МУ 2.6.1.34-2007. Методические указания. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Расчет квоты предела годовой дозы и допустимых уровней радиационных факторов для радиационно опасных предприятий
(утв. ФМБА России 07.12.2007)
Утверждаю Заместитель Руководителя Федерального медико-биологического агентства Главный государственный санитарный врач по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям В. В. Романов 7 декабря 2007 года
2.6.1 ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
РАСЧЕТ КВОТЫ ПРЕДЕЛА ГОДОВОЙ ДОЗЫ И ДОПУСТИМЫХ УРОВНЕЙ РАДИАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ ДЛЯ РАДИАЦИОННО ОПАСНЫХ ПРЕДПРИЯТИЙ
Дата введения — с момента утверждения
I. Область применения
1.1. Методические указания «Расчет квоты предела годовой дозы и допустимых уровней радиационных факторов для радиационно опасных предприятий» (далее — Методические указания) являются методическим документом, устанавливающим требования по расчету квоты предела дозы населения, проживающего в зоне наблюдения (ЗН) радиационно опасных предприятий и допустимых уровней радиационных факторов, формирующихся в ЗН при эксплуатации этих предприятий.
1.2. Основной целью настоящих Методических указаний является введение в действие методики расчета квоты предела дозы населения, проживающего в зоне наблюдения (ЗН) радиационно опасных предприятий, в целях организации работы органов госсанэпиднадзора и должностных лиц радиационно опасных предприятий по вопросам обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия населения, проживающего в зоне наблюдения этих предприятий.
1.3. Требования настоящих Методических указаний предназначены для организаций независимо от их форм собственности и ведомственной принадлежности, разрабатывающих проектно-организационную документацию и осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор за радиационно опасными предприятиями, входящими в перечень организаций, подлежащих обслуживанию ФМБА России.
II. Нормативные ссылки
Настоящие Методические указания разработаны на основании и с учетом следующих законов России и нормативных документов:
- Закон Российской Федерации от 10.01.2002 № 7-ФЗ «Об охране окружающей среды»;
- Закон Российской Федерации от 23.11.95 № 174-ФЗ «Об экологической экспертизе»;
- Закон Российской Федерации от 30.03.99 № 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения»;
- Закон Российской Федерации от 09.01.96 № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения»;
- Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99;
- Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99;
- Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности. СПП ПУАП-03. СанПиН 2.6.1.07-03;
- МПА-98 «Методические указания по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу. Технический документ», М., 1998 г.;
- Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98), Минатом России, Госкомэкологии России, М., 1999 г.;
- Критерии и методы оценки состояния загрязненных радионуклидами земель, прилегающих к базам ВМФ. МУ 2.6.1.58-02;
- Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.25-2000;
- Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.26-2000.
III. Общие положения
3.1. Настоящие Методические указания направлены на создание единого подхода к установлению квоты предела дозы для населения, проживающего в зоне наблюдения нескольких радиационно опасных объектов, и расчету допустимых значений радиационных факторов, формирующихся при эксплуатации данных объектов.
3.2. Целью установления квот является недопущение превышения предела дозы техногенного облучения населения (1 мЗв/год), установленного НРБ-99 для населения, подвергающегося облучению от нескольких радиационно опасных объектов, и снижение облучения населения от техногенных источников в соответствии с принципом оптимизации.
3.3. Для радиационно опасных объектов I категории в проектной документации должны быть определены квоты на облучение населения при нормальной работе объекта. Числовые значения квот подлежат согласованию с федеральным органом государственной санитарно-эпидемиологической службы.
3.4. Квоты устанавливаются для величин средней индивидуальной эффективной дозы облучения критических групп населения (КГН), проживающих в зоне наблюдения объекта.
3.5. Квоты устанавливаются для всех радиационных факторов (воздушных выбросов, водных сбросов и др.), от которых облучение критической группы населения за пределами санитарно-защитной зоны радиационного объекта при его нормальной эксплуатации может превысить минимально значимую величину — 10 мкЗв/год.
3.6. Размер квоты должен характеризовать верхнюю границу возможного уровня облучения критических групп населения за счет нормальной эксплуатации источников излучения на радиационно опасном объекте с учетом достигнутого уровня обеспечения радиационной безопасности населения.
3.7. Сумма квот от различных источников излучения не должна превышать предела дозы облучения населения, установленного НРБ-99. Разность между пределом дозы для населения и суммой квот должна рассматриваться как резерв, величина которого характеризует степень радиационной безопасности населения от техногенных источников излучения.
3.8. Значения квот используются для расчета допустимых уровней отдельных радиационных факторов (мощности дозы излучения на границе санитарно-защитной зоны, мощности выбросов и сбросов, содержания радионуклидов в объектах окружающей среды и др.).
IV. Расчет квоты средней индивидуальной дозы облучения критических групп населения
4.1. Установление критических групп населения
4.1.1. Для расчета квоты средней эффективной дозы для населения, проживающего в зоне наблюдения нескольких радиационно опасных объектов, необходимо установить критические группы населения.
4.1.2. Средняя эффективная доза критической группы населения формируется за счет внешнего и внутреннего облучения. Она зависит от интенсивности, частоты и продолжительности радиационного воздействия на население и путей облучения, по которым формируются дозовые нагрузки внутреннего облучения.
4.1.3 Процедуру идентификации (выбора) критических групп населения целесообразно разделить на три этапа:
- определение характеристик населения, подвергающегося облучению;
- идентификация путей поступления радионуклидов в организм населения из КГН в ЗН;
- определение объемных (удельных) активностей радионуклидов в объектах окружающей среды в ЗН.
4.1.4. Для измерения активности радионуклидов в объектах окружающей среды в зоне наблюдения организуется контроль радиационной обстановки и проводится обследование. Содержание радионуклидов в объектах окружающей среды определяется в соответствии с принятыми методиками [10], [13].
4.1.5. Выявляется характер и модели деятельности населения, подвергающегося потенциальному облучению.
Характеристика моделей деятельности отдельных жителей состоит в следующем:
- время, которое индивидуумы из критических групп проводят в ЗН;
- нахождение групп населения в закрытом помещении или на открытом воздухе, или то и другое;
- изменение деятельности по сезонам (в летний период некоторые виды деятельности осуществляются чаще, чем в течение зимних месяцев; дети в течение зимних месяцев будут находиться на открытом воздухе реже и в большем количестве одежды и т.п.);
- непосредственное использование территории ЗН местными жителями (охота, рыбная ловля, собирание грибов и ягод и т.д.);
- специфические характеристики групп населения, которые могут влиять на облучение:
превышение эффективных доз у детей и подростков (по сравнению с взрослыми) при внутреннем облучении от поступившего в организм одинакового количества радионуклидов;
разница среднестатистических показателей годового потребления разных категорий пищевых продуктов различными группами населения;
различие в потреблении рыбы и морепродуктов местного улова местными жителями по сравнению с жителями, проживающими в отдаленных регионах.
4.6. При идентификации критических групп населения необходимо определить, могут ли некоторые группы подвергнуться увеличенной дозовой нагрузке вплоть до достижения предела дозы с учетом воздействия других источников, в том числе и природных. Группы, являющиеся наиболее чувствительными к воздействию ионизирующего излучения, включают в себя: детей, пожилых людей, беременных и кормящих женщин, а также людей с хроническими заболеваниями. К потенциально неблагополучным группам с вероятностью повышенного облучения относятся жители, потребляющие рыбу местного улова или продукты местного выращивания и сбора (овощи, грибы, ягоды и т.п.).
Выявляются группы, употребляющие для бытовых и хозяйственных нужд воду из источников, расположенных в зоне воздействия оцениваемой территории.
4.2. Определение средних индивидуальных доз облучения критических групп населения
4.2.1. Расчет доз внешнего облучения критических групп населения
4.2.1.1 Расчет доз внешнего облучения посредством группового дозиметрического контроля
4.2.1.1.1. Групповой дозиметрический контроль внешнего облучения заключается в определении индивидуальных доз облучения лиц критической группы населения с учетом времени пребывания индивидуумов в ЗН и на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в ЗН, включая:
- результаты измерений операционных величин, характеризующих радиационную обстановку в ЗН;
- результаты измерений энергетического распределения плотности потока \varphi(E_{R}), частиц R-го вида (фотоны и электроны) в ЗН.
4.2.1.1.2. Если для определения индивидуальной эквивалентной дозы внешнего облучения органа или ткани можно применять групповой дозиметрический контроль и при этом характер деятельности отдельных жителей исключает неравномерное (локальное) облучение органа или ткани, когда отношение значений эквивалентной дозы к эффективной дозе внешнего облучения не превосходит 3/2, то за значение эквивалентной дозы облучения соответствующего органа допускается принять значение индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения.
4.2.1.1.3. При наличии данных контроля мощности амбиентного эквивалента дозы на территории ЗН за значение эффективной дозы внешнего излучения E^{\text{внеш}}, мЗв, следует принимать:
E^{\text{внеш}} = 0,001 \times \sum_{k} H^{*}(10)_{k} \times \Delta t_{k}, (1)
H^{*}(10)_{k} — средняя мощность амбиентного эквивалента дозы, Зв/ч;
\Delta t_{k} — длительность k-го периода нахождения индивидуума из КГН под воздействием средней мощности амбиентного эквивалента дозы, ч.
4.2.1.1.4. При наличии данных об энергетическом распределении плотности потока фотонов за значение эффективной дозы внешнего облучения E^{\text{внеш}}, мЗв, для соответствующего вида частиц следует принимать:
E^{\text{внеш}} = 3,6 \times 10^{6} \sum_{R,E_{R},k} \varphi(E_{R})_{k} \times e(E_{R})^{\text{внеш}} \times \Delta t_{k} = 0,012 \times \sum_{R,E_{R},k} \frac{\varphi(E_{R})_{k}}{\text{ДПП }(E_{R})} \Delta t_{k}, (2)
\Delta t_{k} — длительность k-го периода нахождения индивидуума из КГН под воздействием средней плотности потока \varphi(E_{R})_{k} частиц R-го типа с энергией E_{R} , част./(см2 x с);
e(E_{R})^{\text{внеш}} — эффективная доза внешнего облучения на единичный флюенс частиц R-го типа с энергией E_{R} при облучении параллельным пучком в переднезадней геометрии (ПЗ-геометрии), Зв x см2;
\text{ДПП }(E_{R}) — среднегодовая допустимая плотность потока частиц R-го типа с энергией E_{R} при облучении в ПЗ-геометрии, част./(см2 x с).
Для фотонов с энергиями 0,01 — 10,0 МэВ значения e(E_{R})^{\text{внеш}} и \text{ДПП }(E_{R}) приведены в табл. 8.5 и 8.8 НРБ-99.
Для типов и энергий излучений, не включенных в соответствующую таблицу Норм, значение величины W_{R} следует принимать равным среднему значению коэффициента качества k излучения на глубине 10 мм в шаровом фантоме МКРЕ.
4.2.1.2 Определение доз внешнего облучения посредством индивидуального дозиметрического контроля
4.2.1.2.1. Эффективные и эквивалентные дозы внешнего облучения критической группы населения могут быть определены на основании результатов измерений операционных величин с помощью индивидуальных дозиметров внешнего облучения.
4.2.1.2.2 За значение эффективной дозы внешнего облучения следует принимать:
где F — коэффициент перехода от операционных к нормируемым величинам при контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения.
При равномерном облучении человека любым проникающим излучением, за исключением фотонов с энергиями менее 20 кэВ, значение коэффициента F следует принимать равным 1.
4.2.2. Расчет доз внутреннего облучения критических групп населения
Перечень радионуклидов, формирующих внутреннее облучение критической группы населения, определяется по результатам радиохимического (спектрометрического) анализа состава аэрозолей, питьевой воды и продуктов питания, потребляемых лицами из КГН в ЗН. При расчете дозы внутреннего облучения следует определять поступление радионуклидов, для объемных (удельных) активностей которых выполняется неравенство:
\frac{{_{Q_{j}}}}{\text{ДОА}_{j}} \geq 0,01; \frac{{_{A_{j}}}}{\text{УВ}_{j}} \geq 0,01, (6)
{Qj} — среднегодовая объемная активность j-го радионуклида в ЗН, Бк/м3;
{Aj} — среднегодовая удельная активность j-го радионуклида в потребляемых лицами из КГН питьевой воде и продуктах питания, Бк/кг;
ДОАj — допустимая среднегодовая объемная активность j-го радионуклида (приведена в приложении П-2 к НРБ-99), Бк/м3;
УВj — значение уровня вмешательства j-го радионуклида (приведено в приложении П-2 к НРБ-99), Бк/кг.
Определение среднегодовой объемной активности атмосферного воздуха, среднегодовой удельной активности питьевой воды и продуктов питания проводится на основании результатов контроля радиационной обстановки в ЗН согласно отдельным МУ.
4.2.2.1 Определение доз внутреннего облучения посредством группового дозиметрического контроля
4.2.2.1.1. Основными задачами, решаемыми при групповом дозиметрическом контроле внутреннего облучения лиц из критической группы населения, являются:
- определение необходимого перечня радионуклидов, подлежащих контролю;
- хронометраж времени пребывания в ЗН (в зоне воздействия радиационного фактора);
- оценка возможных значений индивидуальных эффективных доз внутреннего облучения лиц из критической группы;
- определение вклада каждого радионуклида (из необходимого перечня) в эффективную дозу внутреннего облучения.
4.2.2.2. При проведении ГДК за величину значения индивидуальных ОЭД внутреннего облучения лиц из КГН следует принимать:
E^{\text{внут}} = E_{Q}^{\text{внут}} + E_{A}^{\text{внут}};
E_{Q}^{\text{внут}} = k_{j} \times \sum_{j} e(\tau)_{j}^{\text{внут}} \times \sum_{k} {_{Q_{j}}}_{{}_{k} \times \Delta t_{k};} (7)
E_{A}^{\text{внут}} = \sum_{j} e(\tau)_{j}^{\text{внут}} \times \sum {_{A_{j}}}_{\times M,}
E_{Q}^{\text{внут}} , E_{A}^{\text{внут}} — эффективная доза внутреннего облучения за счет выбросов и сбросов предприятия соответственно, мЗв/год;
e(\tau)_{j}^{\text{внут}} — ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения на единичное поступление j-го радионуклида в организм при стандартных условиях внутреннего облучения, Зв/Бк;
\Delta t_{k} — длительность пребывания в k-м участке ЗН лиц из КГН в течение календарного года в часах при средней годовой объемной активности {_{j}^{Q}}_{k} j-го радионуклида в k-м участке ЗН, Бк/м3;
M — объем потребления питьевой воды и продуктов питания лицами из КГН, кг;
k_{j} — коэффициент, учитывающий поступление j-го радионуклида в организм при вдыхании атмосферного воздуха, доли.
4.2.2.2 Определение доз внутреннего облучения посредством индивидуального дозиметрического контроля
4.2.2.2.1. Основными задачами, решаемыми при индивидуальном дозиметрическом контроле внутреннего облучения лиц из КГН, являются:
- проведение измерений активности радионуклидов в теле человека или в его отдельных органах с помощью СИЧ (\gamma - \text{излучающие} радионуклиды) и активности радионуклидов в выделениях (\alpha - ,\beta - \text{излучающие} радионуклиды);
- проведение измерений активности радионуклидов в атмосферном воздухе, питьевой воде и продуктах питания в соответствии с установленным перечнем радионуклидов;
- определение поступления радионуклидов в организм по результатам измерений;
- расчет индивидуальных доз внутреннего облучения.
4.2.2.2.2. Поступление j-го радионуклида в организм лица из КГН за период контроля и соответствующая доза внутреннего облучения определяется по МУ 2.6.1.26-2000, МПА-98 и МУ 2.6.1.58-02 в части касающейся.
4.2.2.2.3. Если при поступлении нескольких радионуклидов U, методами ИДК невозможно определить значения E^{\text{внут}} для всех радионуклидов, то при расчете суммарной ОЭД следует использовать корреляционные соотношения для учета всех радионуклидов, поступающих в организм лица из КГН. Дозовые коэффициенты e(\tau)_{U}^{\text{внеш}} для радионуклида U стандартной модели определяют для стандартных условий поступления радионуклидов в органы дыхания, используя дозиметрическую модель органов дыхания, желудочно-кишечного тракта и модели биокинетики элементов в органах и тканях стандартного работника, разработанные МКРЗ для целей дозиметрии внутреннего облучения.
4.3. Оценка вклада в среднюю индивидуальную дозу облучения критических групп населения радиационно опасного предприятия
4.3.1. В ЗН, установленной для района расположения нескольких радиационно опасных предприятий, дозовая нагрузка населения из КГН формируется в результате сочетанного действия радиационных факторов техногенного и природного характера. Для определения нормируемой доли техногенного облучения населения из суммарной эффективной дозы необходимо исключить долю, формируемую природными источниками облучения.
4.3.2. Для определения эффективней дозы природного облучения необходимо провести радиационный контроль в «фоновом» районе с целью оценки ожидаемых эффективных доз внешнего и внутреннего облучения лиц из КГН и среднегодовой объемной активности атмосферного воздуха, среднегодовой удельной активности питьевой воды и продуктов питания местного происхождения. Оценка проводится по всем техногенным радионуклидам, обнаруженным в объектах природной среды в ЗН.
4.3.3. Оценка радионуклидного состава загрязнения компонентов природной среды в ЗН проводится с учетом данных, представленных в радиационно-гигиенических паспортах предприятий.
4.3.4. Для действующих предприятий определяются суммарные активности сбросов QBij и выбросов QAij j-го радионуклида для i-го радиационно опасного предприятия. Для вновь создаваемых радиационно опасных предприятий сбросы и выбросы рассчитываются на стадии проекта.
4.3.5. Если текущий уровень обеспечения радиационной безопасности в ЗН нескольких радиационно опасных предприятий обеспечивает непревышение основных пределов доз, а поступление радионуклидов в организм не превышает ПГП, то квота W_{i}^{E} на индивидуальную эффективную дозу облучения критической группы населения, проживающего в ЗН i-го предприятия, может быть установлена следующим образом:
- в соответствии с вкладом i-го предприятия в суммарное поступление j-го радионуклида в окружающую среду \sum Q_{j}, за счет выбросов Q_{Aij} и сбросов Q_{Bij} рассчитывается вклад выбросов и сбросов W_{ij}^{Q} данного радионуклида в суммарную эффективную дозу внутреннего облучения:
W_{ij}^{Q} = \frac{Q_{Aij} + Q_{Bij}}{\sum Q_{j}} , (8)
Q_{Aij} — суммарный выброс j-го радионуклида i-м предприятием, Бк;
Q_{Bij} — суммарный сброс j-го радионуклида i-м предприятием, Бк;
\sum Q_{j} — суммарный сброс j-го радионуклида всеми предприятиями, Бк;
\text{Е}_{ij}^{\text{внут}} = W_{ij}^{Q}E^{\text{внут}}; (9)
- рассчитываем вклад i-го предприятия W_{i}^{Q} в суммарную эффективную дозу внутреннего облучения Eвнут:
E_{i}^{\text{внут}} = \sum_{i = 1} E_{ij}^{\text{внут}}. (10)
4.3.6 Квота i-го предприятия на индивидуальную эффективную дозу облучения критической группы населения составит:
W_{i}^{E} = \frac{E_{i}^{\text{внут}}}{E^{\text{внут}}} . (11)
V. Расчет допустимых уровней радиационных факторов
5.1. С привлечением результатов контроля радиационной обстановки разрабатываются допустимые уровни (т.е. уровни, обеспечивающие сохранение здоровья и работоспособности при условии однократного, многократного или непрерывного действия радиационных факторов в течение определенного времени) радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды на территории ЗН нескольких радиационно опасных предприятий.
5.2. Расчет допустимых уровней производится с учетом всех возможных путей и условий (периодичность, частота и время) облучения. Расчеты допустимых уровней производятся, исходя из максимальной эффективной дозы той критической группы населения, у которой эта доза наибольшая.
5.3. Целью установления допустимых уровней является недопущение превышения установленного НРБ-99 предела дозы техногенного облучения всех групп населения, обусловленного воздействием нескольких радиационно опасных предприятий.
5.3. Допустимые уровни устанавливаются для всех радиационных факторов (радиоактивное загрязнение атмосферы, почвы, грунтовых вод, продовольствия, поверхностных вод, донных отложений и мощности эквивалентной дозы ионизирующих излучений), облучение от которых критической группы населения может превысить минимально-значимую величину — 10 мкЗв/год. При вкладе какого-либо радиационного фактора в рассчитанную дозу менее 10 мкЗв/год допустимый уровень для него не устанавливается. Вклад радиационного фактора в рассчитанную эффективную дозу внешнего и внутреннего облучения определяется на основании результатов радиационного контроля на территории ЗН.
5.4. Значение допустимого уровня радиационного фактора характеризует верхнюю границу уровня облучения критических групп населения для текущего состояния обеспечения радиационной безопасности.
5.5 ДУ устанавливаются для следующих радиационных факторов:
- радиоактивнее загрязнение атмосферного воздуха (объемная активность i-го радионуклида в воздухе);
- радиоактивное загрязнение почвы (удельная активность i-го радионуклида в почве);
- радиоактивное загрязнение грунтовых вод (объемная активность i-го радионуклида в воде);
- радиоактивное загрязнение пищевых продуктов (удельная активность i-го радионуклида в пищевых продуктах (мясомолочная, сельскохозяйственная, лесохозяйственная, рыбная продукция местного производства));
- радиоактивное загрязнение поверхностных вод (объемная активность i-го радионуклида в морской воде, удельная активность i-го радионуклида в донных отложениях и перифитоне);
- мощность эквивалентной дозы ионизирующих излучений на территории, обусловленная техногенными радионуклидами.
5.6 Основными этапами разработки системы ДУ являются:
- сбор, обобщение и анализ фактических данных о радиационной обстановке и дозах облучения;
- проведение радиометрического обследования территории ЗН;
- определение основных радиационных факторов и условий облучения населения;
- определение перечня устанавливаемых ДУ и их расчет;
- согласование и утверждение ДУ радиационных факторов.
5.7. Расчет ДУ производится для каждого радиационного фактора, исходя из его вклада в эффективную дозу облучения (Emax) для лиц из критической группы населения.
5.8. По данным контроля радиационной обстановки рассчитывается годовое поступление ГПj j-го радионуклида, инжектированного радиационно опасными предприятиями в окружающую среду.
5.9 Годовое поступление j-го радионуклида в организм индивидуума из КГН составит:
Aj — объемная активность j-го радионуклида в потребляемом объекте природной среды, Бк/м3, Бк/кг;
Vj — объем потребления объекта природной среды индивидуумом из состава критической группы населения, м3/год, кг/год;
Cj — коэффициент, учитывающий условия потребления объекта природной среды и переход радионуклида в организм лиц из состава критической группы населения.
5.10. Рассчитывается эффективная доза внутреннего облучения в соответствии с (7).
5.11 Тогда для радиационного фактора Aj предельное значение составит:
A_{j}^{\text{пред}} = \frac{\text{ПД}}{V_{j}C_{j}e(\tau)_{j}^{\text{внут}}} . (13)
5.12. Эффективная доза лиц из КГН формируется в результате внешнего облучения и внутреннего облучения при поступлении нескольких радионуклидов. Тогда предел дозы для населения из КГН:
\text{ПД } = E_{\text{пред}}^{\text{внеш}} + \sum E_{j\text{пред}}^{\text{внеш}}. (14)
5.13. С учетом квотирования допустимый уровень радиационного фактора Aдj (например, объемная активность атмосферных аэрозолей) рассчитывается по формуле:
A_{\text{д}j} = (\frac{\text{ПД } - E_{\text{пред}}^{\text{внеш}}}{V_{j}C_{j}e(\tau)_{j}^{\text{внут}}})W_{i}^{E}. (15)
1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99;
2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99;
3. Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности (СПП ПУАП-03). СанПиН 2.6.1.07-03;
4. Методические указания по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу. Технический документ. МПА-98, М., 1998 г.;
5. Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98). Минатом России, Госкомэкологии России, М., 1999 г.;
6. Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов, условия эксплуатации и обоснование границ. Гигиенические нормативы. ГН 2.6.1.041-01;
7. Расчет и обоснование размеров санитарно-защитных зон и зон наблюдения вокруг АЭС. МУ 2.6.1.42-01;
8. Радиационно-гигиенические зоны предприятий атомного судостроения. Условия эксплуатации и обоснование границ. Методические указания. МУ 2.6.1.52-03;
9. Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения предприятий атомного судостроения. Условия эксплуатации и обоснование границ. Методические указания. МУ 2.6.1.36-2002.
10. Радиационный контроль объектов окружающей среды на предприятиях, осуществляющих строительство, испытания, ремонт, утилизацию кораблей и судов с ядерными энергетическими установками и плавучих средств их обеспечения. Методические указания. РД.5 АЕИШ 2946-99;
11. Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов системы Государственного санитарно-эпидемиологического нормирования. Руководство. Р 1.1.003-96.
12. Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности. СПП ПУАП-03. СанПиН 2.6.1.07-03;
13. МПА-98 «Методические указания по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу. Технический документ», М., 1998 г.;
14. Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98), Минатом России, Госкомэкологии России, М., 1999 г.;
15. Критерии и методы оценки состояния загрязненных радионуклидами земель, прилегающих к базам ВМФ. МУ 2.6.1.58-02;
16. Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.25-2000;
17. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.26-2000.
Группа критическая — группа лиц из населения (не менее 10 человек), однородная по одному или нескольким признакам — полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения (согласно НРБ-99).
Доза эффективная (эквивалентная) годовая — сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы — зиверт (Зв).
Зона наблюдения — территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.
Источник излучения природный — источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих Норм и Правил.
Источник излучения техногенный — источник ионизирующего излучения, специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.
Категория объекта радиационная — характеристика объекта по степени его потенциальной опасности для населения в условиях возможной аварии.
Квота — часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом).
Компоненты природной среды — земля, недра, почвы, поверхностные и подземные воды, атмосферный воздух, растительный, животный мир и иные организмы, а также озоновый слой атмосферы и околоземное космическое пространство, обеспечивающие в совокупности благоприятные условия для существования жизни на Земле.
Контроль радиационный — получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
Население — все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения (согласно НРБ-99).
Облучение природное — облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.
Облучение техногенное — облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.
Объект радиационный — организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.
Окружающая среда — совокупность компонентов природной среды, природных и природно-антропогенных объектов, а также антропогенных объектов.
Паспорт радиационно-гигиенический организации — документ, характеризующий состояние радиационной безопасности в организации и содержащий рекомендации по ее улучшению.
Предел дозы (ПД) — величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.
Предел годового поступления (ПГП) — допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.
Уровень контрольный — значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
ДОА — допустимая среднегодовая объемная активность
ДУ — допустимый уровень радиационного фактора
ДУА — допустимая среднегодовая удельная активность
КГН — критическая группа населения
ПГП — предел годового поступления
СИСТЕМА ИСХОДНЫХ ДАННЫХ О РАДИАЦИОННО ОПАСНОМ ПРЕДПРИЯТИИ
Г.1 Общее описание района расположения объекта (предприятия):
- географическое положение;
- близлежащие населенные пункты;
- крупные географические объекты (моря, заливы, реки, озера, горные цепи и т.д.);
- инфраструктура (железные и шоссейные дороги, водные и воздушные пути сообщения, линии электропередачи, водопроводы и водоводы);
- наличие и характеристика источников энергии;
- крупные промышленные предприятия и инженерные сооружения.
Г.2 Физико-географическое описание района расположения объекта (предприятия):
- гидрографическая сеть и ее характеристика;
- рельеф, водоразделы, уклоны в сторону естественных водоемов, особые элементы рельефа;
- пресноводная и морская флора и фауна (ихтиофауна, кормовая база, наличие нерестилищ, промысел рыбы, других морепродуктов).
Г.3 Характеристика ближайшего к объекту водоема (акватории предприятия):
- естественная акватория (море, залив и т.п.);
- береговая линия и побережье;
- глубины и течения;
- приливо-отливные явления;
- гидрологическая характеристика;
- категория водоема по природоохранным критериям.
Г.4 Климато-метеорологическая характеристика района расположения объекта (предприятия):
- характеристика и тип климата;
- направление, скорость и повторяемость ветров;
- состояние атмосферы (устойчивость, стратификация, инверсия, штили, туманы, облачность, их повторяемость в течение года);
- снежный покров (продолжительность, мощность);
- экстремальные природные явления (ураганы, тайфуны, метели и т.д.), их повторяемость.
Г.5 Характеристика объекта и предприятия в целом как источника выбросов радиоактивных веществ в атмосферу:
- ситуационная карта-схема, выполненная в масштабе на координатной сетке системы координат с произвольно выбранной точкой отсчета и отображающая: источники выбросов радиоактивных веществ; границы промплощадки объекта и предприятия; границы санитарно-защитной зоны предприятия;
- данные инвентаризации источников выбросов радиоактивных веществ, согласованные местными органами Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору РФ;
- характеристика источников выбросов радиоактивных веществ в атмосферу;
- репрезентативный радионуклидный состав выбросов;
- фоновые концентрации радиоактивных веществ;
- сведения об использовании территории санитарно-защитной зоны предприятия для нужд хозяйственного назначения, не связанных с производственной деятельностью.
Г.6 Характеристика образующихся на объекте и на предприятии в целом радиоактивных и токсичных отходов.
ФГУП НИИ промышленной и морской медицины, к.т.н., доцент С.В. Натха
ФГУП НИИ промышленной и морской медицины, к.м.н. В.Ф. Жерновой
ФГУП НИИ промышленной и морской медицины В.Е. Уланов
Военно-морской инженерный институт В.В. Куташов