Присоединяйтесь!
Зарегистрированных пользователей портала: 507 662. Присоединяйтесь к нам, зарегистрироваться очень просто →
Законодательство
Законодательство

ПОСТАНОВЛЕНИЕ Главного государственного санитарного врача РФ от 07.07.2009 N 47 "ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНПИН 2.6.1.2523-09" (вместе с "САНИТАРНЫМИ ПРАВИЛАМИ И НОРМАТИВАМИ САНПИН 2.6.1.2523-09 "НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-99/2009)")

Дата документа07.07.2009
Статус документаДействует
МеткиПостановление · Нормы · Правила · Санпин

    
    Зарегистрировано в Минюсте РФ 14 августа 2009 г. N 14534
    


 

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО НАДЗОРУ В СФЕРЕ ЗАЩИТЫ ПРАВ ПОТРЕБИТЕЛЕЙ И БЛАГОПОЛУЧИЯ ЧЕЛОВЕКА

ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПОСТАНОВЛЕНИЕ
от 7 июля 2009 г. N 47

ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНПИН 2.6.1.2523-09

 
    В соответствии с Федеральным законом от 30.03.1999 N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст. 1650; 2002, N 1 (ч. I), ст. 1; 2003, N 2, ст. 167; N 27 (ч. I), ст. 2700; 2004, N 35, ст. 3607; 2005, N 19, ст. 1752; 2006, N 1, ст. 10; N 52 (ч. I), ст. 5498; 2007, N 1 (ч. I), ст. 21; N 1 (ч. I), ст. 29; N 27, ст. 3213; N 46, ст. 5554; N 49, ст. 6070; 2008, N 24, ст. 2801; N 29 (ч. I), ст. 3418; N 30 (ч. II), ст. 3616; N 44, ст. 4984; N 52 (ч. I), ст. 6223; 2009, N 1, ст. 17) и Постановлением Правительства Российской Федерации от 24.07.2000 N 554 "Об утверждении Положения о государственной санитарно-эпидемиологической службе Российской Федерации и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании" (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст. 3295; 2004, N 8, ст. 663; N 47, ст. 4666; 2005, N 39, ст. 3953) постановляю:
    1. Утвердить санитарные правила СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" ().
    2. Ввести в действие СанПиН 2.6.1.2523-09 с 1 сентября 2009 г.
    3. С момента введения СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" считать утратившими силу СП 2.6.1.758-99 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)" <1>, утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 2 июля 1999 г.
    


    <1> Не нуждается в государственной регистрации Министерством юстиции, поскольку носит нормативно-технический характер и не содержит норм права (письмо Министерства юстиции от 29.07.99 N 6014-ЭР).
 

Г.Г.ОНИЩЕНКО

 
 
 

Приложение

УТВЕРЖДЕНЫ
Постановлением
Главного государственного
санитарного врача
Российской Федерации
от 7 июля 2009 г. N 47

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

НРБ-99/2009

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА И НОРМАТИВЫ
СанПиН 2.6.1.2523-09

I. Область применения

II. Общие положения

III. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях

Таблица 3.1

Основные пределы доз

Нормируемые величины <1> Пределы доз
персонал (группа А) <2> Население
Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике    
глаза <3> 150 мЗв 15 мЗв
коже <4> 500 мЗв 50 мЗв
кистях и стопах 500 мЗв 50 мЗв

 
    


    Примечания:
    <1> Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.
    <2> Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни воздействия персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонала приводятся только для группы А.
    <3> Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.
    <4> Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.
 
    3.1.3. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
    3.1.4. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года.
    3.1.5. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 3.1.
    Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
    3.1.6. В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе 8 Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в Приложениях 1 и 2, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.
    В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются в соответствии с санитарным законодательством.
    3.1.7. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов
    изотопов радона ((222) Rn и (220) Rn) - (218) Po (RaA); (214) Pb (RaB);(214) Bi (RaC); (212) Pb (ThB); (212) Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют:
 
    ПГП: 0,10 П_RaA + 0,52 П_RaB + 0,38 П_RaC = 3,0 МБк
 
    0,91 П_ThB + 0,09 П_ThC = 0,68 МБк
 
    ДОА: 0,10 A_RaA + 0,52 A_RaB + 0,38 A_RaC = 1200 Бк/м3
 
    0,91 A_ThB + 0,09 А_ThC = 270 Бк/м3,
 
    где П_i и A_i - годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.
    3.1.8. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.
    На период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.
    3.1.9. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.
 
    3.2. Планируемое повышенное облучение
    3.2.1. Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1) при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
    3.2.2. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровне субъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1 - допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.
    Повышенное облучение не допускается:
    - для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 3.1;
    - для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.
    3.2.3. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.
    Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.
    3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.
 

IV. Требования к защите от природного облучения в производственных условиях

V. Требования к ограничению облучения населения

Таблица 5.1

Активность радионуклидов в теле взрослого пациента (ГБк) после радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и мощность эквивалентной дозы (мкЗв/ч) на расстоянии 1 м от поверхности тела, при которых разрешается выписка пациента из клиники <1>

Радионуклид Период полураспада, сут. Активность в теле, ГБк Мощность дозы, мкЗв/ч
(125)I <2> 60,1 4 10
(131)I 8,0 0,4 20
(153)Sm 2,0 9 100
(188)Re 0,7 12 80

 
    


    <1> В случае многократного лечения в течение года активность в теле и мощность дозы в табл. 5.1 должны быть уменьшены в число раз, равное числу курсов лечения за год.
    <2> В составе имплантантов для брахитерапии предстательной железы.
 
    5.4.8. При планировании и проведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, в учреждениях здравоохранения должны определяться и регистрироваться в установленном порядке дозы у всех лиц, подвергающихся медицинскому облучению.
 

VI. Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии

Таблица 6.1

Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимо срочное вмешательство

Орган или ткань Поглощенная доза в органе или ткани за 2 суток, Гр
Все тело 1
Легкие 6
Кожа 3
Щитовидная железа 5
Хрусталик глаза 2
Гонады 3
Плод 0,1

 
    6.3. При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в таблице 6.2. Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.
 

Таблица 6.2

Уровни вмешательства при хроническом облучении

Орган или ткань Годовая поглощенная доза, Гр
Гонады 0,2
Хрусталик глаза 0,1
Красный костный мозг 0,4

 
    6.4. Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для начала временного отселения - 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будет находиться выше указанных уровней в течение года, следует решать вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.
    6.5. При проведении противорадиационных вмешательств пределы доз (табл. 3.1) не применяются. При планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, территориальными подразделениями федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно к конкретному радиационному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.
    6.6. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе изложенных в п. п. 6.1; 6.2; 6.4 принципов и подходов.
    6.7. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в табл. 6.3 - 6.5.
    

Таблица 6.3

Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии

Меры защиты Предотвращаемая доза за первые 10 суток, мГр
на все тело щитовидная железа, легкие, кожа
уровень А уровень Б уровень А уровень Б
Укрытие 5 50 50 500
Йодная профилактика:        
взрослые - - 250 <1> 2500 <1>
дети - - 100 <1> 1000 <1>
Эвакуация 50 500 500 5000

 
    


    <1> Только для щитовидной железы.
 

Таблица 6.4

Критерии для принятия решений об отселении и ограничении потребления загрязненных пищевых продуктов

Меры защиты Предотвращаемая эффективная доза, мЗв
уровень А уровень Б
Ограничение потребления загрязненных пищевых продуктов и питьевой воды 5 за первый год 50 за первый год
1/год в последующие годы 10/год в последующие годы
Отселение 50 за первый год 500 за первый год
1000 за все время отселения

 
    Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит уровень А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории.
 

Таблица 6.5

Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии

Радионуклиды Удельная активность радионуклида в пищевых продуктах, кБк/кг
уровень А уровень Б
(131)I, (134)Cs , (137)Cs 1 10
(90)Sr 0,1 1,0
(238)Pu, (239)Pu, (239)Am 0,01 0,1

 
    Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.
    Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.
    6.8. На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий.
 

VII. Требования к контролю за выполнением Норм

VIII. Значения допустимых уровней радиационного воздействия в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения

Таблица 8.1

Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп населения

Возраст, лет до 1 1 - 2 2 - 7 7 - 12 12 - 17 Взрослые (старше 17 лет)
V, тыс. куб. м в год 1,0 1,9 3,2 5,2 7,3 8,1

 
    8.3. Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:
    - тип "М" (медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут.(-1) ;
    - тип "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут.(-1) ;
    - тип "Б" (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут.^(-1) .
    Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы "Г" (Г1 - Г3) газов и паров соединений некоторых элементов.
    Распределение соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в Приложении 3.
    8.4. Приведенные в Приложениях 1 и 2 значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГП_перс, ПГП_нас, ДОА_перс и ДОА_нас для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5. В расчетах использована модель органов дыхания, рекомендованная Публикацией 66 МКРЗ.
    8.5. В Приложении 1 для персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГП_перс, допустимой среднегодовой объемной активности ДОА_перс. В 1 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего облучения, а также изотопы радона с продуктами их распада (см. разделы 4 и 5). Природные радионуклиды (87)Rb, (115)In, (144)Nd, (147)Sm и (187) Re не включены в таблицу, поскольку они нормируются по их химической токсичности. Из-за химической токсичности урана поступление через органы дыхания его соединений типов Б или П не должно превышать 2,5 мг в сутки и 500 мг в год.
    Если химическая форма соединения данного радионуклида неизвестна, то следует использовать данные из Приложения 1 для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и, соответственно, наименьшими значениями ПГП_перс и ДОА_перс.
    8.6. В Приложении 2 для населения приведены:
    а) для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом - критическая возрастная группа, а также значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП_нас для этой же возрастной группы и типа соединений, для которых допустимая среднегодовая объемная активность ДОА_нас оказалась наименьшей;
    б) для случая поступления радионуклидов с пищей - критическая возрастная группа <1>, группа, значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП_нас для этой же группы, где ПГП_нас наименьшее. Уровни вмешательства для радионуклидов в продуктах питания не приводятся и должны определяться по специальным методическим указаниям с учетом местных особенностей внутреннего и внешнего облучения населения - см. п. 5.2.4 для обеспечения непревышения основных пределов доз (табл. 3.1) в нормальных условиях эксплуатации техногенных источников и критериев таблиц 6.4 и 6.5 при аварийном облучении населения.
    


    <1> Поступление радионуклидов с пищей не рассматривается у детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются преимущественно грудным молоком.
 
    В Приложении 2а для населения приведены значения дозовых коэффициентов и уровни вмешательства при поступлении радионуклидов в организм взрослых людей с питьевой водой.
    8.7. В таблицах 8.2 - 8.8 приведены числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала моноэнергетическими электронами (табл. 8.2 - 8.3), бета-частицами (табл. 8.4), моноэнергетическими фотонами (табл. 8.5 - 8.7) и моноэнергетическими нейтронами (табл. 8.8). Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2пи или 4пи) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняя геометрия).
    8.8. В таблице 8.9 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала. Для кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
    Уровни общего радиоактивного загрязнения кожных покровов определены с учетом проникновения доли радионуклида в кожу и в организм. Расчет проведен в предположении, что общая площадь загрязнения не должна превосходить 300 см2.
    8.9. В таблице 8.10 приведены допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных веществ и материалов.
    8.10. Минимально значимые удельная активность (МЗУА) и активность радионуклидов в помещении или на рабочем месте (МЗА) приведены в Приложении 4.
 

Таблица 8.2

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала при облучении кожи

Энергия электронов, МэВ Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10^(-10) Зв x см2 Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс, см(-2) x с(-1)
<1> ИЗО <1> ПЗ <1> ИЗО <1> ПЗ
0,07 0,3 2,2 2700 370
0,10 5,7 16,6 140 50
0,20 5,6 8,3 150 100
0,40 4,3 4,6 190 180
0,70 3,7 3,4 220 240
1,00 3,5 3,1 230 260
2,00 3,2 2,8 260 290
4,00 3,2 2,7 260 300
7,00 3,2 2,7 260 300
10,0 3,2 2,7 260 300

 
    


    <1> ИЗО - изотропное (2 пи) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
 

Таблица 8.3

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических электронов для лиц из персонала при облучении хрусталиков глаз

Энергия электронов, МэВ Эквивалентная доза в хрусталике на единичный флюенс, 10^(-10) Зв x см2 Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс, см(-2) x с(-1)
<1> ИЗО <1> ПЗ <1> ИЗО <1> ПЗ
0,80 0,08 0,45 3100 540
1,00 0,75 3,0 330 80
1,50 1,9 5,2 130 50
2,00 2,2 4,8 110 50
4,00 2,6 3,3 95 75
7,00 2,9 3,1 85 80
10,0 3,0 3,0 80 80

 
    


    <1> ИЗО - изотропное (2 пи) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
 
    Флюенс частиц Ф - отношение dN / dальфа, где dN - количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения dальфа:
 
Ф = dN / dальфа, м(-2) .

 
    Плотность потока частиц n - отношение dN / (dальфа x dt), где dN - количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения dальфа за интервал времени dt:
 

n = dN / (dальфа x dt), м(-2) x с(-1) . .

Таблица 8.4

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока бета-частиц для лиц из персонала при контактном облучении кожи

Средняя энергия бетаспектра, МэВ Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10^(-10) Зв x см2 Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс, см(-2) x c(-1)
0,05 1,0 820
0,07 1,8 450
0,10 2,6 310
0,15 3,4 240
0,20 3,8 215
0,30 4,3 190
0,40 4,5 180
0,50 4,6 180
0,70 4,8 170
1,00 5,0 165
1,50 5,2 160
2,00 5,3 155

Таблица 8.5

Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при внешнем облучении всего тела

Энергия фотонов, МэВ Эффективная доза на единичный флюенс, 10^(-12) Зв x см2 Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс , см(-2) x с(-1)
<1> ИЗО <1> ПЗ <1> ИЗО <1> ПЗ
1,0 - 2 0,0201 0,0485 1,63 + 05 6,77 + 04
1,5 - 2 0,0384 0,125 8,73 + 04 2,62 + 04
2,0 - 2 0,0608 0,205 5,41 + 04 1,62 + 04
3,0 - 2 0,103 0,300 3,24 + 04 1,08 + 04
4,0 - 2 0,140 0,338 2,31 + 04 9,65 + 03
5,0 - 2 0,165 0,357 1,99 + 04 9,12 + 03
6,0 - 2 0,186 0,378 1,77 + 04 8,63 + 03
8,0 - 2 0,230 0,440 1,42 + 04 7,44 + 03
1,0 - 1 0,278 0,517 1,18 + 04 6,33 + 03
1,5 - 1 0,419 0,752 7,79 + 03 4,33 + 03
2,0 - 1 0,581 1,00 5,61 + 03 3,28 + 03
3,0 - 1 0,916 1,51 3,54 + 03 2,17 + 03
4,0 - 1 1,26 2,00 2,59 + 03 1,63 + 03
5,0 - 1 1,61 2,47 2,02 + 03 1,32 + 03
6,0 - 1 1,94 2,91 1,69 + 03 1,12 + 03
8,0 - 1 2,59 3,73 1,26 + 03 8,73 + 02
1,0 3,21 4,48 1,01 + 03 7,33 + 02
2,0 5,84 7,49 5,63 + 02 4,38 + 02
4,0 9,97 12,0 3,28 + 02 2,73 + 02
6,0 13,6 16,0 2,38 + 02 2,05 + 02
8,0 17,3 19,9 1,89 + 02 1,64 + 02
10,0 20,8 23,8 1,56 + 02 1,38 + 02

 
    


    <1> ИЗО - изотропное (4 пи) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
 

Таблица 8.6

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучении кожи

Энергия фотонов, МэВ Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10^(-12) Зв x см2 Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс, см(-2) x с(-1)
<1> ИЗО <1> ПЗ <1> ИЗО <1> ПЗ
1,0 - 2 6,17 7,06 1,31 + 04 1,16 + 04
2,0 - 2 1,66 1,76 4,96 + 04 4,63 + 04
3,0 - 2 0,822 0,880 1,00 + 05 9,25 + 04
5,0 - 2 0,462 0,494 1,81 + 05 1,63 + 05
1,0 - 1 0,549 0,575 1,50 + 05 1,42 + 05
1,5 - 1 0,827 0,851 9,74 + 04 9,74 + 04
3,0 - 1 1,79 1,81 4,53 + 04 4,53 + 04
4,0 - 1 2,38 2,38 3,38 + 04 3,38 + 04
5,0 - 1 2,93 2,93 2,80 + 04 2,80 + 04
6,0 - 1 3,44 3,44 2,40 + 04 2,40 + 04
8,0 - 1 4,39 4,39 1,88 + 04 1,88 + 04
1,0 5,23 5,23 1,55 + 04 1,55 + 04
2,0 8,61 8,61 9,57 + 03 9,57 + 03
4,0 13,6 13,6 6,08 + 03 6,08 + 03
6,0 17,9 17,9 4,57 + 03 4,57 + 03
8,0 22,3 22,3 3,66 + 03 3,66 + 03
10,0 26,4 26,4 3,13 + 03 3,13 + 03

 
    


    <1> ИЗО - изотропное (2 пи) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
 

Таблица 8.7

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических фотонов для лиц из персонала при облучении хрусталиков глаз

Энергия фотонов, МэВ Эквивалентная доза в хрусталике на единичный флюенс, 10^(-12) Зв x см2 Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс, см(-2) x с(-1)
<1> ИЗО <1> ПЗ <1> ИЗО <1> ПЗ
1,0 - 2 0,669 2,23 3,66 + 04 1,08 + 04
1,5 - 2 0,749 2,06 3,29 + 04 1,16 + 04
2,0 - 2 0,622 1,53 3,97 + 04 1,60 + 04
3,0 - 2 0,375 0,865 6,55 + 04 2,85 + 04
4,0 - 2 0,275 0,571 9,07 + 04 4,27 + 04
5,0 - 2 0,239 0,459 1,03 + 05 5,33 + 04
6,0 - 2 0,234 0,431 1,06 + 05 5,67 + 04
8,0 - 2 0,264 0,476 9,05 + 04 5,16 + 04
1,0 - 1 0,326 0,568 7,26 + 04 4,34 + 04
1,5 - 1 0,545 0,857 4,59 + 04 2,88 + 04
2,0 - 1 0,762 1,16 3,31 + 04 2,11 + 04
3,0 - 1 1,20 1,77 2,09 + 04 1,39 + 04
4,0 - 1 1,59 2,33 1,54 + 04 1,06 + 04
5,0 - 1 2,00 2,86 1,24 + 04 8,64 + 03
6,0 - 1 2,39 3,32 1,04 + 04 7,34 + 03
8,0 - 1 3,10 4,21 7,90 + 03 5,87 + 03
1,0 3,76 4,96 6,53 + 03 4,91 + 03
2,0 6,64 7,93 3,68 + 03 3,09 + 03
4,0 11,1 12,1 2,20 + 03 2,00 + 03
6,0 15,1 15,6 1,62 + 03 1,57 + 03
8,0 19,1 19,1 1,29 + 03 1,29 + 03
10,0 23,0 22,3 1,06 + 03 1,10 + 03

 
    


    <1> ИЗО - изотропное (4 пи) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
 

Таблица 8.8

Значения эффективной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока моноэнергетических нейтронов для лиц из персонала при внешнем облучении всего тела

Энергия нейтронов, МэВ Эффективная доза на единичный флюенс, 10^(-12) Зв x см2 Среднегодовая допустимая плотность потока ДПП_перс, см(-2) x с(-1)
<1> ИЗО <1> ПЗ <1> ИЗО <1> ПЗ
тепловые нейтроны 3,30 7,60 9,90 + 2 4,30 + 2
1,0 - 7 4,13 9,95 7,91 + 2 3,28 + 2
1,0 - 6 5,63 1,38 + 1 5,80 + 2 2,37 + 2
1,0 - 5 6,44 1,51 + 1 5,07 + 2 2,16 + 2
1,0 - 4 6,45 1,46 + 1 5,07 + 2 2,24 + 2
1,0 - 3 6,04 1,42 + 1 5,41 + 2 2,30 + 2
1,0 - 2 7,70 1,83 + 1 4,24 + 2 1,79 + 2
2,0 - 2 1,02 + 1 2,38 + 1 3,20 + 2 1,37 + 2
5,0 - 2 1,73 + 1 3,85 + 1 1,89 + 2 8,49 + 1
1,0 - 1 2,72 + 1 5,98 + 1 1,20 + 2 5,46 + 1
2,0 - 1 4,24 + 1 9,90 + 1 7,71 + 1 3,30 + 1
5,0 - 1 7,50 + 1 1,88 + 2 4,36 + 1 1,74 + 1
1,0 1,16 + 2 2,82 + 2 2,82 + 1 1,16 + 1
1,2 1,30 + 2 3,10 + 2 2,51 + 1 1,05 + 1
2,0 1,78 + 2 3,83 + 2 1,84 + 1 8,53
3,0 2,20 + 2 4,32 + 2 1,49 + 1 7,56
4,0 2,50 + 2 4,58 + 2 1,31 + 1 7,13
5,0 2,72 + 2 4,74 + 2 1,20 + 1 6,89
6,0 2,82 + 2 4,83 + 2 1,16 + 1 6,76
7,0 2,90 + 2 4,90 + 2 1,13 + 1 6,67
8,0 2,97 + 2 4,94 + 2 1,10 + 1 6,61
10 3,09 + 2 4,99 + 2 1,06 + 1 6,55
14 3,33 + 2 4,96 + 2 9,81 6,59
20 3,43 + 2 4,80 + 2 9,52 6,81

 
    


    <1> ИЗО - изотропное (4 пи) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.
 

Таблица 8.9

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала, част/(см2 x мин.)

Объект загрязнения Альфа-активные нуклиды <1> Бета-активные нуклиды <1>
отдельные <2> прочие
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты 2 2 200 <3>
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви 5 20 2000
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования 5 20 2000
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования 50 200 10000
Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемых в саншлюзах 50 200 10000

 
    


    Примечания:
    <1> Для кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
    <2> К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м3.
    <3> Для (90) Sr + (90) Y - 40 част/(см2 x мин.).
 

Таблица 8.10

Допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных веществ и материалов, част./(см2 x мин.)

Объект загрязнения Вид загрязнения
снимаемое (нефиксированное) неснимаемое (фиксированное)
альфа-активные радионуклиды бета-активные радионуклиды альфа-активные радионуклиды бета-активные радионуклиды
Наружная поверхность транспортного средства и охранной тары контейнера 1,0 10 Не регламентируется 200 <1>
Внутренняя поверхность охранной тары и наружная поверхность транспортного контейнера 1,0 100 Не регламентируется 2000

 
    


    <1> Для (90)Sr + (90)Y - 40 част / (см2 x мин.).
 
 
    

Приложение 1
к НРБ-99/09

    

ЗНАЧЕНИЯ ДОЗОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ, ПРЕДЕЛА ГОДОВОГО ПОСТУПЛЕНИЯ С ВОЗДУХОМ И ДОПУСТИМОЙ СРЕДНЕГОДОВОЙ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ В ВОЗДУХЕ ОТДЕЛЬНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ ДЛЯ ПЕРСОНАЛА

Радионуклид Период полураспада Тип соединения при ингаляции <2> Дозовый коэффициент эпсилон(возд)_перс, Зв/Бк Предел годового поступления ПГП_перс, Бк в год Допустимая среднегодовая объемная активность ДОА_перс, Бк/м3
H-3 12,3 лет Г1 1,8 - 11 1,1 + 09 4,4 + 05
    Г2 1,8 - 15 1,1 + 13 4,4 + 09
    Г3 1,8 - 13 1,1 + 11 4,4 + 07
Be-7 53,3 сут. П 4,8 - 11 4,2 + 08 1,7 + 05
    М 5,2 - 11 3,8 + 08 1,5 + 05
Be-10 1,60 + 06 лет П 9,1 - 09 2,2 + 06 8,8 + 02
    М 3,2 - 08 6,3 + 05 2,5 + 02
C-11 0,340 час Г1 3,2 - 12 6,2 + 09 2,5 + 06
    Г2 2,2 - 12 9,1 + 09 3,6 + 06
    Г3 1,2 - 12 1,7 + 10 6,7 + 06
C-14 5,73 + 03 лет Г1 5,8 - 10 3,4 + 07 1,4 + 04
    Г2 6,2 - 12 3,2 + 09 1,3 + 06
    Г3 8,0 - 13 2,5 + 10 1,0 + 07
F-18 1,83 час Б 3,0 - 11 6,7 + 08 2,7 + 05
    П 5,7 - 11 3,5 + 08 1,4 + 05
    М 6,0 - 11 3,3 + 08 1,3 + 05
Na-22 2,60 лет Б 1,3 - 09 1,5 + 07 6,2 + 03
Na-24 15,0 час Б 2,9 - 10 6,9 + 07 2,8 + 04
Mg-28 20,9 час Б 6,4 - 10 3,1 + 07 1,3 + 04
    П 1,2 - 09 1,7 + 07 6,7 + 03
Al-26 7,16 + 05 лет Б 1,1 - 08 1,8 + 06 7,3 + 02
    П 1,8 - 08 1,1 + 06 4,4 + 02
Si-31 2,62 час Б 2,9 - 11 6,9 + 08 2,8 + 05
    П 7,5 - 11 2,7 + 08 1,1 + 05
    М 8,0 - 11 2,5 + 08 1,0 + 05
Si-32 4,50 + 02 лет Б 3,2 - 09 6,3 + 06 2,5 + 03
    П 1,5 - 08 1,3 + 06 5,3 + 02
    М 1,1 - 07 1,8 + 05 7,3 + 01
P-32 14,3 сут. Б 8,0 - 10 2,5 + 07 1,0 + 04
    П 3,2 - 09 6,3 + 06 2,5 + 03
P-33 25,4 сут. Б 9,6 - 11 2,1 + 08 8,3 + 04
    П 1,4 - 09 1,4 + 07 5,7 + 03
S-35 87,4 сут. Б 5,3 - 11 3,8 + 08 1,5 + 05
    П 1,3 - 09 1,5 + 07 6,2 + 03
    Г1 7,0 - 10 2,9 + 07 1,1 + 04
    Г2 1,1 - 10 1,8 + 08 7,3 + 04
Cl-36 3,01 + 05 лет Б 3,4 - 10 5,9 + 07 2,4 + 04
    П 6,9 - 09 2,9 + 06 1,2 + 03
Cl-38 0,620 час Б 2,7 - 11 7,4 + 08 3,0 + 05
    П 4,7 - 11 4,3 + 08 1,7 + 05
Cl-39 0,927 час Б 2,7 - 11 7,4 + 08 3,0 + 05
    П 4,8 - 11 4,2 + 08 1,7 + 05
K-40 <3> 1,28 + 09 лет Б 2,1 - 09 9,5 + 06 3,8 + 03
K-42 12,4 час Б 1,3 - 10 1,5 + 08 6,2 + 04
K-43 22,6 час Б 1,5 - 10 1,3 + 08 5,3 + 04
K-44 0,369 час Б 2,1 - 11 9,5 + 08 3,8 + 05
K-45 0,333 час Б 1,6 - 11 1,3 + 09 5,0 + 05
Ca-41 1,40 + 05 лет П 1,7 - 10 1,2 + 08 4,7 + 04
Ca-45 163 сут. П 2,7 - 09 7,4 + 06 3,0 + 03
Ca-47 4,53 сут. П 1,8 - 09 1,1 + 07 4,4 + 03
Sc-43 3,89 час М 1,2 - 10 1,7 + 08 6,7 + 04
Sc-44 3,93 час М 1,9 - 10 1,1 + 08 4,2 + 04
Sc-44m 2,44 сут. М 1,5 - 09 1,3 + 07 5,3 + 03
Sc-46 83,8 сут. М 6,4 - 09 3,1 + 06 1,3 + 03
Sc-47 3,35 сут. М 7,0 - 10 2,9 + 07 1,1 + 04
Sc-48 1,82 сут. М 1,1 - 09 1,8 + 07 7,3 + 03
Sc-49 0,956 час М 4,1 - 11 4,9 + 08 2,0 + 05
Ti-44 47,3 лет Б 6,1 - 08 3,3 + 05 1,3 + 02
    П 4,0 - 08 5,0 + 05 2,0 + 02
    М 1,2 - 07 1,7 + 05 6,7 + 01

Ведется подготовка документа. Ожидайте