регистрация компании дать объявление быстрый поиск лента публикаций восстановление доступа о портале
    
Строительный портал СтройПлан.ру
Подбор проекта Новости отраслиПубликации
 
КОРЗИНА (0)  
 >>>  ПОИСК ДОКУМЕНТОВ  
  Дополнительные материалы  [ + развернуть]  
Утвержден: Главный государственный санитарный врач РФ
Дата введения: 1 марта 2002 г.
скачать бесплатно МУ 2.6.1.1088-02 "Оценка индивидуальных эффективных доз облучения за счет природных источников ионизирующего излучения"
Утвержден: Главный государственный санитарный врач РФ
Дата введения: 1 ноября 1998 г.
скачать бесплатно МУ 2.6.1.715-98 "Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий"
Утвержден: Главный государственный санитарный врач РФ
Дата введения: 2 июля 1999 г.
скачать бесплатно НРБ 99 "Нормы радиационной безопасности"

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ ПО ОГРАНИЧЕНИЮ
ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ЗА СЧЕТ
ПРИРОДНЫХ ИСТОЧНИКОВ

ИОНИ
ЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА

СП 2.6.1.1292-03

1. Разработаны: И. П. Стамат, А. Н. Барковский, Э. М. Крисюк, П. В. Рамзаев, Т. А. Кормановская, B. В. Ступина, Э. П. Лисаченко (ГУ НИИРГ Минздрава России); С. И. Иванов, Г. С. Перминова, О. В. Липатова, А. А. Горский (Департамент Госсанэпиднадзора Минздрава России); О. Е. Тутельян (Федеральный центр Госсанэпиднадзора); В. А. Владимиров (МЧС России); В. Ф. Кириллов (ММА им. И. А. Сеченова); И. П. Коренков (ГУП МосНПО «Радон»); М. Ю. Соловьев (Центр Госсанэпиднадзора в Ростовской области); Г. А. Горский (Центр Госсанэпиднадзора в г. Санкт-Петербурге); C. Е. Охрименко (Центр Госсанэпиднадзора в г. Москве); В. А. Сакович (НИИЦ РБ КО).

2. Рекомендованы к утверждению Комиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию при Минздраве России (протокол № 18 от 27 марта 2003 г.).

3. Утверждены Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г. Г. Онищенко 18 апреля 2003 г.

4. Введены в действие Постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 18 апреля 2003 г. № 58. Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации 13 мая 2003 г. Регистрационный номер 4535.

5. Введены впервые.

Федеральный закон

«О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения»

52-ФЗ от 30.03.99

«Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормативы (далее - санитарные правила) - нормативные правовые акты, устанавливающие санитарно-эпидемиологические требования (в том числе критерии безопасности и (или) безвредности факторов среды обитания для человека, гигиенические и иные нормативы), несоблюдение которых создает угрозу жизни или здоровью человека, а также угрозу возникновения и распространения заболеваний» (статья 1).

«Критерии безопасности и (или) безвредности условий работ с источниками физических факторов воздействия на человека, в том числе предельно допустимые уровни воздействия, устанавливаются санитарными правилами» (статья 27).

«Производственный контроль …за соблюдением санитарных правил и выполнением санитарно-противоэпидемических (профилактических) мероприятий в процессе производства, хранения, транспортировки и реализации продукции, выполнения работ и оказания услуг …осуществляется …в целях обеспечения безопасности и (или) безвредности для человека и среды обитания таких продукции, работ и услуг» (статья 32).

«Соблюдение санитарных правил является обязательным для граждан, индивидуальных предпринимателей и юридических лиц» (статья 39).

«За нарушение санитарного законодательства устанавливается дисциплинарная, административная и уголовная ответственность» (статья 55).

Федеральный закон

«О радиационной безопасности населения»

3-ФЗ от 09.01.96

«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).

Министерство здравоохранения Российской Федерации

ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ
РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПОСТАНОВЛЕНИЕ

18.04.03                                           Москва                                           № 58

О введении в действие

СП 2.6.1.1292-03

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

ПОСТАНОВЛЯЮ:

Ввести в действие санитарные правила «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения. СП 2.6.1.1292-03», утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 18 апреля 2003 г., с 20 июня 2003 г.

Г. Г. Онищенко

СОДЕРЖАНИЕ

1. Область применения. 3

2. Общие положения. 3

3. Радиационная безопасность работников предприятий. 5

3.1. Общие требования по основным контролируемым параметрам и нормативам.. 5

3.2. Требования к ограничению облучения работников рудников, шахт и других подземных сооружений. 7

3.3. Требования по ограничению облучения работников предприятий по переработке минерального сырья. 7

3.4. Требования по ограничению облучения работников нефтегазовой отрасли. 8

3.5. Требования к ограничению облучения экипажей самолетов. 8

3.6. Требования к ограничению облучения работников иных предприятий. 9

4. Обращение с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов. 9

5. Ограничения облучения населения. 11

5.1. Общие требования по ограничению облучения населения, основные контролируемые параметры и нормативы.. 11

5.2. Требования к организации контроля строительных материалов. 12

5.3. Требования к организации радиационного контроля жилых домов и зданий социально-бытового назначения. 12

5.4. Требования к организации радиационного контроля источников питьевого водоснабжения. 13

5.5. Требования к организации радиационного контроля фосфорных удобрений и мелиорантов. 14

5.6. Радиационно-гигиенические требования по реабилитации территорий при прекращении эксплуатации предприятий. 14

5.7. Обследование уровней облучения населения природными источниками ионизирующих излучений. 15

Приложение 1 Основные природные радионуклиды и их характеристики. 15

Приложение 2 Расчет значений Аэфф для неравновесных рядов урана и тория в материалах. 18

Приложение 3 Значения дозовых коэффициентов для взрослых жителей, уровни вмешательства (УВ) и уровни оперативного вмешательства (УОВ) для основных природных радионуклидов в питьевой воде (при стандартном водопотреблении 730 кг в год) 18

 

УТВЕРЖДАЮ
Главный государственный санитарный
врач Российской Федерации,
Первый заместитель Министра
здравоохранения Российской Федерации
Г. Г. Онищенко

18 апреля 2003 г.

Дата введения: с 20 июня 2003 г.

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Гигиенические требования по ограничению облучения населения
за счет природных источников ионизирующего излучения

Санитарные правила

СП 2.6.1.1292-03

1. Область применения

1.1. Настоящие санитарные правила (далее - правила) регламентируют общие требования по обеспечению радиационной безопасности населения при воздействии природных источников ионизирующего излучения, а также работников предприятий и организаций, подвергающихся повышенному производственному облучению природными источниками излучения.

1.2. Соблюдение требований настоящих правил на территории Российской Федерации является обязательным для всех юридических лиц (далее организаций) и индивидуальных предпринимателей, в результате деятельности которых возможно повышенное производственное облучение работников и облучение населения природными источниками ионизирующего излучения.

1.3. Граждане, использующие принадлежащие им территории, источники водоснабжения, здания, сооружения, продукты собственного производства в личных целях, и не производящие товарной продукции, соблюдают требования настоящих правил на добровольной основе.

1.4. Настоящими правилами руководствуются в своей деятельности органы государственной санитарно-эпидемиологической службы Российской Федерации, службы радиационной безопасности (радиационного контроля) организаций, указанных в п. 1.2, а также другие организации, осуществляющие радиационный контроль с целью оценки уровней облучения населения и работников природными источниками излучения.

1.5. Требования настоящих правил не распространяются на облучение природными источниками излучений работников предприятий по добыче и переработке урановых руд, при работах с источниками излучения, содержащими радионуклиды природного происхождения (радий, полоний-бериллий и т.д.), которые в установленном порядке отнесены к работам с радиоактивными веществами или техногенными источниками ионизирующих излучений.

2. Общие положения

2.1. Радионуклиды природного происхождения, содержатся в объектах окружающей среды, излучение которых создает естественный радиационный фон. В результате производственной деятельности человека (добыча и переработка минерального сырья, строительство и пр.) происходит перераспределение природных радионуклидов в объектах среды обитания людей и окружающей среде и, соответственно, техногенное изменение радиационного фона.

Перечень основных гигиенически значимых природных радионуклидов и их характеристики приведены в прилож. 1.

2.2. Облучение населения природными источниками излучения считается повышенным, если суммарная эффективная доза за счет всех основных природных источников излучения превышает 5 мЗв/год; если дозы облучения населения превышают 10 мЗв/год, то облучение населения является высоким.

2.3. Стратегия защиты населения от природных источников излучения основывается на следующих основных принципах:

·       Контроль соблюдения установленных ограничений на отдельные природные источники облучения населения (жилые и общественные здания, строительные материалы и территории застройки, фосфорные удобрения и мелиоранты), а также пределов дозы облучения природными источниками излучения критических групп населения в результате обращения с материалами или производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов и т.д.

·       Обследование уровней облучения за счет всех природных источников излучения и выявление критических групп, анализ структуры облучения населения и критических групп*, разработка и осуществление в случае необходимости оптимальных защитных мероприятий для снижения дозы облучения населения природными источниками излучения.

* Здесь и далее - группа лиц из населения (не менее 10 человек, однородной 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).

·       Защитные мероприятия планируются для населения с высокими уровнями облучения и осуществляются в отношении источников, создающих наибольший вклад в суммарную дозу, для которых возможно наибольшее снижение дозы при минимальных экономических затратах.

·       Ожидаемые негативные социальные (например, ограничение водопотребления) и экономические (ограничение землепользования, использования минерального сырья и т.д.) последствия планируемых защитных мероприятий должны быть минимальными.

·       Мероприятия по снижению облучения граждан природными источниками излучения в случаях, перечисленных в п. 1.3, осуществляются с их согласия с обязательным информированием о дозах облучения и возможных последствиях.

Проведение многих мероприятий по снижению облучения населения за счет природных источников приводит к ограничению использования территорий, зданий, сооружений, минерального сырья и строительных материалов, промышленных товаров и изделий, водопотребления, увеличению расходов на строительство и эксплуатацию зданий и пр. В связи с этим программы защитных мероприятий должны обосновываться с учетом принципов обоснования и оптимизации вмешательства на основе взвешивания пользы и вреда от планируемого вмешательства.

2.4. Требования по обеспечению радиационной безопасности при производственном облучении природными источниками излучения мало отличаются от требований по обеспечению радиационной безопасности персонала, работающего с техногенными источниками излучения, за исключением того, что при производственном облучении природными источниками возникновение радиационных аварий практически исключено, а их возможные последствия незначительны.

2.5. Мероприятия по обеспечению радиационной безопасности при производственном облучении природными источниками излучения включают:

·       Обследование радиационной обстановки с оценкой доз облучения работников с целью выявления организаций и предприятий, работники которых подвергаются производственному облучению в дозах свыше 1 мЗв/год.

·       Выявление рабочих мест и определение численности работников с дозами облучения более 2 до 5 мЗв/год, для которых необходимо проведение производственного радиационного контроля и осуществление мероприятий по снижению их облучения.

·       Выявление работников с дозами облучения выше норматива (5 мЗв/год), для которых необходимо первоочередное проведение мероприятий по снижению доз.

2.6. Основной целью настоящих правил является введение в действие системы критериев, правил и ограничений для обеспечения радиационной безопасности населения и работников предприятий и организаций, а также необходимый уровень контроля за параметрами радиационной обстановки при облучении населения природными источниками ионизирующих излучений в производственных и коммунальных условиях.

2.7. Все виды радиационного контроля за уровнями облучения населения и работников предприятий, а также загрязнения среды обитания людей природными источниками ионизирующего излучения проводятся аккредитованными в соответствующих областях измерений организациями в соответствии с утвержденными в установленном порядке методическими указаниями.

3. Радиационная безопасность работников предприятий

3.1. Общие требования по основным контролируемым параметрам и нормативам

При организации радиационного контроля предъявляются следующие общие требования по основным контролируемым параметрам и нормативам:

3.1.1. Предел дозы облучения в производственных условиях за счет природных источников излучения персонала радиационных объектов и работников иных производств и любых профессий устанавливается равным 5 мЗв/год.

3.1.2. На работников предприятий возможно воздействие следующих природных источников ионизирующего излучения:

·       внешнее гамма-излучение;

·       ингаляционное поступление изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов;

·       ингаляционное поступление долгоживущих природных радионуклидов уранового и ториевого семейств с производственной пылью.

Внешнее бета-излучение и пероральное поступление радионуклидов создают незначительный вклад в суммарную дозу и, как правило, могут не учитываться.

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

·       среднегодовая мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте () 2,5 мкЗв/ч (мощность поглощенной дозы в воздухе Рγ = 3,6 мкГр/ч);

·       среднегодовое значение эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) радона в воздухе зоны дыхания (Аэкв,Rn) - 310 Бк/м3;

·       среднегодовое значение ЭРОА торона в воздухе зоны дыхания (Аэкв,Tn) - 68 Бк/м3;

·       удельная активность в производственной пыли 238U, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего семейства (АU) - 40000/f, Бк/кг, где f - среднегодовая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м3;

·       удельная активность в производственной пыли 232Th, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего семейства (АTh) - 27000/f, Бк/кг.

3.1.4. При воздействии на работников всех радиационных факторов, перечисленных в п. 4.1.3, должно выполняться условие непревышения дозового предела:

3.1.5. В тех случаях, когда продолжительность работы, средняя скорость дыхания или радионуклидный состав производственной пыли отличается от значений, приведенных в п. 4.1.3, для предприятия или отдельных рабочих мест по согласованию с органами Госсанэпиднадзора могут быть установлены другие предельные значения радиационных факторов при монофакторном воздействии, соответствующие фактическим значениям этих параметров.

3.1.6. При обнаружении случаев превышения установленного дозового предела администрация предприятия принимает все необходимые меры по снижению облучения работников.

В исключительных случаях, когда убедительно показано, что никакие экономически обоснованные защитные мероприятия не позволяют оперативно обеспечить на отдельных рабочих местах соблюдение предела дозы 5 мЗв/год, рассматривается вопрос о включении в установленном порядке данного производства перечень предприятий, упомянутых в п. 1.4 правил, или о прекращении (приостановке) работ.

3.1.7. Установление перечня действующих организаций, цехов или отдельных рабочих мест с повышенными уровнями облучения работников природными источниками излучения, на которых должен проводиться производственный контроль за радиационной обстановкой, осуществляется по результатам их первичного радиационного обследования с оценкой максимальных уровней облучения работников.

Первичное радиационное обследование предприятий производится в соответствии с требованиями «Норм радиационной безопасности - 99 (НРБ-99)»* (п. 4.1) и «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)»** (п. п. 5.1.1, 5.1.4 и 5.1.5).

* Не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 29.07.99 6014-ЭР).

** Не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 01.06.004214-ЭР).

3.1.8. При первичном радиационном обследовании измерения параметров радиационной обстановки проводятся на рабочих местах с возможно наихудшей радиационной обстановкой (скопление изделий или материалов с повышенным содержанием природных радионуклидов, рабочие места в подземных или плохо вентилируемых помещениях, максимальной запыленностью воздуха и т.д.). При этом на каждом обследуемом рабочем месте проводятся измерения, по возможности, всех радиационных факторов, с учетом особенностей формирования радиационной обстановки,

3.1.9. По результатам обследования устанавливается, что:

·       радиационная обстановка на предприятии является благополучной, если максимальные дозы на рабочих местах не превышают 1 мЗв/год;

·       необходим детальный контроль радиационной обстановки, если обнаружены рабочие места, на которых дозы производственного облучения работников составляют от 2 до 5 мЗв/год;

·       необходимо первоочередное осуществление защитных мероприятий, если обнаружено превышение дозового предела 5 мЗв/год.

3.1.10. При детальном радиационном контроле проводится изучение всех радиационных факторов, их изменения в зависимости от времени года, возможных изменений в технологии производства, поставщиков сырья и пр. По результатам радиационного контроля устанавливается перечень рабочих мест и численность работников (цехов, участков и т.п.), на которых:

·       существует потенциальная возможность превышения дозового предела 5 мЗв/год;

·       дозы облучения не превышают указанного предела, но превышают 2 мЗв/год;

·       дозы облучения являются повышенными, но не превышают 2 мЗв/год;

·       уровни облучения работников не являются повышенными (не превышается значение доз 1 мЗв/год).

Полученные данные используются для установления гигиенических требований к порядку проведения производственного радиационного контроля на предприятии.

3.1.11. Производственный радиационный контроль на предприятиях включает дозиметрические, радиометрические и спектрометрические измерения. Эти измерения проводятся с целью оценки текущего состояния параметров радиационной обстановки на предприятии, в т.ч. оценку уровней производственного облучения работников природными источниками, оценку удельной активности природных радионуклидов в используемом сырье, готовой продукции и производственных отходах, а также контроль соответствия параметров радиационной обстановки установленным на предприятии контрольным уровням.

При осуществлении производственного радиационного контроля допускается устанавливать инструментальный контроль только за теми радиационными факторами, которые вносят наибольший вклад в облучение работников. Радиационные факторы, если их общий вклад в суммарную дозу не превышает 20 %, могут не контролироваться, а их учет производится при оценке доз облучения работников.

3.1.12. Порядок организации и осуществления производственного радиационного контроля (виды измерений, объем и периодичность контроля) устанавливаются в программе, которая в соответствии с СП 1.1.1058-01 (Организация и проведение производственного контроля за соблюдением санитарных правил и выполнением санитарно-противоэпидемических (профилактических) мероприятий)* должна быть согласована в установленном порядке с органами Госсанэпиднадзора. Оценка доз облучения работников предприятий природными источниками излучения производится в соответствии с прилож. 1 СанПиН 2.6.6.1169-02. (Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на объектах нефтегазового комплекса Российской Федерации)**.

* Зарегистрированы в Минюсте России 30 октября 2001 г. Регистрационный номер 3000.

** Зарегистрированы в Минюсте России 29 ноября 2002 г. Регистрационный номер 3978.

3.1.13. Переработка производственных отходов предприятий с целью извлечения из них полезных компонентов рассматривается как обращение с минеральным сырьем и материалами и производится с соблюдением требований СП 2.6.1.798-99*** (Обращение с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов) и настоящих правил.

*** Не нуждаются в государственной регистрации, поскольку носят технический характер и не содержат новых норм права (письмо Минюста России от 17 февраля 2000 г. № 1095-ЭР).

3.1.14. Использование металлических отходов предприятий нефтегазовой отрасли, водоснабжения и др., на которых возможно загрязнение технологического оборудования природными радионуклидами, в качестве металлолома, должно осуществляться в соответствии с требованиями СанПиН 2.6.1.993-00**** (Гигиенические требования к обеспечению радиационной безопасности при заготовке и реализации металлолома) и методических указаний по радиационному контролю металлолома.

**** Зарегистрированы в Минюсте России 8 мая 2001 г. Регистрационный номер 2701.

3.1.15. Органы и учреждения Госсанэпиднадзора осуществляют надзор за радиационной безопасностью работников предприятий путем анализа результатов производственного радиационного контроля на предприятиях, данных собственных инструментальных измерений, выдачи предписаний о необходимости осуществления защитных мероприятий и контроля их выполнения.

3.2. Требования к ограничению облучения работников рудников, шахт и других подземных сооружений

3.2.1. Ведущим радиационным фактором на большинстве подземных производств, как правило, являются короткоживущие дочерние продукты изотопов радона. Основными источниками поступления радона в воздух подземных сооружений являются массив пород, окружающих подземные помещения (выработки), и подземные воды. На содержание дочерних продуктов изотопов радона в воздухе подземных помещений влияют интенсивность, схема и способ их вентиляции и применяемые производственные технологии. При высоких уровнях запыленности воздуха и содержании долгоживущих природных радионуклидов в витающей пыли внутреннее облучение за счет ингаляции природных радионуклидов может доминировать над всеми остальными радиационными факторами, например, в некоторых угольных шахтах.

3.2.2. Общими признаками рабочих мест с возможно высокими значениями радиационных факторов являются расположение их в тупиковых или плохо вентилируемых участках (помещениях), высокая запыленность воздуха и обводненность, вентиляция исходящим из других помещений воздухом и т.п.

3.2.3. Типичными защитными мероприятиями при подземных работах являются:

·       ограничение поступления радона в атмосферу подземных помещений путем изоляции источников (неиспользуемых выработок и помещений, источников подземных вод с высоким содержанием радона, отдельных высокоэманирующих участков поверхности подземных помещений и пр.);

·       улучшение вентиляции подземных помещений путем повышения кратности воздухообмена на рабочих местах с повышенным содержанием дочерних продуктов радона и торона в воздухе, организации непрерывного проветривания тупиковых выработок, исключение последовательного проветривания рабочих мест, рециркуляции воздуха, применение нагнетательного способа проветривания и др.;

·       снижение уровней запыленности воздуха на рабочих местах;

·       применение средств индивидуальной защиты органов дыхания и др.

3.3. Требования по ограничению облучения работников предприятий по переработке минерального сырья

3.3.1. В народном хозяйстве применяются некоторые виды минерального сырья и материалов, продукты их промышленной переработки, в которых содержание природных радионуклидов превышает допустимое по НРБ-99 значение для строительных материалов, используемых в пределах населенных пунктов (Аэфф 740 Бк/кг). К ним, в частности, относятся:

·       бокситы сырые и обожженные, огнеупорные глины, другие виды сырья для огнеупорной промышленности, готовые огнеупорные изделия и материалы и т.д.;

·       полирующие порошки и пасты, специальные составы для огнеупорной обмазки литейных форм и технологические компоненты глазурей и красителей, технологическое сырье для производства металлов (цирконовый, рутиловый, ильменитовый, лопаритовый и вольфрамовый концентраты, бадделеит и др.);

·       легирующие добавки с редкометалльными и редкоземельными компонентами (скандий, иттрий, лантан, церий, лютеций, ниобий и др.), применяемые в металлургии, абразивном производстве, при производстве специальных стекол и др.;

·       некоторые другие виды минерального сырья, материалов и изделий с повышенным содержанием природных радионуклидов, в т.ч. материалы на основе природного калия, природные минералы и т.п.

3.3.2. Основное отличие этих материалов от строительных материалов и сырья заключается в сравнительно небольших объемах их применения, а также образующихся при их производстве или применении отходов производства. В то же время ряд производств невозможен без их использования, например, металлургия без огнеупоров, керамическое производство без цирконового концентрата и т.д. Поэтому, учитывая их технологическую ценность, специфику применения в промышленном производстве и ограниченные объемы использования, эти материалы выделены в отдельную группу, являющуюся объектом регулирования СП 2.6.1.798-99.

3.3.3. Требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов установлены в СП 2.6.1.798-99.

3.3.4. Ведущими радиационными факторами на большинстве указанных производств является внешнее облучение и внутреннее облучение работников за счет ингаляционного поступления природных радионуклидов с производственной пылью. На предприятиях, на которых используются глубокие термические и химические процессы, возможно нарушение радиоактивного равновесия в рядах урана и тория, которое следует учитывать при проведении производственного радиационного контроля.

3.4. Требования по ограничению облучения работников нефтегазовой отрасли

3.4.1. При разведке и освоении месторождений, а также добыче, первичной переработке и транспортировании нефти и газа в окружающую среду в том или ином виде поступают природные радионуклиды рядов 238U и 232Th (главным образом три изотопа радия - 224Ra, 226Ra и 228Ra). В процессе добычи и переработки нефти и газа они существенно перераспределяются, - осаждаются на технологическом оборудовании, поверхностях рабочих помещений, на почве на территории предприятий и т.д., концентрируясь в ряде случаев до уровней, при которых возможно повышенное облучение работников предприятий и населения, а также загрязнение ими среды обитания людей.

3.4.2. Требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на предприятиях нефтегазовой отрасли России (сбор, транспортирование, хранение, применение в производственной деятельности и захоронение) регламентируются специальными санитарными правилами СанПиН 2.6.6.1169-02.

3.4.3. Ведущим радиационным фактором на предприятиях по добыче и первичной переработке нефти и газа является внешнее облучение работников, а на отдельных технологических участках (очистка буллитов и других резервуаров, ремонт технологического оборудования и т.д.) - также и внутреннее облучение за счет ингаляционного поступления природных радионуклидов с производственной пылью и вдыхания изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов.

Для производственных отходов предприятий нефтегазовой отрасли характерно глубокое нарушение радиоактивного равновесия в рядах урана и тория, которое следует учитывать при проведении производственного радиационного контроля.

3.5. Требования к ограничению облучения экипажей самолетов

3.5.1. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как облучение работников природными источниками ионизирующего излучения в производственных условиях.

3.5.2. Ведущим радиационным фактором облучения экипажей самолетов является ионизирующая компонента космических излучений.

3.5.3. Ограничение облучения экипажей самолетов при перевозке радиоактивных веществ и источников ионизирующих излучений регламентируется специальными санитарными правилами.

3.6. Требования к ограничению облучения работников иных предприятий

3.6.1. Требования настоящих правил по ограничению облучения работников, проведению обследования радиационной обстановки и организации радиационного контроля распространяются также на предприятия, не перечисленные в разделах 3.2, 3.3 и 3.4, но на которых по тем или иным причинам возможно облучение работников природными источниками ионизирующего излучения дозой выше 1 мЗв/год.

К таким организациям могут относиться магазины, офисы, клубы и пр., расположенные в подвальных, цокольных или первых этажах зданий.

3.6.2. Ведущими радиационными факторами на этих предприятиях, как правило, являются внутреннее облучение за счет ингаляции изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов и внешнее облучение работников.

Мощность дозы гамма-излучения в помещениях предприятий и организаций по п. 3.6.1 не должна превышать уровней, установленных в п. п. 5.3.5 и 5.3.6 настоящих правил.

4. Обращение с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов

4.1. При добыче, переработке и использовании ряда материалов и изделий с повышенным содержанием природных радионуклидов могут образовываться производственные отходы, в которых эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов составляет 1500 Бк/кг и более. Обращение с такими отходами (сбор, временное хранение, транспортировка и захоронение) должно осуществляться с определенными ограничениями, которые призваны обеспечить радиационную безопасность населения и работников предприятий, а также среды обитания людей.

4.2. Основной характеристикой, определяющей потенциальную радиационную опасность производственных отходов, содержащих природные радионуклиды, для работников предприятий и населения является значение Аэфф:

Аэфф = ARa + 1,3ATh + 0,09АK, где

ARa и ATh     - удельная активность 238U и 232Th, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами рядов соответственно; АK - удельная активность калия-40.

При отсутствии радиоактивного равновесия в рядах 238U и 232Th эффективная удельная активность природных радионуклидов в отходах может быть рассчитана в соответствии с прилож. 2.

4.3. Для установления требований к обеспечению радиационной безопасности населения и работников предприятий, ограничения загрязнения среды обитания людей природными радионуклидами и планирования видов и объема радиационного контроля при обращении с производственными отходами, а также установления радиационно-гигиенических требований по обращению с ними вводится классификация производственных отходов по эффективной удельной активности природных радионуклидов в них в соответствии с табл. 1.

Таблица 1

Категории производственных отходов, содержащих природные радионуклиды

Категория отходов

Эффективная удельная активность природных радионуклидов, кБк/кг

Мощность дозы гамма-излучения природных радионуклидов в отходах, мкР/час

I категория

Аэфф ≤ 1,5

 ≤ 70

II категория

1,5 < Аэфф ≤ 10,0

70 <   450

III категория

Аэфф > 10,0

 > 450

Примечание. Мощность дозы гамма-излучения измеряется на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов в соответствии с утвержденными в установленном порядке методиками контроля. Расчетные значения  по табл. 1 соответствуют верхним граничным значениям Аэфф для отходов разной категории.

4.4. Выявление и предварительную оценку категории производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов допускается производить по мощности дозы гамма-излучения на поверхности отходов.

Сортировка производственных отходов с установлением их категории в соответствии с табл. 1 производится по результатам определения значения Аэфф гамма-спектрометрическими методами.

4.5. Обращение с производственными отходами I категории в производственных условиях, включая их сбор, временное хранение, транспортировку и захоронение на свалках общепромышленных отходов по радиационному фактору осуществляется без ограничений.

4.6. Обращение с производственными отходами II категории проводится с учетом планируемого характера их дальнейшего использования. При этом порядок и условия их сбора, временного хранения, транспортировки, переработки и захоронения должны обеспечивать соблюдение дозовых пределов облучения работников организаций и населения, установленные СП 2.6.1.758-99 (НРБ-99). На обращение с производственными отходами II категории оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов Госсанэпиднадзора о соответствии регламента обращения санитарным правилам.

4.7. Обращение с производственными отходами III категории производится в соответствии с требованиями раздела 3.12 СП 2.6.1.799-99 (ОСПОРБ-99) по обращению с низкоактивными радиоактивными отходами.

4.8. Радиационная безопасность населения при обращении с производственными отходами предприятий оценивается по значению годовой эффективной дозы облучения критической группы населения.

Средняя годовая эффективная доза облучения критической группы населения за счет деятельности предприятий при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов не должна превышать 100 мкЗв/год.

4.9. Если на предприятии имеются или образуются производственные отходы II категории или выше, то разрабатывается порядок обращения с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов, в котором устанавливаются условия и способы их сбора, временного хранения, транспортирования и захоронения, на которые оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов Госсанэпиднадзора о соответствии их санитарным правилам.

4.10. В проектах новых предприятий, при работе которых могут образовываться производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов, приводятся ожидаемые характеристики планового и аварийного образования отходов, их годовое количество, радионуклидный состав и категория отходов, агрегатное состояние и др., а также условия и способы сбора, временного хранения, транспортирования и захоронения отходов.

4.11. Проектом предусматриваются раздельные системы обращения с производственными отходами разной категории.

Для каждой категории производственных отходов предусматривается система обращения с ними: методы сбора, временного хранения, упаковки, транспортировки, кондиционирования (если имеется необходимость этого), длительного хранения и/или захоронения, необходимое оборудование и помещения, объем, периодичность и методы радиационного контроля. В необходимых случаях для разных по структуре видов производственных отходов могут быть предусмотрены раздельные системы обращения.

4.12. При отсутствии в проектах действующих предприятий указанных в п. п. 4.10 и 4.11 положений, в необходимых случаях в установленном порядке в них вносятся соответствующие изменения.

4.13. Сбор, временное хранение и транспортирование производственных отходов должны исключать возможность вторичного радиоактивного загрязнения объектов среды обитания природными радионуклидами за счет просыпания (пролива) производственных отходов и рассеяния их в окружающую среду, обеспечивая соблюдение требований настоящих Правил по ограничению облучения критических групп населения.

4.14. Переработка производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов осуществляется на специальной площадке, расположенной на территории предприятия.

4.15. На проектную документацию по обращению с производственными отходами, включая выбор территории под площадку для переработки производственных отходов и технологию переработки производственных отходов, оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии ее требованиям санитарных правил.

4.16. Захоронение производственных отходов I категории допускается производить на свалках общепромышленных отходов без ограничений по радиационному фактору.

4.17. Захоронение производственных отходов II категории осуществляется на специально оборудованных площадках, как правило, вблизи от мест их образования.

Выбор мест для захоронения производственных отходов II категории и барьеров для предотвращения или ограничения миграции радионуклидов из мест захоронения в окружающую среду, обосновываются в проектной документации на их захоронение с учетом требований п. п. 4.20 и 4.21.

4.18. Захоронение производственных отходов III категории должно производиться в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99 и СПОРО-2002, установленными для захоронения низкоактивных радиоактивных отходов, как правило на площадках вблизи мест их образования.

4.19. Объекты захоронения производственных отходов II и III категории вносятся в государственный реестр объектов размещения отходов, ведение которого осуществляется в порядке, установленном законодательством.

4.20. Проектными решениями на сбор, временное хранение, транспортирование и захоронение производственных отходов II и III категории должна быть обеспечена радиационная безопасность населения в течение всего планируемого срока изоляции отходов в соответствии с проектной документацией.

4.21. Радиационная защита, создаваемая системой естественных и инженерных барьеров, обеспечивает качество изоляции производственных отходов II и III категории, при котором прогнозируемое значение эффективных доз облучения критической группы населения не будет превышать 100 мкЗв/год.

4.22. При транспортировании производственных отходов II и III категории должны быть обеспечены условия, при которых дозы облучения критической группы населения не превысят 100 мкЗв/год.

При этом уровни загрязнения природными радионуклидами поверхности транспортных средств, используемых для перевозки производственных отходов II и III категории, должны соответствовать следующим требованиям:

·       снимаемое (нефиксированное) загрязнение альфа- и бета-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не допускается;

·       не снимаемое (фиксированное) загрязнение альфа-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не регламентируется;

·       не снимаемое (фиксированное) загрязнение бета-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не должно превышать значения 2000 част/(см2·мин).

4.23. На проект консервации мест хранения или захоронения производственных отходов II и III категории оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов учреждений осуществляющих Госсанэпиднадзор о соответствии таких объектов требованиям санитарных правил.

5. Ограничения облучения населения

5.1. Общие требования по ограничению облучения населения, основные контролируемые параметры и нормативы

5.1.1. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников ионизирующего излучения, для населения не устанавливается. Ограничение облучения населения достигается путем установления нормативов для каждого источника по отдельности.

В случае присутствия в среде обитания людей техногенных радионуклидов, их содержание регламентируется в соответствии с требованиями НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

5.1.2. Требования ограничения облучения населения природными источниками ионизирующего излучения распространяются на те источники, для которых существует реальная возможность оказания влияния на создаваемые ими дозы облучения (регулируемые источники).

Они не распространяются на космическое излучение вблизи поверхности земли (создаваемое им облучение людей почти полностью зависит от высоты над уровнем моря мест их проживания) и внутреннее облучение 40К (содержание калия в организме регулируется гомеостазом и практически не зависит от его поступления с пищей).

5.1.3. В настоящее время также не нормируется поступление с пищей и других природных радионуклидов, членов уранового и торцевого радиоактивных рядов.

Ограничение вклада радионуклидов уранового и ториевого радиоактивных рядов во внутреннее облучение населения за счет продуктов питания достигается путем нормирования содержания природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах.

5.1.4. Использование продукции, содержащей природные радионуклиды, в коммунальной сфере, в т.ч. в быту, допускается с учетом результатов санитарно-эпидемиологической экспертизы на соответствие нормативам, установленным в НРБ-99. При этом если для планируемого вида использования продукции в НРБ-99 нормативы не установлены, то должна быть выполнена оценка доз облучения критической группы населения.

5.2. Требования к организации контроля строительных материалов

5.2.1. Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (сырье), добываемых на их месторождениях (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленый камень, цементное и кирпичное сырье и пр.) или являющихся побочным продуктом производства, а также в отходах промышленного производства, используемых для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.) должна соответствовать установленным в п. 5.3.4 НРБ-99 нормам.

5.2.2. Для проверки соответствия действующим нормативам вводится производственный радиационный контроль строительного сырья и материалов.

5.2.3. Организация производственного радиационного контроля организуется администрацией предприятия и осуществляется службой радиационного контроля (лицом, ответственным за радиационный контроль) предприятия либо сторонней организацией, аккредитованной в данной области измерений.

5.3. Требования к организации радиационного контроля жилых домов и зданий социально-бытового назначения

5.3.1. Радиационный контроль в жилых и общественных зданиях осуществляется для обеспечения соблюдения принятых в НРБ-99 ограничений по облучению населения за счет внешнего облучения и внутреннего облучения изотопами радона и их короткоживущими дочерними продуктами.

Для вновь строящихся и реконструируемых зданий, а также сдаваемых в эксплуатацию после капитального ремонта, радиационный контроль предусматривается на всех стадиях строительства, - проектирование, землеотвод (выбор участка для застройки), строительство (контроль сырья и материалов) и сдачи в эксплуатацию.

Для существующих зданий радиационный контроль осуществляется в штатном режиме эксплуатации и предусматривает получение информации о соответствии параметров радиационной обстановки принятым значениям.

5.3.2. При отводе участков территорий под строительство жилых и общественных зданий, оздоровительных и детских учреждений должны выбираться участки с мощностью дозы гамма-излучения, не превышающей 33 мкР/ч.

5.3.3. Если мощность дозы гамма-излучения в жилых и общественных зданиях (части помещений), сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства (реконструкции, капитального ремонта) превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 33 мкР/ч, то предусматриваются мероприятия по ее снижению. При невозможности снизить его до установленного уровня без нарушения целостности здания рассматривается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.

5.3.4. Если среднегодовое значение ЭРОА дочерних продуктов изотопов радона в воздухе зданий (части помещений), сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства (реконструкции, капитального ремонта), превышает 100 Бк/м3, то предусматриваются мероприятия по ее снижению (снижение поступления изотопов радона в воздух помещений за счет дополнительной изоляции почвы под зданием, создания разрежения в пространстве под зданием, повышения кратности воздухообмена помещений и подпольного пространства здания и др.).

При невозможности в результате экономически обоснованных защитных мероприятий уменьшить ЭРОА изотопов радона в воздухе до значений ниже 100 Бк/м3 рассматривается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.

5.3.5. Если мощность дозы гамма-излучения в эксплуатируемых жилых и общественных зданиях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 33 мкР/ч, то предусматриваются мероприятия по ее снижению. При невозможности снизить его до указанного уровня без нарушения целостности здания решается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.

5.3.6. При превышении в эксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодового значения ЭРОА дочерних продуктов изотопов радона 200 Бк/м3, проводятся защитные мероприятия по снижению ЭРОА изотопов радона в воздухе здания (части помещений).

При невозможности в результате экономически обоснованных защитных мероприятий уменьшить ЭРОА изотопов радона в воздухе указанного уровня решается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.

5.3.7. Мероприятия по п. п. 5.3.5 и 5.3.6 осуществляются с учетом указаний п. 2.3.

5.4. Требования к организации радиационного контроля источников питьевого водоснабжения

5.4.1. На все источники питьевого водоснабжения населения должно оформляться санитарно-эпидемиологическое заключение на соответствие санитарным правилам и нормативам.

Новые источники водоснабжения вводятся в эксплуатацию при наличии санитарно-эпидемиологического заключения; на эксплуатируемые источники заключения оформляются в установленном порядке.

5.4.2. Требования по обеспечению радиационной безопасности населения при потреблении питьевой воды включают следующие основные положения:

·       При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу облучения населения менее 0,1 мЗв/год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности.

·       Условием не превышения указанной дозы за счет питьевой воды является содержание отдельных радионуклидов в воде ниже уровня вмешательства (УВ) по НРБ-99 для стандартного водопотребления 2 кг в сутки (730 кг в год).

·       При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов доза облучения населения не превысит 0,1 мЗв/год, если для них выполняется условие:

Σ(Аi/УВi) ≤ 1, где

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

УВi    - соответствующий уровень вмешательства, Бк/кг.

5.4.3. Предварительная оценка соответствия воды УВ дается по удельной суммарной альфа- (Аα) и бета-активности (Аβ), которая не должна превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг, соответственно. Ниже этих значений дальнейшие исследования воды нецелесообразны. В случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых радионуклидов в воде включает следующие природные радионуклиды: 238U, 234U, 226Ra, 228Ra, 210Po, 210Pb, 222Rn и 40К (обязательно при превышении значения Аβ). При этом удельная активность 40К должна вычитаться из полученного значения Аβ.

5.4.4. При невыполнении условия п. 6.4.2 проводится оценка доз внутреннего облучения населения и/или критических групп населения за счет потребления воды и рассматривается вопрос о целесообразности разработки и осуществления защитных мероприятий с учетом принципа оптимизации.

Обоснование характера защитных мероприятий проводится в каждом конкретном случае на основании взвешивания пользы и вреда для здоровья населения с учетом результатов исследований воды используемых и альтернативных источников по показателям биологической, химической безопасности и органолептических свойств, а также возможного ущерба в связи с прерыванием или ограничением водопотребления.

При значительном вкладе 222Rn в соотношение п. 6.4.2 предусматривается аэрация питьевой воды.

5.4.5. Радиационно-гигиеническая оценка питьевой воды включает следующие основные этапы:

·       Определение удельной суммарной альфа- и бета-активности радионуклидов в воде, а для подземных и, в необходимых случаях и для приповерхностных источников, еще и содержания радона.

·       Определение удельной активности радионуклидов в питьевой воде;

·       Гигиеническая оценка питьевой воды по критериям радиационной безопасности, включая и оценку доз облучения населения и/или критических групп населения.

5.4.6. Если содержание природных радионуклидов в питьевой воде превышает уровни вмешательства более чем в 10 раз (значения УОВ по прилож. 3), то поиск и переход на альтернативный источник водоснабжения населения осуществляется в безотлагательном порядке.

В исключительных случаях при отсутствии альтернативных источников питьевого водоснабжения решение вопроса о возможности использования таких источников водоснабжения принимается по согласованию с федеральным органом исполнительной власти осуществляющим Госсанэпиднадзор с учетом результатов оценки суммарных доз облучения населения за счет всех природных источников излучения.

5.4.7. Производственный радиационный контроль питьевой воды обеспечивается организацией, осуществляющей водоснабжение населения, по программе, согласованной с органами Госсанэпиднадзора.

При этом перечень радионуклидов, определяемых в питьевой воде, а также порядок контроля устанавливаются с учетом типа источника водоснабжения, возможных источников загрязнения воды, реального содержания радионуклидов в воде и его сезонных изменений. Объем производственного радиационного контроля устанавливается тем выше, чем выше содержание природных радионуклидов.

При проведении производственного радиационного контроля допускается определять только те радионуклиды, суммарный вклад которых в облучение населения за счет потребления питьевой воды составляет 80 % или более.

5.4.8. На станциях водоснабжения, осуществляющих отбор воды из артезианских источников, проводится радиационный контроль в местах размещения фильтров-очистителей, отстойников, аэраторов и пр. по мощности дозы гамма-излучения, а также рабочих мест по содержанию изотопов радона и их дочерних продуктов в воздухе.

5.5. Требования к организации радиационного контроля фосфорных удобрений и мелиорантов

5.5.1. Для ограничения поступления природных радионуклидов из почвы в продукцию сельского хозяйства и последующего поступления их в организм человека с продуктами питания, установлены нормативы по допустимой удельной активности природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах.

5.5.2. Применение фосфорных удобрений и мелиорантов допускается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения, в котором приведены численные значения удельной активности природных радионуклидов.

5.5.3. Радиационная безопасность при обращении с фосфорными удобрениями и мелиорантами (транспортирование, хранение, внесение в почву) обеспечивается в соответствии с требованиями НРБ-99, СП 2.6.1.798-99 и настоящих правил.

5.5.4. Ведущими радиационными факторами при обращении с фосфорными удобрениями и мелиорантами, как правило, является внешнее облучение и внутреннее облучение работников за счет ингаляционного поступления природных радионуклидов с производственной пылью.

Для фосфорных удобрений и мелиорантов возможно нарушение радиоактивного равновесия в рядах урана и тория, которое следует учитывать при проведении производственного радиационного контроля.

5.6. Радиационно-гигиенические требования по реабилитации территорий при прекращении эксплуатации предприятий

5.6.1. Для проектируемых предприятий, в результате деятельности которых возможно образование производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов, проводится обследование территории с оценкой ее основных радиационно-гигиенических характеристик.

Полученные данные, - мощность дозы гамма-излучения на территории, содержание природных радионуклидов в поверхностных породах земли, удельная активность природных радионуклидов в воде рек и озер и др., вносятся в проектную документацию предприятия.

5.6.2. Для существующих предприятий исходные радиационно-гигиенические характеристики могут быть получены путем обследования близлежащей территории с аналогичными геологическими и геофизическими характеристиками.

5.6.3. При прекращении эксплуатации предприятий, в результате деятельности которых образуются производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов, для реабилитации территории разрабатывается проект, на который оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов Госсанэпиднадзора о его соответствии санитарным правилам и нормативам.

5.6.4. В проекте реабилитации территории предусматриваются мероприятия по нормализации параметров радиационной обстановки до уровней, максимально близких к их исходным значениям. При этом эффективная доза дополнительного облучения природными источниками излучения критической группы населения, проживающего на территории после ее реабилитации, не должна превышать 100 мкЗв/год.

5.6.5. Требования п. п. 5.6.3 - 5.6.4 применяются также к территориям, на которых размещены производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов (свалки отходов, хвостохранилища предприятий по добыче и переработке минерального сырья и пр.), перед их реабилитацией.

5.7. Обследование уровней облучения населения природными источниками ионизирующих излучений

5.7.1. Значения суммарных доз облучения населения природными источниками ионизирующего излучения являются важнейшей характеристикой радиационной обстановки в регионе, районе, населенном пункте. Радиационная обстановка характеризуется средним значением суммарной дозы и дозой облучения критической группы населения, подвергающегося наибольшему облучению.

Доля населения региона с повышенным и высоким уровнями облучения определяет стратегию обеспечения радиационной безопасности в регионе, степень необходимости и срочности проведения мероприятий по снижению облучения.

5.7.2. Оценка уровней облучения населения природными источниками излучений проводится по результатам выборочного обследования жилых и общественных зданий, контроля содержания природных радионуклидов в источниках питьевого водоснабжения, продуктах питания и атмосферном воздухе. Выборочное обследование и оценка доз облучения населения проводится рамках федеральных и региональных (территориальных) программ в соответствии со ст. 6, 8, 13 и 18 Закона «О радиационной безопасности населения» от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, № 3, ст. 141).

5.7.3. Сведения об уровнях облучения населения природными источниками ионизирующего излучения, их вкладе в суммарную дозу, возможностях их снижения для населения региона или отдельных групп, подвергающихся повышенному облучению природными источниками излучения, являются важнейшей характеристикой радиационной обстановки в регионах и заносятся в радиационно-гигиенические паспорта организаций и территорий.

5.7.4. Требования получения информации об уровнях облучения населения природными источниками излучения и ежегодного внесения ее в радиационно-гигиенические паспорта организаций и территорий установлены в ст. 13 Закона «О радиационной безопасности населения». Ведение радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий осуществляется в установленном правительством Российской Федерации порядке.

5.7.5. Оценка доз облучения населения за счет всех основных природных источников излучения производится в соответствии с методическими указаниями.

Приложение 1

(справочное)

Основные природные радионуклиды и их характеристики

Таблица П1.1

Основные природные радионуклиды

Нуклид

Период полураспада

T1/2

Тип распада

Нуклид

Период полураспада

T1/2

Тип распада

Ряд 238U

Ряд 235U

238U

4,468·109 лет

α

235U

7,038·108 лет

α

234Th

24,10 дней

β

231Th

25,52 час

β

234Pa

1,17 мин

β

231Ра

3,276·104 лет

α

234U

2,455·105 лет

α

227Ас

21,773 года

α (1,38 %) %; β (98,62 %)

230Th

7,538·104 лет

α

227Th

18,72 дней

α

226Ra

1600 лет

α

223Fr

21,8 мин

β

222Rn

3,8232 дней

α

223Ra

11,435 дней

α

218Po

3,10 мин

α

219Rn

3,96 с

α

214Pb

26,8 мин

β

215Ро

1,78 мс

α

214Bi

19,9 мин

β

211Pb

36,1 мин

β

214Po

164,3 мкс

α

211Bi

2,14 мин

α (99,72 %); β (0,28 %)

210Pb

22,3 года

β

207Tl

4,77 мин

β

210Bi

5,013 дней

β

Ряд 232Th

210Po

138,376 дней

α

232Th

1,405·1010 лет

α

Калий

228Ra

5,75 лет

β

40K

1,265·1010 лет

β, γ

228Ac

6,15 час

β

 

 

 

228Th

1,9116 лет

α

 

 

 

224Ra

3,66 дн.

α

 

 

 

220Rn

55,6 с

α

 

 

 

216Po

145 мс

α

 

 

 

212Pb

10,64 час

β

 

 

 

212Bi

60,55

α (35,94 %); β (64,06 %)

 

 

 

212Po

298 нс

α

 

 

 

208Tl

3,053 мин

β

Таблица П1.2

Гамма-излучение основных природных радионуклидов с энергией (Еγ) более 100 кэВ и квантовым выходом (ni) более 1 % для рядов 238U и 232Th и 10 % - для ряда 235U

Eγ, кэВ

ni, %

Радионуклид ряда

Eγ, кэВ

ni, %

Радионуклид ряда

238U

 

 

238U

232Th

129,1

2,93

 

 

228Ac

785,9

1,09

214Pb

 

143,8

10,96

 

235U

 

794,8

4,6

 

228Ac

185,7

57,2

 

U

 

806,2

1,23

214Bi

 

186,2

3,59

226Ra

 

 

835,6

1,71

 

228Ac

209,4

4,1

 

 

228Ac

860,3

12,42

 

208Tl*

236,0

12,3

 

227Th

 

911,2

26,6

 

228Ac

238,6

43,6

 

 

212Pb

934,0

3,16

214Bi

 

240,8

3,97

 

 

224Ra

 

 

 

 

241,9

7,46

214Pb

 

 

964,6

5,8

 

228Ac

269,4

13,7

 

223Ra

 

969,0

16,2

 

228Ac

270,3

3,77

 

 

228Ac

1120

15,1

214Bi

 

271,1

9,9

 

219Rn

 

1155

1,69

214Bi

 

277,3

6,31

 

 

208Tl*

1238

5,92

214Bi

 

295,2

19,3

214Pb

 

 

1281

1,47

214Bi

 

300,0

3,34

 

 

212Pb

1378

4,02

214Bi

 

328,0

3,5

 

 

228Ac

1401

1,39

214Bi

 

338,3

11,3

 

 

228Ac

1408

2,48

214Bi

 

350,0

12,8

 

211Bi

 

1459

1,06

 

228Ac

351,9

37,6

214Pb

 

 

1461

10,66

40K

401,7

6,64

 

219Rn

 

1496

1,05

 

228Ac

409,6

2,20

 

 

228Ac

1509

2,19

214Bi

 

463,1

4,6

 

 

228Ac

1588

3,6

 

228Ac

510,6

22,6

 

 

208Tl

1621

1,51

 

212Bi

583,0

84,5

 

 

208Tl*

1630

1,95

 

228Ac

609,3

46,1

214Bi

 

 

1661

1,15

214Bi

 

665,5

1,56

214Bi

 

 

1730

3,05

214Bi

 

727,3

6,58

 

 

212Bi

1765

15,4

214Bi

 

755,3

1,32

 

 

228Ac

1847

2,12

214Bi

 

763,0

1,64

 

 

208Tl*

2119

1,21

214Bi

 

772,3

1,09

 

 

228Ac

2204

4,99

214Bi

 

768,4

4,88

214Bi

 

 

2448

1,55

214Bi

 

785,5

1,11

 

 

212Bi

2615

99,16

 

208Tl*

* Квантовые выходы гамма-излучения радионуклидов ряда 235U на акт распада 238U равны приведенным значениям, умноженным на коэффициент равный 0,0457. Квантовые выходы гамма-излучения 208Тl на акт распада 232Th (при радиоактивном равновесии) равны приведенным значениям, умноженным на 0,3594.

Таблица П1.3

Малораспространенные природные радионуклиды

Химический элемент, изотоп

Т1/2, год

Распространенность в природной смеси, %

Атомная масса изотопа, а.м.

Удельная активность элемента

Вид распада, энергия, кэВ (квантовый выход %)

Лантан, 138Lа

1,05·1011

0,0902

138,9055

818 Бк/кг

ЭЗ (66,4); β (33,6); Еβс = 95;

γ: 788,7 (33,6); 1436 (66,4)

kα: 31,8 (11,6); 32,2 (21,6)

kβ: 36,4 (4,16);

Самарий 147Sm

1,06·1011

14,99

150,36

124 кБк/кг

α2310

Лютеций 176Lu

3,73·1010

2,59

174,967

52,5 кБк/кг

β 100 % Еβc = 180

γ: 88,4 (14,5); 201,8 (78,0); 306,8 (93,6); 401,1 (0,84)

kα: 54,6 (9,3); 55,7 (16,2);

kβ: 63,2 (5,3); 65,25 (1,38)

Рубидий, 87Rb

4,75·1010

27,835

85,4678

907 кБк/кг

β 100 % E ββc

Примечания к табл. П1.3:

1. Удельная активность изотопа в природной смеси рассчитывается по формуле:

А = 1,323·1017·R/T1/2М, Бк/кг,

в которой: T1/2 - период полураспада, год; R - атомная распространенность элемента в природной смеси изотопов, %; М - атомная масса элемента в а.е.м.

2. Удельная активность радионуклида в химическом соединении или материале равна произведению удельной активности элемента его на массовую долю в химическом соединении или материале.

Таблица П1.4

Основные области применения материалов, содержащих малораспространенные природные радионуклиды

Минералы и руды, содержащие элемент

Область применения

Lu

Монацит, бастенизит

В металлургии в виде специальных тугоплавких сплавов, в качестве раскислителей. В оптике, для производства стекол для фото-, кино- и видеокамер, конденсаторов. Для изготовления кислородостойких печей, мощных дуговых электродов, катализаторов, керамики и др.

La

Монацит, бастенизит, редкие земли; кальциты, полевые шпаты, апатиты, пироморфиты, вольфраматы, циркониевые руды

Sm

Монацит, самарскит

В производстве специальных стекол, огнеупоров, катализаторов, пигментов. На основе соединения с кобальтом (SmCo5) изготавливают мощные постоянные магниты

Rb

Лепидолит, поллуцит, карналлит. Попутно добывается из калийных солей, литиевых слюд, нефелина. В природе сопутствует калию

В электронике (фотоэлементах, лампах дневного света).

Соединения Rb используются в качестве твердых электролитов.

В вакуумной технике (газопоглотитель).

Перспективное «топливо» для ионных ракетных двигателей.

В медицине

Таблица П1.5

Космогенные радионуклиды

Радионуклид

Период полураспада Т1/2

Средняя энергия β-излучения Еβ, кэВ

Энергия гамма-излучения Eγ, кэВ

Квантовый выход пγ, %

Среднемировая эффективная доза Н, мкЗв/год

3Н

12,32 года

5,68

-

-

0,01

7Ве

53,29 дней

-

477,6

10,52

0,03

14C

5730 лет

49,45

-

-

12

22Na

2,6024 года

β+ 215,4

1275

511

99,94

180

0,01

Примечания.

1. Дозы облучения любых групп населения космогенными радионуклидами близки к среднемировым. Для большинства этих радионуклидов дозы крайне малы. Только для 14С доза несколько превышает пренебрежимо малое значение (10 мкЗв/год).

2. Гамма-излучение радионуклидов 7Ве и 22Na может обнаруживаться при гамма-спектрометрическом анализе атмосферных осадков, воздушных фильтров и листовых растений.

Приложение 2

Расчет значений Аэфф для неравновесных рядов урана и тория в материалах

1. В случае, когда все радионуклиды в рядах урана и тория находятся в радиоактивном равновесии, значение эффективной удельной активности природных радионуклидов (Аэфф) в материалах рассчитывается по формуле:

Аэфф = ARa + 1,3·ATh + 0,09·АK, Бк/кг, где

ARa и АK - удельные активности 226Ra и 232Th в материале, находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, АK - удельная активность К-40 в материале (Бк/кг).

2. Эффективную удельную активность природных радионуклидов в производственных отходах при отсутствии равновесия в рядах урана и тория следует рассчитывать с учетом возраста отходов по формуле:

Аэфф = A226Ra + 1,3·k·A228Ra + 0,09·АK, Бк/кг,

в которой A228Ra - удельная активность 228Ra в отходах (Бк/кг), а численное значение коэффициента k следует принимать по табл.

№ п/п

Возраст отходов

Коэффициент k, отн. ед.

1

менее 100 дней

0,6

2

от 100 дней до 2 лет

0,7

3

от 2 до 5 лет

0,9

4

от 5 до 10 лет

1,0

5

более 10 лет

1,3

При неизвестном возрасте производственных отходов значение поправочного коэффициента k должно приниматься равным 1,3.

3. Если возраст отходов заведомо больше 3 лет, то значение Аэфф следует рассчитывать по формуле:

Аэфф = A226Ra + 1,3·A224Ra + 0,09·АK, Бк/кг,

в которой A224Ra - удельная активность 224Ra в отходах, Бк/кг.

Приложение 3

Значения дозовых коэффициентов для взрослых жителей, уровни вмешательства (УВ) и уровни оперативного вмешательства (УОВ) для основных природных радионуклидов в питьевой воде (при стандартном водопотреблении 730 кг в год)

Радионуклид

Период полураспада, T1/2

Дозовый коэффициент, мкЗв/Бк

УВ, Бк/кг

УОВ, Бк/кг

Ряд 238U

238U

4,468·1011 лет

0,045

3,00

30,0

234U

2,455·105 лет

0,049

2,80

28,0

230Th

7,538·104 лет

0,210

0,65

6,5

226Ra

1600 лет

0,280

0,50

5,0

222Rn

3,8232 дней

*

60,0

600,0

210Pb

22,3 года

0,690

0,20

2,0

210Po

138,376 дней

1,200

0,11

1,1

Ряд 232Th

232Th

1,405·1010 лет

0,230

0,6

6,0

228Ra

5,75 лет

0,690

0,2

2,0

228Th

1,9116 лет

0,072

1,9

19,0

224Ra

3,66 дней

0,065

2,1

21,0

Ряд 235U

235U

7,038·108 лет

0,047

2,90

29,0

231Pa

3,276·104 лет

0,710

0,19

1,9

227Ac

21,773 года

1,100

0,12

1,2

227Th

18,72 дней

0,0088

16,00

160,0

223Ra

11,435 дней

0,100

1,40

14,0

* Уровни установлены с учетом критического пути облучения по п. 5.3.5 НРБ-99.

 

 >>>  ПОИСК ДОКУМЕНТОВ  
  Дополнительные материалы  [ − свернуть ]  
Утвержден: Главный государственный санитарный врач РФ
Дата введения: 1 июля 2000 г.
скачать бесплатно СП 2.6.1.799-99 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности"
Утвержден: Главный государственный санитарный врач РФ
Дата введения: 25 июня 2003 г.
скачать бесплатно СанПиН 2.6.1.34-03 "Обеспечение радиационной безопасности предприятий ОАО "ТВЭЛ"

    Анжелика Фото: дом из клееного бруса с большим балконом и террасой 258 4 2 Дом из клееного бруса с большим балконом и террасой

    Созвездие близнецов Фото: спаренный дом из бруса 9.5х14 215.59 12 4 Спаренный дом из бруса 9.5х14

    Терем Фото: полутораэтажный бревенчатый дом с кабинетом, двумя спальнями и террасой 191 2 2 Полутораэтажный бревенчатый дом с кабинетом, двумя спальнями и террасой

    Д-103 Фото: дом 6х8 м с мансардой и террасой 24 м2 118 2 Дом 6х8 м с мансардой и террасой 24 м2

    ДБ-13 Фото: дом из бруса 6х8 69.89 1 Дом из бруса 6х8


 Рейтинг@Mail.ru   По вопросам работы сайта и сотрудничества обращайтесь к администратору adm@stroyplan.ru.
При использовании материалов портала - ccылка, доступная для индексации, на сайт обязательна.
© 2006-2016 "СТРОЙПЛАН"
    Все права защищены.