Общие положения
1. Настоящие гигиенические нормативы «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности» (далее – нормативы) предназначены для юридических и физических лиц не зависимо от форм собственности, ведомственной принадлежности организационно-правовых форм, а также для местных исполнительных органов власти, граждан Республики Казахстан, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Республики Казахстан деятельность которых связана с обращением источников ионизирующего излучения, для обеспечения радиационной безопасности.
2. Нормативы применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения и являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона Республики Казахстан «О радиационной безопасности населения» в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека.
3. Физические и юридические лица, несут ответственность за нарушение требований обеспечения радиационной безопасности, в соответствии с Кодексом Республики Казахстан «Об административных правонарушениях» и Законом Республики Казахстан «О радиационной безопасности населения».
4. В настоящих гигиенических нормативах использованы следующие понятия:
1) активность минимально значимая (далее – МЗА) – активность открытого или закрытого источника ионизирующего излучения при превышении которой источник подлежит учету и контролю и для которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года «О здоровье народа и системе здравоохранения» (далее – Кодекс);
2) активность минимально значимая удельная (далее – МЗУА) – удельная активность открытого источника ионизирующего излучения при превышении которой источник подлежит учету и контролю и для которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса;
3) персонал – лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).
5. Нормативы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:
1) в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;
2) в результате радиационной аварии;
3) от природных источников излучения;
4) при медицинском облучении.
Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.
6. Требования нормативов не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:
1) индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 микрозиверт (далее – мкЗв);
2) индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 миллизиверт (далее – мЗв) и в хрусталике не более 15 мЗв;
3) коллективную эффективную годовую дозу не более 1 человеко-зиверта (далее – чел-Зв), либо когда при коллективной дозе более 1 чел-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.
Требования нормативов не распространяются также на космическое излучение на поверхности земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.
7. Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 чел-Зв года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел-Зв года жизни устанавливается в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.
8. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно.
|
|
|
|
где: r,
R – индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответственно;
Е – индивидуальная эффективная доза;
pi(Е)dE, – вероятность для i -го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до E+dE;
rЕ – коэффициент пожизненного риска сокращения длительности периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и не смертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от смертельного рака), равный:
| для производственного облучения: | rE = 5,6х10-2 1/ чел-Зв при Е < 200 миллизиверт в год (далее – мЗв/год); rE = 1,1х10-1 1/ чел-Зв при Е3 200 мЗв/год; |
| для облучения населения: | rE = 7,3х10-2 1/ чел-Зв при Е < 200 мЗв/год; rE = 1,5х10-1 1/ чел-Зв при Е і 200 мЗв/год. |
9. Для целей радиационной безопасности при облучении в течение года индивидуальный риск сокращения длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов консервативно принимается равным:
|
|
где: Pi[D>Д], – вероятность для i -го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года;
Д – пороговая доза для детерминированного эффекта.
10. Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, используется понятие радиационного ущерба, количественно учитывающего как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии с общепринятой линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, в соответствии с приложением 1 к настоящим нормативам.
Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 Зв-1.
В условиях нормальной эксплуатации ядерных радиационных и электрофизических установок пределы доз техногенного облучения в течении года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного радиационного риска для персонала 1x10-3 и для населения 5x10-5. Уровень пренебрежимо малого риска составляет 10-6.
При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):персонал 2,0х10-4, год-1; население 1,0х10-5, год-1.
2. Нормативы к ограничению техногенного облучения
в контролируемых условиях
11. Для категорий облучаемых лиц (персонал группы «А», «Б» и население) устанавливаются три класса нормативов:
1) основные пределы доз (далее – ПД);
2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: предел годового поступления (далее – ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (далее – ДОА), среднегодовые удельные активности (далее – ДУА), мощность эквивалентной дозы (далее – МЭД);
3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков. Их значения учитывают достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивают условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
12. 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.
13. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв.
14. Администрация предприятия переводит беременную женщину на работу, не связанную с источниками излучения, со дня получения информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка.
15. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать ПД, установленных в приложении 2 к настоящим нормативам.
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.
16. Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала, поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях 21 и 22 к настоящими нормативам, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.
В нестандартных условиях допустимые уровни МЭД, среднегодовая ДОА персонала и ЭРОА радона определяются расчетным путем с учетом времени пребывания персонала в радиационно-опасной зоне. Приведенные в приложениях 21 и 22 значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГП персонала, ПГП населения, ДОА персонала и ДОА населения (далее – ПГПперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас) ПГПперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 микрометр и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5.
17. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов распада изотопов радона (222Rn и 220Rn) - 218Po (RaA), 214Pb (RaB), 214Bi (RaC), 212Pb (ThB), 212Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют:
ПГП: 0,10 ПRaA + 0,52 ПRaB + 0,38 ПRaC = 3,0 МБк
0,91 ПThB + 0,09 ПThC = 0,68 МБк
ДОА: 0,10 АRaA + 0,52 АRaB + 0,38 АRaC = 1200 Бк/м3
0,91 АThB + 0,09 АThC = 270 Бк/м3,
где:
Пi и Аi – годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.
18. 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.
19. Планируемое повышенное облучение персонала группы А при ликвидации или предотвращении аварии допускается только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
20. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в приложении 2 настоящих нормативов, допускается при согласовании с территориальным подразделением ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения (не ниже областного уровня), облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз допускается с разрешения Главного государственного санитарного врача Республики Казахстан.
21. Повышенное облучение не допускается:
1) 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;
2) для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.
22. 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 рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, немедленно выводятся из зоны облучения и направляются на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам разрешается в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.
23. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных, спасательных и других работ, осуществляемых на радиоактивно загрязненных территориях, оформляются и допускаются к работам как персонал группы А.
3. Нормативы к защите от природного облучения
в производственных условиях
24. Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).
25. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 часов в год (далее – ч/год), средней скорости дыхания 1,2 кубический метр в час (далее – м3/ч) и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:
1) мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте 2,5 микрозиверт час (далее – мкЗв/ч);
2) Эквивалентная равновесная объемная активность (далее – ЭРОАRn) в воздухе зоны дыхания 310 беккерель на кубический метр (далее – Бк/м3);
3) ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания 68 Бк/м3;
4) удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда 40/f килобеккерел на килограмм (далее – кБк/кг), где f – среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, миллиграмм на кубический метр (далее - мг/м3);
5) удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, 27/f, кБк/кг.
При многофакторном воздействии сумма отношений воздействующих факторов к указанным значениям не должна превышать 1.
26. При выборе участков территорий под строительство зданий и сооружений производственного назначения, отводятся участки с гамма-фоном не 0,6 мкЗв/ч, а плотность потока радона с поверхности грунта 250 миллибеккерель на квадратный метр в секунду (далее – мБк/(м2*с).
27. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях и не должно превышать 5 мЗв в год.
Нормативы к ограничению техногенного и природного облучения населения в нормальных условиях
28. Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и атмосферном воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1 мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовых коэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом их распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучения людей. Значения дозовых коэффициентов для критических групп населения, ДОА и ПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения, приведены в приложении 23 к настоящим нормативам.
29. При проектировании новых зданий жилого и общественного назначения предусматривается, чтобы среднегодовая ЭРОАRn дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6 ЭРОАTn не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
30. В эксплуатируемых зданиях среднегодовая ЭРОАRn дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м3. При более высоких значениях объемной активности проводятся защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия проводятся также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
31. При выборе участков территорий под строительство жилых домов и зданий социально-бытового назначения отводятся участки с гамма-фоном не превышающим 0,3 мкГр/ч и плотностью потока радона с поверхности грунта не более 80 мБк/(м2 х с);
32. Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и другие), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки), и готовой продукции не должна превышать:
1) для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс):
где:
А Ra и А Th – удельные активности 226Rа и 232Тh, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, АK – удельная активность К-40 (Бк/кг);
2) для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки. Для наружной отделки жилых, общественных и производственных зданий, фонтаны, культурные и другие сооружения при условии, что ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, при планируемом виде их использования не должна превышать 10 мкЗв, а годовая коллективная эффективная доза не должна превышать более одного чел-Зв. Не допускается использование для строительства и внутренней отделки жилых и общественных зданий, детских, подростковых, медицинских организаций (II класс):
3) для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):
4) при 1,5 кБк/кг < Аэфф < 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с территориальным подразделением ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия.
При Аэфф > 4,0 кБк/кг материалы не допускается использовать в строительстве.
33. Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей по показателям радиационной безопасности дается по удельной суммарной альфа- (Аa) и бета-активности (Аb). При значениях Аa и Аb ниже 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно, дальнейшие исследования воды не являются обязательными. В случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания радионуклидов в воде. Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие:
,
где Аi – удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;
УВi – соответствующие уровни вмешательства значения дозовых коэффициентов 
(мЗв/Бк) при поступлении радионуклидов в организм взрослых людей с водой и уровни вмешательства УВ (Бк/кг) по содержанию отдельных радионуклидов в питьевой воде в соответствии с приложением 24 к настоящим нормативам, то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательным.
34. Критическим путем облучения людей за счет 222Rn, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для 222Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности 222Rn в питьевой воде из подземных источников при децентрализованном водоснабжении является обязательным.
При возможном присутствии в воде 3H, 14C, 131I, 210Pb, 228Ra, 232Th, 232U (в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальной опасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.
35. Санитарно-эпидемиологическая экспертиза пищевого продукта и ограничение облучения населения осуществляется путем регламентации содержания допустимых уровней радионуклидов цезия-137 и стронция-90 в соответствии с приложением 25 к настоящим нормативам.
36. Содержание радионуклидов в чае (черный, зеленый, плиточный) не должно превышать по цезию 137 – 400 Бк/кг, стронцию 90 – 200 Бк/кг.
37. Содержание радионуклидов в кофе (в зернах, молотый, растворимый) не должно превышать по цезию 137 – 300 Бк/кг, стронцию 90 – 100 Бк/кг.
38. Содержание радионуклидов в БАД-ах на растительной основе, в том числе цветочная пыльца (сухие чаи), жидкие (эликсиры, бальзамы, настойки) не должно превышать по цезию 137 – 200 Бк/кг, стронцию 90 – 100 Бк/кг».
39. Содержание радионуклидов в лекарственных растениях (травы, кора, корневище, плоды) не превышает по цезию 137 – 400 Бк/кг, стронцию 90 – 200 Бк/кг.
40. Готовые к употреблению пищевые продукты из фруктов, овощей, ягод (консервированные овощи, грибы, варенья, джемы, сиропы, концентраты, напитки, соки) проходят исследования на радиационную безопасность.
41. Содержание радионуклидов в табаке и табачных изделиях не должно превышать по цезию 137 – 120 Бк/кг, стронцию 90 – 50 Бк/кг.
42. Оценка радиоактивности твердого топлива (уголь) включает:
1) показатели мощности дозы гамма-излучения и определение однородности участка. Участки месторождения (пласта) считаются однородными при разности значений мощности эквивалентной дозы гамма излучения не более 30 % на всей поверхности;
2) удельную активность природных радионуклидов угля и золы.
Предварительная оценка радиоактивности твердого топлива производится на стадии разведки месторождения или поверхностной съемки территории для открытого карьера или пласта в забое скважины.
Индивидуальная годовая эффективная доза не должно превышать 10 мкЗв, а коллективная эффективная годовая доза – не более 1 чел-Зв.
Установление системы ограничений и вида безопасного использования топлива производится на основании анализа удельной активности природных радионуклидов. Сумма отношений удельной активности радионуклидов урана (радия) и тория к минимально значимым удельным активностям (Суголь), определяется по формуле:
где,
АU(Ra), АTh – удельная активность U (226Ra), 232Th, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно, Бк/кг.
1000 – МЗУА природного урана и тория, Бк/кг.
В зависимости от значения С уголь устанавливается класс радиационной опасности угля.
43. На объект недропользования по добыче твердого топлива при отводе земельного участка и при эксплуатации твердого топлива населением выдается санитарно-эпидемиологическое заключение в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса.
44. Установление класса радиационной опасности золы и вида ее безопасного использования в качестве строительного материала осуществляется по показателю удельной эффективной активности.
Оценка и прогнозирование удельной эффективной активности золы, образующейся при сжигании топлива, могут быть проведены по результатам радиационных испытаний угля и определяется по формуле:
где,
А уголь эфф – удельная эффективная активность природных радионуклидов в пробе угля;
уголь – абсолютная погрешность определения А уголь эфф.
К к – коэффициент концентрации радионуклидов в золе, определяется по формуле:
где,
Аd – зольность угля, %.
В зависимости от значения удельной активности устанавливается класс радиационной опасности и вид использования.
45. Технология разведки, добычи, транспортировки и переработки нефтяной и нефтеводяной суспензии не допускает возможность загрязнения естественными радионуклидами технологического оборудования и объектов окружающей среды выше уровней предусмотренных настоящими нормативами.
При содержании в нефти природных радионуклидов в количестве не более 10 уровней вмешательства (УВ) для воды (приложение 24) она используется без ограничения. При содержании радионуклидов более 10 уровней вмешательства для воды нефть допускается к переработке только после ее очистки до указанной величины (10 УВ).
46. Содержание естественных радионуклидов в пластовых водах, закачиваемых в нефтегазоностный горизонт в процессе добычи нефтепродуктов не нормируется. При закачке их в водоносные горизонты или сбросе на рельеф местности концентрации ЕРН в них не должно превышать 10 УВ для воды.
47. Удельная активность природных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должно превышать:
где АU и АTh – удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно.
Допустимое содержание 40К в минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении с материалами, содержащими 40К, соблюдаются требования по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения, установленные в пунктах 26 и 27.
48. Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должно превышать:
где АU и АTh – удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов соответственно.
49. Для обеспечения радиационной безопасности населения и работников организаций и планирования видов и объема радиационного контроля при обращении с материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов вводится следующая их классификация:
1) I класс: А эфф < 740 Бк/кг
2) II класс: 0,74 < А эфф < 1,5 кБк/кг
3) III класс: 1,5 < А эфф < 4,0 кБк/кг
4) IV класс: А эффі 4,0 кБк/кг
50. Обращение с материалами I класса в производственных условиях осуществляется без каких-либо ограничений.
При работе с материалами II, III, IV класса выдается санитарно-эпидемиологическое заключение, в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса.
51. Предприятие до начала разработки месторождения строительных материалов, минеральных удобрений, мелиорантов и топливно-энергетического сырья получает санитарно-эпидемиологическое заключение о степени его радиационной опасности и условиях использования материалов в соответствии с пунктом 8 статьи 62 Кодекса.