ПРАВИЛА ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКОГО РЕЖИМА ПРИ СТРОИТЕЛЬСТВЕ И ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБЪЕКТОВ ТЭК В УСЛОВИЯХ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МЕСТНОСТИ

Утверждаю Первый заместитель Министра топлива и энергетики Российской Федерации А.Е.ЕВТУШЕНКО 20 ноября 1996 года

Согласованы Госкомсанэпиднадзором России 14 марта 1995 г. N 01-06/312-11

Настоящие Правила разработаны Московским центром проблем здоровья по заказу Министерства топлива и энергетики Российской Федерации. Для разработки были привлечены ведущие специалисты Головной и базовой метрологической лаборатории радиационного контроля Минтопэнерго России, ТОО "Потенциал-М" и филиала НИИ радиационной гигиены (г.Новозыбков Брянской области).

Использован практический опыт по обеспечению санитарно-гигиенического режима при эксплуатации и строительстве объектов различных министерств и ведомств в условиях радиоактивно загрязненной местности, включая аварию на Чернобыльской АЭС.

Правила содержат организационные и методические требования, выполнение которых является обязательным при разработке аналогичных правил для объектов ТЭК России, находящихся на радиоактивно загрязненной искусственными радионуклидами местности.

Авторский коллектив:

Разумов А.Н., доктор медицинских наук, профессор,

Москаленко В.А., канд. технич.наук, с.н.с.,

Чепенко Б.А., канд. технич.наук, с.н.с.,

Шрамченко А.Д., канд. технич.наук, доцент,

Бродер Д.Л., доктор физико-математических наук, профессор,

Карлин Н.Е., канд. мед.наук, с.н.с.,

Перминова Г.С., начальник отдела радиационной гигиены Госкомсанэпиднадзора России.

Правила должны пересматриваться один раз в 3 года с доведением принятых изменений и дополнений до исполнителей, а 1 раз в 5 лет Правила подлежат переизданию.

В этой связи все предложения по изменению и дополнению Правил просим направлять в адрес Управления промышленной и экологической безопасности и охраны труда Минтопэнерго России по адресу: 103074, г.Москва, Китайский проезд, д.7.

ПРЕДИСЛОВИЕ

Работники объектов топливно-энергетического комплекса (ТЭК) России, включая строителей эксплуатационников, подвергаются воздействию ионизирующих излучений на местностях, загрязненных искусственными радионуклидами в результате имевших место радиационных аварий и катастроф.

Регулирование вопросов радиационной защиты и социально-экономических вопросов для этих категорий лиц осуществляется на основе Закона Российской Федерации "О социальной защите граждан, пострадавших от радиации вследствие катастрофы на Чернобыльской АЭС", в соответствии с Концепцией радиационной, медицинской, социальной защиты и реабилитации населения Российской Федерации, подвергшегося аварийному облучению* (разработанной и утвержденной 4 марта 1994 г. Российской научной комиссией по радиационной защите), и Федерального закона "О радиационной безопасности населения" от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ. Их практическая реализация должна обеспечить более высокие показатели физического и психического здоровья, а также социального благополучия как работающих, так и населения.

________________

* Документ в информационных продуктах не содержится. За информацией о документе Вы можете обратиться в Службу поддержки пользователей. - Примечание изготовителя базы данных.

На территориях, где сохраняется обусловленное радиационной аварией или подземными ядерными взрывами, проводившимися в мирных целях, загрязнение местности, осуществляется ее зонирование по величине годовой эффективной дозы облучения. Под годовой дозой здесь понимается средняя эффективная доза у критической группы работников и жителей населенного пункта за текущий год, обусловленная искусственными радионуклидами и рассчитанная при условии отсутствия или прекращения активных мер радиационной защиты.

На территории, где годовая эффективная доза не превышает 1 мЗв (0,1 бэр), проводится обычный мониторинг радиоактивного загрязнения объектов, окружающей среды и сельскохозяйственной продукции, по результатам которого оценивается доза облучения работников и населения. Хозяйственная деятельность и проживание населения на этой территории не ограничиваются. Осуществляются меры защиты, предусмотренные п.10 Концепции... от 04.03.94 и НРБ-96.

На разных стадиях радиационной аварии вмешательство регулируют зонированием загрязненных территорий. В настоящих Правилах рассмотрено зонирование только на восстановительной стадии.

Зона радиационного контроля - от 1 мЗв до 5 мЗв (от 0,1 до 0,5 бэр) в год. В этой зоне помимо мониторинга радиоактивности объектов, окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и определения доз внешнего и внутреннего облучения критических групп населения осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты как работающих, так и населения.

Зона ограниченного проживания населения - от 5 мЗв до 20 мЗв (от 0,5 до 2,0 бэр) в год. В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения, что и в зоне радиационного контроля. Добровольный въезд на указанную территорию для постоянного проживания не ограничивается. Лицам, въезжающим на указанную территорию для постоянного проживания и проживающим на указанной территории, разъясняется риск ущерба здоровью, обусловленный воздействием радиации.

Зона отселения - от 20 мЗв до 50 мЗв (от 2,0 до 5,0 бэр) в год. Въезд на указанную территорию для постоянного проживания не разрешен. В этой зоне запрещается постоянное проживание лиц репродуктивного возраста и детей. Здесь осуществляется радиационный мониторинг людей, производственных предприятий, мест проживания и объектов внешней среды, а также необходимые меры радиационной и медицинской защиты.

Зона отчуждения - более 50 мЗв (более 5,0 бэр) в год. В этой зоне постоянное проживание не допускается, а хозяйственная деятельность и природопользование регулируются специальными актами. Осуществляются меры мониторинга и защиты работающих с обязательным индивидуальным дозиметрическим контролем.

Зонирование территории и предприятий проводится на основании их санитарно-гигиенической характеристики в порядке, определенном органами Госсанэпиднадзора России в соответствии с нормами радиационной безопасности НРБ-96 (НРБ) и Основными санитарными правилами ОСП-72/87 (ОСП).

Все положения настоящих Правил действуют при отнесении работающих к группе А (персонал). При отнесении работающих к группе Б пункты настоящих Правил используются дифференцированно в зависимости от зоны ограничения и характеристики конкретных рабочих мест по согласованию с региональными органами Госсанэпиднадзора России.

Правила предназначены для отраслевого нормативно-правового регулирования деятельности работников предприятий ТЭК на основе и в соответствии с требованиями "Норм радиационной безопасности НРБ-96" и "Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87".

Правила разработаны для использования на предприятиях ТЭК России, расположенных на радиоактивно загрязненной местности, и согласованы Госкомсанэпиднадзором России (исх. N 01-06/312-11 от 14.03.95).

Правила доработаны в соответствии с требованиями Федерального закона "О радиационной безопасности населения" и "Норм радиационной безопасности НРБ-96".

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. Бэр - биологический эквивалент рентгена, внесистемная единица эквивалентной дозы.

2. Внешнее облучение - облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующих излучений (ИИИ).

3. Внутреннее облучение - облучение тела от находящихся внутри него источников ионизирующих излучений.

4. Группа радиационной опасности радионуклида - характеристика радионуклида как потенциального источника внутреннего облучения. В порядке убывания радиационной опасности выделены четыре группы с индексами А, Б, В и Г.

5. Дезактивация - удаление радиоактивных веществ с какой-либо поверхности или из какой-либо среды, включая организм человека.

6. Доза - поглощенная доза, доза на орган, эквивалентная доза или ожидаемая эффективная доза. Определяющие прилагательные часто опускаются, если они не нужны для определения интересующей величины.

Доза поглощенная - фундаментальная дозиметрическая величина, равная отношению средней энергии, переданной ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, к массе вещества в этом объеме: .

В системе СИ поглощенную дозу измеряют в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), называющийся грей (Гр).

Доза эквивалентная - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения, W(R):

,

где D(T,R) - средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а W(R) - взвешивающий коэффициент для излучения R.

Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными величинами W(R), то эквивалентная доза определяется в виде:

.

Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж/кг, имеющий специальное название зиверт (Зв).

Доза эквивалентная или эффективная ожидаемая за время, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм. Она определяется в виде:

,

где t(0) - момент поступления, а H(T) (t) - мощность эффективной или эквивалентной дозы к моменту времени t на орган или ткань T. Когда тау не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых или 70 годам для детей.

Доза эффективная - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе H(T) на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани:

,

где H (тау T) - эквивалентная доза в ткани T за время тау, а W(T) - взвешивающий коэффициент для ткани T.

Единица измерения эффективной дозы - Дж/кг, имеющая название зиверт (Зв).

7. Зиверт - единица измерения эквивалентной или эффективной дозы.

8. Ионизирующее излучение - излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака.

Ионизирующее излучение состоит из потоков заряженных и незаряженных частиц, а также фотонов.

9. Группа А облучаемых лиц, или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с техногенными источниками ионизирующих излучений.

10. Группа Б облучаемых лиц - лица, которые не работают непосредственно с ИИИ, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений, применяемых в учреждении и (или) удаляемых во внешнюю среду. Уровень их облучения определяют по критической группе.

11. Мощность дозы - отношение приращения дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) за интервал времени к этому интервалу времени. Сокращенное наименование мощности дозы.

В системе СИ единица мощности эквивалентной дозы - зиверт в секунду, Зв/с, 1 Зв/с=100 бэр/с. На практике за единицу времени могут приниматься час, сутки, год.

Внесистемная единица мощности эквивалентной дозы - бэр в секунду, бэр/с. Обычно используют производные единицы - миллибэр в час, мбэр/ч и др.

12. Мощность экспозиционной дозы - в системе СИ измеряется в зивертах в секунду, Зв/с. На практике за единицу времени принимают час, Зв/ч. Используют производные единицы: мЗв/ч, мкЗв/ч. Внесистемная единица - рентген в час, Р/ч, или производные: мР/ч, мкР/ч.

13. Неснимаемое (фиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности - радионуклиды, которые самопроизвольно или при эксплуатации не переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду и не удаляются применяемыми эффективными способами дезактивации. Такие поверхности являются источником только внешнего излучения.

14. Открытый источник - радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

15. Поглощенная доза - фундаментальная дозиметрическая величина. Равна отношению приращения средней энергии, переданной ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, к массе вещества в этом элементарном объеме.

16. Предел годового поступления (ПГП) - поступление данного радионуклида в течение года в организм условного человека, которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной или эквивалентной дозы.

17. Предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы - величина эффективной (или эквивалентной) дозы техногенного облучения, которая не должна быть превышена за год  пределы дозы устанавливают на уровнях, которые должны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов; вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

18. Радиационный контроль - получение информации об уровнях облучения людей, о радиационной обстановке в учреждении и в окружающей среде с использованием специальной аппаратуры.

19. Радиационная опасность радионуклида - радиационные и гигиенические характеристики радиоактивного вещества, определяющие его опасность для облучаемого объекта.

20. Радиоактивность - самопроизвольное превращение неустойчивого нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения.

21. Радиоактивные отходы - неиспользуемые жидкие и твердые радиоактивные вещества, образующиеся в результате деятельности учреждения, общая активность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни, установленные в НРБ-96, ОСП-72/87 и других нормативных документах.

22. Радионуклид - любой радиоактивный атом с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным определенным энергетическим состоянием атомного ядра. Радионуклиды (и нерадиоактивные нуклиды) данного химического элемента называют его изотопами.

Радионуклид йод-131 - самый распространенный радиоактивный изотоп йода, образующийся при делении ядер урана в атомных реакторах. Период полураспада 8,04 сут. Относится к группе Б радиационной опасности. Концентрируется в щитовидной железе (критическом органе). Является бета-, гамма-излучателем. Энергия фотонов 0,72, 0,63, 0,36, 0,03 МэВ. Энергия бета-излучения 0,248, 0,304, 0,334, 0,607, 0,630, 0,807 МэВ. Допустимая объемная активность ДОАнас в атмосферном воздухе 18,0 Бк/куб.м (4,86-13 Ки/л), допустимая удельная активность ДУАнас в воде 57,0 Бк/кг (1,54-9 Ки/кг).

Радионуклид плутоний-239 получается в реакторах, работающих на природном уране-238. Распадается с испусканием альфа-частиц с энергией 5,14 МэВ. Период полураспада 24065 лет. Относится к группе Б радиационной опасности. Концентрируется в костях, легких, желудочно-кишечном тракте (ЖКТ) и нижних отделах толстого кишечника (НКТ). Допустимая объемная активность ДОАнас в атмосферном воздухе 2,9-3 Бк/куб.м (7,84-17 Ки/л), допустимая удельная активность ДОАнас в воде 5,0 Бк/кг (1,35-10 Ки/кг).

Радионуклид стронций-90 образуется при делении урана-235. Является бета-излучателем. Энергия бета-излучения 0,546 МэВ. Период полураспада 29,12 года. Относится к группе Б радиационной опасности. Концентрируется в костях, легких, ЖКТ (НКТ). Допустимая объемная активность ДОАнас в атмосферном воздухе 5,7 Бк/куб.м (1,54-13 Ки/л), допустимая удельная активность ДОАнас в воде 45,0 Бк/кг (1,22-9 Ки/кг).