері

      Ескертпе:

      <1> Барлық нормаланатын шамалар бойынша көрсетiлген шектерге дейін бiр уақытта сәулелеуге жол беріледі.

      <2> Дозалардың негiзгi шектері Б тобы персоналы сәулеленуінің қалған рұқсат етілген деңгейлері сияқты А тобы персоналы үшін 1/4 мәнге тең.

      <3> Шаршы сантиметрге 300 миллиграм (бұдан әрі – мг/см2) тереңдіктегі дозаға жатады.

      <4> Қалыңдығы 5 мг/см2 тері қабаты астындағы қалыңдығы 5 мг/см2 терінің базальды қабатындағы 1 шаршы сантиметр (бұдан әрі – см2)алаң бойынша орташа мәнге жатады. Алақанда тері қабатының қалыңдығы – 40 мг/см2. Егер терінің кез келген 1 см2 алаңының орташа сәулелену шегінде бұл шек жоғарыламайтын болса, көрсетілген шекпен адам денесінің барлық терісін сәулелеуге жол беріледі. Бет терiсi сәулеленген кездегі дозаның шегі бета-бөлшектерден доза шегінің көзбұршаққа жоғарыламауын қамтамасыз етеді.

Халықтың критикалық топтары үшін дозалық коэффициенттердің, ауамен және тамақпен жылдық түсу шектерінің және жұтылатын ауадағы жекелеген радионуклидтердің рұқсат етілген көлемдік белсенділіктердің мәндері<1>