НРБ-69. Нормы радиационной безопасности

(утв. Минздравом СССР 25.08.1969 № 821-А-69)

Утверждаю Главный санитарный врач СССР П.БУРГАСОВ 25 августа 1969 г. № 821-А-69

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

НРБ-69

Издание второе

«Нормы радиационной безопасности (НРБ-69)» введены в действие взамен ранее действовавших «Предельно допустимых уровней ионизирующих излучений (ПДУ 1960 г.)», приведенных в «Санитарных правилах работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений № 333-60».

Нормы радиационной безопасности распространяются на все учреждения и предприятия всех министерств и ведомств и служат единственным официальным документом для обеспечения условий радиационной безопасности персонала, отдельных лиц из населения и населения в целом.

Во второе издание Национальной комиссией по радиационной защите внесены исправления, уточняющие отдельные положения НРБ-69.

Нормы радиационной безопасности (НРБ-69) разработаны Национальной комиссией по радиационной защите при Министерстве здравоохранения СССР.

В состав Национальной комиссии по радиационной защите входят:

председатель — доктор мед. наук, профессор Ю.И. Москалев,

зам. председателя — канд. мед. наук И.К. Дибобес,

ученый секретарь — канд. техн. наук А.А. Моисеев, члены комиссии: В.В. Волковицкая; доктор мед. наук, профессор Ю.Г. Григорьев; доктор мед. наук, профессор А.К. Гуськова; доктор мед. наук, профессор Т.К. Джаракян; доктор мед. наук, профессор Л.А. Ильин; канд. техн. наук И.Б. Кеирим-Маркус; доктор техн. наук, профессор Е.Е. Ковалев; канд. техн. наук В.А. Князев; академик АМН СССР Ф.Г. Кротков; академик АМН СССР А.А. Летавет; доктор мед. наук, профессор П.П. Лярский; доктор мед. наук, профессор Г.М. Пархоменко; доктор мед. наук, профессор П.В. Рамзаев; канд. техн. наук Ю.В. Сивинцев; доктор техн. наук, профессор Е.Н. Теверовский; канд. мед. наук А.В. Терман; доктор техн. наук А.Д. Туркин; доктор техн. наук, профессор В.П. Шамов; канд. техн. наук Ю.М. Штуккенберг.

ВВЕДЕНИЕ

В основу «Норм радиационной безопасности (НРБ-69)» положены рекомендации Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ), составленные в 1958 и 1959 годах и пересмотренные в 1962 году (Публикация 6) и в 1965 году (Публикация 9).

При разработке НРБ-69 учтены результаты работ советских ученых и положения «Основных норм безопасности при защите от излучения», изданных в 1968 году Международным агентством по атомной энергии.

В соответствии с НРБ-69 министерства и ведомства должны внести изменения в существующие инструкции и правила по применению радиоактивных веществ и источников ионизирующих излучений и согласовать их с органами Государственного санитарного надзора. Ответственность за выполнение настоящих норм возлагается на руководство лабораторий, учреждений, предприятий, министерств и ведомств.

I. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ, ОПРЕДЕЛЕНИЯ И ТЕРМИНОЛОГИЯ

Ионизирующее излучение — любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Примечание. В дальнейшем термины излучение и ионизирующее излучение употребляются как взаимозаменяемые.

Гамма-излучение — электромагнитное излучение с дискретным спектром, возникающее при изменении энергетического состояния атомного ядра или при аннигиляции частиц.

Характеристическое излучение — фотонное излучение с дискретным спектром, возникающее при изменении энергетического состояния атома.

Тормозное излучение — фотонное излучение с непрерывным спектром, возникающее при изменении кинетической энергии заряженных частиц.

Корпускулярное излучение — ионизирующее излучение, состоящее из частиц.

Рентгеновское излучение — совокупность тормозного и характеристического излучений, диапазон энергии квантов которых составляет от 1 кэв до 1 Мэв.

Источник излучения — вещество или установка, создающие поле ионизирующего излучения.

Закрытый источник — источник излучения, устройство которого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду при предвидимых условиях его эксплуатации и износа.

Открытый источник — источник излучения, при использовании которого возможно попадание радиоактивных веществ в окружающую среду.

Внешнее облучение — воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников излучения.

Внутреннее облучение — воздействие на организм ионизирующих излучений радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.

Естественный (природный) радиационный фон — ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и излучения естественно распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности земли, в приземной атмосфере, в продуктах питания, воде, в организме человека и др.).

Активность радиоактивного вещества — мера количества радиоактивного вещества, выраженная числом актов распада атомных ядер в единицу времени.

Кюри — единица измерения активности, 1 кюри = 3,700·1010 актов р \Delta N аспада в секунду. Производные от кюри — милликюри (мкюри, 1 мкюри = 10-3 \Delta S кюри), микрокюри (мккюри, 1 мккюри = 10-6 кюри), нанокюри (нкюри, 1 нкюри = 10-9 кюри), пикокюри (пкюри, 1 пкюри = 10-12 кюри), килокюри (ккюри, 1 ккюри = 103 кюри), мегакюри (Мкюри, 1 Мкюри = 106 кюри). Поток частиц или фотонов Ф — отношение числа частиц или фотонов , проникающих в объем элементарной сферы с площадью поперечного сечения , к этой площади, т.е.

\text{Ф } = \frac{\Delta N}{\Delta S} .

\Delta t \Delta\text{Ф} Плотность потока частиц или фотонов I — отношение потока частиц или фотонов за некоторый промежуток времени к этому промежутку времени, т.е.

I = \frac{\Delta\text{Ф}}{\Delta t} .

\Delta S \Delta E Поток энергии излучения F — отношение энергии частиц или фотонов, проникающих в объем элементарной сферы с площадью поперечного сечения , к этой площади, т.е.

F = \frac{\Delta E}{\Delta S} .

\Delta t Интенсивность излучения J — отношение потока энергии излучения за некоторый промежуток времени к этому промежутку времени, т.е.

J = \frac{\Delta F}{\Delta t} .

\Delta l \Delta N \rho Линейная плотность ионизации — отношение числа пар ионов , образованных заряженной частицей в среде на некотором пути , к длине этого пути, т.е.

\rho = \frac{\Delta N}{\Delta l} .

\Delta l \overline{\Delta E} Линейная передача энергии ЛПЭ L — отношение средней энергии , локально переданной среде движущейся заряженной частицей с энергией E при перемещении ее на некоторое расстояние , к этому расстоянию, т.е.

L = \frac{\overline{\Delta E}}{\Delta l} .

Локально переданной означает, что задано максимал \Delta E ьное расстояние от траектории частицы или максимальная величина потерь \Delta m энергии в элементарном акте взаимодействия. Поглощенная доза излучения D — отношение энергии излучения, поглощенной в некотором элементарном объеме среды, к массе этого объема, т.е.

D = \frac{\Delta E}{\Delta m} .

Рад — единица поглощенной дозы любого иониз \Delta D ирующего излучения; 1 р \Delta t ад = 100 эрг/г = 10-2 Дж/кг. Мощность дозы P — отношение дозы излучения за промежуток времени к этому промежутку времени, т.е.

P = \frac{\Delta D}{\Delta l} .

Эквивалентная доза смешанного ионизирующего излучения Dэкв — величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава и определяемая суммой произведений поглощенных доз D, отдельных видов излучения на соответствующие значения коэффициентов качества ККi этих видов излучения и коэффициентов распределения КРi, т.е.

D_{\text{экв}} = \sum_{i} D_{i}KK_{i}KP_{i}.

Бэр — единица эквивалентной дозы.

Коэффициент качества ККi — величина, определяющая зависимость биологического эффекта хронического облучения организма данным видом ионизирующего излучения от ЛПЭ этого вида излучения.

Коэффициент распределения дозы КРi — коэффициент, учитывающий влияние неоднородности распределения радиоактивных изотопов на их канцерогенную эффективность по отношению к Ra226.

Экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучения — количественная характеристика рентгеновского и гамма-излучения, основанная на их ионизирующем действии и выраженная суммарным электрическим зарядом ионов одного знака, образованных в единице объема воздуха в условиях электронного равновесия.

Рентген — единица экспозиционной дозы, 1 рентген (р) — экспозиционная доза, при которой сопряженная корпускулярная эмиссия в 0,001293 г воздуха производит в воздухе ионы, несущие заряд в одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака. Число 0,001293 представляет выраженное в граммах значение массы одного кубического сантиметра атмосферного воздуха при температуре 0 °C и давлении 760 мм рт. ст.

Миллиграмм-эквивалент радия — гамма-эквивалент радиоактивного препарата, гамма-излучение которого при данной фильтрации и при тождественных условиях измерения создает такую же мощность дозы в воздухе, что и гамма-излучение одного миллиграмма радия Государственного эталона радия СССР при использовании платинового фильтра толщиной 0,5 мм; обозначается мг-экв радия.

Точечный источник, содержащий 1 мг радия, находящегося в равновесии с продуктами распада, после начальной фильтрации через платиновый фильтр толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см в воздухе мощность дозы 8,4 р/ч.

Генетически значимая доза — среднее значение индивидуальных гонадных доз, каждая из которых взвешена по ожидаемому числу детей, зачатых после облучения. Генетическая доза для населения определяется как годовая генетически значимая доза, умноженная на средний репродуктивный возраст, который принимается равным 30 годам.

Генетическая доза — доза излучения, которая, если бы она была получена каждым индивидуумом с момента его зачатия до среднего репродуктивного возраста, привела бы к тем же генетическим последствиям для населения в целом, к каким приводят действительные дозы облучения, получаемые индивидуумами.

Предел дозы — допустимый среднегодовой уровень облучения отдельных лиц из населения, контролируемый по усредненным дозам внешнего излучения, радиоактивным выбросам и радиоактивной загрязненности объектов внешней среды.

Предельно допустимая доза ПДД — годовой уровень облучения персонала, не вызывающего при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживаемых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства.

Контролируемая зона — помещения или территория предприятия, организации, лаборатории, хранилища, где возможно получение свыше 0,3 дозы, допустимой для персонала (категория А). В контролируемой зоне проводится обязательный индивидуальный дозиметрический контроль.

Санитарно-защитная зона — территория вокруг предприятия, на которой запрещается размещение жилых зданий, детских учреждений, а также промышленных и подсобных сооружений, не относящихся к предприятию, для которого установлена санитарно-защитная зона. В санитарно-защитной зоне должен проводиться контроль радиационной обстановки.

Наблюдаемая зона — территория, где дозы облучения проживающего населения могут превысить установленные для него пределы дозы. В наблюдаемой зоне проводится контроль радиационной обстановки. Примечание. Размеры санитарно-защитной и наблюдаемой зон устанавливаются Главным санитарно-эпидемиологическим управлением Министерства здравоохранения СССР, а использование земель этих зон для сельскохозяйственных целей производится по согласованию с Министерством сельского хозяйства СССР.

Персонал (профессиональные работники) — лица, которые непосредственно работают с источниками ионизирующих излучений или по роду своей работы могут подвергнуться облучению. Отдельные лица из населения — контингент населения, проживающего на территории наблюдаемой зоны.

II. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ НОРМ

1. Настоящие Нормы радиационной безопасности распространяются на предприятия, учреждения, лаборатории и другие организации всех министерств и ведомств, производящие, обрабатывающие, применяющие, хранящие и транспортирующие естественные и искусственные радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений (исключая источники ионизирующего ультрафиолетового излучения).

2. Настоящие Нормы применимы:

а) к персоналу;

б) к отдельным лицам из населения;

в) ко всему населению.

3. Дозы, установленные настоящими Нормами, не включают:

а) доз, полученных пациентами при медицинских обследованиях и лечении;

б) доз, обусловленных естественным радиационным фоном.

4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-69) являются основным документом, регламентирующим работу с источниками излучений и защиту от ионизирующих излучений. Никакие ведомственные правила и инструкции не должны противоречить Нормам радиационной безопасности (НРБ-69).

5. Работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений проводятся с разрешения органов Государственного санитарного надзора, которым предоставляется вся необходимая информация об уровнях облучения и загрязнения внешней среды для оценки возможной радиационной опасности для здоровья работающих и населения.

Предприятия, учреждения, лаборатории и другие организации освобождаются от обязанности получения разрешения и последующего санитарного надзора при следующих условиях:

а) если активность на рабочем месте не больше величины, указанной в табл. 1 Приложения;

б) если используются радиоактивные вещества в виде растворов или порошков с концентрацией не более 0,002 мккюри/г или твердые естественные радиоактивные вещества с концентрацией не более 0,01 мккюри/г;

в) если мощность дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 м от поверхности источника, не превышает 0,1 мбэр/ч, обеспечена надежная герметизация радиоактивных веществ, находящихся внутри источника, а конструкция последнего согласована с органами Государственного санитарного надзора;

г) если используется оборудование, в котором происходит ускорение электронов до энергий не более 5 кэв. Примечание. Указанные в пунктах «а», «б», «в», «г» условия не распространяются на использование радиоактивных веществ в медицинских целях, а также на преднамеренное добавление таких веществ в удобрения, фармацевтические и косметические товары и игрушки. Использование радиоактивных веществ в этих случаях регламентируется специальными санитарными правилами.

III. КАТЕГОРИИ ОБЛУЧАЕМЫХ ЛИЦ И ГРУППЫ КРИТИЧЕСКИХ ОРГАНОВ

1. Исходя из возможных последствий влияния ионизирующих излучений на организм устанавливаются следующие категории облучаемых лиц.

Категория А — персонал.

Категория Б — отдельные лица из населения.

Категория В — население в целом (при оценке генетически значимой дозы облучения).

2. Предельно допустимые дозы ПДД внешнего и внутреннего облучения устанавливаются для четырех групп критических органов или тканей:

I группа — все тело, гонады, красный костный мозг.

II группа — мышцы, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы, за исключением тех, которые относятся к группам I, III и IV.

III группа — костная ткань, щитовидная железа и кожный покров (кроме кожи кистей, предплечий, лодыжек и стоп). IV группа — кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

IV. ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМЫЕ ДОЗЫ (СОМАТИЧЕСКИЕ)

1. Для каждой группы критических органов устанавливаются предельно допустимые соматические дозы внешнего и внутреннего облучения персонала и пределы доз внешнего и внутреннего облучения отдельных лиц из населения, указанные в табл. 1.

Таблица 1

Предельно допустимые дозы внешнего и внутреннего облучения персонала и пределы дозы внешнего и внутреннего облучения отдельных лиц из населения

2. Для сравнения различных видов ионизирующих излучений по ожидаемому биологическому эффекту используется коэффициент качества КК, а при внутреннем облучении костной ткани — коэффициент распределения КР.

Соответствующие значения коэффициента качества приведены в табл. 2. Коэффициент распределения КР, используемый при расчете поступлений ПДП остеотропных изотопов (кроме радия-226), в настоящее время принят равным 5, если рассчитывается доза альфа- и бета-излучений, и единице, если рассчитывается доза гамма-излучения; для радия-226 КР = 1.

Таблица 2

Зависимость коэффициента качества КК от линейной передачи энергии ЛПЭ

3. При расчете эквивалентной дозы следует применять числовые значения КК, приведенные в табл. 3.

Таблица 3

Коэффициенты качества КК различных видов ионизирующих излучений при хроническом облучении всего тела

6,5

4. Точный расчет допустимых потоков на ткани кроме принадлежности их к определенной группе критических органов (см. табл. 1) требует учета поглощения и рассеяния частиц в экранирующих тканях. При оценке дозы внешнего облучения потоком слабопроникающих излучений (бета-частицы и электроны, альфа-частицы, протоны и другие заряженные частицы небольшой энергии) следует иметь в виду, что толщина слоя тканей и жидкостей, экранирующих хрусталик глаза, принята равной 300 мг/см2; толщина кожи — 100 мг/см2, в том числе толщина эпидермиса кожи, экранирующего базальный слой эпителия, — 7 мг/см2.

V. ОБЛУЧЕНИЕ ПЕРСОНАЛА

1. Предельно допустимая доза ПДД облучения всего организма, гонад или красного костного мозга отдельного лица из персонала, непосредственно работающего с источниками ионизирующего излучения, установлена равной 5 бэр в течение одного года. Однако необходимо принимать все меры для снижения дозы облучения персонала. Доза облучения всего организма, гонад или красного костного мозга отдельного лица из персонала (категория А) не должна превышать дозу, определенную по формуле

D = 5(N — 18),

где D — доза, бэр; N — возраст, годы. Во всех случаях доза, накопленная в возрасте 30 лет, не должна превышать 60 бэр.

2. Отдельные лица из персонала, за исключением женщин в возрасте до 30 лет, могут получить в течение одного квартала дозу для всего организма, гонад или красного костного мозга, не превышающую 3 бэр. Такая доза может быть получена однократно в течение одного квартала года.

Для женщин в возрасте до 30 лет доза облучения всего организма, гонад или красного костного мозга за квартал не должна превышать 1,3 бэр.

3. Если доза, накопленная работником за предыдущий период работы с источниками ионизирующих излучений, остается неизвестной, то следует исходить из предположения, что он получал ранее ежегодно ПДД, принятую в период его работы. Примечание. До 1960 г. предельно допустимая доза ПДД для персонала составляла 15 бэр/год, после 1960 г. — 5 бэр/год.

4. Содержание радиоактивных изотопов в организме лиц из персонала, а также поступление изотопов должны быть ограничены так, чтобы доза внутреннего облучения не превышала предельно допустимой дозы ПДД, указанной в табл. 1. Предельно допустимое содержание ПДС радиоактивных изотопов в организме лиц категории А и годовое предельно допустимое поступление ПДП радиоактивных изотопов приведены в табл. 1 Приложения. При сохранении годового предельно допустимого поступления ПДП в течение всей профессиональной работы человека годовая доза облучения его организма не превысит годовой предельно допустимой дозы ПДД.

При поступлении радиоактивных изотопов внутрь организма облучению могут подвергнуться одновременно несколько органов, что может быть сравнимо с облучением всего тела. Оценка опасности такого облучения должна производиться в соответствии с п. 7 разд. VI.

5. В соответствии с приведенными в табл. 1 значениями ПДД разрешается однократное или кратковременное поступление радиоактивных изотопов внутрь организма, равное половине годового ПДП. Примечание. Это положение не относится к изотопам, нормируемым по их токсичности (см. табл. 2 Приложения).

6. В исключительных случаях допускается облучение или поступление радиоактивных веществ в организм, приводящее к превышению годовой предельно допустимой дозы ПДД или предельно допустимого поступления ПДП радиоактивных веществ в 2 раза в каждом отдельном случае или в 5 раз на протяжении всего периода работы. В каждом подобном случае персонал должен быть предупрежден об опасности дополнительного облучения.

Следует отметить, что увеличение дозы или поступления радиоактивных веществ выше значений, приведенных в табл. 1, оправдано только тогда, когда невозможно принять меры, исключающие такое облучение персонала.

Планируемое повышенное облучение не разрешается в случаях:

а) если добавление планируемой дозы к накопленной работником превысит величину, рассчитанную по формуле D = 5(N — 18);

б) если в течение предшествующих 12 месяцев работник получил вследствие однократного облучения или однократного поступления радиоактивного вещества в организм дозу, превышающую полугодовую;

в) если работник при аварии или случайном облучении ранее получил дозу, превышающую годовую в 5 раз;

г) если работник — женщина в репродуктивном возрасте.

Дозы, полученные при планируемом повышенном облучении, не могут служить причиной для отстранения данного лица от его обычной работы.

7. Среди персонала (категория А) выделены две группы:

а) лица, условия труда которых таковы, что дозы облучения могут превышать 0,3 годовой ПДД (работа в контролируемой зоне);

б) лица, условия труда которых таковы, что дозы облучения не могут превышать 0,3 годовой ПДД (работа вне контролируемой зоны). К этой группе также относятся взрослые лица, работающие на данном предприятии по соседству с помещениями, где ведутся работы с источниками ионизирующих излучений; лица, работающие в административно-хозяйственных и служебных помещениях, а также во всех зданиях и на открытом воздухе в пределах санитарно-защитной зоны; лица, эпизодически посещающие контролируемую зону.

Для лиц, работающих в контролируемой зоне, обязательны индивидуальный дозиметрический контроль и специальное медицинское наблюдение.

Для лиц, работающих вне контролируемой зоны, индивидуальный дозиметрический контроль и специальное медицинское наблюдение не проводятся. В последнем случае следует лишь контролировать мощность дозы внешних потоков излучения и концентрацию радиоактивных веществ в воздухе рабочих помещений, а медицинское наблюдение может быть ограничено общей диспансеризацией. В отдельных случаях для получения научной информации проводятся индивидуальный дозиметрический контроль и специальное медицинское наблюдение.

8. Для удобства проведения оперативного контроля содержания радиоактивных изотопов в воздухе рабочих помещений устанавливаются среднегодовые допустимые концентрации СДК, значения которых приведены в табл. 1 Приложения. При постоянной концентрации радиоактивного изотопа в воздухе между ПДП и СДК для лиц категории А существует следующая зависимость:

ПДП (мккюри/год) = 106 СДК (кюри/л)·Q (л/год),

где для воздуха Q = 2,5·106 л/год.

9. Для принятия решений при оценке дозы облучения определяющими являются сведения о содержании радиоактивных изотопов в теле человека, а не данные о концентрации изотопов в окружающей среде. Случаи превышения СДК радиоактивных изотопов в воздухе рабочих помещений, если они не создают дозы выше указанных в табл. 1 Приложения, не должны рассматриваться как опасные.

10. Радиационная опасность от присутствия в воздухе радиоактивных изотопов благородных газов — аргона, криптона, ксенона и короткоживущих изотопов углерода, азота и кислорода — определяется не внутренним, а внешним облучением.

Для оценки радиационной опасности пребывания в атмосфере, содержащей указанные изотопы, основными являются сведения о дозе внешнего бета-гамма-облучения человека, а не данные об их концентрации в воздухе.

11. Загрязнение поверхностей радиоактивными веществами не должно превышать уровней, указанных в табл. 5 Приложения.

Аварийное облучение персонала

12. В случае аварии должны быть приняты все практически возможные меры для сведения к минимуму внешнего облучения и поступления радиоактивных веществ в организм человека. Переоблучение в данном случае может быть оправдано лишь спасением жизни людей, предотвращением крупных аварий и переоблучения большого числа людей. Пределы дозы внешнего аварийного облучения и поступления радиоактивных веществ в организм человека установить невозможно. В каждом отдельном случае необходимо информировать персонал о возможном риске такого повышенного облучения.

13. При осуществлении мероприятий по ликвидации последствий аварий планируемое повышенное облучение персонала ограничивается условиями п. 6 разд. V.

14. Каждое внешнее облучение дозой до 10 бэр должно быть так скомпенсировано, чтобы в последующем периоде, не превышающем 5 лет, накопленная доза не превысила величину, определенную формулой, приведенной в п. 1 разд. V. Каждое внешнее облучение дозой до 25 бэр должно быть так скомпенсировано, чтобы в последующем периоде, не превышающем 10 лет, накопленная доза не превысила величину, определенную этой формулой.

15. В случае повышенного поступления радиоактивных веществ в организм следует оценить количество радиоактивных веществ, поглощенных каждым индивидуумом.

Работнику, подвергшемуся повышенному облучению, можно разрешить продолжать обычную работу только при отсутствии медицинских противопоказаний, при этом следует учесть облучение, которому он уже подвергался ранее, состояние здоровья и возраст.

16. Непланируемое однократное внешнее облучение дозой свыше 25 бэр, а также однократное поступление в организм радиоактивных изотопов свыше пятикратного значения ПДП должно рассматриваться как потенциально опасное. После такого воздействия работник должен быть направлен на медицинское обследование.

17. Случаи облучения отдельных лиц из персонала дозами, которые превышают величины, установленные п. 6 разд. V, подлежат расследованию, выявлению причин и принятию специальных мер, определяемых инструкциями, утвержденными Главным санитарно-эпидемиологическим управлением Министерства здравоохранения СССР.

VI. ОБЛУЧЕНИЕ ОТДЕЛЬНЫХ ЛИЦ ИЗ НАСЕЛЕНИЯ

1. Облучение отдельных лиц из населения контролируется путем измерения радиоактивных выбросов, а также мощности дозы внешних потоков излучений и уровней радиоактивной загрязненности объектов внешней среды. Поэтому устанавливается не предельно допустимая доза, а предел дозы, регламентирующий в среднем облучение группы населения. Примечание. Действительные дозы, полученные отдельными лицами из населения, могут различаться в зависимости от изменений внешней среды и таких факторов, как возраст, вес, рост, обмен веществ и привычки.

2. Для отдельных лиц из населения (категория Б) годовой предел соматической дозы внешнего и внутреннего облучения всего тела, гонад или красного костного мозга, как указано в табл. 1, не должен превышать 0,5 бэр/год. Предел соматической дозы облучения критических органов других групп принимается равным согласно данным табл. 1.

Таким образом, пределы дозы для отдельных лиц из населения (категория Б) составляют не более 0,1 соответствующих ПДД для персонала (категория А). Исключение составляет предел дозы облучения щитовидной железы детей (моложе 16 лет), составляющий не более 0,05 ПДД облучения щитовидной железы взрослых лиц категории А.

3. Установленный предел дозы обусловливает очень малую степень риска. Поэтому в случае некоторого временного превышения предела дозы риск остается достаточно малым и не требуется принятия профилактических мер.

4. Установленный предел соматической дозы для отдельных лиц из населения как максимум применим ко всему населению. Однако должны приниматься все меры для существенного снижения как дозы облучения, так и числа облучаемых лиц.

5. Пределы годового поступления радиоактивных изотопов в организм отдельных лиц из населения через органы дыхания и пищеварения приведены в табл. 1 Приложения.

Для удобства проведения оперативного контроля содержания радиоактивных изотопов во внешней среде наблюдаемой зоны устанавливаются среднегодовые допустимые концентрации СДК радиоактивных изотопов в воздухе и воде этой зоны, значения которых приведены в табл. 1 Приложения. Эти значения СДК получены по формуле п. 8 разд. V. При этом объем воздуха, вдыхаемого взрослым человеком из населения, принят равным 7,3·106 л/год. Потребляемое взрослым человеком количество воды принято равным 800 л/год.

6. Для оценки дозы облучения отдельных лиц из населения определяющим является годовое поступление радиоактивных изотопов в организм, а не их среднесуточная концентрация в воде и воздухе.

7. При поступлении радиоактивных изотопов в организм могут облучаться одновременно несколько органов, что может быть сравнимо с облучением всего тела. Оценка опасности облучения должна производиться следующим образом:

а) если облучение всего организма, в том числе и внешнее, достигает половины ПДД облучения гонад или красного костного мозга, то два или более критических органа не должны получать дозу облучения больше половины ПДД;

б) если каждый из трех или более критических органов получает свыше половины соответствующих ПДД, то поступление изотопов должно быть пропорционально уменьшено.

VII. ОБЛУЧЕНИЕ ВСЕГО НАСЕЛЕНИЯ

1. Генетически значимая доза внешнего и внутреннего облучения (включая дозу от глобальных радиоактивных выпадений), получаемая населением в целом от всех источников излучения, не должна превышать 5 бэр за 30 лет. В эту дозу не входят возможные дозы облучения, обусловленные медицинскими процедурами и естественным радиационным фоном.

2. При мирном использовании атомной энергии необходимо ограничивать облучение всего населения за счет уменьшения дозы, получаемой отдельными лицами, и за счет ограничения числа лиц, подвергающихся облучению.

Резерв — 1,5 бэр

<*> Здесь имеется в виду облучение населения, обусловленное глобальными радиоактивными выпадениями.

Часть генетически значимой дозы облучения населения (категория В: 2 бэр за 30 лет) распределяется так:

внутреннее облучение 1,5 бэр, внешнее облучение 0,5 бэр.

4. Внутреннее облучение обусловлено генетически значимыми изотопами. К генетически значимым относятся те радиоактивные изотопы, которые при попадании в организм равномерно распределяются по всему телу или накапливаются в гонадах.

5. В случае радиоактивного загрязнения территории СССР или одной из его республик предел допустимого поступления изотопов с рационом для всего населения (категория В) принимается равным 0,3 ПДП, установленного для отдельных лиц из населения (категория Б), кроме генетически значимых изотопов (H3, C14, S35, Cl36, Zn65, Cs134, Cs135, Cs136 и Cs137), для последних принимается 0,1 ПДП для отдельных лиц из населения (категория Б). Тем самым для всего населения вводится коэффициент безопасности, учитывающий неоднородность питания больших групп населения и различие биологических констант обмена у отдельных индивидуумов.

6. В случае аварии Главным санитарно-эпидемиологическим управлением Министерства здравоохранения СССР устанавливаются, исходя из масштаба аварии, временные допустимые уровни облучения и допустимые поступления радиоактивных веществ внутрь организма. При этом не должна быть превышена указанная генетически значимая доза для населения страны в целом, а в отдельных случаях для населения данной республики.

7. Поскольку медицинское облучение вносит существенный вклад в генетическую дозу, необходимо максимально ограничить рентгеновское облучение при массовых профилактических осмотрах населения, особенно беременных женщин, детей и подростков. При проведении таких осмотров необходимо сочетать достижение медицинского эффекта с рациональной защитой населения от излучения, обеспечивать максимальное снижение генетически значимой дозы облучения всего населения.

VIII. ПРИЛОЖЕНИЕ

Пояснения к таблицам Приложения

1. Приведенные в табл. 1 и 2 значения предельно допустимых поступлений ПДП или пределов годового поступления получены исходя из предельно допустимой дозы облучения критического органа или ткани индивидуума для рассматриваемой категории облучения.

2. Значения среднегодовых допустимых концентраций радиоактивных веществ СДК могут быть вычислены делением предельно допустимых поступлений или пределов годового поступления на стандартное потребление воздуха или воды.

Объем воздуха, вдыхаемого профессиональным работником за часы работы, принимается равным 2,5·106 л/год.

Объем воздуха, вдыхаемого взрослым человеком из населения, принимается равным 7,3·106 л/год. Потребляемое взрослым человеком количество воды, входящей в состав пищевых продуктов или поступаемой в виде жидкости, принимается равным 800 л/год.

3. Радиоактивные изотопы благородных газов не включены в табл. 1, поскольку они опасны только как источники внешнего бета-гамма-излучения (см. п. 10, разд. V).

Для естественных радиоактивных изотопов Rb87, In115, Nd144, Sm147 и Re187 величины ПДП и СДК в табл. 1 не приводятся, так как эти изотопы нормируются по их химической токсичности.

4. Приведенные в табл. 1 и 2 пределы годового поступления ПГП через органы дыхания для отдельных лиц из населения как максимум применимы ко всему населению при условии, что не превышается предельно допустимая генетически значимая доза для всего населения.

Для генетически значимых изотопов (трития, углерода-14, серы-35, хлора-36, цинка-65 и изотопов цезия-134, 135, 136 и 137) коэффициент безопасности принят равным 10, т.е. следует принимать 0,1 ПГП указанных изотопов для отдельных лиц из населения при поступлении через органы пищеварения.

Для остальных изотопов коэффициент безопасности при поступлении через органы пищеварения принимается равным 3, т.е. следует принимать 0,3 ПГП для отдельных лиц.

5. Приведенные в табл. 1 среднегодовые допустимые концентрации СДК рассчитаны по наиболее жестким величинам ПДП и ПГП и служат только для оценки возможного суммарного годового поступления радиоактивных изотопов с воздухом и водой (пищей).

6. Квартальное предельно допустимое поступление ПДП радиоактивных изотопов через органы дыхания (для персонала) может составлять до половины годового ПДП при условии, что реальное годовое поступление не превысит ПДП.

7. Среднегодовые допустимые концентрации радиоактивных изотопов в воде для отдельных лиц из населения могут быть приняты для оценки допустимого загрязнения продуктов питания и питьевой воды.

8. Если не известна растворимость изотопа в соединении, то в качестве предельно допустимого поступления, предела годового поступления или среднегодовой допустимой концентрации принимают минимальные значения соответствующих ПДП, ПГП и СДК.

9. Работу с радиоактивным веществом, активность которого на рабочем месте меньше величины, указанной в последней графе табл. 1, следует рассматривать как работу со стабильными изотопами.

Поставка изотопов в количествах, превышающих в 10 раз указанные в этой графе величины, регламентируется специальными правилами.

10. Принятые в табл. 1 и 2 сокращения — ЖК, ТК, Ж, ВТК и НТК — означают соответственно желудочно-кишечный тракт, тонкая кишка, желудок, верхние отделы толстой кишки, нижние отделы толстой кишки.

0,94CAcB + 0,0_6CAcC = 4,8·10-11 кюри/л,

где Qi и Ci — соответственно поступление (мкюри/год) и среднегодовые концентрации (кюри/л).

Указанные выше значения ПДП и СДК короткоживущих продуктов распада Rn222, Tn220 и An219 соответствуют величине «скрытой энергии» — энергии, выделяющейся при полном их распаде до Pb210, Pb208 и Pb207 и равной 0,9·1011 Мэв/год и 0,4·105 Мэв/л. Примечание. Если концентрацию и поступление короткоживущих продуктов распада Rn222, Tn220 и An219 для персонала не удается снизить до соответствующих величин СДК и ПДП, то допускается превышение над СДК и ПДП не более чем в три раза, при условии, что суммарное поступление этих продуктов не превысит 3,8 мкюри за все время профессиональной работы.

Для отдельных лиц из населения правые части приведенных выше соотношений и величины «скрытой энергии» должны быть уменьшены для ПДП в 10 раз, для СДК — в 30 раз.

Таблица 1

Содержание радиоактивных изотопов в органах или тканях, соответствующее предельно допустимой дозе облучения ПДД для персонала; годовые предельно допустимые поступления ПДП радиоактивных изотопов для персонала; пределы годового поступления ПГП радиоактивных изотопов для отдельных лиц из населения; среднегодовые допустимые концентрации СДК радиоактивных изотопов в воздухе рабочих помещений, а также в воздухе и воде наблюдаемой зоны; предельно допустимая на рабочем месте активность радиоизотопных источников, не требующая регистрации или получения разрешения санитарно-эпидемиологической службы