МР 2.6.1.0401-25. 4.1. Методы контроля. Химические факторы. Оценка доз внешнего облучения при радиационных авариях с источниками гамма-излучения. Методические рекомендации
Актуально на 03.11.2026.
Как цитировать: "МР 2.6.1.0401-25. 4.1. Методы контроля. Химические факторы. Оценка доз внешнего облучения при радиационных авариях с источниками гамма-излучения. Методические рекомендации". МР 2.6.1.0401-25. https://bukva.ai/docs/mr-2-6-1-0401-25
(утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 24.11.2025)
ГОСУДАРСТВЕННОЕ САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКОЕ НОРМИРОВАНИЕ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО НАДЗОРУ В СФЕРЕ ЗАЩИТЫ ПРАВ ПОТРЕБИТЕЛЕЙ И БЛАГОПОЛУЧИЯ ЧЕЛОВЕКА
Утверждаю Руководитель Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главный государственный санитарный врач Российской Федерации А. Ю. Попова 24 ноября 2025 г.
4.1 МЕТОДЫ КОНТРОЛЯ. ХИМИЧЕСКИЕ ФАКТОРЫ
ОЦЕНКА ДОЗ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПРИ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЯХ С ИСТОЧНИКАМИ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ
МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ МР 2.6.1.0401-25
1. Разработаны ФБУН «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева» Роспотребнадзора (В.Ю. Голиков, А.Н. Барковский, А.В. Громов).
2. Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации А.Ю. Поповой 24 ноября 2025 г.
I. Общие положения и область применения
1.1. Настоящие методические рекомендации (далее — МР) описывают унифицированные подходы к оценке доз внешнего облучения населения и персонала <1> от радионуклидных источников гамма-излучения различного типа при расследовании радиационных аварий, оценке их последствий и планировании аварийной работы персонала.
<1> Пункт 48 приложения 7 СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)», утвержденных постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 07.07.2009 № 47 (зарегистрировано Минюстом России 14.08.2009, регистрационный № 14534) (далее — НРБ-99/2009).
1.2. МР предназначены для специалистов Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, участвующих в расследовании радиационных аварий с радионуклидными источниками гамма-излучения, выработке рекомендаций по их ликвидации, а также могут быть использованы специалистами организаций, участвующих в ликвидации последствий радиационных аварий, для оценки доз облучения персонала и населения.
II. Общие положения
2.1. Радиационные аварии с радионуклидными источниками являются наиболее распространенным типом радиационных аварий и характеризуются наибольшим числом случаев с тяжелыми последствиями для здоровья человека. Планирование работ по ликвидации последствий радиационной аварии включает прогнозирование возможных последствий аварийного облучения персонала, что обуславливает необходимость проведения оценки эффективной или эквивалентной дозы внешнего облучения для конкретных условий облучения <2>.
<2> Пункты 2.1.2, 6.4 СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ 99/2010», утвержденных постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 26.04.2010 № 40 (зарегистрировано Минюстом России 11.08.2010, регистрационный № 18115), с изменениями, внесенными постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации 16.09.2013 № 43 (зарегистрировано Минюстом России 05.11.2013, регистрационный № 30309) (далее — ОСПОРБ 99/2010); пункты 7.1, 7.3 НРБ-99/2009.
2.2. При следующих наиболее распространенных сценариях радиационных аварий с радионуклидными источниками гамма-излучения проводится оценка доз облучения:
- обнаружение «бесхозного» (неконтролируемого) закрытого радионуклидного источника гамма-излучения <3> (далее — ЗРИ), в том числе при проведении радиационного контроля металлолома и при контроле грузов и транспортных средств на таможенной территории;
<3> Пункт 30 приложения 7 НРБ-99/2009.
- выпадение ЗРИ из защитной конструкции установки или из транспортного контейнера (например, радиоизотопный прибор, радионуклидный дефектоскоп, гамма-терапевтический аппарат, ЗРИ для радиационного каротажа буровых скважин);
- разлив или рассыпание открытого радионуклидного источника гамма-излучения <4>, приведшее к поверхностному радиоактивному загрязнению: пола помещения, в котором проводятся работы с радионуклидными источниками, или грунта на открытой местности; поверхностному радиоактивному загрязнению кожных покровов людей и (или) их одежды.
<4> Пункт 31 приложения 7 НРБ-99/2009.
2.3. В зависимости от сценария радиационной аварии дозовые оценки проводятся по результатам радиационного контроля либо расчетными методами с использованием имеющейся информации о радионуклидном источнике гамма-излучения и условиях облучения. Радиационный контроль техногенных радионуклидных источников гамма-излучения может выполнять персонал группы А <5> (далее — персонал) организации, имеющей санитарно-эпидемиологическое заключение на обращение с техногенными ИИИ <6>.
<5> Пункт 3.4.11 ОСПОРБ 99/2010.
<6> Пункт 3.4.2 ОСПОРБ-99/2010.
2.4. Изложенный в МР алгоритм оценки доз внешнего облучения населения и персонала от радионуклидных источников гамма-излучения применим на расстояниях от ЗРИ до человека, превышающих 1 м. При оценке эффективной дозы облучения на меньших расстояниях необходимо учитывать значительную неравномерность облучения тела человека, для данных расчетов рекомендуется использовать программное обеспечение РАДОФАН <7>.
<7> Примечание: указанное программное обеспечение размещено на официальном сайте ФБУН «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева» Роспотребнадзора: http://niirg.ru/RADOFAN/RADOFAN.zip (в свободном доступе).
III. Оценка доз облучения при авариях с закрытыми радионуклидными источниками гамма-излучения
3.1. Универсальной характеристикой ЗРИ, используемой для проведения дозовых оценок, является мощность дозы (амбиентной или эффективной) гамма-излучения на расстоянии 1 м от ЗРИ (H1). Величина H1 используется для расчета мощности дозы на произвольном расстоянии R более 1 м от ЗРИ по формуле (1):
где: H(R), мкЗв/ч — мощность дозы гамма-излучения на расстоянии R от ЗРИ;
H1, мкЗв/ч — мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 1 м от ЗРИ;
R, м — расстояние от ЗРИ до точки, в которой оценивается мощность дозы гамма-излучения.
3.2. Местоположение «бесхозного» ЗРИ при его обнаружении определяется по возрастанию мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения (далее — МАЭД) при приближении к нему. Использование величины МАЭД с целью интерпретации результатов радиационного контроля обусловлено тем, что большинство гамма-дозиметров, применяемых в Российской Федерации, калибруются на измерение МАЭД и данная величина является консервативной оценкой мощности эффективной дозы гамма-излучения.
В процессе локализации «бесхозного» ЗРИ в случае превышения измеренного значения МАЭД 12 мкЗв/ч дальнейшее сближение с источником рекомендуется прекратить. Граница области расположения «бесхозного» ЗРИ определяется по изолинии, соответствующей значению МАЭД 12 мкЗв/ч. Область расположения «бесхозного» ЗРИ принимается круговой с радиусом (R), равным расстоянию от центра ЗРИ до изолинии 12 мкЗв/ч. В таком случае определение величины H1 производится с использованием формулы (2):
где: H1, мкЗв/ч — МАЭД на расстоянии 1 м от ЗРИ;
R, м — расстояние от центра ЗРИ до изолинии с МАЭД 12 мкЗв/ч, являющейся границей области расположения данного ЗРИ.
Если измеренное значение МАЭД при приближении к ЗРИ на расстояние 1 м не превышает 12 мкЗв/ч, то проводят измерение величины H1 на расстоянии 1 м от ЗРИ.
3.3. Перемещение обнаруженного «бесхозного» ЗРИ в защитный контейнер осуществляется силами специализированной организации <8>. При измеренном значении H1 не более 12 мкЗв/ч данный вид работ проводится с использованием дистанционного инструмента или специальных приспособлений. Если рассчитанное по формуле (2) значение H1 превышает 12 мкЗв/ч, но не превышает 2 мЗв/ч, работы по перемещению обнаруженного ЗРИ в защитный контейнер проводятся с использованием защитных экранов и манипуляторов; если значение H1 превышает 2 мЗв/ч — с использованием специальных защитных устройств с дистанционным управлением <9>.
<8> Пункт 3.12.17 ОСПОРБ-99/2010.
<9> Пункт 3.7.5 ОСПОРБ-99/2010.
3.4. Дозы, полученные персоналом при проведении работ по локализации обнаруженного ЗРИ и перемещению его в защитный контейнер, определяются по результатам индивидуального дозиметрического контроля (далее — ИДК).
Для оценки дозы облучения населения, обусловленной нахождением вблизи обнаруженного ЗРИ, рекомендуется провести опрос пострадавших для установления времени и мест их нахождения вблизи источника. Эффективную дозу каждого опрошенного лица определяют с использованием формулы (3):
E = 10^{- 3} \cdot H_{1} \cdot \sum_{i = 1}^{N} \frac{T_{i}}{R_{i}^{2}} , мЗв, (3)
где: E, мЗв — эффективная доза;
H1, мкЗв/ч — МАЭД на расстоянии 1 м от ЗРИ;
Ti, ч — время нахождения человека в i-той точке;
Ri, м — расстояние от i-той точки до ЗРИ;
N — число точек нахождения человека вблизи ЗРИ, используемых для расчета дозы;
10-3 — коэффициент перевода мкЗв в мЗв.
3.5. Для оценки активности радионуклида, содержащегося в ЗРИ, проводится его идентификация с использованием гамма-спектрометра или идентификатора радионуклидов. Расчет активности радионуклида, содержащегося в ЗРИ, осуществляется по формуле (4):
A = 10^{- 9} \cdot \frac{H_{1}}{CF_{1}} , ГБк, (4)
где: A, ГБк — активность содержащегося в ЗРИ радионуклида;
H1, мкЗв/ч — МАЭД на расстоянии 1 м от ЗРИ;
CF1, (мЗв/ч)/кБк — коэффициент перехода от активности содержащегося в ЗРИ радионуклида к мощности эффективной дозы гамма-излучения на расстоянии 1 м от ЗРИ (см. приложение 1 к настоящим МР);
10-9 — произведение коэффициента перевода мкЗв в мЗв (10-3) и коэффициента перевода кБк в ГБк (10-6).
3.6. В случае выпадения ЗРИ из защитной конструкции установки или транспортного контейнера радионуклид и его активность заранее известны. Значение мощности эффективной дозы гамма-излучения на расстоянии 1 м от ЗРИ определяют по формуле (5):
H1 = 109 · A · CF1, мкЗв/ч, (5)
где: H1, мкЗв/ч — мощность эффективной дозы гамма-излучения ЗРИ на расстоянии 1 м от него;
A, ГБк — активность содержащегося в ЗРИ радионуклида;
CF1, (мЗв/ч)/кБк — коэффициент перехода (см. приложение 1 к настоящим МР);
109 — произведение коэффициента перевода ГБк в кБк (106) и коэффициента перевода мЗв в мкЗв (103);
Значение (H1) может использоваться при планировании проведения аварийных работ по перемещению ЗРИ в защитную конструкцию установки или в аварийный защитный контейнер. Прогнозируемую дозу облучения персонала за счет проведения этих работ определяют по формуле (6):
E = 10^{- 3} \cdot \frac{H_{1} \cdot T}{R^{2}} , мЗв, (6)
где: H1, мкЗв/ч — мощность эффективной дозы гамма-излучения ЗРИ на расстоянии 1 м от него;
T, ч — время проведения работ по перемещению ЗРИ;
R, м — расстояние от ЗРИ до персонала при перемещении ЗРИ;
10-3 — коэффициент перевода мкЗв в мЗв.
Данные работы рекомендуется проводить в порядке, изложенном в п. 3.3.
3.7. Наибольшее радиационное воздействие на человека происходит при ношении найденного «бесхозного» ЗРИ в карманах одежды. В этом случае человек подвергается контактному облучению, для которого характерна крайняя неоднородность распределения дозы, и максимальные значения достигаются на коже в месте контакта с ИИИ. Средние дозы облучения в органах и тканях могут достигать уровней, достаточных для возникновения детерминированных эффектов, поэтому для оценки радиационного воздействия в такой ситуации используется не эффективная доза, а средняя поглощенная доза в органах и тканях.
3.8. Средние значения мощности поглощенной дозы в органах и тканях определяются с использованием данных из таблицы для трех радионуклидов, содержащихся в ЗРИ (Co-60, Cs-137, Ir-192), и двух положений ЗРИ относительно тела:
- в нагрудном кармане (на уровне седьмого грудного позвонка) - положение 1;
- в правом кармане брюк - положение 2.
Средняя мощность поглощенной дозы (D) в органах тела человека от ЗРИ гамма-излучения активностью 1 ГБк, расположенного на поверхности тела в положениях 1 или 2
| Наименование органа или ткани тела человека | D, мГр/ч | |
| положение 1 | положение 2 | |
| 1 | 2 | 3 |
| Co-60 | ||
| Щитовидная железа | 5,9 | 78,4 · 10-3 |
| Легкие | 11,1 | 0,2 |
| Яичники | 0,7 | 4,6 |
| Яички | 1,9 | 5,9 |
| Красный костный мозг | 3,0 | 2,4 |
| Тонкий кишечник | 2,2 | 1,9 |
| Плод | 0,5 | 5,1 |
| Кожа (на глубине 0,5 мм, максимальное значение) <*> | 0,3 · 105 | 0,3 · 105 |
| Кожа (на глубине 0,5 мм, среднее по площади 100 см2) | 0,6 · 103 | 0,6 · 103 |
| Ткани (на глубине 5 мм, максимальное значение) | 0,6 · 104 | 0,6 · 104 |
| Ткани (на глубине 5 мм, среднее по площади 100 см2) | 0,5 · 103 | 0,5 · 103 |
| Cs-137 | ||
| Щитовидная железа | 1,4 | 13,5 · 10-3 |
| Легкие | 2,4 | 37,8 · 10-3 |
| Яичники | 0,1 | 1,2 |
| Яички | 43,2 · 10-3 | 1,5 |
| Красный костный мозг | 0,7 | 0,5 |
| Тонкий кишечник | 0,4 | 0,5 |
| Плод | 86,5 · 10-3 | 1,2 |
| Кожа (на глубине 0,5 мм, максимальное значение) <*> | 0,6 · 104 | 0,6 · 104 |
| Кожа (на глубине 0,5 мм, среднее по площади 100 см2) | 156,8 | 156,8 |
| Ткани (на глубине 5 мм, максимальное значение) | 1,6 · 103 | 1,6 · 103 |
| Ткани (на глубине 5 мм, среднее по площади 100 см2) | 113,5 | 113,5 |
| 1 | 2 | 3 |
| Ir-192 | ||
| Щитовидная железа | 1,9 | 16,2 · 10-3 |
| Легкие | 3,5 | 48,6 · 10-3 |
| Яичники | 0,1 | 1,6 |
| Яички | 56,8 · 10-3 | 2,2 |
| Красный костный мозг | 0,9 | 0,8 |
| Тонкий кишечник | 0,5 | 0,6 |
| Плод | 0,1 | 1,7 |
| Кожа (на глубине 0,5 мм, максимальное значение) <*> | 1,2 · 104 | 1,2 · 104 |
| Кожа (на глубине 0,5 мм, среднее по площади 100 см2) | 0,3 · 103 | 0,3 · 103 |
| Ткани (на глубине 5 мм, максимальное значение) | 2,6 · 103 | 2,6 · 103 |
| Ткани (на глубине 5 мм, среднее по площади 100 см2) | 0,2 · 103 | 0,2 · 103 |
| Примечание: <*> — максимальное значение мощности поглощенной дозы в коже соответствует ее среднему значению на участке, непосредственно прилегающем к радионуклидному источнику гамма-излучения в виде металлического цилиндра диаметром 4 — 6 мм и высотой 5 — 10 мм и включая зону на расстоянии до 0,5 мм от торца цилиндра. | ||
Для расчета значений средних поглощенных доз на органы и ткани для произвольной активности A ГБк используется формула (7):
D_{\text{ср}}^{\text{орг}} = A \cdot D \cdot T , мГр, (7)
где: D_{\text{ср}}^{\text{орг}} , мГр — средняя поглощенная доза в органе для активности радионуклида в ЗРИ, равной A;
A, ГБк — активность радионуклида, содержащегося в ЗРИ;
D, мЗв/ч — значение средней мощности поглощенной дозы для определенного радионуклида и органа из таблицы;
T, ч — время ношения ЗРИ в кармане.
IV. Оценка доз облучения при поверхностном радиоактивном загрязнении
4.1. При поверхностном радиоактивном загрязнении кожных покровов или одежды основное радиационное воздействие определяется эквивалентной дозой бета-излучения на кожу. Дозовые оценки в этом случае основываются на результатах измерения поверхностной плотности активности радионуклида на коже либо на одежде. Основным методом измерения в этом случае является измерение плотности потока бета-частиц с контролируемой поверхности (в единицах 1/(см2·мин), которое проводится в соответствии с методическими документами <10>. Значение максимальной поверхностной плотности активности радионуклида определяется по формуле (8):
<10> Приложение 5 МР 2.6.1.0360-24 «Санитарно-гигиенические мероприятия Роспотребнадзора по организации радиационной защиты населения и персонала при радиационных авариях», утвержденных руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 24.12.2024.
где: Cs, Бк/см2 — максимальная поверхностная плотность активности радионуклида на коже или одежде;
Ф, 1/(см2·мин) — измеренное максимальное значение плотности потока бета-частиц;
30 — коэффициент перевода ч в мин (60), деленный на фактор учета 2\pi — геометрии измерений Ф (2).
4.2. Если известен радионуклид, которым определяется поверхностное радиоактивное загрязнение, эквивалентную дозу в коже определяют по формуле (9):
H_{s} = C_{s} \cdot CF_{2} \cdot SF_{\beta} \cdot T , мЗв, (9)
где: Hs, мЗв — эквивалентная доза в коже;
Cs, Бк/см2 — максимальная поверхностная плотность активности радионуклида на коже или одежде;
CF2, (мЗв/час)/(Бк/см2) — коэффициент перехода от поверхностной плотности активности радионуклида на коже к мощности эквивалентной дозы его бета-излучения в коже (см. приложение 2 к настоящим МР);
T, ч — продолжительность облучения;
SF_{\beta} — коэффициент, характеризующий экранирующие свойства уличной одежды: при поверхностном радиоактивном загрязнении кожи принимается равным 1; при поверхностном радиоактивном загрязнении одежды для летнего сезона — 0,2, для весеннего и осеннего сезонов — 0,3, для зимнего сезона — 0,001.
Если радионуклид неизвестен, то для предварительной консервативной оценки эквивалентной дозы в коже в формуле (9) используют значение CF2 для Sr-90/Y-90, равное 3,5 (мЗв/ч)/(Бк/см2).
4.3. Локальное поверхностное радиоактивное загрязнение пола рабочего помещения или грунта может возникнуть в результате просыпания или разлива персоналом открытого радионуклидного ИИИ, содержащего известный радионуклид с известной активностью. Для проведения дозовых оценок принимается, что форма пятна близка к кругу радиусом R, по поверхности которого равномерно распределен радионуклид, а суммарная активность радионуклида равна A.
При планировании проведения работ по дезактивации такого радиоактивного загрязнения оценивают прогнозируемую эффективную дозу персонала при их проведении с использованием формулы (10):
E = 10-3 · Hмакс · T, мЗв, (10)
где: Hмакс, мкЗв/ч — максимальное значение МАЭД в зоне пятна на высоте 1 м над полом (грунтом);
T, ч — планируемое время выполнения работ по дезактивации;
10-3 — коэффициент перевода мкЗв в мЗв.
Оценку максимального значения МАЭД в зоне пятна проводят с использованием формулы (11):
H_{\text{макс}} = 2 \cdot 10^{3} \cdot CF_{1} \cdot \frac{A}{R^{2}} \cdot ln(1 + R^{2}) , мкЗв/ч, (11)
где: CF1, (мЗв/ч)/кБк — коэффициент для радионуклида (см. приложение 1 к настоящим МР);
A, Бк — суммарная активность радионуклида в пятне;
103 — коэффициент перевода мЗв в мкЗв.
Дозы персонала, полученные при проведении работ по дезактивации, определяются по результатам ИДК персонала.
4.4. При обнаружении пятна локального радиоактивного загрязнения рекомендуется определить его размеры и построить картограмму распределения МАЭД в пределах пятна путем проведения измерений МАЭД на высоте 1 м над поверхностью в точках, равномерно распределенных по всей площади радиоактивного загрязнения. Рекомендуемая плотность точек измерений составляет не менее 1 точки на 1 м2 площади, а общее количество точек — не менее 3. Определяют максимальное из измеренных значений МАЭД (Hмакс). Среднее значение МАЭД (Hср) в пределах пятна локального радиоактивного загрязнения определяют по формуле (12):
H_{\text{ср}} = \frac{1}{N} \cdot \sum_{i = 1}^{N} H_{i} , мкЗв/ч, (12)
где: Hср, мкЗв/ч — среднее значение МАЭД гамма-излучения в зоне пятна локального радиоактивного загрязнения;
Hi, мкЗв/ч — измеренное значение МАЭД в i-ой точке;
N — число точек измерения в пределах пятна.
4.5. Оценка доз облучения лиц, находившихся в зоне обнаруженного пятна радиоактивного загрязнения, проводится на основании данных опроса о количестве и продолжительности пребывания в этой зоне с использованием формулы (13):
E = H \cdot \sum_{n = 1}^{N} T_{n} , мЗв, (13)
где: E, мЗв — эффективная доза;
Tn, ч — продолжительность n-ого посещения зоны пятна радиоактивного загрязнения;
H, мкЗв/ч — МАЭД гамма-излучения в зоне пятна;
N — количество точек измерения.
Для оценки среднего значения E используется H = Hср (см. п. 4.4), для оценки максимального значения E используется H = Hмакс (см. п. 4.3).
Приложение 1 к МР 2.6.1.0401-25
КОЭФФИЦИЕНТЫ ПЕРЕХОДА ОТ АКТИВНОСТИ ТОЧЕЧНОГО ЗРИ К МОЩНОСТИ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ НА РАССТОЯНИИ 1 М ОТ НЕГО
| 1 | 2 |
|---|---|
| Sm-151 | 2,3E-12 |
| Eu-152 | 1,2E-07 |
| Eu-154 | 1,3E-07 |
| Eu-155 | 5,3E-09 |
| Gd-153 | 1,1E-08 |
| Tb-160 | 1,1E-07 |
| Ho-166m | 1,6E-07 |
| Tm-170 | 5,0E-10 |
| Yb-169 | 2,9E-08 |
| Hf-172 | 2,2E-08 |
| Hf-181 | 5,5E-08 |
| Ta-182 | 1,3E-07 |
| W-187 | 4,9E-08 |
| Ir-192 | 8,3E-08 |
| Au-198 | 4,1E-08 |
| Hg-203 | 2,3E-08 |
| Ti-204 | 1,0E-10 |
| Pb-210 | 6,9E-10 |
| Bi-207 | 1,6E-07 |
| Po-210 | 8,8E-13 |
| Ra-226 | 6,2E-10 |
| Ac-227 | 3,9E-11 |
| Ac-228 | 9,5E-08 |
| Th-227 | 1,1E-08 |
| Th-228 | 3,9E-10 |
| Th-230 | 2,3E-10 |
| Th-231 | 2,5E-10 |
| Th-232 | 2,1E-10 |
| Pa-231 | 4,3E-09 |
| U-природный <*> | 2,3E-10 |
| 1 | 2 |
| U-обогащенный <*> | 2,8E-10 |
| U-232 | 3,2E-10 |
| Pa-233 | 1,7E-08 |
| U-233 | 1,2E-10 |
| U-234 | 2,8E-10 |
| U-235 | 1,4E-08 |
| U-238 | 2,3E-10 |
| Np-237 | 3,8E-09 |
| Pu-236 | 3,4E-10 |
| Pu-238 | 3,0E-10 |
| Np-239 | 0,0 |
| Pu-239 | 1,2E-10 |
| Pu-240 | 2,8E-10 |
| Pu-242 | 2,3E-10 |
| Am-241 | 3,1E-09 |
| Am-242 | 8,5E-10 |
| Am-243 | 5,4E-09 |
| Cm-242 | 3,1E-10 |
| Cm-243 | 1,3E-08 |
| Cm-244 | 2,8E-10 |
| Cm-245 | 7,5E-09 |
| Cf-252 | 2,1E-10 |
| Примечание: <*> — для природного урана предполагается, что излучение определяется только U-238, а для обогащенного урана — только U-234. Активность обогащенного урана определяется концентрацией U-234. | |
Приложение 2 к МР 2.6.1.0401-25
КОЭФФИЦИЕНТЫ ПЕРЕХОДА ОТ ПЛОТНОСТИ ПОВЕРХНОСТНОЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДА, ОПРЕДЕЛЯЮЩЕГО ПОВЕРХНОСТНОЕ РАДИОАКТИВНОЕ ЗАГРЯЗНЕНИЕ КОЖИ, К МОЩНОСТИ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ БЕТА-ИЗЛУЧЕНИЯ НА КОЖУ <11>
<11> Примечание: мощность дозы от бета-излучения и электронов рассчитывается на глубине 70 мкм. Вклад гамма-излучения в формирование мощности дозы составляет несколько процентов. Предполагается, что загрязнение равномерно распределено на поверхности кожи бесконечно тонким слоем.
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЕ ССЫЛКИ
1. Федеральный закон от 30.03.1999 № 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».
2. Федеральный закон от 09.01.1996 № 3-ФЗ «О радиационной безопасности».
3. СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».
4. СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)».
5. МР 2.6.1.0360-24 «Санитарно-гигиенические мероприятия Роспотребнадзора по организации радиационной защиты населения и персонала при радиационных авариях».
СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ
В настоящих МР используются следующие термины и определения:
Радиационная авария — потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды <12>.
<12> Статья 1 Федерального закона от 09.01.1996 № 3-ФЗ «О радиационной безопасности».
Доза в органе или ткани <13> — средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела.
<13> Пункт 14 приложения 7 НРБ-99/2009.
Доза эквивалентная <14> — поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения.
<14> Пункт 15 приложения 7 НРБ-99/2009.
Доза эффективная <15> — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.
<15> Пункт 16 приложения 7 НРБ-99/2009.
Контроль радиационный <16> — получение информации о радиационной обстановке на предприятии, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
<16> Пункт 32 приложения 7 НРБ-99/2009.
Мощность эффективной дозы <17> — эффективная доза облучения, полученная за единицу времени (сек, мин, ч).
<17> Пункт 34 приложения 7 НРБ-99/2009.
Облучение <18> — воздействие на человека ионизирующего излучения.
<18> Пункт 36 приложения 7 НРБ-99/2009.
Облучение аварийное <19> — облучение в результате радиационной аварии.
<19> Пункт 37 приложения 7 НРБ-99/2009.
Персонал <20> — лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).
<20> Пункт 48 приложения 7 НРБ-99/2009.
Эффекты излучения детерминированные <21> — клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше — тяжесть эффекта зависит от дозы.
<21> Пункт 60 приложения 7 НРБ-99/2009.
Эффекты излучения стохастические <22> — вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.
<22> Пункт 61 приложения 7 НРБ-99/2009.