Сноска. Утратил силу приказом Министра здравоохранения РК от 02.08.2022 № ҚР ДСМ-71 (вводится в действие по истечении десяти календарных дней после дня его первого официального опубликования).

      В соответствии с пунктом 6 статьи 144 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года "О здоровье народа и системе здравоохранения", ПРИКАЗЫВАЮ:

      1. Утвердить прилагаемые гигиенические нормативы "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности".

      2. Комитету по защите прав потребителей Министерства национальной экономики Республики Казахстан обеспечить в установленном законодательством порядке:

      1) государственную регистрацию настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан;

      2) в течение десяти календарных дней после государственной регистрации настоящего приказа его направление на официальное опубликование в периодических печатных изданиях и в информационно-правовой системе "Әділет";

      3) размещение настоящего приказа на официальном интернет-ресурсе Министерства национальной экономики Республики Казахстан.

      3. Контроль за исполнением настоящего приказа возложить на курирующего вице-министра национальной экономики Республики Казахстан.

      4. Настоящий приказ вводится в действие по истечении десяти календарных дней со дня его первого официального опубликования.

      "СОГЛАСОВАН"

      Министр здравоохранения

      и социального развития

      Республики Казахстан

      ________ Т. Дуйсенова

      4 марта 2015 года

      "СОГЛАСОВАН"

      Министр энергетики

      Республики Казахстан

      ________ В. Школьник

      10 марта 2015 года

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 не зависимо от форм собственности, ведомственной принадлежности организационно-правовых форм, а также для местных исполнительных органов власти, граждан Республики Казахстан, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Республики Казахстан деятельность которых связана с обращением источников ионизирующего излучения, для обеспечения радиационной безопасности.

      2. Нормативы применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения и являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения" в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека.

      3. Физические и юридические лица, несут ответственность за нарушение требований обеспечения радиационной безопасности, в соответствии с Кодексом Республики Казахстан "Об административных правонарушениях" и Законом Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения".

      4. В настоящих гигиенических нормативах использованы следующие понятия:

      1) активность минимально значимая (далее – МЗА) – активность открытого или закрытого источника ионизирующего излучения при превышении которой источник подлежит учету и контролю и для которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года "О здоровье народа и системе здравоохранения" (далее – Кодекс);

      2) активность минимально значимая удельная (далее – МЗУА) – удельная активность открытого источника ионизирующего излучения при превышении которой источник подлежит учету и контролю и для которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса;

      3) персонал – лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

      5. Нормативы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

      1) в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

      2) в результате радиационной аварии;

      3) от природных источников излучения;

      4) при медицинском облучении.

      Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.

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

      1) индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 микрозиверт (далее – мкЗв);

      2) индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 миллизиверт (далее – мЗв) и в хрусталике не более 15 мЗв;

      3) коллективную эффективную годовую дозу не более 1 человеко-зиверта (далее – чел-Зв), либо когда при коллективной дозе более 1 чел-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.

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

      7. Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 чел-Зв года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел-Зв года жизни устанавливается в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

      8. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно.

      где: r,

      R – индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответственно;

      Е – индивидуальная эффективная доза;

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

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

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

      где: P_i[D>Д], – вероятность для i-го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года;

      Д – пороговая доза для детерминированного эффекта.

      10. Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, используется понятие радиационного ущерба, количественно учитывающего как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии с общепринятой линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, в соответствии с приложением 1 к настоящим нормативам.

      Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 Зв^-1.

      В условиях нормальной эксплуатации ядерных радиационных и электрофизических установок пределы доз техногенного облучения в течении года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного радиационного риска для персонала 1x10^-3 и для населения 5x10^-5. Уровень пренебрежимо малого риска составляет 10^-6.

      При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):персонал 2,0х10^-4, год^-1; население 1,0х10^-5, год^-1.

2. Нормативы к ограничению техногенного облучения
в контролируемых условиях

      11. Для категорий облучаемых лиц (персонал группы "А", "Б" и население) устанавливаются три класса нормативов:

      1) основные пределы доз (далее – ПД);

      2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: предел годового поступления (далее – ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (далее – ДОА), среднегодовые удельные активности (далее – ДУА), мощность эквивалентной дозы (далее – МЭД);

      3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков. Их значения учитывают достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивают условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

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

      13. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв.

      14. Администрация предприятия переводит беременную женщину на работу, не связанную с источниками излучения, со дня получения информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка.

      15. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать ПД, установленных в приложении 2 к настоящим нормативам.

      Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

      16. Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала, поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях 21 и 22 к настоящими нормативам, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

      В нестандартных условиях допустимые уровни МЭД, среднегодовая ДОА персонала и ЭРОА радона определяются расчетным путем с учетом времени пребывания персонала в радиационно-опасной зоне. Приведенные в приложениях 21 и 22 значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГП персонала, ПГП населения, ДОА персонала и ДОА населения (далее – ПГП_перс, ПГП_нас, ДОА_перс и ДОА_нас) ПГП_перс, ПГП_нас, ДОА_перс и ДОА_нас для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 микрометр и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5.

      17. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов распада изотопов радона (²²²Rn и ²²⁰Rn) - ²¹⁸Po (RaA), ²¹⁴Pb (RaB), ²¹⁴Bi (RaC), ²¹²Pb (ThB), ²¹²Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют:

      ПГП: 0,10 П_RaA + 0,52 П_RaB + 0,38 П_RaC = 3,0 МБк

      0,91 П_ThB + 0,09 П_ThC = 0,68 МБк

      ДОА: 0,10 А_RaA + 0,52 А_RaB + 0,38 А_RaC = 1200 Бк/м³

      0,91 А_ThB + 0,09 А_ThC = 270 Бк/м³,

      где:

      П_i и А_i – годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.

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

      19. Планируемое повышенное облучение персонала группы А при ликвидации или предотвращении аварии допускается только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

      20. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в приложении 2 настоящих нормативов, допускается при согласовании с территориальным подразделением ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения (не ниже областного уровня), облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз допускается с разрешения Главного государственного санитарного врача Республики Казахстан.

      21. Повышенное облучение не допускается:

      1) для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз;

      2) для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

      22. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

      Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, немедленно выводятся из зоны облучения и направляются на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам разрешается в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

      23. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных, спасательных и других работ, осуществляемых на радиоактивно загрязненных территориях, оформляются и допускаются к работам как персонал группы А.

3. Нормативы к защите от природного облучения
в производственных условиях

      24. Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).

      25. 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 микрозиверт час (далее – 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 килобеккерел на килограмм (далее – кБк/кг), где f – среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, миллиграмм на кубический метр (далее - 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.

      26. При выборе участков территорий под строительство зданий и сооружений производственного назначения, отводятся участки с гамма-фоном не 0,6 мкЗв/ч, а плотность потока радона с поверхности грунта 250 миллибеккерель на квадратный метр в секунду (далее – мБк/(м²*с).

      27. 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

      28. 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 23 к настоящим нормативам.

      29. При проектировании новых зданий жилого и общественного назначения предусматривается, чтобы среднегодовая ЭРОА_Rn дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОА_Rn + 4,6 ЭРОА_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.

      30. В эксплуатируемых зданиях среднегодовая ЭРОА_Rn 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.

      31. 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);

      32. 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):

      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 чел-Зв. Не допускается использование для строительства и внутренней отделки жилых и общественных зданий, детских, подростковых, медицинских организаций (II класс):

      3) для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):

      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 территориальным подразделением ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия.

      При А_эфф > 4,0 кБк/кг материалы не допускается использовать в строительстве.

      33. 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 значения дозовых коэффициентов

      34. 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.

      35. Санитарно-эпидемиологическая экспертиза пищевого продукта и ограничение облучения населения осуществляется путем регламентации содержания допустимых уровней радионуклидов цезия-137 и стронция-90 в соответствии с приложением 25 к настоящим нормативам.

      36. Содержание радионуклидов в чае (черный, зеленый, плиточный) не должно превышать по цезию 137 – 400 Бк/кг, стронцию 90 – 200 Бк/кг.

      37. Содержание радионуклидов в кофе (в зернах, молотый, растворимый) не должно превышать по цезию 137 – 300 Бк/кг, стронцию 90 – 100 Бк/кг.

      38. Содержание радионуклидов в БАД-ах на растительной основе, в том числе цветочная пыльца (сухие чаи), жидкие (эликсиры, бальзамы, настойки) не должно превышать по цезию 137 – 200 Бк/кг, стронцию 90 – 100 Бк/кг".

      39. Содержание радионуклидов в лекарственных растениях (травы, кора, корневище, плоды) не превышает по цезию 137 – 400 Бк/кг, стронцию 90 – 200 Бк/кг.

      40. Готовые к употреблению пищевые продукты из фруктов, овощей, ягод (консервированные овощи, грибы, варенья, джемы, сиропы, концентраты, напитки, соки) проходят исследования на радиационную безопасность.

      41. Содержание радионуклидов в табаке и табачных изделиях не должно превышать по цезию 137 – 120 Бк/кг, стронцию 90 – 50 Бк/кг.

      42. 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 должно превышать 10 мкЗв, а коллективная эффективная годовая доза – не более 1 чел-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 – МЗУА природного урана и тория, Бк/кг.

      В зависимости от значения С ^уголь устанавливается класс радиационной опасности угля.

      43. На объект недропользования по добыче твердого топлива при отводе земельного участка и при эксплуатации твердого топлива населением выдается санитарно-эпидемиологическое заключение в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса.

      44. 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:

      где,

      А ^уголь _эфф – удельная эффективная активность природных радионуклидов в пробе угля;

      К _к – коэффициент концентрации радионуклидов в золе, определяется по формуле:

      где,

      А^d – зольность угля, %.

      В зависимости от значения удельной активности устанавливается класс радиационной опасности и вид использования.

      45. Технология разведки, добычи, транспортировки и переработки нефтяной и нефтеводяной суспензии не допускает 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 24) она используется без ограничения. При содержании радионуклидов более 10 уровней вмешательства для воды нефть допускается к переработке только после ее очистки до указанной величины (10 УВ).

      46. 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 должно превышать 10 УВ для воды.

      47. Удельная активность природных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должно превышать:

      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, соблюдаются требования по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения, установленные в пунктах 26 и 27.

      48. Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должно превышать:

      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.

      49. 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 _эффі 4,0 кБк/кг

      50. Обращение с материалами I класса в производственных условиях осуществляется без каких-либо ограничений.

      При работе с материалами II, III, IV класса выдается санитарно-эпидемиологическое заключение, в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса.

      51. Предприятие до начала разработки месторождения строительных материалов, минеральных удобрений, мелиорантов и топливно-энергетического сырья получает санитарно-эпидемиологическое заключение о степени его радиационной опасности и условиях использования материалов в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса.

5. Норматив по ограничению медицинского облучения

      52. 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 должно превышать 1 мЗв.

      53. 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.

      54. 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 60 настоящих нормативов. Выписка пациента после терапии радионуклидами, указанными в приложении 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 в приложении 5 настоящих нормативов. Перед выпиской пациентам следует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности, которые принимаются с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи, с которыми они могут вступать в контакт. Такие же требования предъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.

      55. В случае смерти пациента, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела проводится после удаления источника.

      56. 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

      57. Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимы защитные мероприятия проводятся, если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны детерминированные эффекты ( приложение 6 к настоящим нормативам).

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

      59. 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.

      60. При проведении противорадиационных вмешательств, пределы доз ( приложение 2 настоящих нормативов) не применяются.

      61. 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.

      62. Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии и принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии приведены в приложении 8 к настоящим нормативам. Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии, а также критерии для принятия решения об ограничении потребления загрязненных воды приведены в приложениях 9 и 10 к настоящим нормативам.

      63. 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 26 к настоящим нормативам).

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

      64. Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено годовому пределу дозы (усредненному за пять лет), указанному в приложении 2 настоящих нормативов.

      65. 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) геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.

      Для персонала установлены следующие значения стандартных параметров: V_перс = 2,4х10³ 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:

      66. 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, специальной одежды, специальной обуви и других средств индивидуальной защиты персонала, допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств приведены в приложениях 12- 20 настоящих нормативов.

      67. Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2p или 4p) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняя геометрия).

      68. 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.

      Линейные коэффициенты радиационного риска

      Основные пределы доз

      Примечание:

      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 квадратный сантиметр (далее – 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.

      Классы радиационной опасности угля

      Классы радиационной опасности золы

      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

      Примечание:

      1) в составе имплантатов для брахитерапии предстательной железы.

      В случае многократного лечения в течение года активность в теле и мощность дозы уменьшаются в число раз, равное числу курсов лечения за год.

      Прогнозируемые уровни облучения,

      при которых необходимы защитные мероприятия

      Уровни хронического облучения, создающие риск серьезных детерминированных эффектов

      Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии

      Примечание:

      1) только для щитовидной железы.

      Критерии для принятия решений

      Примечание:

      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.

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

      Примечание:

      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.

      Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп населения

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

      Примечание:

      ¹⁾ИЗО – изотропное (2

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

      Примечание:

      1) ИЗО – изотропное (2

      Флюенс частиц Ф – отношение dN/d

      Ф=dN/d

      Плотность потока частиц n – отношение dN/(d

      n=dN/(d

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

      Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала

      при внешнем облучении всего тела

      Примечание:

      ¹⁾ИЗО – изотропное (4

      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.

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

      при облучении кожи

      Примечание:

      ИЗО¹⁾ – изотропное (2

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

      Примечание:

      ИЗО¹⁾ – изотропное (4

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

      Примечание:

      ИЗО¹⁾ – изотропное (4

      Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала, част/(см²

      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/(см²

      Допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных веществ и материалов, част/(см²

      Примечание:

      1) для ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y - 40 част/(см²

      Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления

      с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности

      в воздухе отдельных радионуклидов для персонала