Санпин по радиационной воде

Санпин по радиационной воде

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Радиационный контроль и гигиеническая оценка источников питьевого водоснабжения и питьевой воды по показателям радиационной безопасности. Оптимизация защитных мероприятий источников питьевого водоснабжения с повышенным содержанием радионуклидов

Дата введения 2005-06-01

1. РАЗРАБОТАНЫ авторским коллективом в составе: О.Е.Тутельян, В.С.Степанов, С.И.Кувшинников (ФГУЗ «Федеральный центр гигиены и эпидемиологии»); В.Я.Голиков (Российская медицинская академия последипломного образования); И.П.Стамат, Т.А.Кормановская, В.В.Ступина (ФГУН Санкт-Петербургский НИИ радиационной гигиены); О.В.Липатова (Федеральная служба по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека); А.Е.Бахур (ФГУП ВИМС); Ю.Н.Мартынюк (ЗАО НПП «ДОЗА»); С.И.Иванов (ГУ НИИ ЭЧ и ГОС им.А.Н.Сысина); Г.А.Горский (территориальное управление Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека по г.С.-Петербургу); В.Г.Cимонова (ФГУЗ «Центр гигиены и эпидемиологии» в Орловской области).

2. РЕКОМЕНДОВАНЫ К УТВЕРЖДЕНИЮ Комиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию (прот. N 1 от 31 марта 2005 г.).

3. УТВЕРЖДЕНЫ Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г.Онищенко 25 апреля 2005 г.

4. ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ с 1 июня 2005 г.

5. ВВЕДЕНЫ ВПЕРВЫЕ.

ВНЕСЕНО Изменение N 1, утвержденное Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 04.08.2010, введенное в действие с 01.10.2010

Изменение N 1 внесено изготовителем базы данных

1. Область применения

1.1. Настоящие методические указания (МУ) распространяются на проведение радиационного контроля, включая производственный контроль, и гигиенической оценки по показателям радиационной безопасности источников питьевого водоснабжения и питьевой воды, подаваемой системами водоснабжения, либо находящейся в емкостях, либо бутилированной питьевой воды, включая минеральную природную столовую, кроме лечебно-столовой и лечебной минеральной воды.

1.2. Методические указания предназначены для индивидуальных предпринимателей и юридических лиц, деятельность которых связана с обеспечением населения питьевой водой, а также для специалистов Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

2. Нормативные ссылки

2.3. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).

2.4. Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.799-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99).

2.5. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПиН 2.1.4.1074-01. Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества.

2.6. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПиН 2.3.2.1078-01. Гигиенические требования безопасности и пищевой ценности пищевых продуктов.

2.7. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПиН 2.1.4.1116-02. Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды, расфасованной в емкости. Контроль качества.

2.8. Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.1292-03. Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения.

3. Термины и определения

В настоящих рекомендациях принята терминология в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99. В дополнение к ним используются следующие термины.

Абсолютная неопределенность измерения — неопределенность измерения, выраженная в единицах измеряемой величины.

Бутилированная питьевая вода — питьевая вода, помещенная в бутыли, контейнеры, пакеты и т.п.

Водопотребитель — физическое или юридическое лицо, получающее в установленном порядке питьевую воду для обеспечения своих нужд.

Источник питьевого водоснабжения — поверхностный или подземный водный объект (или его часть), вода которого отвечает установленным показателям качества и используется или может быть использована для забора в качестве питьевой воды.

Минимальная измеряемая активность (удельная активность) — активность (удельная активность) реперного радионуклида в счетном образце, при измерении которой на данной радиометрической установке за время экспозиции один час относительная случайная (статистическая) неопределенность результата измерений составляет 50% при доверительной вероятности 0,95.

Нецентрализованная система питьевого водоснабжения — комплекс сооружений и устройств, предназначенных для забора и подготовки (или без нее) питьевой воды без подачи ее к местам потребления, и открытый для общего пользования.

Нормативы качества питьевой воды — показатели органолептических свойств, показатели предельно допустимого содержания химических веществ и микроорганизмов, уровни вмешательства содержания радионуклидов в питьевой воде, гарантирующие ее безопасность для человека независимо от продолжительности использования.

Нормативы качества воды источников питьевого водоснабжения — показатели органолептических свойств воды, предельно допустимых концентраций в ней химических, биологических веществ, микроорганизмов, содержания природных и искусственных радионуклидов, характеризующие пригодность ее использования после соответствующей подготовки (или без нее) для питьевого водоснабжения населения.

Организация, эксплуатирующая системы питьевого водоснабжения — организация, осуществляющая подготовку и отпуск питьевой воды.

Питьевая вода — природная вода или вода после обработки, подаваемая через системы водоснабжения либо находящаяся в емкостях, либо бутилированная вода, предназначенная для удовлетворения питьевых и иных бытовых нужд человека, либо для производства пищевой продукции, предназначенной для ее потребления человеком.

Питьевое водоснабжение — деятельность по обеспечению водопотребителей питьевой водой, связанная с выбором и охраной источников питьевого водоснабжения, забором, подготовкой, хранением, расфасовкой и подачей питьевой воды к местам ее расходования или реализации и осуществляемая посредством размещения, проектирования, строительства, эксплуатации и реконструкции систем питьевого водоснабжения и объектов по производству бутилированной питьевой воды.

Повышенные уровни содержания природных радионуклидов (в рамках данного документа) — удельные активности природных радионуклидов, превышающие уровни вмешательства (УВ), приведенные в Приложении 2а к НРБ-99/2009.

Подготовка питьевой воды — технологический процесс обработки воды для приведения ее состояния в соответствие с установленными нормативами качества питьевой воды.

Природные радионуклиды — радиоактивные элементы рядов урана ( U) и тория ( Th), а также калий-40 ( K), тритий ( H), углерод-14 ( С) и др., существующие в природе независимо от деятельности человека.

Радиометрическая установка — средство (радиометр, спектрометр) для измерения активности (удельной активности) радионуклидов или потока ионизирующих частиц.

Система питьевого водоснабжения (в рамках настоящих МУ) — централизованные и нецентрализованные системы питьевого водоснабжения, домовые распределительные системы, системы питьевого водоснабжения на транспортных средствах и т.д.

Систематическая неопределенность измерения — составляющая неопределенности измерения, включает в себя погрешность средства измерений и метода измерений.

Случайная (статистическая) неопределенность измерения — составляющая неопределенности измерения, изменяющаяся случайным образом при повторных измерениях одной и той же величины.

Суммарная активность альфа-излучающих радионуклидов (далее — суммарная или общая альфа-активность воды):

,

где — активность -го радионуклида;

— выход альфа-частиц на 1 распад -го радионуклида.

Суммарная активность бета-излучающих радионуклидов (далее — суммарная или общая бета-активность воды):

,

где — активность -го радионуклида;

— выход бета-частиц на 1 распад -го радионуклида.

В рамках данного документа применительно к упрощенной системе анализа:

суммарная (общая) альфа- или бета-активность воды — условная альфа- или бета-активность счетного образца, полученного из контролируемой пробы с помощью регламентированной методики пробоподготовки, численно равная активности назначенного образца сравнения при одинаковых показаниях используемого радиометра;

счетный образец — определенное количество вещества, полученное из точечной или объединенной пробы, согласно установленной методике и предназначенное для измерений его параметров на радиометрической установке в соответствии с регламентированной методикой выполнения измерений;

централизованная система питьевого водоснабжения — комплекс сооружений и устройств, предназначенных для забора, подготовки (или без нее), хранения и подачи питьевой воды к местам ее распределения и расходования и открытый для общего пользования;

неопределенность измерения — параметр, используемый для определения интервала вокруг измеренного значения величины, внутри которого с вероятностью 0,95 находится истинное значение измеряемой величины.

4. Общие положения

4.1. Настоящие МУ устанавливают порядок организации и проведения, объем и периодичность радиационного контроля воды источников водоснабжения и питьевой воды, требования к аппаратурно-методическому обеспечению радиационного контроля, а также алгоритм выполнения санитарно-эпидемиологической оценки питьевой воды и рекомендации по проведению защитных мероприятий в необходимых случаях.

4.2. В качестве источников питьевого водоснабжения используется два типа природных вод:

— поверхностные (реки, озера, водохранилища);

— подземные (грунтовые, подрусловые, артезианские, трещинные воды кристаллических массивов).

4.3. Содержание радионуклидов в природных водах варьирует в очень широком диапазоне и зависит от состава вмещающих пород, локальных и региональных особенностей их геологического строения, типа вод, климатических условий и др.

Наиболее высокое содержание природных радионуклидов наблюдается в подземных водах, приуроченных к кислым магматическим породам, например, в водах трещиноватых гранитов. Подземные воды осадочного чехла могут иметь как низкую, так и высокую активность, что определяется не только содержанием природных радионуклидов в водовмещающих породах, но и гидравлической взаимосвязью разных водоносных горизонтов, проницаемыми тектоническими зонами, «окнами» в водоупорных пластах и др. При этом подземные воды одного горизонта на разных участках могут иметь различные уровни содержания природных радионуклидов и даже разный радионуклидный и микроэлементный состав. Содержание природных радионуклидов в поверхностных водах, как правило, незначительно и редко превышает значения уровня вмешательства ().

4.4. По данным НКДАР ООН, вклад питьевой воды в суммарную дозу облучения населения не является преобладающим (за исключением отдельных регионов) и обусловлен в основном присутствующими в воде радионуклидами природных рядов урана и тория. Наибольший вклад в формирование дозы облучения за счет потребления питьевой воды вносят изотопы урана ( U и U), радия ( Rа и Ra), радона ( Rn) и полония-210 ( Ро), в меньшей степени — свинца-210 ( Рb) и изотопы тория ( Th, Th, Th).

Как правило, вклад присутствующих в питьевой воде калия-40 ( K) природного происхождения, трития ( Н) и углерода-14 ( С) космогенного происхождения, а также искусственных радионуклидов Cs и Sr в облучение пренебрежимо мал.

Источник

Приложение. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009»

ГАРАНТ:

Настоящие СанПиН вводятся в действие с 1 сентября 2009 г.

Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09
«Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009»
(утв. постановлением Главного государственного санитарного врача РФ
от 7 июля 2009 г. N 47)

ГАРАНТ:

Об утверждении НРБ 99/2009 см. письмо Роспотребнадзора

См. также СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)», утвержденные постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 26 апреля 2010 г. N 40

I. Область применения

1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 (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 и физических 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 устанавливают основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ионизирующего излучения по ограничению облучения населения в соответствии с Федеральным законом от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения»*.

1.3. Нормы распространяются на следующие источники ионизирующего излучения:

— техногенные источники за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

— техногенные источники в результате радиационной аварии;

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

— индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв; и

— 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;

— индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике глаза не более 15 мЗв.

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

II. Общие положения

2.1. 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).

2.2. 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.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни устанавливается отдельными документами федерального уровня в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

2.3. Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, определяется ущерб, 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 в мире линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, приведенные в таблице:

Облучаемая группа населения

Коэффициент риска злокачественных новообразований, х10(-2) Зв(-1)

Коэффициент риска наследственных эффектов, х10(-2) Зв(-1)

Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 .

В условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска:

— для персонала — ;

— для населения — .

Уровень пренебрежимо малого риска составляет .

При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие граничные значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):

— персонал — , ;

— население — , .

III. 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 два 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;

Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности, администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).

Основные пределы доз

персонал (группа А)*(2)

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)

кистях и стопах

*(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 персонал приводятся только для группы А.

*(3) Относится к дозе на глубине 300 .

*(4) Относится к среднему по площади в 1 значению в базальном слое кожи толщиной 5 под покровным слоем толщиной 5 . На ладонях толщина покровного слоя — 40 . Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 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 ( и ) — (); (); (); (); () в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют:

ПГП: МБк

МБк

ДОА:

,

где и — 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

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 и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

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

— в воздухе зоны дыхания — 310 ;

— в воздухе зоны дыхания — 68 ;

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

— удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, — , 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.

V. 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. При воздействии на население нескольких техногенных источников федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются величины воздействия для каждого источника с целью соблюдения основных 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. Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и 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 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.

5.3.2. При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений не превышала 100 , а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.3. В эксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых и общественных помещений не должна превышать 200 . При более высоких значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.4. Эффективная удельная активность () природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), и готовой продукции не должна превышать:

— для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс):

Бк/кг,

где и — удельные активности и , находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, — удельная активность К-40 (Бк/кг);

— для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс):

Бк/кг;

— для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):

Бк/кг.

При (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно на основании санитарно-эпидемиологического заключения федерального органа исполнительной власти, уполномоченного осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор. При кБк/кг материалы не должны использоваться в строительстве.

Допустимое содержание природных радионуклидов в минеральном сырье и материалах, продукции с их использованием (изделия из керамики и керамогранита, природного и искусственного камня и т.п.), а также требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с ними устанавливаются в санитарных правилах по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения.

5.3.5. Предварительная оценка качества питьевой воды по показателям радиационной безопасности может быть дана по удельной суммарной альфа- () и бета-активности (). При значениях и 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. Приоритетный перечень определяемых при этом радионуклидов в воде устанавливается в соответствии с санитарным законодательством.

Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие:

,

где — удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;

— соответствующие уровни вмешательства по Приложению 2а, Бк/кг,

то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.

При невыполнении указанного условия защитные мероприятия по снижению содержания радионуклидов в питьевой воде должны осуществляться с учетом принципа оптимизации.

Критическим путем облучения людей за счет , содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности в питьевой воде из подземных источников является обязательным.

При возможном присутствии в воде , , , , и (в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальной опасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.

Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.

5.3.6. Удельная активность природных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должна превышать:

кБк/кг,

где и — 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 в минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении с материалами, содержащими , должны соблюдаться требования по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения, установленные в п. 4.1 и п. 4.2.

5.4. Ограничение медицинского облучения

ГАРАНТ:

О порядке применения НРБ-99/2009 при надзоре за установками рентгеновского сканирования людей см. информационное письмо Роспотребнадзора от 4 марта 2011 г. N 01/2400-1-32

5.4.1. Радиационная защита пациентов при медицинском облучении должна быть основана на необходимости получения полезной диагностической информации и/или терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьших возможных уровнях облучения**. При этом не устанавливаются пределы доз для пациентов, но применяются принципы обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов.

5.4.2. Проведение медицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно быть обосновано путем сопоставления диагностических или терапевтических выгод, которые они приносят, с радиационным ущербом для здоровья, который может причинить облучение, принимая во внимание имеющиеся альтернативные методы, не связанные с медицинским облучением.

5.4.3. Перед проведением диагностической или терапевтической процедуры, связанной с облучением женщины детородного возраста, необходимо определить, не является ли она беременной или кормящей матерью. Беременная или кормящая женщина, а также родители детей-пациентов должны быть информированы врачом о пользе планируемой процедуры и о связанном с ней радиационном риске для эмбриона/плода, новорожденных и детей младшего возраста для принятия сознательного решения о проведении процедуры или отказе от нее.

5.4.4. При проведении обоснованных медицинских рентгенорадиологических обследований в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур, а также рентгенорадиологических профилактических медицинских и научных исследований практически здоровых лиц, не получающих прямой пользы для своего здоровья от процедур, связанных с облучением, годовая эффективная доза не должна превышать 1 мЗв.

5.4.5. Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей и др.) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационной безопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и выписанными из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также для детей, контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклидной терапии или брахитерапии, предел дозы составляет 1 мЗв в год.

5.4.6. Пациенты, проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, могут быть выписаны из клиники при условии, что уровень гамма- и рентгеновского излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям п. 5.4.5. Выписка пациента после терапии радионуклидами, указанными в таблице 5.1, допускается, если введенная или остаточная активность радионуклидов в теле или измеренная мощность дозы в воздухе вблизи тела пациента ниже соответствующих значений, приведенных в этой таблице. Перед выпиской пациентам следует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности, которые они должны принимать с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи и других лиц, с которыми они могут вступать в контакт. Такие же требования предъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.

5.4.7. В случае смерти пациента, проходившего курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, патологоанатомическое исследование и кремация тела разрешается только после того, как остаточная активность в нем или мощность дозы уменьшится до уровня, удовлетворяющего требованиям п. 5.4.5. В случае смерти пациента, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела осуществляется только после удаления источника.

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*

Источник