Документ Microsoft Word. Принципиальное различие между электромагнитным (фотонным) и корпускулярным (электронное, нейтронное) излучением с позиции использования их в дефектоскопии состоит в
 Скачать 152.02 Kb.
|
|
6.5. При проведении противорадиационных вмешательств пределы доз (табл. 3.1) не применяются. При планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, территориальными подразделениями федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно к конкретному радиационному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки. 6.6. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе изложенных в п. п. 6.1; 6.2; 6.4 принципов и подходов. 6.7. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в табл. 6.3 - 6.5. Таблица 6.3 Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии ┌─────────────────┬───────────────────────────────────────────────────────┐ │ Меры защиты │ Предотвращаемая доза за первые 10 суток, мГр │ │ ├───────────────────────────┬───────────────────────────┤ │ │ на все тело │щитовидная железа, легкие, │ │ │ │ кожа │ │ ├─────────────┬─────────────┼───────────────┬───────────┤ │ │ уровень А │ уровень Б │ уровень А │ уровень Б │ ├─────────────────┼─────────────┼─────────────┼───────────────┼───────────┤ │ Укрытие │ 5 │ 50 │ 50 │ 500 │ ├─────────────────┼─────────────┼─────────────┼───────────────┼───────────┤ │ Йодная │ │ │ │ │ │ профилактика: │ │ │ │ │ │ взрослые │ - │ - │ 250 <1> │ 2500 <1> │ │ дети │ - │ - │ 100 <1> │ 1000 <1> │ ├─────────────────┼─────────────┼─────────────┼───────────────┼───────────┤ │ Эвакуация │ 50 │ 500 │ 500 │ 5000 │ └─────────────────┴─────────────┴─────────────┴───────────────┴───────────┘ -------------------------------- <1> Только для щитовидной железы. Таблица 6.4 Критерии для принятия решений об отселении и ограничении потребления загрязненных пищевых продуктов
Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит уровень А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории. Таблица 6.5 Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии ┌────────────────────────┬────────────────────────────────────────────────┐ │ Радионуклиды │ Удельная активность радионуклида в пищевых │ │ │ продуктах, кБк/кг │ │ ├──────────────────────┬─────────────────────────┤ │ │ уровень А │ уровень Б │ ├────────────────────────┼──────────────────────┼─────────────────────────┤ │ 131 134 137 │ 1 │ 10 │ │ I, Cs, Cs │ │ │ ├────────────────────────┼──────────────────────┼─────────────────────────┤ │ 90 │ 0,1 │ 1,0 │ │ Sr │ │ │ ├────────────────────────┼──────────────────────┼─────────────────────────┤ │ 238 239 241 │ 0,01 │ 0,1 │ │ Pu, Pu, Am │ │ │ └────────────────────────┴──────────────────────┴─────────────────────────┘ Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий. Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории. 6.8. На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий. VII. Требования к контролю за выполнением Норм 7.1. Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, и конкретный перечень видов и объем контроля включается в проект радиационного объекта. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения, кроме приведенных в п. 1.4 Норм. 7.2. Радиационному контролю подлежат: - радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов; - радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде; - радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения; - уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм. 7.3. Основными контролируемыми параметрами являются: - годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 3.1); - поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления; - объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, пищевых продуктах, строительных материалах и др.; - радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей; - доза и мощность дозы внешнего облучения; - плотность потока частиц и фотонов. Переход от измеряемых величин к нормируемым определяется методическими указаниями по проведению соответствующих видов радиационного контроля. 7.4. С целью оперативного контроля для всех контролируемых параметров по п. 7.3 устанавливаются контрольные уровни. Значение этих уровней устанавливается таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня. При этом учитывается облучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровень защищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для выяснения причин этого превышения и разработки мероприятий по его устранению. 7.5. Контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных гражданами при использовании источников ионизирующего излучения, проведении медицинских рентгенорадиологических процедур, а также обусловленных естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, осуществляются в рамках единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения (ЕСКИД). 7.6. При планировании и проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, принятии решений в области обеспечения радиационной безопасности, анализе эффективности указанных мероприятий органами государственной власти, органами местного самоуправления, а также организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, проводится оценка радиационной безопасности по следующим основным показателям: - характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды; - анализ обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности; - вероятность радиационных аварий и их масштаб; - степень готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий; - анализ доз облучения, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения; - число лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения. VIII. Значения допустимых уровней радиационного воздействия в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения 8.1. Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года значение дозы равнялось соответствующему годовому пределу (усредненному за пять лет), указанному в таблице 3.1. -12 В таблицах и приложениях запись вида 1,6 - 12 означает 1,6 x 10 , а +12 1,6 + 12 - 1,6 x 10 . 8.2. Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами: - объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года; - временем облучения t в течение календарного года; - массой питьевой воды M, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года; - геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения. Для персонала установлены следующие значения стандартных параметров: 3 V = 2,4 x 10 куб. м в год; t = 1700 ч в год; M = 0. перс перс перс Для населения установлены следующие значения стандартных параметров: t = 8800 ч в год; M = 730 кг в год для взрослых. Годовой объем нас нас вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от возраста: Таблица 8.1 Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп населения
8.3. Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь: - тип "М" (медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента активности -1 радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут. ; - тип "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность -1 радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут. ; - тип "Б" (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида -1 поступает в кровь со скоростью 100 сут. . Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы "Г" (Г1 - Г3) газов и паров соединений некоторых элементов. Распределение соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в Приложении 3. 8.4. Приведенные в Приложениях 1 и 2 значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГП , ПГП , ДОА и ДОА для воздуха рассчитаны для перс нас перс нас аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5. В расчетах использована модель органов дыхания, рекомендованная Публикацией 66 МКРЗ. 8.5. В Приложении 1 для персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГП , допустимой среднегодовой объемной активности перс ДОА . В Приложение 1 не входят инертные газы, поскольку они являются перс источниками внешнего облучения, а также изотопы радона с продуктами их 87 115 144 распада (см. разделы 4 и 5). Природные радионуклиды Rb, In, Nd, 147 187 Sm и Re не включены в таблицу, поскольку они нормируются по их химической токсичности. Из-за химической токсичности урана поступление через органы дыхания его соединений типов Б или П не должно превышать 2,5 мг в сутки и 500 мг в год. Если химическая форма соединения данного радионуклида неизвестна, то следует использовать данные из Приложения 1 для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и, соответственно, наименьшими значениями ПГП и ДОА . перс перс 8.6. В Приложении 2 для населения приведены: а) для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом - критическая возрастная группа, а также значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП для этой же возрастной группы и типа нас соединений, для которых допустимая среднегодовая объемная активность ДОА нас оказалась наименьшей; б) для случая поступления радионуклидов с пищей - критическая возрастная группа <1>, группа, значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП для этой же группы, где ПГП наименьшее. нас нас Уровни вмешательства для радионуклидов в продуктах питания не приводятся и должны определяться по специальным методическим указаниям с учетом местных особенностей внутреннего и внешнего облучения населения - см. п. 5.2.4 для обеспечения непревышения основных пределов доз (табл. 3.1) в нормальных условиях эксплуатации техногенных источников и критериев таблиц 6.4 и 6.5 при аварийном облучении населения. -------------------------------- <1> Поступление радионуклидов с пищей не рассматривается у детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются преимущественно грудным молоком. В Приложении 2а для населения приведены значения дозовых коэффициентов и уровни вмешательства при поступлении радионуклидов в организм взрослых людей с питьевой водой. 8.7. В таблицах 8.2 - 8.8 приведены числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала моноэнергетическими электронами (табл. 8.2 - 8.3), бета-частицами (табл. 8.4), моноэнергетическими фотонами (табл. 8.5 - 8.7) и моноэнергетическими нейтронами (табл. 8.8). Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2пи или 4пи) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняя геометрия). 8.8. В таблице 8.9 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала. Для кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение. Уровни общего радиоактивного загрязнения кожных покровов определены с учетом проникновения доли радионуклида в кожу и в организм. Расчет проведен в предположении, что общая площадь загрязнения не должна превосходить 300 см2. | |||||||||||||||||||||||||||||