ГОЛОВНИЙ ДЕРЖАВНИЙ САНІТАРНИЙ ЛІКАР УКРАЇНИ
ПЕРШИЙ ЗАСТУПНИК МІНІСТРА ОХОРОНИ ЗДОРОВ'Я УКРАЇНИ
П О С Т А Н О В А
N 62 від 01.12.97
м.Київ
vd971201 vn62
Про введення в дію Державних гігієнічних нормативів "Норми
радіаційної безпеки України (НРБУ-97)"
Я, Головний державний санітарний лікар України, Некрасова
Любов Сергіївна, розглянувши затверджені наказом Міністерства
охорони здоров'я України від 14.07.97 N 208 ( v0208282-97 )
Державні гігієнічні нормативи "Норми радіаційної безпеки України
(НРБУ-97)" та керуючись Законом України "Про забезпечення
санітарного та епідемічного благополуччя населення" ( 4004-12 )
П О С Т А Н О В Л Я Ю:
1. Ввести в дію з 01.01.98 Державні гігієнічні нормативи
"Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)", що додаються.
2. Заступникам Головного державного санітарного лікаря
України, Головному лікарю Українського центру державного
санепіднагляду, Головним державним санітарним лікарям Автономної
Республіки Крим, областей, міст Києва та Севастополя, об'єктів, що
мають особливий режим роботи, водного, залізничного, повітряного
транспорту, водних басейнів, залізниць, Міністерства оборони
України, Міністерства внутрішніх справ України, Державного
комітету у справах державного кордону України, Національної
гвардії України, Служби безпеки України:
2.1. Довести Державні гігієнічні нормативи "Норми радіаційної
безпеки України (НРБУ-97)" до відома підвідомчих установ державної
санепідслужби, місцевих державних адміністрацій, міністерств,
відомств для використання в практичній діяльності.
2.2. При здійсненні державного санітарно-епідеміологічного
нагляду керуватися Державними гігієнічними нормативами "Норми
радіаційної безпеки України (НРБУ-97)".
3. Місцевим державним адміністраціям, міністерствам,
відомствам, підприємствам, установам та закладам незалежно від
форм власності, підпорядкованості та видів діяльності прийняти до
виконання Державні гігієнічні нормативи "Норми радіаційної безпеки
України (НРБУ-97)".
4. Контроль за виконанням постанови покласти на заступника
Головного державного санітарного лікаря України Бобильову О.О.
Л.С.Некрасова
МІНІСТЕРСТВО ОХОРОНИ ЗДОРОВ'Я УКРАЇНИ
КОМІТЕТ З ПИТАНЬ ГІГІЄНІЧНОГО РЕГЛАМЕНТУВАННЯ
НАЦІОНАЛЬНА КОМІСІЯ З РАДІАЦІЙНОГО ЗАХИСТУ НАСЕЛЕННЯ УКРАЇНИ
Державні санітарні норми, правила, гігієнічні нормативи
Норми радіаційної безпеки України
(НРБУ - 97)
Державні гігієнічні нормативи
Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97) включають систему
принципів, критеріїв, нормативів та правил, виконання яких є
обов'язковою нормою в політиці держави щодо забезпечення
протирадіаційного захисту людини та радіаційної безпеки. НРБУ-97
розроблені у відповідності до основних положень Конституції
( 254к/96-ВР ) та Законів України "Про забезпечення санітарного та
епідемічного благополуччя населення" ( 4004-12 ), "Про
використання ядерної енергії та радіаційну безпеку" ( 39/95-ВР ),
"Про поводження з радіоактивними відходами" ( 255/95-ВР ).
Видання офіційне Ці Норми радіаційної безпеки України
Комітет з питань гігієнічного (НРБУ-97) не можуть бути повністю
регламентування МОЗ України або частково передруковані,
тиражовані та поширені без дозволу
Комітету з питань гігієнічного
регламентування МОЗ України
Зміст
Спадкоємність і новизна
1 Загальні положення
2 Правовий статус
3 Умовні позначення, величини, одиниці, основні терміни та
поняття
3.1 Умовні позначення
3.2 Величини та одиниці, що використовуються
3.3 Основні терміни
4 Основні регламентовані величини НРБУ-97
5 Радіаційно-гігієнічні регламенти першої групи
5.1 Ліміти доз та допустимі рівні
5.2 Опромінення персоналу категорії А
5.3 Підвищене опромінювання персоналу, що планується
5.4 Опромінення персоналу категорії Б
5.5 Опромінення населення (категорія В)
5.6 Обмеження опромінення вагітних жінок та жінок дітородного
віку
5.7 Контрольні рівні
6 Радіаційно-гігієнічні регламенти другої групи - медичне
опромінення населення
7 Радіаційно-гігієнічні регламенти третьої групи - втручання в
умовах радіаційної аварії
8 Радіаційно-гігієнічні регламенти четвертої групи
9 Звільнення практичної діяльності чи джерел іонізуючого
випромінювання в рамках практичної діяльності від регулюючого
контролю
Додатки
Д.1 Перелік публікацій МКРЗ та основних міжнародних наукових
праць, покладених в основу НРБУ-97
Д.2 Значення допустимих рівнів
Д.3 Числові значення допустимих рівнів для дистанційного та
контактного бета-випромінювання та забруднення шкіри та
робочих поверхонь
Д.4 Потенційні шляхи опромінення, фази аварії та контрзаходи, для
яких можуть бути встановлені рівні втручання
Д.5 Аварійні плани
Д.6 Термінові контрзаходи
Д.7 Невідкладні контрзаходи
Д.8 Довгострокові контрзаходи
Д.9 Використання поняття ризику в практиці протирадіаційного
захисту людини
Д.10 Довідковий матеріал
Д.11 Основні терміни, що використовуються в НРБУ-97
Спадкоємність і новизна
В основу НРБУ-97 покладено (Додаток 1):
- рекомендації Міжнародної комісії з радіологічного захисту
(МКРЗ), видані у 1989-1996 рр.;
- Міжнародні основні норми безпеки для захисту від іонізуючих
випромінювань та безпеки джерел випромінювання (МАГАТЕ, 1994,
1996, 1997, Серія "Безпека" N 115) та інші публікації МАГАТЕ серії
"Безпека";
- позитивний досвід застосування "Норм радіаційної безпеки
(НРБ-76/87)";
- окремі положення Норм радіаційної безпеки Російської
Федерації (НРБ-96):
- Нормативно-технічний документ "Критерії для прийняття
рішення про заходи захисту населення у випадку аварії ядерного
реактора" (1990);
- найважливіші наукові розробки вітчизняних та закордонних
фахівців у галузі протирадіаційного захисту та радіаційної
безпеки, а також у суміжних галузях.
У порівнянні з попередніми НРБ-76/87 у даний документ введені
наступні сучасні концептуальні положення:
- концепція ефективної дози:
- нова система обгрунтування допустимих рівнів з
використанням дозиметричних моделей з вік-залежними параметрами;
- дві групи категорій осіб, які зазнають опромінювання
(персонал та населення);
- система чотирьох груп радіаційно-гігієнічних регламентів:
регламенти, щодо обмеження опромінення при нормальній
практичній діяльності;
регламентування аварійного опромінення населення;
регламентування опромінення від техногенно-підсилених джерел
природного походження;
основи обмеження медичного опромінення.
1. Загальні положення
1.1. НРБУ-97 є основним державним документом, що встановлює
систему радіаційно-гігієнічних регламентів для забезпечення
прийнятних рівнів опромінення як для окремої людини, так і
суспільства взагалі.
1.2. Метою НРБУ-97 є визначення основних вимог до:
- охорони здоров'я людини від можливої шкоди, що пов'язана з
опроміненням від джерел іонізуючого випромінювання;
- безпечної експлуатації джерел іонізуючого випромінювання;
- охорони навколишнього середовища.
1.3. Зазначена у п.1.2 мета НРБУ-97 досягається шляхом
введення гігієнічних регламентів, які забезпечують:
- запобігання виникнення детерміністичних ефектів у осіб, що
зазнали опромінення;
- обмеження на прийнятному рівні імовірності виникнення
стохастичних ефектів.
1.4. НРБУ-97 встановлює два принципово відмінні підходи до
забезпечення протирадіаційного захисту.
- при всіх видах практичної діяльності в умовах нормальної
експлуатації індустріальних та медичних джерел іонізуючого
випромінювання;
- при втручанні, що пов'язано з опромінюванням населення в
умовах аварійного опромінення, а також при хронічному
опромінюванні за рахунок техногенно-підсилених джерел природного
походження.
1.5. Практична діяльність - діяльність людини, що пов'язана з
використанням джерел іонізуючого випромінювання та спрямована на
досягнення матеріальної чи іншої користі, яка призводить чи може
призвести до контрольованого та передбачуваного наперед:
- деякого збільшення дози опромінення;
- та/або створення додаткових шляхів опромінення;
- та/або збільшення кількості людей, які зазнають
опромінення;
- та/або зміни структури шляхів опромінення від усіх,
пов'язаних з цією діяльністю джерел.
При цьому може збільшуватися доза, імовірність опромінення,
або кількість людей, які опромінюються.
1.6. До практичної діяльності відносяться:
- виробництво джерел випромінювання;
- використання джерел випромінювання і радіоактивних речовин
в медицині, дослідженнях, промисловості, сільському господарстві,
освіті тощо;
- виробництво ядерної енергії, включаючи всі елементи
паливно-енергетичного циклу;
- зберігання та транспортування джерел іонізуючого
випромінювання;
- поводження з радіоактивними відходами.
1.7. Радіаційна безпека та протирадіаційний захист стосовно
практичної діяльності будуються з використанням наступних основних
принципів:
- будь-яка практична діяльність, що супроводжується
опроміненням людей, не повинна здійснюватися, якщо вона не
приносить більшої користі опроміненим особам або суспільству в
цілому у порівнянні зі шкодою, яку вона завдає (принцип
виправданості);
- рівні опромінення від усіх значимих видів практичної
діяльності не повинні перевищувати встановлені ліміти доз
(принцип неперевищення);
- рівні індивідуальних доз та/або кількість опромінюваних
осіб по відношенню до кожного джерела випромінювання повинні бути
настільки низькими, наскільки це може бути досягнуто з врахуванням
економічних та соціальних факторів (принцип оптимізації).
1.8. Враховуючи особливості розподілу шкоди та користі при
медичному опроміненні (пацієнт завжди особисто отримує одночасно і
користь, і шкоду від опромінення, тоді як в інших сферах
практичної діяльності це не завжди виконується), основні вимоги до
обмеження опромінення у цих ситуаціях розглядаються окремим
розділом даного документу.
1.9. Втручання - такий вид людської діяльності, що завжди
спрямований на зниження та відвернення неконтрольованото та
непередбачуваного опромінення або імовірності опромінення в
ситуаціях:
- аварійного опромінення (гострого, короткочасного або
хронічного);
- хронічного опромінення від техногенно-підсилених джерел
природного походження;
- інших ситуаціях тимчасового опромінення, визначених
регулюючим органом, як таких, що вимагають втручання.
1.10. Радіаційна безпека та протирадіаційний захист в
ситуаціях втручань будуються на наступних основних принципах:
- будь-який контрзахід повинен бути виправданим, тобто
отримана користь (для суспільства та особи) від відвернутої цим
контрзаходом дози повинна бути більша, ніж сумарний збиток
(медичний, економічний, соціально-психологічний тощо) від
втручання, пов'язаного з його проведенням (принцип виправданості);
- повинні бути застосовані всі можливі заходи для обмеження
індивідуальних доз опромінення на рівні, нижчому за поріг
детерміністичних радіаційних ефектів, особливо порогів гострих
клінічних радіаційних проявів (принцип неперевищення);
- форма втручання (контрзахід або комбінація декількох
контрзаходів), його масштаби та тривалість повинні вибиратися
таким чином, щоб різниця між сумарною користю та сумарним збитком
була не тільки додатною, але і максимальною (принцип оптимізації).
1.11. НРБУ-97 не поширюються на:
- опромінення від природного радіаційного фону;
- опромінення в умовах повного звільнення практичної
діяльності (джерел іонізуючого випромінювання) від регулювання
(див.Розділ 9).
2. Правовий статус
2.1. НРБУ-97 є обов'язковими для виконання всіма юридичними
та фізичними особами, які проводять практичну діяльність з
джерелами іонізуючого випромінювання.
2.2. Контроль за виконанням НРБУ-97 покладається на державні
регулюючі органи - Державну санітарно-епідеміологічну службу
Міністерства охорони здоров'я України відносно виконання
гігієнічних регламентів, передбачених НРБУ-97, та Міністерство
охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки
України, відносно проведення технічних та організаційних заходів
для забезпечення радіаційної безпеки об'єкту (джерела), на які
поширюються НРБУ-97.
2.3 Відповідальність за виконання НРБУ-97 покладається на:
- фізичні та юридичні особи, незалежно від форм власності та
підпорядкованості які виробляють, переробляють, застосовують,
зберігають, транспортують, здійснюють поховання, знищення чи
утилізацію джерел іонізуючого випромінювання, а також проектують
роботи з ними;
- керівників та посадових осіб органів Державної виконавчої
влади і організацій, які планують та реалізують контрзаходи в
частині Норм, що стосується обмеження опромінення при радіаційних
аваріях та опромінення від техногенно-підсилених джерел природного
походження.
2.4. Особи, які допустили протиправні дії з джерелами
іонізуючих випромінювань, чи не планують або не реалізують
контрзаходи по зменшенню рівнів опромінення до регламентованих
НРБУ-97 величин, притягуються до відповідальності відповідно до
чинного законодавства України. 2-5 З моменту офіційного
опублікування Норм радіаційної безпеки України, дія НРБ-76/87
відміняється*.
________________
* За виключенням випадків, окремо розглянутих і узгоджених з
державними регулюючими органами.
2.6. Будь-які діючі відомчі та галузеві норми, правила,
інструкції та інші нормативно-правові акти, які прямо або
опосередковано пов'язані з протирадіаційним захистом людини
повинні бути приведені у відповідність до вимог НРБУ-97 у строки,
узгоджені з органами Державного санітарно-епідеміологічного
нагляду, а ті, що створюються - не повинні їм суперечити.
3. Умовні позначення, величини, одиниці,
основні терміни та поняття
3.1. Умовні позначення
A - активність
AMAD - медіанний за активністю аеродинамічний діаметр
AMTD - медіанний за активністю термодинамічний діаметр
C ingest - середньорічна об'ємна концентрація радіонукліду в
питній воді
C inhal - середньорічна об'ємна концентрація радіонукліду в
повітрі
d ae - аеродинамічний діаметр
D - поглинена доза
D T - доза в органі
d th - термодинамічний діаметр
De minimus - дозовий рівень виключення
et - доза на одиницю перорального/інгаляційного
надходження
gt - доза на одиницю об'ємної концентрації в повітрі чи
питній воді
H iens - річна еквівалентна доза зовнішнього опромінення в
кришталику ока
H skin - річна еквівалентна доза зовнішнього опромінення шкіри
H exstrim - річна еквівалентна доза зовнішнього опромінення
кистей та стіп
H T - доза еквівалентна в органі T
E - доза ефективна
E ext - ефективна доза зовнішнього опромінення;
- питома максимальна еквівалентна доза
I ingest - річне пероральне надходження радіонукліду
I inhal - річне інгаляційне надходження радіонукліду
S - колективна ефективна доза
S T - колективна еквівалентна доза
Wr - радіаційний зважуючий фактор
Wt - тканинний зважуючий фактор
t - референтний вік
АЕС - атомна електрична станція
АС - атомна станція
АСТ - атомна станція теплопостачання
АТЕЦ - атомна теплоелектроцентраль
ДЗ - допустиме радіоактивне забруднення поверхонь
ДКinhal - допустима концентрація в повітрі
ДКingest - допустима концентрація в питній воді
ДНingest - допустиме надходження через органи травлення
ДНinhal - допустиме надходження через органи дихання
ДПД - допустима потужність дози
ДВ - допустимий викид
ДР - допустимий рівень
ДС - допустимий скид
ДЩП - допустима щільність потоку часток (фотонів)
ЕРОА - еквівалентна рівноважна об'ємна активність
ЛД - ліміт дози (ефективної чи еквівалентної)
ЛД E - ліміт ефективної дози
ЛДextrim - ліміт еквівалентної дози зовнішнього опромінення
кистей та стіп
ЛДmax - максимальний ліміт дози за календарний рік (50 мЗв)
ЛДlens - ліміт еквівалентної дози дози зовнішнього опромінення
кришталика ока
ЛДskim - ліміт еквівалентної дози дози зовнішнього опромінення
шкіри
КР - контрольний рівень
ОСПУ - Основні санітарні правила роботи з джерелами
іонізуючого випромінювання
ПЗРВ - пункт захоронення радіоактивних відходів
РЕД - річна ефективна доза
РТ - радіохімічні технології
СЗЗ - санітарно-захисна зона
ТПДПП - техногенно-підсилені джерела природного походження
___________________
В НРБУ-97 використана Міжнародна система спеціальних
позначень величин та Публікація МКРЗ N 60 (на українській мові) в
перекладі фахівців НКРЗ при Верховній Раді України та виданою в
Бюлетені НКРЗУ "Радіаційна безпека в Україні", під редакцією
Академіка Д.М. Гродзинського, 1994 р.
3.2. Величини та одиниці, що використовуються
Бекерель - одиниця активності в системі CI (Бк). Один
бекерель дорівнює одному ядерному перетворенню в секунду або 0,027
нКі.
Грей (Гр) - одиниця поглиненої дози іонізуючого
випромінювання (у системі CI).
Позасистемна одиниця -
рад х 1 Гр = 100 рад = 1 Дж/кг в ступені -1.
Зіверт (Зв) - одиниця еквівалентної та ефективної дози в
системі С1.
Позасистемна одиниця -
бер х 1 Зв = 1 Дж/кг в ступені -1 = 100 бер.
Електрон-вольт (еВ) - позасистемна одиниця енергії
іонізуючого випромінювання: 1 еВ = 1,6 х 10 ступені -19 Дж.
3.3. Основні терміни
Основні терміни і поняття, що використовуються в НРБУ-97,
наведено в додатку Д.11.
4. Основні регламентовані величини НРБУ-97
4.1. НРБУ-97 поширюються на ситуації опромінення людини
джерелами іонізуючого випромінювання в умовах:
- нормальної експлуатації індустріальних джерел іонізуючого
випромінювання;
- медичної практики;
- радіаційних аварій;
- опромінення техногенно-підсиленими джерелами природного
походження.
4.2. НРБУ-97 включають чотири групи радіаційно-гігієнічних
регламентованих величин:
Перша група - регламенти* для контролю за практичною
діяльністю, метою яких є додержання опромінення персоналу та
населення на прийнятному для індивідууму та суспільства рівні, а
також підтримання радіаційно-прийнятного стану навколишнього
середовища та технологій радіаційно-ядерних об'єктів як з позицій
обмеження опромінення персоналу та населення, так і з позицій
зниження імовірності виникнення аварій на них.
До цієї групи входять:
- ліміти доз;
- похідні рівні:
- допустимі рівні;
- контрольні рівні.
_____________________
* тут і далі замість радіаційно-гігієнічні регламентовані величини
використовуються скорочено - регламенти.
Друга група - регламенти, що мають за мету обмеження
опромінення людини від медичних джерел.
До цієї групи входять:
- рекомендовані рівні.
Третя група - регламенти щодо відвернутої внаслідок втручання
дози опромінення населення в умовах радіаційної аварії.
До цієї групи входять:
- рівні втручання;
- рівні дії.
Четверта група - регламенти щодо відвернутої внаслідок
втручання дози опромінення населення від техногенно-підсилених
джерел природного походження.
До цієї групи входять:
- рівні втручання;
- рівні дії.
4.3 Нормами радіаційної безпеки встановлюються такі категорії
осіб які зазнають опромінювання:
Категорія А (персонал) - особи, які постійно чи тимчасово
працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань.
Категорія Б (персонал) - особи, які безпосередньо не зайняті
роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, але у зв'язку з
розташуванням робочих місць в приміщеннях та на промислових
майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть
отримувати додаткове опромінення.
Категорія В - все населення.
5. Радіаційно-гігієнічні регламенти першої групи
5.1. Ліміти доз та допустимі рівні
5.1.1. Числові значення лімітів доз встановлюються на рівнях,
що виключають можливість виникнення детерміністичних ефектів
опромінення і, одночасно, гарантують настільки низьку імовірність
виникнення стохастичних ефектів опромінення, що вона є прийнятною
як для окремих осіб, так і для суспільства в цілому.
5.1.2. Для осіб категорій А і Б ліміти доз встановлюються в
термінах індивідуальної річної ефективної та еквівалентних доз
зовнішнього опромінення (ліміти річної ефективної та еквівалентної
доз). Обмеження опромінення осіб категорії В (населення)
здійснюється введенням лімітів річної ефективної та еквівалентної
доз для критичних груп осіб категорії В. Останнє означає, що
значення річної дози опромінення осіб, які входять в критичну
групу, не повинно перевищувати ліміту дози, встановленого для
категорії В.
5.1.3. З лімітом дози порівнюється сума ефективних доз
опромінення від усіх індустріальних джерел випромінювання. До цієї
суми не включають:
- дозу, яку одержують при медичному обстеженні або лікуванні;
- дозу опромінення від природних джерел випромінювання;
- дозу, що пов'язана з аварійним опроміненням населення;
- дозу опромінення від техногенно-підсилених джерел
природного походження.
5.1.4. Додатково до ліміту річної ефективної дози
встановлюються ліміти річної еквівалентної дози зовнішнього
опромінення окремих органів і тканин:
- кришталика ока;
- шкіри;
- кистей та стіп.
Таблиця 5.1 - Ліміти дози опромінення (мЗв.рік в ступені -1)
------------------------------------------------------------------
|Категорія осіб, які зазнають|
| опромінювання |
|----------------------------|
| А а)б) | Б а) | В а) |
------------------------------------+----------+--------+--------|
ЛД E (ліміт ефективної дози) | 20 в) | 2 | 1 |
Ліміти еквівалентної дози | | | |
зовнішнього опромінення: | | | |
- ЛДlens (для кришталика ока) | 150 | 15 | 15 |
- ЛДskin (для шкіри) | 500 | 50 | 50 |
- ЛДextrim (для кистей та стіп) | 500 | 50 | - |
------------------------------------------------------------------
Примітки:
а) - розподіл дози опромінення протягом календарного року не
регламентується;
б) - для жінок дітородного віку (до 45 років), та для
вагітних жінок діють обмеження пункту 5.6;
в) - в середньому за будь-які послідовні 5 років, але не
більше 50 мЗв за окремий рік (ЛДmax).
5.1.5 Встановлюється такий перелік допустимих рівнів (ДР),
які відносяться до радіаційно-гігієнічних регламентів першої
групи.
Для категорії А:
- допустиме надходження (ДНinhal А) радіонукліду через органи
дихання;
- допустима концентрація (ДКinhal А) радіонукліду в повітрі
робочої зони;
- допустима щільність потоку частинок (ДЩП А);
- допустима потужність дози зовнішнього опромінення (ДПД А);
- допустиме радіоактивне забруднення (ДЗ А) шкіри, спецодягу
та робочих поверхонь.
Для категорії Б:
- допустиме надходження (ДНinhal Б) радіонукліда через органи
дихання:
- допустима концентрація (ДКinhal Б) радіонукліда в повітрі
робочої зони;
Для категорії В:
- допустиме надходження радіонукліда через органи дихання
(ДНinhal В) і травлення (ДНingest);
- допустимі концентрації радіонукліда в повітрі (ДНinhal В)
та питній воді (ДНingest);
- допустимий скид та викид у довкілля.
5.1.6. Числові значення допустимих рівнів (ДН, ДК)
розраховані для умов впливу одного радіонукліду та одного шляху
надходження при референтних умовах опромінення подані у Додатку 2.
Ці числові значення є радіаційно-гігієнічними регламентами.
5.1.7. Величини допустимих рівнів розраховані з умов
надходження одного батьківського радіонукліду і відсутності в
момент надходження дочірніх продуктів розпаду. Акумуляція в
організмі дочірніх продуктів розпаду, що виникли після надходження
в організм, врахована у величинах ДР. Дочірні радіонукліди, що
надходять в організм разом з батьківськими, розглядаються в умовах
(5.1), (5.2) як самостійні радіонукліди.
5.1.8. Якщо є дані про фактичні умови опромінення, що суттєво
відрізняються від референтних, допускається перегляд ДР для
окремого підприємства, технології, робочого місця тощо. Розробка і
затвердження таких ДР проводиться у порядку, встановленому
Міністерством охорони здоров'я України.
5.1.9. При контролі річного надходження радіонуклідів і дози
зовнішнього опромінення ЛД не буде перевищено, якщо одночасно
виконуються наступні нерівності:
| Eext Iinhal i Iingest i
| ----- + Сума i--------- + Сума i---------- <= 1 (a)
| ЛД E ДНinhal i ДНingest i
|
| Н lens
| ------ <= 1 (b)
| ЛДlens
< (5.1)
| Н skin
| ------ <= 1 (c)
| ЛДskin
|
| Н extrim
| --------- <= 1 (c)
| ЛДextrim
де:
Eext - ефективна доза зовнішнього опромінення,
ЛД Б - ліміт ефективної дози для категорії, що розглядається;
Iinhal i - річне інгаляційне надходження і-го радіонукліду;
ДНinhal i - допустиме надходження через органи дихання для i-го
радіонукліду та категорії, що розглядається;
Iingest i - річне пероральне надходження i-го радіонукліду;
ДНingest i- допустиме надходження через органи травлення для i-го
радіонукліду та категорії що розглядається:
Н lens - річна еквівалентна доза в кришталику ока;
ЛДlens - ліміт еквівалентної дози зовнішнього опромінення
кришталика ока;
Н skin - річна еквівалентна доза зовнішнього опромінення шкіри;
ЛДskin - ліміт еквівалентної дози зовнішнього опромінення
шкіри;
Н extrim - річна еквівалентна доза зовнішнього опромінення
кистей та стіп;
ЛДextrim - ліміт еквівалентної дози зовнішнього опромінення
кистей та стіп.
5.1.10. При контролі середньорічної об'ємної концентрації
радіонуклідів в повітрі і питній воді (продуктах харчування) і
дози зовнішнього опромінення ЛД не буде перевищено, якщо одночасно
виконуються наступні нерівності:
| Eext Cinhal i Cingest i
| ----- + Сума i--------- + Сума i---------- <= 1 (a)
| ЛД E ДКinhal i ДКingest i
|
| Н lens
| ------ <= 1 (b)
| ЛДlens
< (5.2)
| Н skin
| ------ <= 1 (c)
| ЛДskin
|
| Н extrim
| --------- <= 1 (c)
| ЛДextrim
де:
Cinhal i - середньорічна об'ємна концентрація i-го радіонукліду в
повітрі;
ДКinhal i - допустима концентрація i-го радіонукліду в повітрі для
категорії що розглядається;
Cingest i - середньорічна об'ємна концентрація i-го радіонукліду в
воді;
ДКingest i - допустима концентрація i-то радіонукліду в питній
воді.
5.1.11. Для категорії А, Б в нерівності (а) систем (5.1),
(5.2) останній член суми (пероральне надходження) не
розглядається. Для категорії В нерівність (d) в системах (5.1),
(5.2) не застосовується.
5.1.12. Якщо є данні, які дозволяють здійснювати контроль за
обома системами нерівностей, приймається, що ЛД не перевищується
за одночасного виконання умов (5.1) і (5.2).
5.1.13. В системах (5.1), (5.2) нерівність (a) забезпечує
неперевищення ліміту річної ефективної дози (що відповідає
прийнятному ризику стохастичних ефектів), нерівності (b), (c), (d)
- лімітів еквівалентної дози зовнішнього опромінення кришталика
ока, шкіри, кистей і стіп.
5.1.14. Для категорії Б величини ДР в 10 раз нижче
відповідних ДР категорії А.
5.2. Опромінення персоналу категорії А
5.2.1. Для персоналу (категорія А) індивідуальна річна
ефективна доза не повинна перевищувати значення ЛД для даної
категорії (таблиця 5.1).
5.2.2. Особи, молодші за 18 років, не допускаються до роботи
з джерелами іонізуючого випромінювання.
5.2.3. Радіоактивне забруднення шкіри, спецодягу та робочих
поверхонь не повинно перевищувати ДЗ A, числові значення яких
наведені у Додатку 3.
5.2.4. Контроль за опроміненням персоналу регламентується
відповідним розділом Основних санітарних правил України (ОСПУ).
5.2.5. Обсяг і види контролю радіаційного стану на
радіаційно-ядерному об'єкті здійснюється відповідно до вимог ОСПУ.
5.2.6. Індивідуальний дозиметричний контроль, у конкретних
для кожного випадку обсягах є обов'язковим для осіб, у яких річна
ефективна доза опромінення може перевищувати 10 мЗв/рік в ступені
-1.
5.2.7. При проведенні індивідуального дозиметричного контролю
повинні враховуватись індивідуальні умови опромінювання
працівника.
5.3. Підвищене опромінювання персоналу, що планується
5.3.1. Підвищене опромінювання персоналу, що планується - це
опромінення персоналу (категорія А) вище встановлених лімітів доз
в непередбачуваних ситуаціях при практичній діяльності.
5.3.2. Непередбачувані ситуації, при яких допускається
планувати підвищене опромінення персоналу, характеризуються
наступними умовами:
- не можуть бути усунення без проведення технологічних
операцій, що передбачають перевищення лімітів доз;
- потребують термінового усунення;
- можуть призвести до розвитку радіаційної аварії або значних
соціально-економічних збитків.
5.3.3. Обгрунтування підвищеного опромінення персоналу
полягає в тому, що шкода від перевищення лімітів доз у окремих
осіб з персоналу буде значно меншою, ніж можлива шкода у випадку
розвитку радіаційної аварії.
5.3.4. При плануванні підвищеного опромінення персоналу
використовується значення ЛДmax за один окремий рік - 50 мЗв.
5.3.5. Опромінення персоналу, що планується, в дозах від 1 до
2 ЛДmax (50-100 мЗв/рік в ступені -1) дозволяється місцевими
органами Державного санітарно-епідеміологічного нагляду. Порядок
допуску персоналу до таких робіт розглянуто у відповідному розділі
ОСПУ.
Опромінення персоналу при дозі не більше за 2 ЛДmax (100
мЗв/рік в ступені -1) повинно бути скомпенсовано так, щоб після
десятирічного періоду ефективна доза за цей час (разом з дозою від
виконання спеціальних робіт), не перевищувала 200 мЗв.
5.3.6. Опромінення персоналу, що планується, в дозах від 2 до
5 ЛДmax може бути дозволено у виняткових випадках Міністерством
охорони здоров'я України один раз протягом всієї трудової
діяльності працівника.
5.3.7. Особи, які зазнали одноразового опромінення в дозі 2
ЛДmax і більше, мають бути виведені з зони опромінювання і
направлені на медичне обстеження. Подальша робота з джерелами
випромінювання цим особам дозволяється в індивідуальному порядку у
відповідності до вимог ОСПУ за умови інформування про ризики для
їх здоров'я та отримання письмової згоди від них.
5.3.8. Забороняється повторне підвищене опромінювання, що
планується, до повної компенсації попереднього.
5.3.9. Планування підвищеного опромінення жінок у віці до 45
років та чоловіків молодших 30 років забороняється.
5.3.10. Особи, які залучаються до проведення аварійних та
рятувальних робіт, на цей період прирівнюються до персоналу
(категорія А) та на них поширюється положення підрозділу 5.2
даного документу.
5.4. Опромінення персоналу категорії Б
5.4.1. Для персоналу (категорія Б) індивідуальна річна
ефективна доза не повинна перевищувати значення ЛД для даної
категорії (таблиця 5.1 розділу 5).
5.4.2. Для категорії Б річне надходження радіонуклідів через
органи дихання, концентрація у повітрі та потужність дози не
повинні перевищувати відповідні допустимі норми для категорії Б.
5.4.3. Значення величин ДНinhal Б, ДКinhal Б встановлені на
рівні 1/10 величин ДНinhal А і ДКinhal А, які наведені в Додатку
2.
5.4.4. Для осіб категорії Б ДР радіоактивного забруднення
шкіри, особистого одягу та робочих поверхонь встановлюється на
рівні 1/10 відповідних значень для категорії А.
5.4.5. Вимоги до організації і проведення радіаційного
контролю для осіб категорії Б грунтуються на умові неперевищення
ліміту річної ефективної дози. Структура, обсяг, методи і засоби
цього контролю регламентуються відповідним розділом ОСПУ.
5.5. Опромінення населення (категорія В)
5.5.1. Регламентація і контроль опромінення населення
здійснюється на основі розрахунків річних ефективних та
еквівалентних доз опромінення критичних груп. Структура, обсяг,
методи і засоби цього контролю регламентуються відповідними
розділами ОСПУ, а також, при необхідності, спеціальними
нормативними актами Міністерства охорони здоров'я України.
5.5.2. Обмеження опромінення населення здійснюється шляхом
регламентації та контролю:
- газоаерозольних викидів і рідинних скидів у процесі роботи
радіаційно-ядерних об'єктів;
- вмісту радіонуклідів в окремих об'єктах навколишнього
середовища (воді, продуктах харчування, повітрі і т.і.).
Крім того для відповідних об'єктів з радіаційно-ядерними
технологіями може встановлюватися санітарно-захисна зона, де
регламентується спеціальний режим використання її території та
спеціальні вимоги до радіаційного контролю. Перелік таких об'єктів
встановлюється ОСПУ.
5.5.3. Для відповідних об'єктів з радіаційно-ядерними
технологіями встановлюється квота ліміту дози (таблиця 5.2).
Таблиця 5.2. Квоти ліміту дози
------------------------------------------------------------------
Джерело |Квота ЛД за раху-|Скиди: |Сумарна квота ЛД|
|нок всіх шляхів |Квота ЛД за ра-|для окремого |
|формування дози |хунок критично-|підприємства |
|від викидів |го виду водоко-| |
| |ристування | |
--------------+-----------------+---------------+----------------|
| % | мкЗв | % | мкЗв | % | мкЗв |
--------------+--------+--------+-------+-------+-------+--------|
АЕС, АТЕЦ, АСТ| 4 | 40 | 1 | 10 | 8 | 80 |
ПЗРВ, уранові | 2 | 20 | 1 | 10 | 4 | 40 |
шахти | | | | | | |
Заводи РТ | 10 | 100 | 5 | 50 | 20 | 200 |
Інші джерела, | 4 | 40 | 1 | 10 | 8 | 80 |
референтне | | | | | | |
індустріальне | | | | | | |
джерело | | | | | | |
------------------------------------------------------------------
5.5.4. На основі квоти ЛД для кожного окремого об'єкту
встановлюються допустимі скиди та допустимі викиди.
5.5.5. Перевищення допустимих скидів та викидів за умов
нормальної експлуатації джерела не допускається.
5.6. Обмеження опромінення вагітних жінок та жінок
дітородного віку
5.6.1. До введення спеціальних нормативів для вагітних жінок
на виробництві (категорії А, Б) встановлені величини ДР в 20 раз
нижчі, ніж для відповідних ДР категорії А.
5.6.2. Для жінок дітородного віку (до 45 років), які
віднесені до категорії А вводиться додаткове обмеження
опромінення: середня еквівалентна доза зовнішнього локального
опромінення (зародку та плоду) за будь-які 2 послідовні місяці не
повинна перевищувати 1 мЗв. При цьому на весь період вагітності ця
доза не повинна перевищувати 2 мЗв, а ліміт річного надходження
для вагітних встановлюється на рівні 1/20 ДН А.
5.6.3. Жінка, яка віднесена до персоналу категорії А, у якої
діагностовано вагітність, повідомляє адміністрацію установи.
Повідомлення про вагітність не може бути причиною усунення від
роботи. Адміністрація установи повинна створити умови роботи по
відношенню до професійного опромінення у відповідності до вимог
п.5.6.1 та п.5.6.2.
5.7. Контрольні рівні
5.7.1. З метою фіксації досягнутого рівня радіаційної безпеки
на даному радіаційно-ядерному об'єкті, в населеному пункті і
навколишньому середовищі встановлюються контрольні рівні.
5.7.2. На основі існуючої радіаційної ситуації на конкретному
радіаційно-ядерному об'єкті для окремих його приміщень,
санітарно-захисної зони, зони спостереження та інших об'єктів для
планування заходів захисту та оперативного контролю за радіаційним
станом встановлюються контрольні рівні для всіх або окремих
категорій осіб, які зазнають опромінення.
5.7.3. Контрольні рівні встановлює адміністрація
радіаційно-ядерного об'єкту при обов'язковому узгодженні з
державними регулюючими органами.
5.7.4. Значення контрольних рівнів встановлюються на рівні
нижчому ніж відповідні ліміти доз та допустимі рівні. Допускається
встановлювати контрольні рівні для окремого радіонукліду та (або)
шляху його надходження, включаючи введення контрольних рівнів на
вміст радіонукліда в окремому продукті харчування або на окремій
території.
5.7.5. КР можуть бути встановлені для окремих технологічних
операцій, режимів експлуатації та окремих підрозділів об'єктів з
радіаційно-ядерними технологіями.
5.7.6. При перевищенні КР адміністрацією об'єкту проводиться
розслідування з метою виявлення та усунення причин, що призвели до
перевищення.
5.7.7. КР регулярно переглядаються, враховуючи поточний
радіаційний стан на об'єкті.
6. Радіаційно-гігієнічні регламенти другої групи -
медичне опромінення населення
6.1. Медичне опромінення - це опромінення людини: пацієнтів,
внаслідок медичних обстежень чи лікування та добровольців.
6.2. Медичне опромінення спрямовано тільки на досягнення
очевидної користі для конкретної людини (пацієнта), або
суспільства у вигляді отримання необхідної діагностичної чи
наукової інформації або терапевтичного ефекту.
6.3 Враховуючи особливості цього виду практичної діяльності.
протирадіаційний захист базується на наступних принципах:
- опромінення повинно бути обгрунтованим і призначеним тільки
лікарем для досягнення корисних діагностичних та терапевтичних
ефектів, які не можливо отримати іншими методами діагностики та
лікування (принцип виправданості);
- колективні дози, що отримує населення при проведенні
рентгенологічних та радіологічних процедур, повинні бути настільки
низькими, наскільки це розумно досягається з урахуванням
економічних та соціальних факторів (принцип оптимізації);
- величина дози опромінення встановлюється тільки лікарем
індивідуально для кожного пацієнта, виходячи з клінічних показань,
і повинна враховувати необхідність запобігти виникненню
детерміністичних ефектів в здорових тканинах та в організмі в
цілому (принцип неперевищення).
6.4. Ліміти доз для обмеження медичного опромінення не
встановлюються, а необхідність проведення певної рентгенологічної
чи радіологічної процедури обгрунтовується лікарем на основі
медичних показань.
6.5. Повторність однотипних рентгенологічних та
радіологічних діагностичних процедур допускається тільки
необхідністю і можливістю отримання нової чи розширеної
інформації. Необгрунтоване дублювання однотипних діагностичних
процедур забороняється. Для запобігання повторів (дублювання)
однотипних рентгено-радіонуклідних процедур, та отримання якісної
клінічної інформації (контроль якості променевих досліджень),
необхідно проводити атестацію персоналу та робочих місць,
сертифікацію рентгенівської і радіонуклідної діагностичної та
радіотерапевтичної техніки та радіофармпрепаратів у відповідності
до порядку, що встановлює МОЗ України.
6.6. З метою удосконалення методології використання джерел
іонізуючого випромінювання у медицині та зниження рівнів
опромінення населення Міністерством охорони здоров'я України
запроваджуються рекомендовані рівні медичного опромінення.
6.7. Рекомендовані рівні медичного опромінення та детальні
вимоги до обмеження та контролю за опроміненням пацієнтів
регламентуються окремими спеціальними документами Міністерства
охорони здоров'я України.
6.8. При проведенні профілактичного обстеження населення
річна ефективна доза не повинна перевищувати 1 мЗв.
Перевищення цього рівня допускається лише в умовах
несприятливої епідемічної ситуації за узгодженням з органами
Державної санітарної епідеміологічної служби МОЗ України.
6.9. Особи, які добровільно надають допомогу пацієнтам при
проведенні діагностичних та терапевтичних процедур, не повинні
зазнавати опромінення у дозах більше 5 мЗв.рік степені -1.
6.10. Для жінок репродуктивного віку (до 45 років) з
діагностованою чи можливою вагітністю, а також у період грудного
годування дитини необхідно уникати проведення радіологічних та
рентгенологічних процедур, за винятком ургентних випадків.
6.11. Медичне опромінення добровольців, які беруть участь в
медико-біологічних дослідженнях, повинно проводитись з дозволу
Міністерства охорони здоров'я України при умовах:
- неперевищення рекомендованих Міністерством охорони здоров'я
рівнів опромінення;
- письмової згоди добровольця;
- інформування добровольця про можливі наслідки та ризики,
пов'язані з опроміненням.
6.12. При проведенні радіологічних процедур (введення
радіофармацевтичних препаратів) потужність дози
гамма-випромінювання на відстані 0,1 м від пацієнта не повинна
перевищувати 10 мкЗв-год степені -1 (при виході з радіологічного
відділення).
7. Радіаційно-гігієнічні регламенти третьої групи -
втручання в умовах радіаційної аварії
Види, масштаби і фази радіаційних аварій
Види радіаційних аварій
7.1. У відповідності з прийнятими у даному документі
визначеннями, незапланована подія на будь-якому об'єкті з
радіаційною чи радіаційно-ядерною технологією кваліфікується як
радіаційна аварія, якщо при виникненні цієї події виконуються дві
необхідні і достатні умови:
(а) втрата регулюючого контролю над джерелом;
(б) реальне (або потенційне) опромінення людей, пов'язане з
втратою регулюючого контролю над джерелом.
7.2. Під визначення радіаційної аварії підпадає широкий
спектр таких подій, як крадіжки чи втрати поодиноких закритих
джерел гамма-випромінювання, неконтрольовані розгерметизації
джерел, що містять гамма-, бета- і альфа-випромінювачі, включаючи
радіонуклідні нейтронні джерела.
7.3. Будь-яка незапланована подія, яка відповідає умовам
п.7.1 і виникла на енергетичному, транспортно-енергетичному,
дослідницькому чи промисловому атомному реакторі, кваліфікується
як радіаційна аварія незалежно від причин і масштабів цієї
аварії.
У випадку, якщо подібна аварія виникла з одночасною втратою
контролю над ланцюговою ядерною реакцією і виникненням реальної чи
потенційної загрози мочинної ланцюгової реакції, то така подія
кваліфікується як аварія радіаційно-ядерна*.
____________________
* Частіше всього ядерна аварія є і радіаційно-ядерною, але
радіаційна аварія на ядерному реакторі не завжди пов'язана з
втратою контролю над ланцюговою ядерною реакцією.
7.4. Усі радіаційні аварії поділяються на дві групи:
(а) аварії, які не супроводжуються радіоактивним забрудненням
виробничих приміщень, проммайданчику об'єкту та навколишнього
середовища;
(б) аварії, внаслідок яких відбувається радіоактивне
забруднення середовища виробничої діяльності і проживання людей.
7.5. У результаті аварії першої групи (а) втрата регулюючого
контролю над джерелом може супроводжуватися додатковим зовнішнім
рентгенівським, гамма-, бета- і нейтронним опроміненням людини*.
______________
* В принципі, можна собі уявити аварію подібного типу, коли
джерелом зовнішнього опромінення є потоки протонів, інших
заряджених частинок і ядер (наприклад, при втраті регулюючого
контролю над пучком прискорювача).
7.6. До аварій другої групи (б) належать:
(а) аварії на об'єктах, де проводяться роботи з
радіоактивними речовинами у відкритому виді, які супроводжуються
локальним радіоактивним забрудненням об'єктів виробничого
середовища;
(б) аварії, пов'язані з радіоактивним забрудненням
виробничого та навколишнього середовища, викликані проникненням у
них радіоактивних речовин внаслідок розгерметизації закритих
джерел гамма-, бета- і альфа-випромінювання;
(в) радіаційні аварії на об'єктах ядерно-енергетичного циклу,
експериментальних ядерних реакторах і критичних збірках, а також
на складах радіоактивних речовин і на пунктах поховання
радіоактивних відходів, де можливі аварійні газоаерозольні викиди
та/або рідинні скиди радіонуклідів в навколишнє середовище.
Класифікація радіаційних аварій за масштабами
7.7. Масштаб радіаційної аварії визначається розміром
територій, а також чисельністю персоналу і населення, які
втягнені до неї. За своїм масштабом радіаційні аварії поділяються
на два великих класи: промислові і комунальні.
7.8. До класу промислових відносяться такі радіаційні аварії,
наслідки яких не поширюються за межі територій виробничих
приміщень і проммайданчика об'єкту, а аварійне опромінювання може
отримувати лише персонал.
7.9. До класу комунальних відносяться радіаційні аварії,
наслідки яких не обмежуються приміщеннями об'єкту і його
проммайданчиком, а поширюються на оточуючі території, де проживає
населення. Останнє стає, таким чином, об'єктом реального чи
потенційного аварійного опромінювання*.
___________________
* У загальному випадку можливий такий развиток "чисто комунальної
аварії", в яку не утягується ні персонал, ні виробниче
середовище. Проте, реально подібні сценарії є вкрай рідкими, і
нема сенсу вводити їх як окрему класифікаційну категорію.
7.10. За масштабом комунальні радіаційні аварії більш
детально поділяються на:
(а) локальні, якщо в зоні аварії проживає населення загальною
чисельністю до десяти тисяч чоловік;
(б) регіональні, при яких в зоні аварії опиняються території
декількох населених пунктів, один чи декілька адміністративних
районів і навіть областей, а загальна чисельність утягненого в
аварію населення перевищує десять тисяч чоловік;
(в) глобальні - це комунальні радіаційні аварії, внаслідок
яких утягується значна частина (чи уся) території країни і її
населення*.
______________
* До особливого типу глобальних радіаційних аварій відкосяться
трансграничні, коли зона аварії поширюється за межі державних
кордонів.
Фази аварії
7.11. У розвитку комунальних радіаційних аварій виділяють три
основних часових фази (Додаток 4):
(а) рання (гостра) фаза аварії;
(б) середня фаза аварії, чи фаза стабілізації;
(в) пізня фаза аварії, чи фаза відновлення.
Персонал в умовах радіаційної аварії
7.12. В умовах радіаційної аварії усі роботи виконуються
аварійним персоналом, до складу якого входять:
(а) персонал аварійного об'єкту, а також члени спеціальних,
заздалегідь підготовлених аварійних бригад* - основний персонал;
______________
* медичні бригади швидкого реагування, дозиметричні аварійні
групи, спеціально подготовлені для робіт в умовах радіаційної
аварії пожарні команди, бригади для ремонтно-відновлювальних та
будівельних робіт і інші подібні формування.
(б) особи, залучені до аварійних робіт - залучений персонал,
який також має бути заздалегідь навчений та інформований про
радіаційну ситуацію в місцях виконання робіт.
7.13. До робіт з ліквідації наслідків промислової радіаційної
аварії залучається лише основний персонал як з числа робітників
об'єкту, так і професійно підготовлені робітники аварійних бригад.
7.14. Обмеження опромінення основного персоналу, зайнятого на
аварійних роботах. виконується таким чином, щоб не були перевищені
встановлені НРБУ-97 значення регламентів першої групи для
категорії А.
7.15. На час робіт в умовах комунальної радіаційної аварії
залучений персонал прирівнюється до категорії А. При цьому
залучений персонал має бути забезпечений в однаковій мірі з
основним персоналом усіма табельними і спеціальними засобами
індивідуального і колективного захисту (спецодяг, засоби захисту
органів дихання, зору і відкритих поверхонь шкіри, засоби
дезактивації та ін.), а також системою вимірювання і реєстрації
отриманих у ході проведення робіт доз опромінення.
7.16. Аварійний персонал повинен бути постійно поінформованим
про вже отримані та можливі дози опромінення і можливу шкоду для
здоров'я.
7.17. У випадках, якщо роботи в зоні аварії поєднуються з:
(а) здійсненням втручання для запобігання серйозних наслідків
для здоров'я людей, які опинилися у зоні аварії;
(б) зменшенням чисельності осіб, які можуть зазнати
аварійного опромінення (запобігання великих колективних доз);
(в) запобіганням такого розвитку аварії, який може призвести
до катастрофічних наслідків;
допускається заплановане підвищене опромінення осіб зі складу
аварійного персоналу (за виключенням жінок, а також чоловіків
віком до 30 років).
При цьому мають бути застосовані усі заходи для того, щоб
величина сумарного опромінення не перевищила 100 мЗв (подвоєне
значення максимального ліміту ефективної дози професійного
опромінення за один рік, ЛДmax).
7.18. При здійсненні заходів, в яких доза може перевищити
максимальний ліміт дози (ЛДmax), особи з числа аварійного
персоналу, які виконують ці роботи, мають бути добровольцями, які
пройшли медичне обстеження, причому, кожний з них має бути чітко і
всесторонньо проінформований про ризик подібного опромінення
для здоров'я, пройти попередню підготовку і дати письмову згоду на
участь у подібних роботах.
7.19. У виключних випадках, коли робота виконуються з метою
збереження життя людей, мають бути застосовані усі можливі заходи
для того, щоб особи з числа аварійного персоналу, які виконують
ці роботи, не могли отримати еквівалентну дозу на будь-який з
органів (включаючи рівномірне опромінення всього тіла) більше 500
мЗв. Виконання цієї вимоги забезпечує запобігання
детерміністичних ефектів.
7.20. Дози, отримані внаслідок проведення аварійних робіт, не
можуть служити підставою для усунення робітників, які брали участь
в цих роботах, від продовження (чи початку) такої професійної
діяльності, яка пов'язана з виробничим контактом з джерелами
іонізуючого випромінювання.
Проте, якщо учасник аварійних робіт отримав дозу, зазначену в
п. 7.19, то подальше його професійне опромінення можливе лише
після кваліфікованого медичного обстеження і всестороннього
інформування про можливий ризик для його здоров'я, пов'язаний з
роботами у сфері радіаційних технологій.
7.21. В аварійних планах (Додаток 5), окрім
організаційно-технологічних схем проведення аварійних робіт мають
бути визначені:
(а) офіційні особи, які відповідають за організацію і
загальне керівництво роботами;
(б) особи, які відповідають за проведення індивідуального і
колективного дозиметричного контролю.
(в) особи, які відповідають за медичний контроль,
інформування аварійного персоналу і отримання згоди робітників на
участь у аварійних роботах, пов'язаних із запланованим підвищенням
опромінення.
 
|