Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 18.04.2003 № 57

«О введении в действие СП 2.6.1.1291-03»

(вместе с «СП 2.6.1.1291-03. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Санитарные правила по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазового комплекса России. Санитарные правила», утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 18.04.2003)

(Зарегистрировано в Минюсте РФ 27.05.2003 № 4595)

Зарегистрировано в Минюсте РФ 27 мая 2003 г. № 4595

---

МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПОСТАНОВЛЕНИЕ

от 18 апреля 2003 г. № 57

О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ СП 2.6.1.1291-03

На основании Федерального закона «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» от 30 марта 1999 г. № 52-ФЗ <*> и «Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании», утвержденного Постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 г. № 554 <**>, постановляю:

---

<*> Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650.

<**> Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, № 31, ст. 3295.

1. Ввести в действие «Санитарные правила по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазового комплекса России. СП 2.6.1.1291-03», утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 18 апреля 2003 года, с 15 июня 2003 г.

Г. Г. Онищенко

Утверждаю Главный государственный санитарный врач Российской Федерации — Первый заместитель Министра здравоохранения Российской Федерации Г. Г. Онищенко

18.04.2003

Дата введения: 15 июня 2003 г.

2.6.1 ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

I. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

1.1. Настоящие Санитарные правила обеспечения радиационной безопасности на объектах нефтегазового комплекса России (далее — Правила) устанавливают требования по обеспечению радиационной безопасности населения и работников организаций при воздействии природных источников ионизирующих излучений в связи с выносом на дневную поверхность земли природных радионуклидов в результате деятельности предприятий нефтегазовой отрасли России.

1.2. Правила являются обязательными для исполнения на территории Российской Федерации всеми юридическими лицами и частными предпринимателями, которые в своей деятельности осуществляют геологические изыскания (разведку), добычу, переработку и транспортировку нефти и газа (газового конденсата), а также ремонт и техническое обслуживание оборудования, сбор и утилизацию производственных отходов организаций нефтегазового комплекса (далее по тексту — НГК).

1.3. Обеспечение радиационной безопасности в организациях нефтегазовой отрасли при использовании радиоактивных веществ и техногенных источников излучения регламентируется «Нормами радиационной безопасности (НРБ-99)» <>, «Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)» <> и «Санитарными правилами обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)» <>.

---

<*> Не нуждаются в государственной регистрации (Письмо Минюста России от 29.07.1999 № 6014-ЭР).

<**> Не нуждаются в государственной регистрации (Письмо Минюста России от 01.06.2000 № 4214-ЭР).

<***> Зарегистрированы Минюстом России (регистрационный номер 4005 от 6 декабря 2002 г.).

II. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

2.1 При добыче, переработке и транспортировке нефти и газа в

окружающую   среду    в том  или  ином  виде  поступают  природные
                         238     232                40
радионуклиды   семейств     U  и    Th,   а  также    К,   которые
осаждаются   на   внутренних   поверхностях  нефтегазопромыслового
оборудования  (насосно-компрессорных  труб,   резервуаров  и др.),
территории  организаций  и поверхностях  рабочих помещений и т.д.,
концентрируясь  в ряде  случаев  до уровней,  при которых возможно

рассеяние в среду обитания людей.

На рабочих местах по технологическому процессу добычи и первичной переработки минерального органического сырья основными природными источниками облучения работников организаций НГК в производственных условиях могут быть:

• промысловые воды, содержащие природные радионуклиды;
• загрязненные природными радионуклидами территории (отдельные участки территорий) нефтегазодобывающих и перерабатывающих организаций;
• отложения солей с высоким содержанием природных радионуклидов на технологическом оборудовании, на территории организаций и поверхностях рабочих помещений;
• производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов;
• загрязненные природными радионуклидами транспортные средства и технологическое оборудование в местах их ремонта, очистки и временного хранения;
• технологические процессы, связанные с распылением воды с высоким содержанием природных радионуклидов;
• технологические участки, в которых имеются значительные эффективные площади испарений (открытые хранилища и поля испарений, места утечек продукта и технологических вод, резервуары и хранилища продукта и др.) и возможно интенсивное испарение отдельных фракций нефти, аэрация воды и т.п.;
  • технологические процессы, в результате которых в воздух 222 рабочих помещений могут интенсивно поступать изотопы радона ( Rn 220 и Rn), а также образующиеся из них короткоживущие дочерние продукты (ДПР и ДПТ);
  • производственная пыль с высоким содержанием природных радионуклидов в воздухе рабочей зоны;
  • в некоторых случаях источником внешнего облучения могут

оказаться  и используемые  баллоны со сжиженным газом (при высоких
концентрациях  радона  в газе источниками гамма-излучения являются
                           214     214
дочерние продукты радона -    Pb и    Bi).

2.2. Суммарная эффективная доза производственного облучения работников организаций формируется за счет внешнего облучения гамма-излучением природных радионуклидов и внутреннего облучения при ингаляционном поступлении изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов и долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью.

2.3 Радиационная безопасность населения и работников организаций НГК обеспечивается за счет:

• непревышения установленных гигиенических норм — пределов индивидуальных эффективных доз облучения работников и критических групп населения природными источниками излучения в связи с деятельностью организаций НГК;
• обоснования мероприятий по радиационной безопасности на стадии проектирования объектов НГК и учета требований по обращению с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов в процессе деятельности организаций, а также при реабилитации территории объектов после вывода их из эксплуатации (консервации);
• разработки и осуществления мероприятий по поддержанию на возможно низком уровне индивидуальных доз облучения и численности работников организаций НГК и уровней облучения критических групп населения природными источниками излучения, а также загрязнения объектов среды обитания людей природными радионуклидами в связи с деятельностью организаций НГК.

2.4. Комплекс мероприятий по обеспечению радиационной безопасности в организациях НГК должен включать требования к радиационной безопасности работников организаций и населения, проживающего в зоне их воздействия, а также по ограничению поступления природных радионуклидов в среду обитания людей за счет деятельности организации.

III. КРИТЕРИИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ В ОРГАНИЗАЦИЯХ НГК

3.1 Радиационная безопасность на объектах НГК считается обеспеченной, если выполняется совокупность следующих условий:

3.1.1. Обеспечена радиационная безопасность работников организаций нефтегазовой отрасли.

3.1.2. Обеспечена радиационная безопасность населения, проживающего в зоне воздействия организаций.

3.1.3. Обеспечены радиационно безопасные условия сбора, временного хранения, использования, транспортировки и утилизации (захоронения) производственных отходов организаций нефтегазовой отрасли.

3.2. Индивидуальная годовая эффективная доза облучения природными источниками излучения работников организаций НГК в производственных условиях не должна превышать 5 мЗв/год <*> (п. 4.1 НРБ-99).

---

3.3. Среднегодовые значения радиационных факторов по п. 2.2, соответствующие эффективной дозе 5 мЗв/год, при воздействии каждого из них в отдельности при продолжительности работы 2000 часов в год и средней скорости дыхания работников 1,2 м3/час составляют:

3.3.1. Мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте — 2,5 мкЗв/час.

3.3.2. Эквивалентная равновесная объемная активность (далее по тексту — ЭРОА) радона в воздухе зоны дыхания — 310 Бк/м3 (бэккерель в м3).

3.3.3 ЭРОА торона в воздухе зоны дыхания — 68 Бк/м3.

3.3.4. Удельная активность в производственной пыли урана-238 в радиоактивном равновесии с членами своего ряда — 40/f кБк/кг, где f — среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания работников, мг/м3.

3.3.5. Удельная активность в производственной пыли тория-232 в радиоактивном равновесии с членами своего ряда — 27/f кБк/кг, где f — среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания работников, мг/м3.

При одновременном воздействии на рабочих местах нескольких радиационных факторов должно выполняться условие: сумма отношений величины воздействующих факторов к приведенным выше значениям не должна превышать 1.

3.4. При облучении работников в условиях, отличающихся от перечисленных в п. 3.3, среднегодовые значения радиационных факторов устанавливаются по согласованию с федеральным органом госсанэпиднадзора.

3.5. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами организаций нефтегазовой отрасли с повышенным содержанием природных радионуклидов осуществляется в соответствии с требованиями санитарно-эпидемиологических правил и нормативов «Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на объектах нефтегазового комплекса Российской Федерации» СанПиН 2.6.6.1169-02 <*>.

---

<*> Зарегистрированы Минюстом России (регистрационный номер 3978 от 29 ноября 2002 г.).

3.6. Радиационно-гигиенические паспорта организаций НГК являются основными документами, характеризующими состояние радиационной безопасности в организациях. Целью ежегодного заполнения (ведения) радиационно-гигиенических паспортов организаций является получение объективной информации о воздействии радиационного фактора на работников организаций и население, а также об уровнях загрязнения объектов среды обитания людей природными радионуклидами, для планирования и осуществления мероприятий по улучшению состояния радиационной безопасности.

3.7. Ежегодное заполнение (ведение) радиационно-гигиенических паспортов организаций НГК по типовым формам, утвержденным в установленном порядке, является обязательным для организаций, на которых имеются или образуются в процессе их деятельности производственные отходы III категории.

IV. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РАБОТНИКОВ ОРГАНИЗАЦИЙ НГК И НАСЕЛЕНИЯ

4.1. Эффективная доза облучения природными источниками излучения работников организаций нефтегазовой отрасли в производственных условиях не должна превышать гигиенических нормативов.

4.3. Перечень организаций нефтегазовой отрасли или отдельных рабочих мест с повышенными уровнями облучения работников природными источниками, а также категория имеющихся (образующихся) в организации производственных отходов, содержащих природные радионуклиды, устанавливаются по результатам первичного радиационного обследования и уточняются по данным его детального обследования.

4.4. Если по результатам первичного обследования не обнаружено повышенное облучение работников организации, а эффективная удельная активность природных радионуклидов в производственных отходах не превышает 1,5 кБк/кг, то дальнейший радиационный контроль не является обязательным.

Повторное обследование такой организации следует проводить, если произошли существенные изменения, которые могут привести к увеличению облучения работников, — освоение новых горизонтов или месторождений, изменение технологии добычи, смена поставщиков (для организаций по переработке и транспортировке сырья) и др., но не реже 1 раза в 3 года.

Если в организации не обнаружено повышенное облучение работников, но имеются или образуются производственные отходы II категории или выше в соответствии с СанПиН 2.6.6.1169-02, то в организации устанавливается производственный радиационный контроль за обращением с производственными отходами.

4.5. Если по результатам обследования обнаружено превышение дозы производственного облучения работников природными источниками 1 мЗв/год, проводится детальное обследование радиационной обстановки с целью оценки структуры доз и суммарных уровней облучения работников.

4.5.1. В организациях, в которых эффективные дозы производственного облучения работников превышают 1 мЗв/год, но не превышают 2 мЗв/год, следует проводить радиационный контроль на рабочих местах с наибольшими уровнями облучения работников.

4.5.2. В организациях, в которых эффективные дозы производственного облучения работников превышают 2 мЗв/год, следует проводить постоянный радиационный контроль доз облучения в соответствии с программой производственного радиационного контроля, а также планировать и осуществлять мероприятия по снижению облучения работников.

4.6. В случае превышения установленного норматива (5 мЗв/год) администрация организации принимает все необходимые меры по снижению облучения работников.

При невозможности оперативного снижения уровней облучения работников ниже установленного норматива допускается временно по согласованию с органами госсанэпиднадзора приравнивать соответствующих работников по условиям труда к персоналу группы А в соответствии с НРБ-99.

4.7. Требования к радиационному контролю при обращении с производственными отходами II категории и выше установлены в санитарно-эпидемиологических правилах и нормативах «Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на объектах нефтегазового комплекса Российской Федерации» СанПиН 2.6.6.1169-02.

4.8. Радиационная безопасность населения, проживающего в зоне воздействия организаций НГК, обеспечена, если средняя годовая эффективная доза облучения критической группы населения не превышает 0,1 мЗв/год (100 мкЗв/год) как за счет текущей деятельности организаций, так и после реабилитации территории организации по окончании ее деятельности.

V. ТРЕБОВАНИЯ К ОРГАНИЗАЦИИ И ПРОВЕДЕНИЮ ПРОИЗВОДСТВЕННОГО КОНТРОЛЯ В ОРГАНИЗАЦИЯХ НГК

• дать первичную оценку радиационной обстановки: оценку максимально возможных доз производственного облучения работников природными источниками излучения и наличия в организации производственных отходов;
• дать полную оценку радиационной обстановки, включая оценку структуры доз производственного облучения работников природными источниками излучения (Приложение 1), определение основных источников и путей облучения работников, а также классификации производственных отходов и установления видов и объема производственного радиационного контроля.

5.2. Производственный радиационный контроль в организациях НГК включает дозиметрические, радиометрические и спектрометрические измерения.

5.3. Радиационный контроль в организациях НГК для целей оценки уровней облучения работников и населения, а также установления класса производственных отходов проводится силами аккредитованных в установленном порядке лабораторий радиационного контроля (ЛРК) по утвержденным в установленном порядке методикам радиационного контроля. Результаты контроля заносятся в протоколы измерений.

5.4 К контролируемым в рамках настоящего документа параметрам радиационной обстановки в организациях НГК относятся:

• удельная активность и эффективная удельная активность природных радионуклидов в производственных отходах (далее по тексту — АЭФФ);
• мощность дозы гамма-излучения содержащихся в производственных отходах природных радионуклидов на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и на рабочих местах (профессиональных маршрутах);
• среднегодовое значение общей запыленности воздуха в рабочей зоне и удельная активность природных радионуклидов в пыли;
• ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны.

5.5. Методики радиационного контроля для оценки уровней облучения работников и установления категории производственных отходов в организациях НГК должны обеспечивать:

• определение значений АЭФФ в пробах отходов производства с суммарной относительной погрешностью не более 20%. При этом методики выполнения измерений должны обеспечивать определение численного значения АЭФФ как для равновесных рядов урана и тория, так и при отсутствии радиоактивного равновесия в них, а требование, чтобы суммарная погрешность определения не превышала 20%, обязательно для значений АЭФФ более 1000 Бк/кг;
• достоверное измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности производственных отходов и на рабочих местах на уровне 0,1 мкГр/ч и выше;
• измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешностью не более 30% при значениях выше 25 Бк/м3 — для ЭРОА радона, и выше 5 Бк/м3 — для ЭРОА торона;
• достоверное определение среднегодовой общей запыленности воздуха в зоне дыхания работников организаций на уровне 1 мг/м3 и выше;
• определение удельной активности природных радионуклидов в производственной пыли в зоне дыхания работников организаций для основных радионуклидов рядов урана-238 и тория-232, приведенных в Приложении 2.

5.6. При проведении производственного радиационного контроля в организациях НГК с целью оценки доз производственного облучения работников природными источниками допускается осуществлять инструментальные измерения значений только тех радиационных факторов, вклад которых в суммарные дозы превышает 20%. При этом вклад неконтролируемых параметров в суммарные дозы облучения должен учитываться введением соответствующих коэффициентов.

5.7. Первичная сортировка (оценка класса) производственных отходов может осуществляться путем измерения мощности дозы гамма-излучения в стандартных условиях с учетом массы и формы размещения отходов, расположения точек измерений и т.д. Переходный коэффициент для данных условий измерений определяется на основании гамма-спектрометрического анализа отходов.

Окончательное установление класса производственных отходов производится по результатам гамма-спектрометрического анализа.

5.8. Требования к радиационному контролю при обращении с производственными отходами III категории устанавливаются в соответствии с требованиями СанПиН 2.6.6.1169-02.

1. КОНТРОЛЬ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ РАБОТНИКОВ

1.1. Эффективные дозы облучения работников организаций определяются средними значениями мощности дозы гамма-излучения и временем, в течение которого работники подвергаются облучению.

1.2. Оценку эффективной дозы внешнего облучения работников следует проводить на основе измеренных значений мощности дозы (Ргамма) внешнего гамма-излучения на высоте 1 м над поверхностью земли (пола) на рабочем месте и времени работы данного работника на рассматриваемом участке (операции) в течение года (Тр). внешн

Годовая эффективная доза внешнего гамма-излучения (Е1 ) рассчитывается по формуле:

                внешн    e
              Е1      = k  x Ргамма x Тр, мЗв/год,        (1.1)

    e

где: k — дозовый коэффициент, значение которого принимается равным: - 0,006 мЗв/мР, если Ргамма — мощность экспозиционной дозы в мР/ч; - 0,0007 мЗв/мкЗв, если Ргамма — мощность эквивалентной дозы в мкЗв/ч.

    1.3.    Мощность    дозы   гамма-излучения   (Ргамма)   должна
определяться  с учетом  уровня  собственного фона дозиметра (Рф) и

отклика его на космическое излучение (Рк).

Ргамма = Р1 — (Рф + Рк), (1.2)

где P1 — показания дозиметра в точке измерений.

Численное значение параметра (Рф + Рк) определяется для каждого дозиметра индивидуально путем многократных измерений, выполненных над водной поверхностью при глубине воды не менее 5 м на расстоянии от берега 50 м или более.

1.4. Время работы на различных технологических участках Тр час может колебаться от 0 до 2000 часов в год. Если работник в течение года работает на нескольких участках (N рабочих местах или операциях) с существенно отличающимися значениями Ргамма, для него годовая эффективная доза за счет внешнего облучения составит:

               внешн    e    N
             Е1      = k  x SUM Ргамма,n x Трn, мЗв,      (1.3)

                        n=1

где: Ргамма,n — мощность дозы на высоте 1 м над поверхностью n-го участка;

Трn — время работы на n-ном участке в течение года.

1.5 При определении дозы внешнего облучения работника должно

выполняться условие:

                           N         г
                          SUM Трn = Тр,                   (1.4)

                      n=1

   г

где: Тр — штатная продолжительность работы работника в течение года, час.

2. КОНТРОЛЬ ОБЛУЧЕНИЯ РАБОТНИКОВ ЗА СЧЕТ ИНГАЛЯЦИОННОГО ПОСТУПЛЕНИЯ ДОЛГОЖИВУЩИХ ПРИРОДНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ С ПРОИЗВОДСТВЕННОЙ ПЫЛЬЮ

2.1. Доза внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления ПРН с производственной пылью определяется радионуклидным составом и удельной активностью пылящего материала и самой пыли, общей запыленностью воздуха производственной зоны и временем работы в конкретных условиях, применением средств индивидуальной защиты органов дыхания (СИЗОД) и др. В свою очередь радионуклидный состав и удельная активность пыли, а также общая запыленность воздуха зависят от параметров технологических процессов, температурного режима работ, используемых химических реагентов, дисперсности и объема материала, используемого в работе, и т.п.

2.2. Эффективная доза внутреннего облучения работника за счет ингаляционного поступления с производственной пылью одного радионуклида на одном постоянном рабочем месте определяется выражением:

           внутр

              Е      = kd x Cn x f x V x T, мЗв/год,      (2.1)

где:      kd - дозовый коэффициент (Зв/Бк),  значения которого для
основных   радионуклидов   рядов   урана   и  тория   приведены  в

Приложении 2;

Сn — удельная активность радионуклидов в производственной пыли в кБк/кг;

f — средняя запыленность воздуха в мг/м3;

    V  - средняя  скорость дыхания работающих в м3/час;
    T  - время  нахождения  в зоне  запыленности  в течение года в

час/год.

Выражение (2.1) справедливо при оценке доз облучения в случае постоянных значений величин Сn, f и V.

2.3. При переменных во времени значениях одного или нескольких параметров необходимо разбить все время облучения на несколько периодов, внутри каждого из которых параметры можно считать практически постоянными. При этом дозы за каждый период могут быть оценены с помощью выражения (2.1) с последующим суммированием по всем этим периодам облучения.

2.4. При неизвестном типе соединения радионуклида в воздухе рабочей зоны или отсутствия радиоактивного равновесия для расчета доз внутреннего облучения следует принимать максимальные значения дозовых коэффициентов по Приложению 2.

2.5. В случае, когда работники используют средства индивидуальной защиты органов дыхания, эффективные дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью снижаются в эта раз, если среднее значение коэффициента улавливания пыли (аэрозолей) составляет эта (отн. ед.).

3. КОНТРОЛЬ ОБЛУЧЕНИЯ РАБОТНИКОВ ИЗОТОПАМИ РАДОНА И ИХ КОРОТКОЖИВУЩИМИ ДОЧЕРНИМИ ПРОДУКТАМИ

3.1. Изотопы радона и аэрозолей короткоживущих дочерних продуктов радона (ДПР) и торона (ДПТ) могут давать заметный вклад в облучение работников на рабочих местах, для которых характерными являются незначительные объемы помещений и кратности воздухообмена, хранение или переработка больших масс с повышенным содержанием природных радионуклидов.

3.2 Доза внутреннего облучения за счет изотопов радона и

аэрозолей  ДПР  и ДПТ  в воздухе,   в  предположении  стандартного
часового   объема   дыхания   1,2   м3/час,   определяется   двумя

параметрами — временем экспозиции (дыхания) — t, час. и средним за это время значением эквивалентной равновесной объемной активности -

(ЭРОА) изотопов радона в воздухе  - Cequ, Бк/м3. Эффективная  доза
внутреннего  облучения   за  счет  изотопов  радона   определяется

                                                    -

произведением ЭРОА изотопов радона на время, — (Cequ x t), которое обычно называют «экспозицией» (Бк.час/м3).

3.3 В производственных условиях экспозиции изотопами радона в

1 час x Бк/м3 соответствует эффективная доза облучения, равная 0,78 x 1E(-5) мЗв.

Если известно среднее значение ЭРОА изотопов радона в воздухе -Сигма С и время работы — t, то эффективная доза облучения equ рассчитывается по формуле:

                    -Rn       -Сигма
                    Е   = d x С      x t, мЗв,            (3.1)

                           equ

где значение дозового коэффициента -Сигма d = 0,78 x 1E(-5) мЗв/(час.Бк/м3), а ЭРОА изотопов радона С equ рассчитывается по формуле:

               -Сигма   -                -
               С      = Cequ(Rn) + 4,6 x Cequ(Тn),        (3.2)

            equ

        -          -

в которой Cequ(Rn) и Cequ(Тn) — среднее за время t значение ЭРОА радона и торона соответственно.

Для работников производственных организаций при времени работы 2000 часов в год значение d = 1,56 x 1E(-2) мЗв/(Бк/м3).

3.4 Годовая эффективная доза производственного облучения

                                          внешн

работников  (Еnр) равна сумме доз внешнего (Е1     ) и внутреннего
   внутр    Rn
(Е1      + E  ):

                           внешн     внутр    Rn
                   Еnр = Е1      + Е1      + Е  .         (3.4)

ЗНАЧЕНИЯ ДОЗОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ ПРИ ИНГАЛЯЦИОННОМ

                                          238    232
          ПОСТУПЛЕНИИ РАДИОНУКЛИДОВ РЯДОВ    U И    TH

                С ПРОИЗВОДСТВЕННОЙ ПЫЛЬЮ

Таблица П2.1

                                                238

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда U

Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, Зв/Бк
			Тип соединения — П	Максимальный
238 U	4,77 x 1E9 лет	альфа	2,6 x 1E(-6)	7,3 x 1E(-6)
234 Th	24,10 дня	бета	6,3 x 1E(-9)	7,3 x 1E(-9)
234 Pa	1,17 мин.	бета	3,8 x 1E(-10)	4,0 x 1E(-10)
234 U	2,45 x 1E5 лет	альфа	3,1 x 1E(-6)	8,5 x 1E(-6)
230 Th	7,70 x 1E4 лет	альфа	4,0 x 1E(-5)	4,0 x 1E(-5)
226 Ra	1600 лет	альфа	3,2 x 1E(-6)	3,2 x 1E(-6)
222 Rn	3,824 дня	альфа	-	-
218 Po	3,10 мин.	альфа	-	-
214 Pb	26,8 мин.	бета	-	2,9 x 1E(-9)
214 Bi	19,9 мин.	бета	1,4 x 1E(-8)	1,4 x 1E(-8)
214 Po	164 мкс	альфа	-	-
210 Rb	22,3 года	бета	-	8,9 x 1E(-7)
210 Bi	5,013 дня	бета	8,4 x 1E(-8)	8,4 x 1E(-8)
210 Po	138,4 дня	альфа	3,0 x 1E(-6)	3,0 x 1E(-6)
Сумма			5,20 x 1E(-5)	6,30 x 1E(-5)

Таблица П2.2

                                                232

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда Th

Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, Зв/Бк
			Тип соединения — П	Максимальный
232 Th	1,405 x 1E 10 лет	альфа	4,2 x 1E(-5)	4,2 x 1E(-5)
228 Ra	5,75 лет	бета	2,6 x 1E(-6)	2,6 x 1E(-6)
228 Ac	6,15 час.	бета	1,6 x 1E(-8)	2,5 x 1E(-8)
228 Th	1,913 лет	альфа	3,1 x 1E(-5)	3,9 x 1E(-5)
224 Ra	3,66 дня	альфа	2,9 x 1E(-6)	2,9 x 1E(-6)
220 Rn	55,6 с	альфа	-	-
216 Po	0,145 с	альфа	-	-
212 Pb	10,64 час.	бета	-	1,9 x 1E(-8)
212 Bi	60,55 мин.	альфа (36%); бета (64%)	3,0 x 1E(-8)	3,0 x 1E(-8)
212 Po	0,299 мкс	альфа	-
208 Tl	3,053 мин.	бета	-
Сумма			7,85 x 1E(-5)	8,66 x 1E(-5)

---