СП 2.6.1.758-99

ГОСУДАРСТВЕННЫЕ САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКИЕ
ПРАВИЛА И НОРМАТИВЫ

     

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
(НРБ-99)

Дата введения - с момента опубликования

1. Санитарные правила НРБ-99 являются новым изданием, частично переработанным и дополненным НРБ-96.

РАЗРАБОТАНЫ творческим коллективом специалистов Российской Федерации и Республики Беларусь в составе:

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

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

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

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

2. УТВЕРЖДЕНЫ Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 2 июля 1999 г.

3. С вводом настоящих санитарных правил НРБ-96 отменяются.

4. НРБ-99 не нуждаются в государственной регистрации Минюстом России, поскольку носят нормативно-технический характер и не содержат новых норм права (Письмо Минюста России от 29.07.99 № 6014-ЭР).

Нормативные ссылки

В настоящих Нормах и Правилах нашли отражение следующие нормативные документы:

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

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

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

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

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

Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов. Руководство Р 1.1.004-94. Издание официальное. М., Госкомсанэпиднадзор России, 1994 г.

Термины и определения

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

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

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

,

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

Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7 х 10 Бк.

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

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

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

;            .

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

6. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочерних продуктов изотопов радона - Rn и Rn - взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона - Ро (RaA); Pb (RaB); Bi (RaC); Pb (ThB); Bi (ThC) соответственно:

(ЭРОА) = 0,10 A +0,52 А + 0,38 A

(ЭРОА) = 0,91 А + 0,09 А,

где А - объемные активности дочерних продуктов изотопов радона.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

______________

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

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

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

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

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

,

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

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

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

,

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

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