Сноска. Утратило силу постановлением Правительства РК от 08.09.2015 № 754 (вводится в действие со дня его первого официального опубликования).

     Примечание РЦПИ.
     В соответствии с Законом РК от 29.09.2014 г. № 239-V ЗРК по вопросам разграничения полномочий между уровнями государственного управления  см. приказ Министра национальной экономики Республики Казахстан от 27 февраля 2015 года № 155.

      В соответствии с подпунктом 2) статьи 6 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года "О здоровье народа и системе здравоохранения" Правительство Республики Казахстан ПОСТАНОВЛЯЕТ:
      1. Утвердить прилагаемые гигиенические нормативы "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности".
      2. Настоящее постановление вводится в действие по истечении десяти календарных дней после первого официального опубликования.

      Премьер-Министр
      Республики Казахстан                       К. Масимов

Утверждены        
постановлением Правительства
Республики Казахстан   
от 3 февраля 2012 года № 201

Гигиенические нормативы
"Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению
радиационной безопасности

1. Общие положения

      1. Настоящие гигиенические нормативы "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности" (далее – нормативы) предназначены для юридических и физических лиц независимо от форм собственности, ведомственной принадлежности организационно-правовых форм деятельность которых связана с обращением источников ионизирующего излучения, для обеспечения радиационной безопасности.
      2. Физические и юридические лица несут ответственность в нарушении требований обеспечения радиационной безопасности, в соответствии с Законом Республики Казахстан от 23 апреля 1998 года "О радиационной безопасности населения".
      3. Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 человека-Зиверт (далее – человек - Зв) приводит к потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 человек - Зв года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 человек - Зв года жизни устанавливается в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.
      4. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно.

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

      5. 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:
      r_i,Д = P_i[D>Д],
      где: P_i[D>Д], - вероятность для i-го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года;
      Д - пороговая доза для детерминированного эффекта.
      6. Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, используется понятие радиационного ущерба, количественно учитывающего как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии с общепринятой в мире линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, приведенные в таблице 1.

Таблица 1

Линейные коэффициенты радиационного риска

      Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 Зв^-1.
      В условиях нормальной эксплуатации ядерных радиационных и электрофизических установок пределы доз техногенного облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного радиационного риска для персонала 1x10^-3 и для населения 5x10^-5. Уровень пренебрежимо малого риска составляет 10^-6.
      При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением): персонал 2,0х10^-4, год^-1; население 1,0х10^-5, год^-1.

2. Нормативы к ограничению техногенного облучения
в контролируемых условиях

      7. Для категорий облучаемых лиц (персонал группы А, Б и население) устанавливаются три класса нормативов:
      1) основные пределы доз (далее - ПД);
      2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: предел годового поступления (далее - ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (далее - ДОА), среднегодовые удельные активности (далее - ДУА), мощность эквивалентной дозы (далее - МЭД);
      3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков. Их значения учитывают достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивают условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
      Персонал - лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

Таблица 2

Основные пределы доз

      ¹⁾ допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам;
      ²⁾ основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории "персонал" приводятся только для группы А;
      ³⁾ относится к дозе на глубине 300 Миллиграмм на квадратный сантиметр (далее-мг/см² );
      ⁴⁾ относится к среднему по площади в 1 см² значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см² под покровным слоем толщиной 5 мг/см². На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см². Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см² площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает не превышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.
      8. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
      9. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв.
      10. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в таблице 2.
      Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
      11. Годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях 1 и 2 к настоящими нормативам, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения. В нестандартных условиях допустимые уровни МЭД, среднегодовая ДОА перс и ЭРОА радона определяются расчетным путем с учетом времени пребывания персонала в радиационно-опасной зоне. Приведенные в приложениях 1 и 2 значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГП_перс, ПГП_нас, ДОА_перс и ДОА_нас для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5.
      12. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов распада изотопов радона (²²²Rn и ²²⁰Rn) - ²¹⁸Po (RaA); ²¹⁴Pb (RaB); ²¹⁴Bi (RaC); ²¹²Pb (ThB); ²¹²Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют:
      ПГП: 0,10 П_RaA + 0,52 П_RaB + 0,38 П_RaC = 3,0 МБк
      0,91 П_ThB + 0,09 П_ThC = 0,68 МБк
      ДОА: 0,10 А_RaA + 0,52 А_RaB + 0,38 А_RaC = 1200 Бк/м³
      0,91 А_ThB + 0,09 А_ThC = 270 Бк/м³,
      где:
      П_i и А_i - годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.
      13. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.
      14. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в таблице 2 настоящих нормативов, допускается при согласовании с органом государственного санитарно-эпидемиологического надзора (не ниже обласного уровня), облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз допускается с разрешения Главного государственного санитарного врача Республики Казахстан.
      15. Повышенное облучение не допускается:
      1) для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз;
      2) для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.
      16. 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, немедленно выводятся из зоны облучения и направляются на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам разрешается в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.
      17. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных, спасательных и других работ, осуществляемых на радиоактивно загрязненных территориях, оформляются и допускаются к работам как персонал группы А.

3. Нормативы к защите от природного облучения
в производственных условиях

      18. Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).
      19. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 часов в год (далее-ч/год), средней скорости дыхания 1,2 кубический метр в час (далее - м³/ч) и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:
      1) мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте 2,5 мкЗв/ч;
      2) Эквивалентная равновесная объемная активность (далее - ЭРОА_Rn) в воздухе зоны дыхания 310 Беккерель на кубический метр (далее - Бк/м³);
      3) ЭРОА_Tn в воздухе зоны дыхания 68 Бк/м³;
      4) удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда 40/f килоБекерел на килограмм (далее - кБк/кг), где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м³;
      5) удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, 27/f, кБк/кг.
      При многофакторном воздействии сумма отношений воздействующих факторов к указанным значениям не должна превышать 1.
      20. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях и не должно превышать 5 мЗв в год.

4. Нормативы к ограничению техногенного и природного облучения
населения в нормальных условиях

      21. Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и атмосферном воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1 мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовых коэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом их распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучения людей. Значения дозовых коэффициентов для критических групп населения, ДОА и ПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения, приведены в приложении 3 к настоящим нормативам.
      22. При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения предусматривается, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОА_Rn + 4,6ЧЭРОА_Tn не превышала 100 Бк/м³, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
      23. В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м³. При более высоких значениях объемной активности проводятся защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия проводятся также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
      24. При выборе участков территорий под строительство жилых домов и зданий социально-бытового назначения отводятся участки с гамма-фоном не превышающим 0,3 мкГр/ч и плотностью потока радона с поверхности грунта не более 80 мБк/(м² х с);
      25. Эффективная удельная активность (А_эфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и другие), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки), и готовой продукции не должна превышать:
      1) для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс):
      А _эфф = А _Ra +1,3А_Th +0,09А_{K <} 370 Бк/кг,
      где:
      А _Ra и А _Th - удельные активности ²²⁶Rа и ²³²Тh, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, А_K - удельная активность К-40 (Бк/кг);
      2) для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки. Для наружной отделки жилых, общественных и производственных зданий, фонтаны, культурные и другие сооружения при условии, что ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, при планируемом виде их использования не должна превышать 10 мкЗв, а годовая коллективная эффективная доза не должна превышать более одного человека–Зв. Не допускается использование для строительства и внутренней отделки жилых и общественных зданий, детских, подростковых, медицинских организаций (II класс):
      А_эфф < 740 Бк/кг;
      3) для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):
      А_{эфф <} 1500 Бк/кг;
      4) при 1,5 кБк/кг < А_{эфф <}4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с территориальными органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора.
      При А_эфф > 4,0 кБк/кг материалы не допускается использовать в строительстве.
      26. Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей по показателям радиационной безопасности дается по удельной суммарной альфа- (А_a) и бета-активности (А_b). При значениях А_a и А_b ниже 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно, дальнейшие исследования воды не являются обязательными. В случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания радионуклидов в воде. Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие:

 ,

      где А_i - удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;
      УВ_i - соответствующие уровни вмешательства по приложению 4 к настоящим нормативам, Бк/кг, то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательным.
      27. Критическим путем облучения людей за счет ²²²Rn, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для ²²²Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности ²²²Rn в питьевой воде из подземных источников при децентрализованном водоснабжении является обязательным.
      При возможном присутствии в воде ³H, ¹⁴C, ¹³¹I, ²¹⁰Pb, ²²⁸Ra, ²³²Th, ²³²U (в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальной опасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.
      28. Санитарно-эпидемиологическая экспертиза пищевого продукта и ограничения облучения населения осуществляется путем регламентации содержания радионуклидов в соответствии с приложением 5 к настоящим нормативам.
      29.  Содержание радионуклидов в чае (черный, зеленый, плиточный) не должно превышать по цезию 137 – 400 Бк/кг, стронцию 90 – 200 Бк/кг.
      30. Содержание радионуклидов в кофе (в зернах, молотый, растворимый) не должно превышать по цезию 137 – 300 Бк/кг, стронцию 90 – 100 Бк/кг.
      31. Содержание радионуклидов в БАДах на растительной основе, в т.ч. цветочная пыльца (сухие чаи), жидкие (эликсиры, бальзамы, настойки) не должно превышать по цезию 137 – 200 Бк/кг, стронцию 90 – 100 Бк/кг".
      32. Содержание радионуклидов в лекарственных растениях (травы, кора, корневище, плоды) не должно превышать по цезию 137 – 400 Бк/кг, стронцию 90 – 200 Бк/кг.
      33. Готовые к употреблению пищевые продукты из фруктов, овощей, ягод (консервированные овощи, грибы, варенья, джемы, сиропы, концентраты напитки соки) должны проходить исследования на радиационную безопасность.
      34. Содержание радионуклидов в табаке и табачных изделиях не должно превышать по цезию 137 – 120 Бк/кг, стронцию 90 – 50 Бк/кг.
      35. Оценка радиоактивности твердого топлива (уголь) включает:
      1) показатели мощности дозы гамма-излучения и определение однородности участка. Участки месторождения (пласта) считаются однородными при разности значений мощности эквивалентной дозы гамма излучения не более 30 % на всей поверхности;
      2) удельную активность природных радионуклидов угля и золы.
      Предварительная оценка радиоактивности твердого топлива производится на стадии разведки месторождения или поверхностной съемки территории для открытого карьера или пласта в забое скважины.
      Индивидуальная годовая эффективная доза не должна превышать 10 мкЗв, а коллективная эффективная годовая доза - не более 1 человек - Зв.
      Установление системы ограничений и вида безопасного использования топлива производится на основании анализа удельной активности природных радионуклидов. Сумма отношений удельной активности радионуклидов урана (радия) и тория к минимально значимым удельным активностям (С ^уголь), определяется по формуле:

      где А_U(Ra), А_Th - удельная активность U (²²⁶Ra), ²³²Th, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно, Бк/кг.
      1000-минимально значимая удельная активность (МЗУА) природного урана и тория, Бк/кг, приложение 5 к настоящим нормативам.
      В зависимости от значения С ^уголь устанавливается класс радиационной опасности угля:

Таблица 3

Классы радиационной опасности угля

      36. На объект недропользования по добыче твердого топлива при отводе земельного участка и при эксплуатации твердого топлива населением на основании проведенной санитарно-эпидемиологической экспертизы выдается санитарно-эпидемиологическое заключение территориальных органов государственной санитарно-эпидемиологической службы.
      37. Установление класса радиационной опасности золы и вида ее безопасного использования в качестве строительного материала осуществляется по показателю удельной эффективной активности.
      Оценка и прогнозирование удельной эффективной активности золы, образующейся при сжигании топлива, могут быть проведены по результатам радиационных испытаний угля и определяется по формуле:

А ^зола _{эфф. прогн.} = А ^уголь _эфф. х К _к + Д ^уголь,
 

      где А ^уголь _эфф - удельная эффективная активность природных радионуклидов в пробе угля;
      К _к - коэффициент концентрации радионуклидов в золе, определяется по формуле:
                                   100 %
                            К _к = --------,
                                    А^d

      где
      А^d - зольность угля, %;
      Д ^уголь - абсолютная погрешность определения А ^уголь _эфф
      В зависимости от значения удельной активности устанавливается класс радиационной опасности и вид использования:

Таблица 4

Классы радиационной опасности золы

      38. Технология разведки, добычи, транспортировки и переработки нефтяной и нефтеводяной суспензии должна исключать возможность загрязнения естественными радионуклидами технологического оборудования и объектов окружающей среды выше уровней предусмотренных настоящими нормативами.
      При содержании в нефти природных радионуклидов в количестве не более 10 уровней вмешательства (УВ) для воды (приложение 4) она может использоваться без ограничения. При содержании радионуклидов более 10 уровней вмешательства для воды нефть может быть допущена к переработке только после ее очистки до указанной величины (10 УВ).
      39. Содержание естественных радионуклидов в пластовых водах, закачиваемых в нефтегазоностный горизонт в процессе добычи нефтепродуктов не нормируется. При закачке их в водоносные горизонты или сбросе на рельеф местности концентрации ЕРН в них не должна превышать 10 УВ для воды.
      40. Удельная активность природных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должна превышать:

                        кБк/кг,

      где А_U и А_Th - удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно.
      Допустимое содержание ⁴⁰К в минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении с материалами, содержащими ⁴⁰К, должны соблюдаться требования по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения, установленные в пунктах 25 и 26.
      41. Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должна превышать:

кБк/кг,

      где А_U и А_Th - удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов соответственно.
      42. Для обеспечения радиационной безопасности населения и работников организаций и планирования видов и объема радиационного контроля при обращении с материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов вводится следующая их классификация:
      1) I класс: А _эфф < 740 Бк/кг
      2) II класс: 0,74 < А _{эфф <} 1,5 кБк/кг
      3) III класс: 1, 5 < А _эфф < 4,0 кБк/кг
      4) IV класс: А _эфф > 4,0 кБк/кг
      43. Обращение с материалами I класса в производственных условиях осуществляется без каких-либо ограничений.
      При работе с материалами II III, IV класса проводится санитарно-эпидемиологической экспертиза, на основании которой органами государственной санитарно-эпидемиологической службой выдается соответствующее санитарно-эпидемиологическое заключение.
      44. Предприятие до начала разработки месторождения строительных материалов, минеральных удобрений, мелиорантов и топливно-энергетического сырья должно получить санитарно-эпидемиологическое заключение органов государственной санитарно-эпидемиологической службы о степени его радиационной опасности и условиях использования материалов.

5. Норматив по ограничению медицинского облучения

      45. Радиационная защита пациентов при медицинском облучении основывается на необходимости получения полезной диагностической информации и/или терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьших уровнях облучения (для лучевой терапии это требование относится к здоровым, не намеренно облучаемым, органам и тканям). Для обеспечения радиационной защиты пациентов применяются принципы обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов. При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна превышать 1 мЗв.
      46. Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационной безопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и выписанных из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также для детей, контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклидной терапии или брахитерапии, предел дозы составляет 1 мЗв в год.
      47. Пациенты, проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, могут быть выписаны из клиники при условии, что уровень гамма - излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям пункта 53 настоящих нормативов. Выписка пациента после терапии радионуклидами, указанными в таблице 5 настоящих нормативов, допускается, если введенная или остаточная активность радионуклидов в теле или измеренная мощность дозы в воздухе вблизи тела пациента ниже соответствующих значений, приведенных таблице 5. Перед выпиской пациентам следует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности, которые они должны принимать с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи, с которыми они могут вступать в контакт. Такие же требования предъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.

Таблица 5

Активность радионуклидов в теле взрослого пациента (ГБк) после
радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых
источников и мощность эквивалентной дозы (мкЗв/ч) на расстоянии
1 м от поверхности тела, при которых разрешается выписка
пациента из клиники

      ¹⁾ в составе имплантантов для брахитерапии предстательной железы.
      В случае многократного лечения в течение года активность в теле и мощность дозы должны быть уменьшены в число раз, равное числу курсов лечения за год.
      48. В случае смерти пациента, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела проводится после удаления источника.
      49. При планировании и проведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, в медицинской организации определяются и регистрируются дозы у всех лиц, подвергающихся медицинскому облучению.

6. Норматив по ограничению облучения населения в условиях
радиационной аварии

      50. Защитные мероприятия проводятся, если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны детерминированные эффекты (таблица 6 к настоящим нормативам).

Таблица 6

Прогнозируемые уровни облучения,
при которых необходимы защитные мероприятия

      51. При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия обязательны, если годовые поглощенные дозы превышают уровни, создающие риск серьезных детерминированных эффектов указанных в таблице 7 к настоящим нормативам.

Таблица 7

Уровни хронического облучения, создающие риск серьезных
детерминированных эффектов

      52. Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для начала временного отселения - 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будет находиться выше указанных уровней в течение года, следует решать вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.
      53. При проведении противорадиационных вмешательств, пределы доз (таблица 2 настоящих нормативов) не применяются.
      54. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения.
      55. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в таблице 8 к настоящим нормативам. Условия принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов и воды приведены в таблицах 9 и 10 к настоящим нормативам.

Таблица 8

Критерии для принятия неотложных решений
в начальном периоде радиационной аварии

      1) только для щитовидной железы.

Таблица 9

Критерии для принятия решений 

      Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием не превосходит уровень А, меры защиты связанные с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории могут не проводиться.

Таблица 10

Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных
продуктов питания в первый год после возникновения аварии

      Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.
      Если уровень облучения, предотвращаемого достигает и превосходит уровень Б выполняются соответствующие меры защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.
      56. На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий (приложение 6 к настоящим нормативам).

7. Значения допустимых уровней радиационного воздействия в
нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего
излучения

      57. Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено годовому пределу дозы (усредненному за пять лет), указанному в таблице 2 настоящих нормативов.
      58. Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:
      1) объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
      2) временем облучения t в течение календарного года;
      3) массой питьевой воды М, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
      4) геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.
      Для персонала установлены следующие значения стандартных параметров: V_перс = 2,4 x 10³ м³ в год; t_перс = 1700 ч в год; M_перс = 0.
      Для населения установлены следующие значения стандартных параметров: t_нас = 8800 ч в год; M_нас = 730 кг в год для взрослых. Годовой объем вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от возраста:

Таблица 11

Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп
населения

      59. Числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала моноэнергетическими электронами, бета-частицами, моноэнергетическими фотонами и моноэнергетическими нейтронами, значения допустимого радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала, допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств приведены в таблицах 12 – 20 настоящих нормативов.

Таблица 12

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности
потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала при
облучении кожи

      Примечание:
      ¹⁾ ИЗО - изотропное (2) поле излучения, ²⁾ ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.

Таблица 13

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности
потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала при
облучении хрусталиков глаз

      Примечание:
      1) ИЗО - изотропное (2) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
      Флюенс частиц F - отношение dN/d, где dN - количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения d:

Ф = dN/d, м^-2

      Плотность потока частиц n - отношение dN/(d.dt), где dN - количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения d за интервал времени dt:

n = dN/(d . dt), м^-2.с^-1
 

Таблица 14

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности
потока бета-частиц для лиц из персонала при контактном облучении кожи

Таблица 15

Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока
моноэнергетических фотонов для лиц из персонала
при внешнем облучении всего тела

      Примечание:
      ¹⁾ИЗО - изотропное (4) поле излучения, ²⁾ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
      Керма - отношение суммы начальных кинетических энергий dE_k всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме:

      Единица кермы - грей (Гр).
      Керма и поглощенная доза равны друг другу в той степени, с какой достигается равновесие заряженных частиц и с какой можно пренебречь тормозным излучением и ослаблением потока фотонов на пути пробега вторичных электронов.

Таблица 16

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности
потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучении
кожи

      Примечание:
      1) ИЗО - изотропное (2) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.

Таблица 17

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности
потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучении
хрусталиков глаз

      Примечание:
      1) ИЗО - изотропное (4) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.

Таблица 18

Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока
моноэнергетических нейтронов для лиц из персонала при внешнем
облучении всего тела

      Примечание:
      1) ИЗО - изотропное (4) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в переднезадней геометрии.

Таблица 19

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих
помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов,
спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты
персонала, част/(см²Чмин)

      Примечание:
      1) для кожных покровов, специальной одежды и обуви, других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение;
      2) к отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м³;
      3) для ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y - 40 част/(см²Чмин).

Таблица 20

Допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности
транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных
веществ и материалов, част/(см^2.мин)

      Примечание:
      1) для ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y - 40 част/(см^2.мин).
      60. Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2 или 4) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняя геометрия).
      61. Для кожных покровов, специальной одежды и обуви, других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и не снимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
      Уровни общего радиоактивного загрязнения кожных покровов определены с учетом проникновения доли радионуклида в кожу и в организм. Расчет проведен в предположении, что общая площадь загрязнения не должна превосходить 300 см².

Приложение 1                 
к гигиеническим нормативам        
"Санитарно-эпидемиологические       
требования к обеспечению         
радиационной безопасности"       

Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления своздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала