57

Министерство здравоохранения Российской Федерации

Департамент государственного санитарно-эпидемиологического надзора

Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормативы

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Нормы радиационной безопасности

(НРБ-99)

Гигиенические нормативы

СП 2.6.1.758 - 99

Издание официальное

Минздрав России

1999

Предисловие

1. Гигиенические нормативы (НРБ-99) являются новым изданием, частично переработанным и дополненным, НРБ-96.

НРБ-96 разработаны творческим коллективом специалистов Российской Федерации и Республики Беларусь в составе:

от Российской Федерации - д.м.н. Рамзаев П.В. (руководитель); д.б.н. Балонов М.И.; д.м.н. Голиков В.Я.; д.м.н. Иванов Е.В.; к.м.н. Комаров Е.И.; к.т.н. Константинов Ю.О.; д.т.н. Крисюк Э.М.; к.ф.-м.н. Кутьков В.А.; д.м.н. Либерман А.Н.; Нуралов В.Н.; д.т.н. Осанов Д.П.; к.х.н.Тихонова А.И.; д.м.н. Цыб А.Ф.; к.т.н. Чухин С.Г.;

от Республики Беларусь - Васильева И.П.; д.м.н. Кенигсберг Я.Э.; к.б.н. Миненко В.Ф.; д.б.н. Ролевич И.В.; д.м.н. Тернов В.И.

НРБ-99 подготовлены рабочей группой РНКРЗ в составе: д.м.н. Рамзаев П.В. (руководитель), к.м.н. Антипин Е.Б., д.б.н. Балонов М.И., Голиков В.Ю., д.м.н. Голиков В.Я., д.м.н. Иванов Е.В., к.м.н. Иванов С.И., к.т.н. Кочетков О.А., д.т.н. Крисюк Э.М., к.ф.-м.н. Кутьков В.А., д.м.н. Либерман А.Н., Панфилов А.П., к.х.н. Тихонова А.И., д.м.н. Цыб А.Ф.

2. Утверждены и введены в действие Первым заместителем Министра здравоохранения - Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации июня 1999 г.

3. С вводом настоящих гигиенических нормативов НРБ-96 отменяются.

ТРЕБОВАНИЯ ОСНОВОПОЛАГАЮЩИХ ЗАКОНОВ ПО ВОПРОСАМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Федеральный закон ”О радиационной безопасности населения” № 3-ФЗ от 09.01.96 г.

"Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения" (статья 1).

"Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов” (статья 22).

“Санитарные правила, нормы и гигиенические нормативы в области обеспечения радиационной безопасности утверждаются в порядке, установленном законодательством Российской Федерации, Федеральным органом исполнительной власти по санитарно-эпидемиологическому надзору” (ст. 9 п. 2).

Федеральный закон “О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения” № 52 -ФЗ от 30.03.99 г.

“Отношения, возникающие в области обеспечения радиационной безопасности населения и безопасности работ с источниками ионизирующего излучения, устанавливаются законодательством Российской Федерации” (ст. 27 п. 4).

Федеральный закон “Об использовании атомной энергии” № 170-ФЗ от 21.11.95 г.

“На территории Российской Федерации осуществляется государственный контроль за радиационной обстановкой в целях своевременного выявления изменений радиационной обстановки, оценки, прогнозирования и предупреждения возможных негативных последствий радиационного воздействия для населения и окружающей среды...

Порядок организации и функционирования системы государственного контроля за радиационной обстановкой на территории Российской Федерации и полномочия соответствующих органов, осуществляющих такой контроль, определяются Правительством Российской Федерации” (ст. 21).

Закон РСФСР “Об охране окружающей природной среды” № 2060-1 от 19.12.91 г.

“Предприятия, учреждения, организации, граждане, не обеспечивающие соблюдения правил обращения с радиоактивными материалами, по решению специально уполномоченных на то органов Российской Федерации в области охраны окружающей природной среды, санитарно-эпидемиологического надзора лишаются права пользования ими, либо их деятельность по использованию таких материалов приостанавливается до устранения недостатков” (ст. 50 п. 2).

Содержание

Нормативные ссылки........................................................................................6

Термины и определения....................................................................................7

1. Область применения....................................................................................17

2. Общие положения........................................................................................18

3. Требования к ограничению техногенного облучения

в контролируемых условиях.......................................…..................................21

3.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения....................21

3.2. Планируемое повышенное облучение.......................…...........................24

4. Требования к защите от природного облучения в производственных условиях...... 25

5. Требования к ограничению облучения населения.......................................25

5.1. Общие положения............................................................. .........................25

5.2. Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях............................. 26

5.3. Ограничение природного облучения.........................................................26

5.4. Ограничение медицинского облучения.....................................................28

6. Требования по ограничению облучения населения в условиях

радиационной аварии.......................................................................................29

7. Требования к контролю за выполнением Норм...........................................33

8. Значения допустимых уровней радиационного воздействия......................35

Приложение П-1. Значения дозовых коэффициентов, предела годового

поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности

в воздухе отдельных радионуклидов для персонал.........................................48

Приложение П-2. Значения дозовых коэффициентов, величин предельного

годового поступления с воздухом и пищей, допустимой объемной

активности во вдыхаемом воздухе и уровни вмешательства при поступлении

с водой отдельных радионуклидов для населения...........................................73

Приложение П-3. Распределение соединений элементов по типам

при ингаляции..............................................................................…...................84

Приложение П-4. Минимально значимые удельная активность (МЗУА)

и активность в помещении или на рабочем месте (МЗА).................................88

Приложение П-5. Критерии вмешательства на загрязненных территориях.............… 92

Библиографические данные...............................................................................95

Нормативные ссылки

В настоящих Нормах и Правилах нашли отражение следующие нормативные документы:

Федеральный закон “О радиационной безопасности населения” № 3-ФЗ от 09.01.96 г.;

Федеральный закон “О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения” № 52-ФЗ от 30.03.99 г.;

Федеральный закон “Об использовании атомной энергии” № 170-ФЗ от 21.11.95 г.;

Закон РСФСР “Об охране окружающей природной среды” № 2060-1 от 19.12.91 г.;

Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений, принятые совместно: Продовольственной и сельскохозяйственной организацией Объединенных Наций; Международным агентством по атомной энергии; Международной организацией труда; Агентством по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития; Панамериканской организацией здравоохранения и Всемирной организацией здравоохранения (серия безопасности № 115), 1996;

Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов. Руководство Р 1.1. 004-94. Издание официальное. М., Госкомсанэпиднадзор России, 1994.

Термины и определения

Применительно к настоящим Нормам и Правилам приняты следующие термины и определения.

1. Авария радиационная - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которая привела к облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, превышающим величины, регламентированные для контролируемых условий.

Инцидент потери управления источником ионизирующего излучения, который мог привести, но не привел к незапланированному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, считается аварийной ситуацией.

2. Авария радиационная проектная - авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.

3. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

dN

A = ,

dt

где dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк).

Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,710¹⁰ Бк.

4. Активность минимально значимая (МЗА) - активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов госсанэпиднадзора на использование этих источников, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности.

5. Активность минимально значимая удельная (МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов госсанэпиднадзора на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности.

6. Активность удельная (объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

А A

А_m = ; A_v = .

m V

Единица удельной активности - беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности - беккерель на метр кубический, Бк/м³.

7. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочерних изотопов радона - ²²²Rn и ²²⁰Rn - взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних изотопов радона - ²¹⁰Po (RaA); ²¹⁴Pb (RaB); ²¹⁴Bi (RaC); ²¹²Pb (ThB); ²¹²Bi (ThC) соответственно:

(ЭРОА)_Rn = 0,10 А_RaA + 0,52 А_RaB + 0,38 А_RaC

(ЭРОА)_Tn = 0,91 А_ThB + 0,09 А_ThC,

где А_i - объемные активности дочерних изотопов радона.

8. Безопасность населения радиационная - состояние защищенности настоящего и будущих поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения, обеспечивающее отсутствие детерминированных эффектов и приемлемый уровень риска возникновения стохастических эффектов.

9. Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования настоящих Норм и Правил.

10. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (W_R) - используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов

Фотоны любых энергий...........................................................1

Электроны и мюоны любых энергий......................................1

Нейтроны с энергией менее 10 кэВ.........................................5

от 10 кэВ до 100 кэВ................................................................10

от 100 кэВ до 2 МэВ................................................................20

от 2 МэВ до 20 МэВ.................................................................10

более 20 МэВ............................................................................5

Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи...5

Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра..................20

Примечание: Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении.

11. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (W_T) - множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

Гонады....................................................................................................0,20

Костный мозг (красный)........................................................................0,12

Толстый кишечник................................................................................ 0,12

Легкие.....................................................................................................0,12

Желудок..................................................................................................0,12

Мочевой пузырь.....................................................................................0,05

Грудная железа......................................................................................0,05

Печень.....................................................................................................0,05

Пищевод..................................................................................................0,05

Щитовидная железа...............................................................................0,05

Кожа........................................................................................................0,01

Клетки костных поверхностей...............................................................0,01

Остальное..............................................................................................0,05*

* При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

12. Вмешательство - действие, направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных последствий облучения.

13. Группа критическая - группа лиц из населения (не менее 10 человек), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.

14. Дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.

15. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

_

de

D = ,

dm

_

где de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, а dm - масса вещества в этом объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж кг^-1), и имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

16. Доза в органе или ткани (D_T) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

D_т= (1/m_т) D dm ,

^m_т

где m_т - масса органа или ткани, а D - поглощенная доза в элементе массы dm.

17. Доза эквивалентная (H_T,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

H_T,R = W_R D_T,R ,

где D_T,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а W_R - взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения

H_T = H_T,R.

^R

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

18. Доза эффективная (Е) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

Е = W_т H_T ,

^т

где H_T - эквивалентная доза в органе или ткани T, а W_T - взвешивающий коэффициент для органа или ткани T.

Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

19. Доза эквивалентная (H_Т()) или эффективная (Е()) ожидаемая при внутреннем облучении - доза за время , прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

t₀+

H_Т() = H_T(t)dt,

t₀

Е() = W_тН_т(),

^т

где t₀ - момент поступления, а H_T(t) - мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани T.

Когда не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70-t₀) - для детей.

20. Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).

21. Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).

22. Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

23. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные настоящими Нормами и Правилами.

24. Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.

25. Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.

26. Захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.

27. Зона наблюдения - территория вокруг радиационного объекта за пределами санитарно-защитной зоны, где проводится радиационный контроль и на которой при возникновении проектной радиационной аварии может потребоваться проведение мер защиты населения.

28. Зона радиационной аварии - территория, где уровни облучения населения или персонала, обусловленные аварией, могут превысить пределы доз, установленные для нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения.

29. Зона санитарно-защитная - территория вокруг радиационного объекта, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения может превысить установленный предел дозы облучения населения.

30. Источник ионизирующего излучения - (в рамках данного документа - источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие настоящих Норм и Правил.

31. Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих Норм и Правил.

32. Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.

33. Источник радионуклидный закрытый - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

34. Источник радионуклидный открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

35. Категория объекта радиационного - характеристика объекта по степени потенциальной опасности объекта для населения в условиях его нормальной эксплуатации и при возможной аварии.

36. Квота - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом).

37. Класс работ - характеристика работ с открытыми источниками ионизирующего излучения по степени потенциальной опасности для персонала, определяющая требования по радиационной безопасности в зависимости от радиотоксичности и активности нуклидов.

38. Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

39. Лицензия - разрешение на конкретный вид деятельности, которое выдается регулирующими органами на основе оценки полезности и безопасности данной деятельности, сопровождающееся предписаниями и условиями, которые должны выполняться юридическим лицом, получившим лицензию.

40. Место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно.

41. Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).

42. Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

43. Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.

44. Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.

45. Облучение медицинское - облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения.

46. Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

47. Облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии.

48. Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.

49. Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.

50. Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

51. Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.

52. Обращение с отходами радиоактивными - все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и (или) захоронением радиоактивных отходов.

53. Объект радиационный - организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.

54. Органы государственного надзора за радиационной безопасностью - органы, которые уполномочены правительством Российской Федерации или ее субъектов осуществлять надзор за радиационной безопасностью.

55. Отселение - переселение людей из зоны радиационной аварии на постоянное местожительство. Временным отселением называется переселение людей из зоны радиационной аварии на срок, измеряемый месяцами и больше, при условии возможного последующего возвращения в места постоянного проживания.

56. Отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные настоящими Нормами и Правилами.

57. Паспорт радиационно-гигиенический организации - документ, характеризующий состояние радиационной безопасности в организации и содержащий рекомендации по ее улучшению.

58. Паспорт радиационно-гигиенический территории - документ, характеризующий состояние радиационной безопасности населения территории и содержащий рекомендации по ее улучшению.

59. Паспорт санитарный - документ, разрешающий организации в течение установленного времени проводить регламентированные работы с источниками ионизирующего излучения в конкретных помещениях, вне помещений или на транспортных средствах.

60. Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

61. Предел дозы (ПД) - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

62. Предел годового поступления (ПГП) - допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

63. Работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль.

64. Работа с радиоактивными веществами - все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль.

65. Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.

66. Санпропускник - комплекс помещений, предназначенных для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала.

67. Саншлюз - помещение между зонами радиационного объекта, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты.

68. Средство индивидуальной защиты - средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.

69. Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.

70. Уровень контрольный - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

71. Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение - электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.

72. Эвакуация - срочное перемещение людей из зоны радиационной аварии в места безопасного пребывания на срок до нескольких дней.

73. Эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.

74. Эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.

	"УТВЕРЖДАЮ" Главный государственный санитарный врач Российской Федерации ____________________Г.Г. Онищенко « » июня 1999 г. ГН 2.6.1…..-99 Дата введения - с момента опубликования

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НРБ - 99

Гигиенические нормативы

1. Область применения

1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99 (далее - Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации.

1.2. Настоящие Нормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования Федерального закона “О радиационной безопасности населения” в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. Никакие другие нормативные и методические документы не должны противоречить требованиям Норм.

Издание официальное Минздрав России	Настоящие нормы не могут быть Воспроизведены и тиражированы (полностью или частично) без разрешения Департамента госсанэпиднадзора Минздрава России

1.3. Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

- в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

- в результате радиационной аварии;

- от природных источников излучения;

- 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.

1.4. Требования Норм и Правил не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

- индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

- индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;

- коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.

Требования Норм и Правил не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

Перечень и порядок освобождения источников излучения от радиационного контроля (лицензирования, учета и других аспектов контроля по радиационному фактору), приводится в ОСПОРБ-99.

2. Общие положения

2.1. Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

2.2. Основу системы радиационной безопасности, сформулированной в данных Нормах, составляют современные международные научные рекомендации [1-20], опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение Международных основных норм безопасности, которые легли в основу Норм, надежно гарантирует безопасность работающих с источниками излучения и всего населения.

2.3. Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

2.4. Нормы радиационной безопасности относятся только к ионизирующему излучению. В Нормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.

2.5. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

2.6. Ответственность за соблюдение Норм согласно Федеральному закону “О радиационной безопасности населения” несут юридические лица, получившие разрешение (лицензию) на использование источников излучения, а также федеральные органы исполнительной власти и органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации, местные органы власти и все лица, от деятельности которых зависит облучение людей.

2.7. 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 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни населения устанавливается методическими указаниями федерального органа госсанэпиднадзора в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

2.8. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно:

где r, R - индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответственно;

Е - индивидуальная эффективная доза;

p_i(Е)dE - вероятность для i-го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до E+dE;

r_Е - коэффициент пожизненного риска сокращения длительности периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от смертельного рака), равный

для производственного облучения:

r_E = 5,610^-2 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв/год;

r_E = 1,110^-1 1/чел.-Зв при Е 200 мЗв/год;

для облучения населения:

r_E = 7,310^-2 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв/год;

r_E = 1,510^-1 1/чел.-Зв при Е 200 мЗв/год.

2.9. 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:

r_i,Д = P_i[D>Д],

где P_i[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.

2.10. Потенциальное облучение коллектива из N индивидуумов оправдано, если

_N

(r_i,c O_c + r_i,д O_д) c_т V - Y - P ,

ⁱ⁼¹

где O_c - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате

возникновения стохастических эффектов, равное 15 лет;

O_д - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов, равное 45 лет; с_т - денежный эквивалент потери 1 чел.-года жизни населения;

V - доход от производства;

Р - затраты на основное производство, кроме ущерба от защиты;

Y - ущерб от защиты.

Снижение риска до возможно низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоятельств:

- предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников излучения. Поэтому для каждого источника излучения при оптимизации устанавливается граница риска;

- при снижении риска потенциального облучения существует минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.

2.11. Предел индивидуального пожизненного риска в условиях нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года персонала принимается округленно 1,0 10^-3, а для населения - 5,0 10^-5.

Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации риска и область безусловно приемлемого риска и составляет 10^-6.

3. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях

3.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения

3.1.1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

- персонал (группы А и Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

3.1.2. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

- основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 3.1;

- допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

- контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 3.1 Основные пределы доз

Нормируемые	Пределы доз
Величины*	персонал (группа А)**	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*** коже**** кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см².

**** 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. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

3.1.5. При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 3.1.

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 П-1 и П-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 методическими указаниями федерального органа госсанэпиднадзора.

3.1.7. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних изотопов радона (²²²Rn и ²²⁰Rn) - ²¹⁰Po (RaA); ²¹⁴Pb (RaB); ²¹⁴Bi (RaC); ²¹²Pb (ThB); ²¹²Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности 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 А_RaA + 0,52 А_RaB + 0,38 А_RaC = 1200 Бк/м³

0,91 А_ThB + 0,09 А_ThC = 270 Бк/м³,

где П_i и А_i - годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних 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. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Для обеспечения выполнения указанного норматива при одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться требование п. 3.1.5.

При установлении беременности женщина обязана информировать об этом администрацию и должна переводиться на работу, не связанную с источниками излучения, на периоды беременности и грудного вскармливания ребенка.

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 облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено 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.

Планируемое облучение экипажей, находящихся в море судов ВМФ с атомными энергетическими установками, личного состава аварийно-спасательных и других специальных формирований выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при ликвидации или предотвращении аварии регламентируется ведомственными документами, согласованными с Минздравом России.

3.2.2. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двухкратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1 - только с разрешения федерального органа госсанэпиднадзора.

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, приравниваются к персоналу группы А, и на них распространяются положения раздела 3.2 настоящих Норм. Эти лица должны быть обучены (с проверкой знаний) для работы в зоне радиационной аварии и пройти медицинский осмотр.

4. Требования к защите от природного облучения в производственных условиях

4.1. Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).

4.2. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м³/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

- мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте - 2,5 мкЗв/ч;

- ЭРОА_Rn в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/м³;

- ЭРОА_Tn в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/м³;

- удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 40/f кБк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м³;

- удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, - 27/f, кБк/кг.

При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.

4.3. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях по п. 4.1.

5. Требования к ограничению облучения населения

5.1. Общие положения

5.1.1. Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения (п. 1.3). Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.

5.1.2. В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.

5.2. Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях

5.2.1. Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл. 3.1). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

5.2.2. Для ограничения облучения населения отдельными техногенными источниками излучений федеральным органом госсанэпиднадзора для них устанавливаются квоты (доли) предела годовой дозы, но так, чтобы сумма квот не превышала пределов доз, указанных в таблице 3.1.

5.2.3. Облучение населения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечения сохранности источников излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.

5.2.4. На основании значений ПГП радионуклидов через органы пищеварения, соответствующих пределу дозы 1 мЗв за год и квот от этого предела, может быть рассчитана для конкретных условий допустимая удельная активность основных пищевых продуктов с учетом их распределения по компонентам рациона и в питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклида через органы дыхания и внешнего облучения. Значения ПГП радионуклидов для населения через органы дыхания и пищеварения, а также соответствующие им значения ДОА и УВ приведены в приложении П-2.

5.3. Ограничение природного облучения

5.3.1. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения.