НРБ-76/87. Нормы радиационной безопасности

(утв. Минздравом СССР 26.05.1987 № 4392-87)

ИСТОРИЯ ИЗМЕНЕНИЙ НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКИХ АКТОВ

flowchart LR
  n0["НРБ-76/87"]:::rst
  click n0 "https://bukva.ai/docs/normy-nrb-7687" "НРБ-76/87. Нормы радиационной безопасности (утв. Минздравом СССР 26.05.1987 N 4392-87)"
  n1["ГН 2.6.1.054-96"]:::rst
  click n1 "https://bukva.ai/docs/normativy-7-goskomsanepidnadzor-rossii-2" "ГН 2.6.1.054-96. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы (утв. и введены в действие Постановлени"
  n2["СП 2.6.1.758-99"]:::rst
  click n2 "https://bukva.ai/docs/pravila-sp-2-6-1-758-99" "СП 2.6.1.758-99. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) (утв. Минздравом России 02.07.1999)"
  n3["СанПиН 2.6.1.2523-09"]:::doc
  click n3 "https://bukva.ai/docs/postanovlenie-gost-9382-78" "СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) (утв. Постановлением Роспотребнадзора от 07.07.2009 N 47)"
  n0 --> n1
  n1 --> n2
  n2 --> n3
classDef rst fill:#FFEBEB,stroke:#8B0000,color:#000;
classDef doc fill:#EBFFEB,stroke:#006400,color:#000;
classDef notEnt fill:#FFFFEB,stroke:#FF8C00,color:#000;

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

НРБ-76/87

(3-е издание, переработанное и дополненное)

После издания в 1981 г. «Норм радиационной безопасности НРБ-76» были уточнены некоторые данные о воздействии ионизирующего излучения на организм человека, накоплен дополнительный опыт по осуществлению радиационного контроля и проведению профилактических мероприятий в соответствующих учреждениях и во внешней среде, в том числе опыт ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

В связи с этим в действовавший документ НРБ-76 были внесены необходимые коррективы. Кроме того, были исправлены некоторые неточности, допущенные в предыдущих изданиях НРБ-76, и включены нормативы, утвержденные Министерством здравоохранения СССР за время, прошедшее после издания НРБ-76.

1. Активность А радионуклида в источнике — мера радиоактивности.

Равна  отношению  числа  dN  самопроизвольных  ядерных  превращений  в этом
источнике  за  малый  интервал  времени  dt  к  этому   интервалу  времени:

                                                            10

А = dN / dt.  Единица  активности - кюри,  Ки,  1  Ки = 3,7 х 10    ядерных
превращений  за  1  секунду.  Используют  кратную  единицу  мегакюри,  МКи,

          6

1 МКи = 1 х 10  Ки,   и  дольные   единицы  -  милликюри,   мКи,   1  мКи =
      -3                                     -6
1 х 10   Ки; микрокюри, мкКи, 1 мкКи = 1 х 10   Ки;  нанокюри, нКи, 1 нКи =

  -9

1 х 10   Ки = 37   ядерных   превращений   за   1   секунду. В  СИ  единица
активности - беккерель, Бк. 1 Бк  равен 1 ядерному превращению за 1 секунду

или 0,027 нКи.

2. Альфа-излучение (альфа-излучение) - ионизирующее излучение, состоящее из альфа-частиц (ядер гелия), испускаемых при ядерных превращениях.

   3. Бета-излучение (бета-излучение) — электронное (и позитронное) ионизирующее излучение с непрерывным энергетическим спектром, испускаемое

при  ядерных  превращениях.  Характеризуется  граничной  энергией  спектра,
Е    .

бета

4. Бэр — единица эквивалентной дозы (см.).

5. Внешнее облучение — облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.

6. Внутреннее облучение — облучение тела от находящихся внутри него источников ионизирующего излучения.

7. Гамма-излучение (гамма-излучение) — фотонное (электромагнитное) ионизирующее излучение, испускаемое при ядерных превращениях или аннигиляции частиц.

8. Группа радиационной опасности радионуклида - характеристика радионуклида как потенциального источника внутреннего облучения. В порядке убывания радиационной опасности выделены четыре группы с индексами А, Б, В и Г.

9. Дезактивация поверхности — удаление радиоактивного загрязнения с поверхности физико-химическими или механическими способами с целью предупреждения разноса радиоактивного загрязнения и действия его как потенциального источника внешнего и внутреннего облучения.

10. Доза — в рамках данных документов сокращенное наименование эквивалентной дозы или максимальной эквивалентной дозы.

11. Допустимая концентрация ДК: 1) допустимый уровень объемной активности радионуклида в воздухе рабочей зоны производственных помещений персонала ДК или в атмосферном воздухе ДК . Численно равна отношению А Б предельно допустимого поступления ПДП или предела годового поступления ПГП радионуклида к объему воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года:

                      ДК  = ПДП / V ; ДК  = ПГП / V .
                        А          А    Б          Б

                                                       6

Для лиц категории А стандартное значение V = 2,5 х 10 л/год; для лиц А 6 категории Б - V = 7,3 х 10 л/год; Б

2) <a id="p100023"></a>допустимый  уровень  концентрации  ДК   радионуклида в питьевой воде
                                        Б

(рационе), численно равный отношению ПГП радионуклида к массе М воды Б (рациона), с которыми он поступает в организм на протяжении календарного года:

                              ДК  = ПГП / М .
                                Б          Б

Стандартное значение m для воды равно 800 (килограммов в год).

12. Допустимая мощность дозы ДМД - допустимый уровень усредненной за год мощности эквивалентной дозы. Численно равна отношению предельно допустимой дозы ПДД (или предела дозы ПД) ко времени облучения t в течение календарного года:

                     ДМД  = ПДД / t ; ДМД  = ПД / t .
                        А          А     Б         Б

                                                               5

Для лиц категории А стандартное значение t = 1700 ч = 1 х 10 мин. = А 6 6,1 х 10 с. Для лиц категории Б стандартное значение в учреждении и в 5 6 санитарно-защитной зоне t = 2000 ч = 1,2 х 10 мин. = 7,2 х 10 с; в Б 5 7 зоне наблюдения t = 8800 ч = 5,3 х 10 мин. = 3,2 х 10 с. Б

13. <a id="p100029"></a>Допустимая   плотность  потока  частиц (фотонов)  ДПП -  допустимый

уровень усредненной за год плотности потока частиц. ДПП за год создает максимальную эквивалентную дозу в организме человека, равную предельно допустимой дозе ПДД (пределу дозы ПД). Численно равна отношению допустимой мощности дозы ДМД к удельной максимальной эквивалентной дозе h : м

ДПП = ДМД / h . м

14. Допустимое радиоактивное загрязнение поверхности ДЗ. Устанавливается на уровне, не допускающем внешнего и внутреннего облучения людей за счет радиоактивного загрязнения выше предельно допустимой дозы ПДД (или предела дозы ПД), а также предупреждающем загрязнение помещений и территории вследствие разноса радиоактивных веществ.

15. Допустимое содержание ДС - допустимый уровень содержания радионуклида в организме человека. Такое усредненное за год содержание радионуклида в организме (критическом органе), при котором максимальная эквивалентная доза МЭД за календарный год равна предельно допустимой дозе ПДД (пределу дозы ПД).

16. Допустимый выброс радиоактивных веществ — установленный для учреждения контрольный уровень активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции.

17. Допустимый сброс радиоактивных веществ — установленный для учреждения контрольный уровень активности радионуклидов, удаляемых за календарный год во внешнюю среду со сточными водами.

18. Допустимый уровень — производный норматив для поступления радионуклидов в организм человека за календарный год, усредненных за год мощности эквивалентной дозы, содержания радионуклидов в организме, их концентрации (объемной активности) в воздухе, питьевой воде и рационе, плотности потока частиц (фотонов) и т.д., рассчитанный из значений основных дозовых пределов ПДД или ПД.

19. Естественный фон излучения - эквивалентная доза ионизирующего излучения, создаваемая космическим излучением и излучением естественно распределенных природных радионуклидов в поверхностных слоях Земли, приземной атмосфере, продуктах питания, воде и организме человека.

20. Закрытый источник — радионуклидный источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

21. Зиверт — единица эквивалентной дозы (см.).

22. Зона наблюдения — территория, где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы ПД. В зоне наблюдения проводится радиационный контроль.

23. Изотоп радиоактивный - радионуклид данного элемента, например,

                            131                                   60
радиоактивный изотоп йода -    I, радиоактивный изотоп кобальта -   Co.

24. Ионизирующее излучение — излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака. Ионизирующее излучение состоит из заряженных и незаряженных частиц, к которым относятся также фотоны.

Энергию частиц ионизирующего излучения измеряют во внесистемных -19 единицах — электрон-вольтах, эВ. 1 эВ = 1,6 х 10 джоуля (Дж). Используют 3 кратные единицы: килоэлектрон-вольт, кэВ, 1 кэВ = 1 х 10 эВ; 6 мегаэлектрон-вольт, МэВ, 1 МэВ = 1 х 10 эВ; гигаэлектрон-вольт, ГэВ, 9 1 ГэВ = 1 х 10 эВ.

Примечания: 1. Ультрафиолетовое излучение и видимый свет не относят к ионизирующим излучениям.

2. В качестве сокращенной формы используют также термин излучение.

25. Источник ионизирующего излучения — устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.

26. Категория А облучаемых лиц, или персонал (профессиональные работники) — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

27. Категория Б облучаемых лиц, или ограниченная часть населения — лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждении и (или) удаляемых во внешнюю среду. Уровень облучения лиц категории Б определяется по критической группе.

28. Категория В облучаемых лиц или население — население страны, республики, края или области.

29. Класс работ с открытыми источниками - характеристика работ по группе радиационной опасности радионуклида и его фактической активности на рабочем месте. Класс работ определяет требования к обеспечению радиационной безопасности (размещению и оборудованию помещений, технологическим режимам, организации работ, средствам индивидуальной и коллективной защиты и личной гигиены). В порядке уменьшения объема указанных требований выделяют I, II и III классы работ.

30. Контрольный уровень — значение индивидуальной эквивалентной дозы, мощности эквивалентной дозы, плотности потока частиц, поступления радионуклида в организм и его содержания в организме, концентрации радионуклида в воздухе, воде и рационе, радиоактивного загрязнения поверхности, радиоактивного выброса и сброса и т.д., устанавливаемое руководством учреждения или органами Госсаннадзора для оперативного радиационного контроля, закрепления достигнутого уровня указанных величин ниже основных дозовых пределов и допустимых уровней, обеспечения дальнейшего ограничения облучения персонала и ограниченной части населения и уменьшения радиоактивного загрязнения окружающей среды.

31. <a id="p100051"></a>Коэффициент изотропности I -  безразмерный  коэффициент  для  учета

эффекта самоэкранирования тела человека в поле внешнего ионизирующего излучения. Равен отношению максимальной эквивалентной дозы H х в м┴ критическом органе (теле) человека при нормальном падении внешнего излучения со стороны груди к максимальной эквивалентной дозе H в том же м органе (теле) при угловом распределении этого излучения в реальных условиях:

                               I = H   / H .
                                    м┴    м

32. Коэффициент качества k — коэффициент для учета биологической эффективности разных видов ионизирующего излучения в определении эквивалентной дозы (см.).

33. Критическая группа — небольшая по численности группа лиц категории Б, однородная по условиям жизни, возрасту, полу или другим факторам, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию в пределах учреждения, его санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. Используется при оценке облучения лиц категории Б.

34. Критический орган — ткань, орган или часть тела, облучение которого в данных условиях неравномерного облучения организма может причинить наибольший ущерб здоровью данного лица или его потомства. В порядке убывания радиочувствительности критические органы относят к I, II или III группам, для которых устанавливают разные значения основных дозовых пределов. При сравнительно равномерном облучении организма ущерб здоровью рассматривают по уровню облучения всего тела, что соответствует I группе критических органов.

35. Кюри — единица активности (см.).

36. <a id="p100057"></a>Линейная   передача   энергии  ЛПЭ,  L - физическая  характеристика

качества ионизирующего излучения. Равна отношению полной энергии dE, переданной веществу заряженной частицей вследствие столкновений на пути dl, к длине этого пути:

L = dE / dl.

    Для  незаряженных  частиц  ЛПЭ не применяется, но используются значения
ЛПЭ их вторичных заряженных частиц, образующихся в  веществе. ЛПЭ  измеряют
во внесистемных  единицах  килоэлектрон-вольт на микрометр  воды,  кэВ/мкм:

1 кэВ/мкм = 0,16 нДж/м.

37. <a id="p100060"></a>Максимальная  эквивалентная  доза  МЭД,  Н   -  наибольшее значение
                                              м

суммарной эквивалентной дозы в критическом органе (теле) от всех источников внешнего и внутреннего облучения. Значение МЭД регламентируется основными дозовыми пределами.

38. Минимальная значимая активность МЗА — наименьшая активность открытого источника на рабочем месте, при которой еще требуется разрешения органов Госсаннадзора на использование этого источника.

39. Мощность дозы — в рамках данных документов сокращенное наименование мощности эквивалентной дозы или мощности максимальной эквивалентной дозы.

40. <a id="p100063"></a>Мощность эквивалентной дозы H - отношение приращения  эквивалентной

дозы dH за интервал времени dt к этому интервалу времени:

H = dH / dt.

    Единица    мощности    эквивалентной     дозы  - бэр  в секунду, бэр/с.
Рекомендуется использовать производные единицы:  миллибэр  в  час,  мбэр/ч,

                -7

1 мбэр/ч = 2,78 х 10 бэр/с; микробэр в час, мкбэр/ч, 1 мкбэр/ч = -10 2,78 х 10 бэр/с. В СИ единица мощности эквивалентной дозы — зиверт в секунду, Зв/с, 1 Зв/с = 100 бэр/с.

41. Наряд-допуск — внутренний документ учреждения, выдаваемый должностным лицом руководителю бригады или исполнителю работ в случае, когда радиационная обстановка в месте проведения работ заставляет ограничивать их продолжительность. В наряде-допуске указываются конкретный характер и место проведения работы, меры радиационной безопасности, средства индивидуальной защиты и дозиметрическое обеспечение, сроки проведения работы и (или) доза, которую разрешается получить за это время, а также другие необходимые сведения.

42. Население — в рамках данных документов - категория В облучаемых лиц (см.).

43. Неснимаемое (фиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности — радиоактивные вещества, которые самопроизвольно или при эксплуатации не переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду и не удаляются применяемыми способами дезактивации.

44. Ограниченная часть населения - категория Б облучаемых лиц (см.).

45. Основной дозовый предел — основная регламентируемая Нормами радиационной безопасности величина - предельно допустимая доза ПДД или предел дозы ПД.

46. Открытый источник — радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

47. <a id="p100072"></a>Период    полураспада     радионуклида    Т      -   характеристика
                                               1/2

радионуклида - время, в течение которого число ядер данного радионуклида в результате самопроизвольных ядерных превращений уменьшается в два раза.

48. Персонал, профессиональные работники - категория А облучаемых лиц (см.).

49. <a id="p100074"></a>Плотность потока частиц фи - отношение  числа  ионизирующих  частиц

dN, проникающих в элементарную сферу за интервал времени dt, к площади центрального сечения dS этой сферы и к этому интервалу времени:

                                 2
                                d  х N

фи = --------. dS х dt

    Плотность потока частиц  рекомендуется  измерять  в  единицах  частица/
(с х кв. см)  или  частица/(мин. х кв. см);   например,   плотность  потока

электронов равна 200 электрон/(с х кв. см).

50. <a id="p100077"></a>Поглощенная  доза  Д - основная   дозиметрическая  величина.  Равна
                       _

отношению средней энергии dw, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

                                _

Д = dw / dm.

Единица поглощенной дозы — рад., 1 рад. = 0,01 Дж/кг. В СИ единица поглощенной дозы — грей, Гр, 1 Гр = 100 рад.

51. Предел годового поступления радионуклида ПГП - допустимый уровень поступления радионуклида в организм для категории Б облучаемых лиц. ПГП — такое поступление радионуклида в организм в течение календарного года, которое за 70 последующих лет создаст в критическом органе максимальную эквивалентную дозу, равную пределу дозы ПД. При ежегодном поступлении на уровне ПГП средняя эквивалентная доза за любой календарный год у критической группы лиц категории Б будет равна или меньше ПД в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.

52. Предел дозы ПД - основной дозовый предел для категории Б облучаемых лиц. ПД — такое наибольшее среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при котором равномерное облучение в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Предел дозы контролируется по мощности эквивалентной дозы внешнего излучения на территории и в помещениях и по уровню радиоактивных выбросов и радиоактивного загрязнения объектов внешней среды.

53. Предельно допустимая доза ПДД - основной дозовый предел для категории А облучаемых лиц. ПДД — такое наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

54. Предельно допустимое поступление радионуклида ПДП - допустимый уровень поступления радионуклида в организм лиц категории А. ПДП — такое поступление радионуклида в течение календарного года, которое за последующие 50 лет создает в критическом органе максимальную эквивалентную дозу, равную ПДД. При ежегодном поступлении на уровне ПДП максимальная эквивалентная доза за любой календарный год будет равна или меньше ПДД в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.

55. Рабочее место — место (помещение) пребывания персонала для выполнения производственных функций в течение не менее половины рабочего времени или двух часов непрерывно. Если обслуживание процессов производства осуществляется в различных участках помещения, то рабочим местом считается все помещение.

56. Радиационный контроль — контроль за соблюдением Норм радиационной безопасности и Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, а также получение информации об уровнях облучения людей и о радиационной обстановке в учреждении и в окружающей среде. Осуществляется службой радиационной безопасности учреждения или специально выделенным должностным лицом, а также соответствующими ведомственными службами с применением приборов и методик радиационного контроля и расчетных методов.

57. Радиоактивные отходы — неиспользуемые жидкие и твердые радиоактивные вещества, образующиеся в результате деятельности учреждения, общая активность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни, установленные в данных документах.

58. Радионуклид — радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов — и с данным определенным энергетическим состоянием атомного ядра. Радионуклиды (и нерадиоактивные нуклиды) элемента называют его изотопами.

59. Радионуклидный прибор — прибор, аппарат, установка, частью которого является встроенный радионуклидный источник.

60. Рентгеновское излучение — совокупность тормозного и характеристического фотонного излучения, генерируемого рентгеновскими аппаратами.

61. Санитарно-защитная зона — в рамках данных документов — территория вокруг учреждения или источника радиоактивного выброса или сброса, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации учреждения может превысить предел дозы ПД. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.

62. Санпропускник — в рамках данных документов — помещения, предназначенные для смены одежды, санитарной обработки персонала и контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов и спецодежды.

63. Санитарный шлюз — в рамках данных документов — помещение (отсек) на границе между второй и третьей зонами учреждения, предназначенное для перехода между этими зонами, снятия дополнительных средств индивидуальной защиты и для предотвращения распространения радиоактивных веществ из одной зоны в другую.

64. Снимаемое (нефиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности — радиоактивные вещества, которые самопроизвольно или при эксплуатации переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду и удаляются применяемыми способами дезактивации.

65. Средства индивидуальной защиты СИЗ — технические средства защиты персонала от поступления радиоактивных веществ внутрь организма, радиоактивного загрязнения кожных покровов и внешнего облучения. К СИЗ относят респираторы, противогазы, защитные костюмы, фартуки, бахилы, обувь, перчатки, очки, щитки и т.д.

66. Техногенный фон излучения - естественный фон излучения, измененный в результате деятельности людей.

67. Тормозное излучение — фотонное излучение с непрерывным энергетическим спектром, испускаемое при изменении скорости заряженных частиц. Возникает в рентгеновской трубке, ускорителе электронов, в среде, окружающей источник бета-излучения, и т.д.

68. <a id="p100097"></a>Удельная  максимальная  эквивалентная  доза  h   -  дозиметрическая
                                                  м

характеристика ионизирующего излучения данного вида, энергии и направления распространения. Равна отношению мощности максимальной эквивалентной дозы H в критическом органе (теле) человека, создаваемой м данным ионизирующим излучением с данным направлением распространения (угловым распределением), к плотности потока частиц фи этого излучения:

                               h  = H  / фи.
                                м    м

69. Устройство для генерирования ионизирующего излучения — нерадионуклидный источник — техническое устройство (рентгеновская трубка, ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.

70. <a id="p100100"></a>Эквивалентная  доза H - основная дозиметрическая величина в области

радиационной безопасности, введенная для оценки возможного ущерба здоровью человека от хронического воздействия ионизирующего излучения произвольного состава при значении H за календарный год не более 5 ПДД. Эквивалентная доза равна произведению поглощенной дозы Д на средний _ коэффициент качества ионизирующего излучения k в данном элементе объема биологической ткани: _

H = Дk.

Вместо термина эквивалентная доза можно использовать сокращенную форму термина доза, если это не будет неправильно понято.

Единица эквивалентной дозы — бэр. 1 бэр = 0,01 Дж/кг. Используют -3

дольные  единицы: миллибэр, мбэр, 1 мбэр = 1 х 10   бэр; микробэр, мкбэр, 1
              -6                                     -9
мкбэр = 1 х 10   бэр; нанобэр,  нбэр, 1 нбэр = 1 х 10   бэр. В  СИ  единица

эквивалентной дозы — зиверт, Зв, 1 Зв = = 100 бэр.

При определении эквивалентной дозы принимается следующий состав мягкой биологической ткани: 10,1% водорода, 11,1% углерода, 2,6% азота, 76,2% кислорода (по массе).

Коэффициент качества k позволяет учитывать зависимость выхода неблагоприятных биологических последствий облучения человека в малых дозах от ЛПЭ — физической характеристики качества ионизирующего излучения.

Для излучения, состоящего из нескольких компонентов, эквивалентная доза:

                            _    бесконечность                 _
                 H = SUM Д  k  =    интеграл   Д(L) k(L) dL = Дk,
                      i   i  i         0

где:
     _

    Д  и k  - поглощенная доза i-го  компонента  излучения  и  его  средний
     i    i

коэффициент качества;

Д(L) — распределение поглощенной дозы по ЛПЭ;

    Д = SUM Д  - поглощенная доза смешанного излучения;
         i   i

k(L) — регламентированная зависимость коэффициента качества от ЛПЭ.

             _            _        1 бесконечность
             k = SUM Д  х k  / Д = -   интеграл    Д(L) х k(L) dL.
                  i   i    i       Д      0

    При   определении   эквивалентной   дозы   ионизирующего   излучения  с
неизвестным  энергетическим  составом следует использовать приведенные ниже

                                   _

средние значения коэффициента качества k.

                                                    _

СРЕДНИЕ ЗНАЧЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТА КАЧЕСТВА k

Примечание. Если спектр излучения известен, то следует использовать _ значения k, полученные по вышеприведенной формуле, а также приведенные в табл. 8.6 - 8.10 и 8.12 НРБ-76/87.

Нормы радиационной безопасности устанавливают систему дозовых пределов и принципы их применения. В основу «Норм радиационной безопасности НРБ-76/87» положены отечественный опыт обеспечения условий радиационной безопасности, результаты работ советских и зарубежных ученых, а также рекомендации Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ).

НРБ-76/87 основаны на следующих основных принципах радиационной безопасности:

• непревышение установленного основного дозового предела;
• исключение всякого необоснованного облучения;
• снижение дозы излучения до возможно низкого уровня.

Соблюдение «Норм радиационной безопасности НРБ-76/87» в соответствии со статьей 18 «Основ законодательства Союза ССР и союзных республик о здравоохранении» является обязанностью всех государственных и кооперативных органов, предприятий, учреждений и организаций. (Учреждения, предприятия и прочие организации в дальнейшем для краткости именуются учреждениями.)

Министерства и ведомства должны осуществлять контроль за выполнением требований НРБ-76/87 в подведомственных им учреждениях.

В соответствии со статьей 19 «Основ законодательства Союза ССР и союзных республик о здравоохранении» государственный санитарный надзор за соблюдением «Норм радиационной безопасности НРБ-76/87» государственными органами, а также всеми предприятиями, учреждениями и организациями, должностными лицами и гражданами возлагается на органы и учреждения Санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения СССР и министерств здравоохранения союзных республик.

Ответственность за выполнение НРБ-76/87 возлагается на руководство и должностных лиц министерств, ведомств и учреждений.

Нарушение «Норм радиационной безопасности НРБ-76/87» влечет за собой дисциплинарную или административную ответственность, а за наиболее грубые нарушения виновные привлекаются к уголовной ответственности по статье 217 УК РСФСР и соответствующим статьям УК других союзных республик.

С изданием «Норм радиационной безопасности НРБ-76/87» ранее действовавшие НРБ-76 отменяются.

1.1. «Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87» распространяются на учреждения всех министерств и ведомств, профессиональных союзов и иных общественных и кооперативных организаций, производящие, обрабатывающие, перерабатывающие, применяющие, хранящие, транспортирующие, обезвреживающие и захоранивающие радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений.

1.2. «Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87» являются основным документом, регламентирующим уровни воздействия ионизирующих излучений. Никакие ведомственные и отраслевые правила и инструкции не должны противоречить «Нормам радиационной безопасности НРБ-76/87».

1.3 Дозовые пределы, устанавливаемые настоящими Нормами, не включают:

а) дозу, получаемую пациентом при медицинском обследовании и лечении;

б) дозу, обусловленную естественным фоном излучения.

2.1 Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

категория А - персонал;

категория Б - ограниченная часть населения;

категория В - население области, края, республики, страны.

2.2 Устанавливаются три группы критических органов:

I группа — все тело, гонады и красный костный мозг;

II группа — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к I и III группам;

III группа — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.

3.1 Для каждой категории облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:

• основные дозовые пределы;
• допустимые уровни, соответствующие основным дозовым пределам.

3.2. В качестве основных дозовых пределов в зависимости от группы критических органов для категории А устанавливается предельно допустимая доза за календарный год ПДД, а для категории Б — предел дозы за календарный год ПД. Основные дозовые пределы устанавливаются для индивидуальной максимальной эквивалентной дозы в критическом органе.

Примечание. Распределение дозы излучения в течение календарного года не регламентируется (за исключением женщин в возрасте до 40 лет, отнесенных к категории А).

3.3 Устанавливаются следующие допустимые уровни:

для категории А - предельно допустимое годовое поступление ПДП радионуклида через органы дыхания; - допустимое содержание ДС радионуклида в критическом органе; А - допустимая мощность дозы ДМД излучения; А - допустимая плотность потока частиц ДПП ; А - допустимая объемная активность (концентрация) ДК радионуклида в А воздухе рабочей зоны; - допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей ДЗ ; А

для категории Б - предел годового поступления ПГП радионуклида через органы дыхания и пищеварения; - допустимая объемная активность (концентрация) ДК радионуклида в Б атмосферном воздухе и в воде; - допустимая мощность дозы ДМД ; Б - допустимая плотность потока частиц ДПП ; Б - допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей ДЗ . Б

Числовые значения допустимых уровней приведены в разд. 8 для случая

воздействия  одного радиационного фактора - одного вида внешнего излучения,
одного  радионуклида  и  одного  пути  поступления при стандартных условиях

воздействия.

3.4 Для большинства радионуклидов числовые значения ПДП, ПГП и ДК

рассчитаны,  исходя  из равновесного  их накопления  в  критическом органе,
равного ДС. При  сохранении  годового предельно допустимого поступления ПДП
в течение всей  профессиональной  работы  человека  доза излучения за год в
критическом  органе не превысит  значения  предельно допустимой дозы ПДД за

год. Для долгоживущих радионуклидов, не достигающих равновесного содержания

                                      226    90    232    239
в критическом органе в течение жизни (   Ra,   Sr,    Th,    Pu и некоторые
другие),  числовые  значения  ПДП,  ПГП и ДК рассчитаны, исходя из условия,

чтобы ДС и дозовые пределы достигались лишь к концу профессиональной работы (за 50 лет для категории А) или всей жизни (за 70 лет для категории Б).

3.5 При одновременном воздействии нескольких радиационных факторов -

нескольких видов внешнего  излучения, нескольких радионуклидов, поступлении
радионуклидов  в  организм  как  с  вдыхаемым  воздухом,  так и с рационом,
сочетанном воздействии   внешнего  и  внутреннего облучения и т.п. - должно
выполняться  условие,  чтобы  отношение  максимальной  эквивалентной дозы в
критическом  органе  Н      смешанного  внешнего  излучения к ПДД для этого

                  м SUM

органа  и  отношение  поступлений  П   радионуклидов  к  их ПДП  в сумме не
                                    j                          j

превышали единицу:

                           Н             П
                            м SUM         j
                           ------ + SUM ---- <= 1.                      (1)
                            ПДД      i  ПДП

                                       j

    Здесь Н      <= SUM Н  , где Н   - максимальная эквивалентная доза i-го
           м SUM     i   мi       мi

вида внешнего излучения в критическом органе.

Примечание. Если известны значения ПДП для нескольких органов, то во j всех членах суммы следует использовать значения для одного и того же органа и в качестве критического выбрать тот, для которого сумма окажется наибольшей.

    Аналогичные  соотношения  должны выполняться для среднегодовой мощности
Н      максимальной эквивалентной  дозы  и  среднегодовых  концентраций  К
 м SUM                                                                    j
радионуклидов  в  воздухе  рабочей  зоны  или  среднегодового содержания С

                                                                      j

радионуклидов в организме:

                          Н             К
                           м SUM         j
                          ------ + SUM ---- <= 1;                       (2)
                           ДМД      i  ДК
                              А          А

                                      j

                          Н             С
                           м SUM         j
                          ------ + SUM ---- <= 1.                       (3)
                           ДМД      i  ДС
                              А          А

                                      j

Для категории Б должны выполняться аналогичные соотношения:

                     Н             П          П
                      м SUM         j          k
                     ------ + SUM ---- + SUM ---- <= 1;                 (4)
                      ПД       i  ПГП     k  ПГП
                                     j          k

                     Н             К          К
                      м SUM         j          k
                     ------ + SUM ---- + SUM ---- <= 1.                 (5)
                      ДМД      i  ДК      k  ДК
                         Б          Б          Б
                                     j          k

    Здесь  индексы  j  обозначают воздушный путь поступления, а индексы k -

поступление с рационом.

3.6 Для смеси радионуклидов известного состава числовое значение

ПДП рассчитывается по формуле: SUM

                                     100

                          ПДП    = ---------------,
                             SUM   SUM (Р  / ПДП )
                                    i    j      j

где:

ПДП — предельно допустимое поступление данной смеси радионуклидов; SUM

Р — относительное содержание в смеси j-го радионуклида к общей j активности смеси, %;

ПДП — предельно допустимое поступление j-го радионуклида. j

    Аналогичным  образом  рассчитывают  числовые  значения ПГП   , ДС     ,
                                                              SUM    А SUM
ДК      для смесей радионуклидов известного состава.

Б SUM

Для смесей радионуклидов с неизвестным или частично известным составом используют данные табл. 8.2 и 8.3.

3.7. При проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения числовые значения допустимой мощности дозы ДМД или допустимой плотности потока ДПП, полученные с учетом п. 3.5, необходимо использовать с коэффициентом запаса, равным 2. Проектные допустимые мощности дозы и допустимые плотности потока должны быть в 2 раза меньше ДМД и ДПП.

3.8. Для практической реализации основного принципа радиационной безопасности — снижение дозы излучения до возможно низкого уровня — администрацией учреждений и органами Государственного санитарного надзора СССР устанавливаются контрольные уровни. Числовые значения контрольных уровней устанавливаются с учетом реально достигнутого в учреждении уровня радиационной безопасности и должны обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже основных дозовых пределов.

Порядок установления числовых значений контрольных уровней определяется ОСП-72/87.

3.9. Настоящими Нормами числовые значения основных дозовых пределов и допустимых уровней для населения (категория В) не устанавливаются. Порядок регламентации облучения этой категории лиц рассмотрен в разд. 6.

4.1. Для персонала индивидуальная эквивалентная доза за календарный год не должна превышать значения ПДД, указанного в табл. 3.1 п. 3.2 для категории А.

4.2. Для женщин репродуктивного возраста (до 40 лет) вводится дополнительное ограничение облучения: доза на область таза не должна превышать 1 бэр за любые 2 месяца.

4.3 Для категории А индивидуальное годовое поступление радионуклидов

через органы дыхания, содержание их в критическом органе и среднегодовая их концентрация в воздухе рабочей зоны не должны превышать числовых значений ПДП, ДС и ДК , приведенных в разд. 8, с учетом п. п. 3.5, 3.6. А А

4.4 Радиоактивное загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих

поверхностей не должно превышать ДЗ , значения которых приведены в разд. 8. А

4.5. Контроль за облучением персонала регламентируется разд. 13 ОСП-72/87.

4.6. Потенциальную дозу внешнего излучения и (или) поступление радионуклидов в организм во время аварии предвидеть невозможно. При установлении факта аварии лицом, ответственным за радиационную безопасность учреждения, должны быть приняты экстренные меры, предусмотренные инструкцией по ликвидации аварии на объекте (согласно ОСП-72/87). При этом должны быть приняты все практически возможные меры для сведения к минимуму внешнего облучения и поступления радионуклидов в организм человека.

4.7. Планируемое повышенное облучение персонала во время аварии выше установленных дозовых пределов (см. п. п. 4.1 - 4.4) может быть разрешено только тогда, когда нет возможности принять меры, исключающие их превышение, и может быть оправдано лишь спасением людей, предотвращением развития аварии и облучения большого числа людей.

4.8. При разработке инструкций, указанных в п. 4.6, а также плана мероприятий по ликвидации последствий аварии необходимо стремиться к тому, чтобы уровни облучения персонала не превышали установленных настоящими Нормами дозовых пределов (см. п. п. 4.1 - 4.4).

4.9. Планируемое повышенное облучение персонала ограничивается следующими условиями: допускается внешнее облучение и (или) поступление радионуклидов в организм выше годовой предельно допустимой дозы ПДД или предельно допустимого поступления ПДП радионуклидов (кроме урана в растворимой форме, см. разд. 8) в два раза за календарный год в каждом отдельном случае или в пять раз за календарный год единожды на протяжении всей трудовой деятельности (с учетом п. 4.13). В каждом подобном случае персонал должен быть предупрежден о дополнительном облучении, такое облучение допускается только с письменного разрешения руководителя учреждения и личного согласия исполнителя. Разрешение оформляется выдачей наряда-допуска на выполнение таких работ с подробным указанием перечня и регламента работ и мер предосторожности в соответствии с требованиями ОСП-72/87 и других нормативных актов.

4.10. Планируемое облучение до 2 ПДД разрешается территориальными учреждениями санэпидслужбы, а облучение в дозе до 5 ПДД — только Министерством здравоохранения СССР.

4.11 Планируемое повышенное облучение персонала не разрешается в следующих случаях:

а) если работник при аварии или случайном облучении ранее получил дозу, превышающую годовую предельно допустимую дозу ПДД в пять раз;

б) если работник — женщина в возрасте до 40 лет.

4.12. Доза, полученная при планируемом повышенном облучении или во время аварии, сама по себе не может служить причиной для отстранения данного лица от его обычной работы. Однако работнику, подвергшемуся повышенному облучению, можно разрешить продолжить работу только при отсутствии медицинских противопоказаний (согласно ОСП-72/87).

4.13 Каждое планируемое повышенное облучение персонала при дозе

внешнего излучения не более 2 ПДД (или соответственно 5 ПДД) должно быть скомпенсировано так, чтобы по истечении последующего периода не более 5 лет (или соответственно 10 лет) накопленная доза не превысила значение, определенное формулой:

                              Н  = ПДД  х Т,
                               i      i

    где Н  - максимальная эквивалентная доза, накопленная в i-м критическом

     i

органе за время Т (лет) с начала профессиональной работы. Доза, накопленная

к  возрасту  30 лет,  не должна  превышать  12 ПДД. Если  доза,  полученная
работником  за   предыдущий   период   работы  с  источниками  ионизирующих
излучений, остается неизвестной, то  следует исходить из предположения, что
ранее  он  получал  ежегодно  по 1 ПДД,  которая  была принята в период его

работы.

В случае повышенного поступления радионуклидов в организм следует сопоставлять его с установленным значением ПДП.

4.14. Однократное облучение в дозе свыше 5 ПДД (внешнего или суммарного внешнего и внутреннего), а при изолированном внутреннем облучении однократное поступление в организм радионуклидов свыше 5 ПДП должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому воздействию, должны быть немедленно выведены из зоны облучения и направлены на медицинское обследование.

4.15. Лица, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, на этот период приравниваются к персоналу и на них распространяются положения разд. 4 настоящих Норм.

5.1. Для лиц категории Б среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы для критической группы за календарный год не должно превышать значения ПД, указанного в табл. 3.1.

    5.2. Для   критической   группы   категории Б   среднее  индивидуальное
годовое  поступление  радионуклидов  через  органы  дыхания  и пищеварения,
накопление  их  в  критическом  органе  и  среднегодовая  концентрация их в
воздухе, питьевой воде  и  рационе  не должны  превышать  ПГП, ДС   и  ДК ,
                                                                 Б       Б

значения которых приведены в разд. 8, с учетом п. п. 3.5, 3.6.

5.3 Приведенные в разд. 8 допустимые концентрации радионуклида в

воздухе и воде рассчитаны  исходя  из условия  поступления  его  в организм
только с вдыхаемым воздухом  или питьевой водой соответственно. При этом не

учитываются накопление радионуклида на местности, миграция по биологическим цепям и поступление с рационом. Поэтому приведенные в разд. 8 значения ДК Б

для  лиц  категории Б  не должны  непосредственно  применяться  в  качестве
нормативов для природных сред (воды открытых водоемов,  воздуха  населенных

пунктов).

5.4. При установлении допустимой концентрации радионуклида в воде водоемов используется допустимая концентрация радионуклида в воде, приведенная в разд. 8, с учетом миграции радионуклида по пищевым цепям и конкретного использования водоема (рыбоводство, рыболовство, поливное земледелие, водопой скота, излучение от заливаемой поймы и т.п.).

5.5. При установлении допустимой концентрации радионуклида в атмосферном воздухе следует использовать приведенную в разд. 8 допустимую концентрацию радионуклида в воздухе при ингаляционном поступлении и учитывать миграцию радионуклида по биологическим цепям и внешнее излучение, возникающее в результате накопления его на местности вследствие выпадения.

5.6. В случае необходимости поступление радионуклида через органы пищеварения регламентируется числовыми значениями ПГП так, чтобы суммарное поступление радионуклидов в организм с питьевой водой, пищевыми продуктами и вдыхаемым воздухом не превышало ПГП с учетом п. п. 3.5 - 3.6.

5.7. Для категории Б допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей устанавливается равным 0,1 соответствующего значения для персонала, приведенного в разд. 8.

5.8. Доза внешнего излучения и поступление радионуклидов в организм для категории Б оцениваются путем контроля радиационной обстановки по месту их работы и проживания.

По месту работы контролируются мощность эквивалентной дозы внешнего излучения и концентрация радионуклидов в воздухе рабочей зоны и на территории.

По месту проживания контролируются доза внешнего излучения и поступление в организм радионуклидов с воздухом, водой и рационом.

5.9. Если по результатам длительного наблюдения установлено, что облучение критической группы лиц категории Б не превышает 0,1 ПД, то радиационный контроль за облучением ограниченной части населения по согласованию с органами Государственного санитарного надзора может быть сокращен при обязательном сохранении радиационного контроля за источниками выбросов в атмосферу и сбросов в водоемы.

6.1. Ограничение облучения населения (категория В) осуществляется регламентацией или контролем радиоактивности объектов окружающей среды (воды, воздуха, пищевых продуктов и т.п.), технологических процессов, которые могут привести к их загрязнению радионуклидами, доз от медицинского облучения и техногенно-повышенного фона, обусловленного строительными материалами, химическими удобрениями, сжиганием органического топлива и т.п., а также установленными настоящим документом дозовыми пределами для категорий А и Б.

Порядок регламентации или контроля определяется ОСП-72/87 и другими нормативными актами, утвержденными или согласованными Министерством здравоохранения СССР в законодательно установленном порядке.

6.2. Во всех случаях необходимо принимать меры по ограничению облучения населения снижением дозы излучения у отдельных лиц, ограничением числа лиц, подвергающихся облучению, в частности, необходимо ограничивать облучение при медицинских рентгено-радиологических исследованиях населения, особенно беременных женщин, детей и подростков.

6.3. В целях защиты населения и охраны окружающей среды необходимо принимать меры по предупреждению и ограничению образования радиоактивных отходов и максимальному снижению их количеств, удаляемых учреждением во внешнюю среду.

7.1. В случае возникновения аварии, при которой радиационное воздействие на людей за пределами санитарно-защитной зоны учреждения может превысить ПД или ПГП, должны быть приняты все практические меры для сведения к минимуму облучения и радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды согласно требованиям ОСП-72/87. Территории, на которых могут быть превышены указанные уровни, относятся к зоне радиационной аварии.

7.2. При принятии последующих мер исходя из масштабов и характера аварии Министерством здравоохранения СССР могут устанавливаться для населения временные основные дозовые пределы и допустимые уровни и разрабатываться санитарные правила для обеспечения жизнедеятельности на территориях, загрязненных радиоактивными веществами.

7.3. У всех лиц, оказавшихся согласно п. 7.1 в зоне радиационной аварии, должны быть оценены дозы внешнего и внутреннего облучения, а в случае необходимости проведены санитарная обработка, изъятие загрязненной одежды и медицинское обследование в порядке, установленном ОСП-72/87 и другими нормативными актами.

8.1 В табл. 8.1 приведены числовые значения ДС , ПДП, ДК , ПГП, ДК ,

                                                     А         А         Б
МЗА и группа  радиационной  опасности для внутреннего поступления отдельных

радионуклидов, за исключением инертных радиоактивных газов (см. п. 8.10); 87 115 114 147 187 естественных радионуклидов Rb, In, Nd, Sm, Re (см. п. 8.8), 219 220 222 а также An, Tn, Rn и продуктов их распада (см. п. 8.9).

Принятые в табл. 8.1 сокращения означают:

ЖКТ — желудочно-кишечный тракт;

Ж — желудок;

ТК — тонкий кишечник;

ВТК — верхние отделы толстого кишечника;

НТК — нижние отделы толстого кишечника;

Р — растворимое соединение;

НР — нерастворимое соединение.

8.2. Допустимые концентрации радионуклидов ДК в воздухе и в воде рассчитаны по наименьшим значениям ПДП и ПГП из условия поступления радионуклидов в организм только с вдыхаемым воздухом или соответственно с питьевой водой.

    Если  по  условиям работы или проживания объем вдыхаемого воздуха V или
потребление  воды М  отличаются  от  их  значений  V     и М , принятых при
                                                    А,Б     Б
расчете  табличных  данных,  то  значения  ДК  должны   быть   умножены  на

                                                                  6

коэффициенты  V    / V или  соответственно  М  / М, где V   = 2,5 х 10  л -
               А,Б                           Б           А

                                                                  6

годовой объем вдыхаемого воздуха для категории А, V = 7,3 х 10 л — Б годовой объем вдыхаемого воздуха для категории Б, М = 800 кг — годовое Б потребление питьевой воды для категории Б.

8.3. Все числовые значения ПДП, ПГП и ДС для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по размерам при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм. Если реальная дисперсность аэрозолей существенно отличается от принятой в расчетах, то по согласованию с Министерством здравоохранения СССР могут быть установлены другие допустимые уровни.

8.4. Если растворимость радионуклидов в соединении неизвестна, то следует использовать наименьшие из указанных в табл. 8.1 значений ПДП, ПГП и ДК.

8.5. При установлении числовых значений допустимых уровней смеси радионуклидов следует руководствоваться п. п. 3.5, 3.6, а для смеси радионуклидов неизвестного или частично известного состава - табл. 8.2 и 8.3.

8.6. При расчете допустимой концентрации трития в воздухе учитывалось, что половина его поступления происходит через поверхность кожи.

8.7 Допустимые уровни для естественного урана и тория, обедненного

    238

урана и    U выражены в целях удобства практического  использования  как  в
единицах   активности,   так   и  в  массовых  единицах.  Из-за  химической
токсичности урана его поступление  в растворимой форме через органы дыхания
не должно превышать 2,5 мг в сутки,  а  через органы пищеварения - 150 мг в
сутки. При работе с торийсодержащими  минеральными  соединениями (например,
лопарит, его концентраты и т.п.) ПДП через  органы  дыхания и ДК  в воздухе

                                                            А
                                               -15

принимаются   равными   0,012 мкКи/год   и   5 х 10    Ки/л   по  суммарной
альфа-активности    радионуклидов    ториевого    ряда.    При   работе   с
урансодержащими  минеральными  соединениями неизвестной  растворимости  ПДП
через органы дыхания и ДК  в воздухе принимаются  равными  0,025 мкКи/год и

                     А
  -14

1 х 10    Ки/л по суммарной альфа-активности  радионуклидов уранового ряда.
Для  категории Б  значения  ПГП меньше  ПДП в 10 раз, а ДК  меньше ДК  в 30
                                                          Б          А

раз. Уран в равновесии с продуктами его распада, содержащийся в минеральных соединениях, по радиационной опасности относится к группе В.

8.8 В настоящих нормах числовые значения ПДП и ДК для естественных

              87    115    114    147     187
радионуклидов   Rb,    In,    Nd,    Sm и    Re не устанавливаются, так как

эти нуклиды нормируются по их химической токсичности.

                                                            219    220
    8.9. Для  персонала  (категории А)  значения  ПДП и ДК     An,    Tn  и

                                                      А

222                                            3                    -9
   Rn (без продуктов их распада) равны 3,8 х 10  мкКи/год и 1,5 х 10   Ки/л
соответственно; значения ПДП и ДК   для  короткоживущих  продуктов  распада

                             А

этих радионуклидов при любом сдвиге равновесия определяются следующим образом:

          ПДП:     0,1П    + 0,5П    + 0,4П    = 75 мкКи/год;           (1)
                       RaА       RaВ       RaС

                   0,9П    + 0,1П    = 6 мкКи/год;
                       ThВ       ThС

                   0,94П    + 0,06П    = 120 мкКи/год.
                        AcВ        AcС

                                                     -11

          ДК :     0,1К    + 0,5К    + 0,4К    = 3,0 х 10    Ки/л;      (2)
            А          RaА       RaВ       RaС

                                           -12

                   0,9К    + 0,1К    = 2,4 х 10    Ки/л;
                       ThВ       ThС

                                             -11

                   0,94К    + 0,06К    = 4,8 х 10    Ки/л,
                        AcВ        AcС

    где П  и К  - соответственно  поступление  (мкКи/год) и  усредненная за
         i    i

год концентрация (Ки/л).

Указанные выше значения ПДП и ДК в единицах «скрытой энергии» А

(энергии,  выделяющейся  при   полном   распаде   короткоживущих   дочерних
           222       210    220       208    219      207
продуктов:    Rn  до    Pb;    Tn  до    Pb;    An до    Pb)  соответствуют
        10                   4
9,6 х 10   МэВ/год и 3,8 х 10  МэВ/л.

8.10 Содержание радионуклидов инертных газов в воздухе рабочей зоны и

на открытой местности регламентируется по уровню испускаемого ими внешнего бета- и (или) гамма-излучения. В табл. 8.4 приведены ДК и ДК для ряда

                                                          А     Б
радионуклидов инертных газов. ДК  для служебных  помещений  устанавливается

                            Б

на уровне 0,1 ДК . А

При оперативном контроле следует использовать наименьшие из приведенных в табл. 8.4 значений ДК для данного радионуклида и данного объема помещений (эти значения выделены полужирным шрифтом). Числовые значения ДК смеси инертных газов определяются согласно п. п. 3.5, 3.6. При проектировании следует также учитывать п. 3.7.

8.11. В табл. 8.5 приведены числовые значения допустимой мощности дозы ДМД внешнего ионизирующего излучения для условий облучения всего тела и стандартного времени облучения для лиц категорий А и Б с учетом назначения помещений и территорий. Для лиц категории А стандартное время облучения принимается равным 1700 ч в год, а для лиц категории Б при нахождении в служебных помещениях, на территории учреждения и в пределах санитарно-защитной зоны — соответственно 2000 ч в год. При нахождении в жилых помещениях и на территории в пределах зоны наблюдения стандартная продолжительность облучения принимается равной 8800 ч в год.

Если время облучения в помещениях учреждения и на территории санитарно-

защитной  зоны  отличается  от  стандартного или регламентируется локальное
облучение  i-го  критического  органа,  числовые  значения  ДМД    и  ДМД
                                                               Аi        Бi

рассчитываются по формулам:

                         ДМД   = ПДД  / t мбэр/ч;                       (1)
                            Аi      i

                         ДМД   = ПД  / t мбэр/ч,                        (2)
                            Бi     i

где:

    ПДД  и  ПД  - основные  дозовые  пределы  для i-го  критического органа
       i      i

(см. табл. 3.1, п. 3.2), мбэр; t — время облучения, ч, за год.

При сочетанном внешнем и внутреннем облучении числовое значение ДМД внешнего облучения устанавливается с учетом п. 3.5.

При проектировании защиты от внешнего облучения числовые значения ДМД устанавливаются с учетом п. 3.7.

8.12. В табл. 8.6 - 8.13 приведены допустимые плотности потоков и дозовые характеристики моноэнергетического излучения различного вида: гамма-излучения (табл. 8.6), электронов (табл. 8.7), нейтронов (табл. 8.9), протонов (табл. 8.10), тяжелых ядер (табл. 8.11), пи-мезонов (табл. 8.12) и мю-мезонов (табл. 8.13), а также бета-излучения (табл. 8.8).

В таблицах приводятся следующие величины:

допустимая плотность потока ДПП ; А

удельная максимальная эквивалентная доза h ; м

коэффициент изотропности I для излучения, изотропного в телесном угле 4 пи (2 пи для электронов и бета-излучения);

коэффициент качества k.

Для тяжелых ядер приводится только допустимая плотность потока.

8.13 Допустимая плотность потока ДПП внешнего ионизирующего излучения

моноэнергетических частиц (фотонов) рассчитывается по формуле:

                                 ДМД         -7
                           ДПП = --- 2,8 х 10  ,

                             h
                              м

где:

ДПП — допустимая плотность потока для лиц категории А (ДПП ) или А категории Б (ДПП ) для внешнего излучения данного вида и данной энергии, Б частица (фотон) / (кв. см х с);

    ДМД - допустимая  мощность   дозы   для соответствующей  категории  лиц
(ДМД  или ДМД )  с  учетом  конкретных  условий  облучения, определенных  в
    А        Б

соответствии с п. 8.12, мбэр/ч;

h — удельная максимальная эквивалентная доза при флюенсе, равном 1 м частице (фотону) на 1 кв. см, бэр х кв. см/частица (фотон); -7

2,8 х 10 — коэффициент пересчета.

8.14 Значения коэффициента изотропности I, приведенные в табл. 8.6 -

8.10 и 8.12, вводятся при равномерном облучении человека со всех сторон.

В  этом случае  значения h  следует уменьшить в I раз, а ДПП  - увеличить в
                          м                                 А

I раз.

Для излучения, падающего нормально на поверхность тела, коэффициент изотропности принимается равным единице. То же значение следует использовать, если угловое распределение излучения неизвестно.

Примечание. Для произвольного углового распределения излучения значение I может быть рассчитано или определено экспериментально путем фантомных измерений.

8.15 Числовые значения допустимого уровня загрязнения поверхностей ДЗ

                                                                      А

приведены в табл. 8.14 и 8.15.