Что включает в себя объем радиационного контроля

Что включает в себя объем радиационного контроля

2.6.5. Атомная энергетика и промышленность

Контроль радиационной обстановки. Общие требования

2. Рекомендованы к утверждению Подкомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию ФМБА России (протокол от 21 апреля 2016 г. N 03/2016).

3. Утверждены заместителем руководителя ФМБА России, главным государственным санитарным врачом ФМБА России В.В.Романовым 22 апреля 2016 г.

5. С введением настоящего документа отменяются МУ 2.6.1.14-00*. Методические указания. Контроль радиационной обстановки. Общие требования.

Введение

Для обеспечения единства методических подходов и полноты обеспечения радиационной безопасности рассматриваются основные требования к организации и объему контроля в контролируемых условиях и при аварийной ситуации, а также технические требования к аппаратуре контроля радиационной обстановки, вопросы метрологического обеспечения измерений и требования к представлению, протоколированию и хранению информации о результатах контроля радиационной обстановки.

1. Область применения

1.2. Методические указания предназначены для использования при организации и проведении контроля радиационной обстановки, при разработке методов, технических средств и Порядков радиационного контроля:

— на предприятиях (РО), подотчетных Госкорпорации «Росатом», независимо от их форм собственности;

— в организациях Федерального медико-биологического агентства, осуществляющих государственный надзор и регулирование в области обеспечения радиационной безопасности при использовании атомной энергии;

— в организациях, разрабатывающих и производящих средства дозиметрического контроля.

1.3. МУ распространяются на контроль радиационной обстановки в рабочих помещениях и на территории РО, в их санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

2. Нормативные ссылки

Настоящие МУ разработаны в соответствии со следующими нормативными документами:

3. Цели и задачи контроля радиационной обстановки

3.1. Контроль радиационной обстановки на РО является неотъемлемой частью производственного контроля. Его техническая реализация в виде системы контроля радиационной обстановки является измерительно-информационной подсистемой общей системы обеспечения радиационной безопасности.

Организация контроля радиационной обстановки должна соответствовать требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010.

3.2. Организация контроля радиационной обстановки на РО зависит от категории объекта и особенностей технологических производственных процессов.

Радиационная обстановка на РО определяется совокупностью радиационных параметров, характеризующих уровень опасности их воздействия на персонал и население в контролируемых условиях обращения с ИИИ и при радиационной аварии.

Контроль радиационной обстановки в зависимости от характера работ, как правило, включает измерения следующих параметров:

— мощность амбиентного/направленного эквивалента дозы;

— плотность потока ионизирующих частиц;

— поверхностное загрязнение радионуклидами;

— объемная активность радиоактивного аэрозоля (паров) в воздухе;

— объемная активность радиоактивных газов;

— удельная (объемная) активность радионуклидов в жидкостях;

— удельная (объемная) активность радионуклидов в твердых телах;

— удельная (объемная) активность радионуклидов в различных объектах окружающей среды;

— плотность выпадений радионуклидов на почву;

— энергетическое распределение ионизирующего излучения (спектрометрические измерения).

Контроль радиационной обстановки проводится в производственных помещениях радиационного объекта, на территории его промплощадки, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения в соответствии с установленной категорией объекта по потенциальной радиационной опасности.

При проведении контроля радиационной обстановки используются дозиметрические, радиометрические и спектрометрические приборы и автоматизированные системы контроля радиационной обстановки, входящие в Аварийно-ситуационный центр ГК «Росатом» и Единую Государственную Автоматизированную Систему Контроля Радиационной Обстановки (ЕГАСКРО).

3.3. Основные цели контроля радиационной обстановки определяются сложившейся обстановкой в зоне контроля и/или динамикой ее изменения.

3.3.1. В условиях слабого изменения контролируемых радиационных параметров в пределах нормативных уровней контроль радиационной обстановки проводится в целях:

подтверждения соблюдения норм и правил радиационной безопасности при осуществлении деятельности с использованием ИИИ или технологического оборудования, содержащего радиоактивные среды и вещества;

документальной фиксации значений контролируемых радиационных параметров в условиях нормальной эксплуатации;

оперативного выявления признаков развития аварийной ситуации, в особенности на потенциально опасных радиационных объектах;

оценки воздействия радиационных факторов на персонал, население и окружающую среду.

3.3.2. При относительно быстром изменении радиационной обстановки и/или формировании аварийной радиационной обстановки контроль проводится в целях:

оперативного выявления происходящих изменений, их причин и степени их опасности;

составления прогноза дальнейших изменений и возможных последствий для персонала и/или критической группы населения;

определения необходимых мер по обеспечению радиационной безопасности и нормализации радиационной обстановки;

выбора и обоснования мер по оказанию медицинской помощи.

3.3.3. После принятия необходимых мер по улучшению и нормализации радиационной обстановки контроль проводится в целях:

оценки эффективности принятых мер и реабилитационных мероприятий;

составления прогноза негативных медико-демографических последствий и обоснования реабилитационных мероприятий;

выявления медико-демографических последствий от радиационного воздействия.

3.4. Основные задачи контроля радиационной обстановки, обеспечивающие достижение перечисленных выше целей, следующие.

3.4.1. Контроль соответствия измеренных значений радиационных параметров установленным значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).

3.4.2. Документальная фиксация АСРК, аппаратурой или персоналом СРБ значений контролируемых радиационных параметров в контролируемых условиях и в условиях аварийной радиационной обстановки.

3.4.3. Контроль динамики изменений значений радиационных параметров и, прежде всего, в случае ухудшения радиационной обстановки.

3.4.4. Оперативная световая и звуковая сигнализация в случае превышения контролируемыми радиационными параметрами установленных пороговых значений или возникновения аварийной радиационной обстановки.

3.4.5. Идентификация причин ухудшения радиационной обстановки с выявлением конкретного оборудования, технологического процесса или других причин, вызвавших это ухудшение.

3.4.6. Определение перечня необходимых мероприятий по улучшению радиационной обстановки и контроль их эффективности.

3.4.7. Обоснование и определение временного режима работы персонала и оборудования.

3.4.8. Контроль соответствия режима работы оборудования безопасным условиям.

3.4.9. Получение данных для осуществления дозиметрического контроля индивидуальных доз облучения персонала методом дозиметрического контроля рабочих мест.

3.4.10. Регистрация и предоставление информации для оценки дозовой нагрузки на население в контролируемых условиях и в условиях радиационной аварии и для обоснования и выбора мер по оказанию необходимых защитных мер и медицинской помощи населению во время аварии и после ее ликвидации.

3.5. Технические средства контроля должны обеспечивать:

— измерение радиационных параметров, используемых для оценки (определения) доз внешнего и внутреннего облучения персонала;

— измерение параметров радиационной обстановки в соответствии с утвержденным Порядком контроля на рабочих местах, в производственных помещениях, на территории радиационного объекта, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения;

— отслеживание соответствия измеряемых радиационных параметров установленным значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).

4. Организация и объем контроля радиационной обстановки

4.1. Контроль радиационной обстановки должен отвечать требованиям всего комплекса принципов обеспечения радиационной безопасности, изложенных в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010, а именно: обоснованию, оптимизации и нормированию.

4.2. При работе с техногенными ИИИ для объекта соответствующей категории по потенциальной радиационной опасности предусматривается конкретный объем контроля радиационной обстановки, отраженный в Порядке радиационного контроля: перечень видов контроля и контролируемых параметров, точек измерения и периодичности контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры и т.д.

Контроль радиационной обстановки распространяется на производственные помещения, территорию промплощадки, санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения.

4.3. Общие требования к объему контроля радиационной обстановки устанавливаются на этапе проектирования нового объекта по согласованию с органами государственного регулирования радиационной безопасности при использовании атомной энергии.

4.4. Определенный проектом объем радиационного контроля подлежит уточнению в процессе эксплуатации в зависимости от реально сложившейся радиационной обстановки в данной организации и на прилегающей территории, а также при изменении технологических процессов, но не реже 1 раза в 5 лет.

Источник

Радиационный контроль в медицинских учреждениях

Радиационный контроль в медицинских учреждениях – это комплекс мероприятий, направленный на обеспечение безопасности персонала рентгенорадиологической службы медицинского учреждения, проводящего рентгенологические исследования, и пациентов, которые данные исследования проходят. Его целью является не превышение установленных пределов доз облучения при работе с источниками ионизирующего излучения, а также предотвращение возникновения стохастических и детерминированных эффектов после прохождения рентгенологических и радиологических процедур.

Радиационный контроль включает в себя:

— контроль мощности дозы излучения на рабочих местах персонала, в помещениях и на территории, смежных с процедурной рентгеновского кабинета;

— контроль технического состояния и защитной эффективности передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты;

— индивидуальный дозиметрический контроль персонала групп А и Б;

— контроль дозовых нагрузок пациентов.

Контроль мощности дозы излучения на рабочих местах персонала, в помещениях и на территории, смежных с процедурной рентгеновского кабинета (дозиметрический контроль рентгеновского кабинета) проводится при технической паспортизации рентгеновского кабинета, получении санитарно-эпидемиологического заключения на работу с рентгеновским аппаратом.

Проведение дозиметрического контроля осуществляется аккредитованными в установленном порядке организациями (лабораторными центрами), имеющими необходимое дозиметрическое оборудование, а также лицензию на работу с источниками ионизирующего излучения. Оценка результатов дозиметрического контроля проводится в соответствии с СанПиН 2.6.1.1192-03 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований». Целью дозиметрического контроля является установление соответствия защитных свойств стационарных средств радиационной защиты (стены, перекрытия, защитные окна и двери) значениям, заложенным в проектной документации на размещение рентгеновского кабинета.

Контроль технического состояния и защитной эффективности передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты (защитные ширмы, защитные фартуки, воротники, перчатки и др.) проводится не реже 1 раза в 2 года, также аккредитованными в установленном порядке организациями. Для проведения данного вида работ необходимо наличие эталонного рентгеновского аппарата. Целью данного контроля является определение соответствия защитных свойств средств защиты их заявленным (заводским) характеристикам.

Индивидуальный дозиметрический контроль персонала групп А (лица непосредственно проводящие исследования) и Б (лица находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия) проводится постоянно с регистрацией результатов измерений 1 раз в квартал. Ответственной за проведение данного мероприятия является администрация учреждения, осуществляющего работу с источниками ионизирующего излучения. Регистрацию результатов также проводит аккредитованная организация, для чего на каждого сотрудника из персонала групп А и Б заводится карточка учета доз, куда заносятся результаты. Карточка заводится в 2-х экземплярах, один находится в лечебном учреждении, второй в лабораторном центре, проводящем данные исследования и должна хранится 50 лет. Целью индивидуального дозиметрического контроля персонала групп А и Б является контроль получаемых ими доз, а в случае превышения допустимых уровней – решение вопроса о необходимости перевода такого сотрудника на работу, не связанную с ионизирующим излучением.

Контроль дозовых нагрузок пациентов проводится при каждом рентгенологическом исследовании. Контроль проводится либо при помощи установленном на рентгеновском аппарате дозиметрическом оборудовании (например дозиметр ДРК-1) либо расчетным способом при помощи МУ 2.6.1.2944-11 «Контроль эффективных доз облучения пациентов при проведении медицинских рентгенологических исследований». Целью контроля является определение получаемой пациентом дозы облучения. При профилактических исследованиях (профосмотры) установленный норматив – 1 мЗв в год. Пределы доз облучения пациентов с диагностическими (в том числе по жизненным показаниям) и лечебными целями не устанавливаются. Полученная пациентом доза должна быть зарегистрирована в карте амбулаторного больного, истории болезни и выписке. Пациент имеет право отказаться от медицинских рентгенологических процедур, за исключением профилактических исследований, проводимых в целях выявления заболеваний, опасных в эпидемиологическим отношении. Не подлежат профилактическим рентгенологическим исследованиям дети до 14 лет и беременные, а также лица прошедшие профилактическое исследование в течение предшествующего года.

Источник

Что включает в себя объем радиационного контроля

Об актуальных изменениях в КС узнаете, став участником программы, разработанной совместно с АО «Сбербанк-АСТ». Слушателям, успешно освоившим программу выдаются удостоверения установленного образца.

Программа разработана совместно с АО «Сбербанк-АСТ». Слушателям, успешно освоившим программу, выдаются удостоверения установленного образца.

Обзор документа

Методические рекомендации МР 2.6.1.0063-12 «Контроль доз облучения населения, проживающего в зоне наблюдения радиационного объекта, в условиях его нормальной эксплуатации и радиационной аварии» (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 6 июня 2012 г.)

Методические рекомендации МР 2.6.1.0063-12
«Контроль доз облучения населения, проживающего в зоне наблюдения радиационного объекта, в условиях его нормальной эксплуатации и радиационной аварии»
(утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 6 июня 2012 г.)

Дата введения: с момента утверждения

1. Область применения

2. Термины и определения

В документе используются следующие единицы системы СИ:

Примечание: 1 * = 37 *; 1 мкР/час = 8,7 нГр/час;

3. Нормативные ссылки

Настоящие методические рекомендации подготовлены с учетом требований следующих документов:

3.1. Федеральный Закон от 09.01.1996 N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения».

3.2. Федеральный Закон от 30.03.1999 N 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».

3.3. Федеральный закон от 21.11.95 N 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии».

3.4. Санитарные правила и нормативы СанПин 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».

3.5. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010).

3.6. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.24-03. «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)».

3.7. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.07-03. «Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации предприятий атомной промышленности (СПП ПУАП-03)».

3.8. Санитарные правила. СП 2.6.1.2216-07 «Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов. Условия эксплуатации и обоснование границ».

3.9. Методические указания МУ 2.6.1.1868-04 «Внедрение показателей радиационной безопасности о состоянии объектов окружающей среды, в т.ч. продовольственного сырья и пищевых продуктов, в систему социально-гигиенического мониторинга».

3.10. Методические указания МУ 2.6.1.2005-05 «Установление категории потенциальной опасности радиационного объекта».

3.11. Методические указания МУ 2.6.1.2153-06 «Оперативная оценка доз облучения населения при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем».

3.12. Методические рекомендации МР 2.6.1.27-03 «Зона наблюдения радиационного объекта. Организация и проведение радиационного контроля окружающей среды».

3.13 Руководство по мониторингу при ядерных или радиационных авариях. IAEA-TECDOC-1092/R. МАГАТЭ. 2002.

3.14 Руководство по радиационной защите при авариях на ядерных реакторах. IAEA-TECDOC-955/R. МАГАТЭ. 1998.

4. Сокращения, используемые в документе

5. Общие положения

5.1. Для предотвращения превышения предела дозы техногенного облучения населения, подвергающегося облучению от нескольких радиационных объектов, устанавливаются квоты на облучение населения. Сумма квот от различных источников излучения не должна превышать дозового предела облучения населения, установленного НРБ-99/2009.

5.2. Значение квоты рассматривается как верхняя граница возможного облучения населения от радиационных факторов при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации радиационного объекта. В качестве нижней границы дозы облучения от отдельного радиационного фактора при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации радиационного объекта принимается минимально значимая доза, равная 10 мкЗв в год.

— Численность жителей в НП, характер их занятий.

— Наличие и расположение водоемов, которые используются для хозяйственно-питьевых, культурно-бытовых нужд, полива и иных целей.

— Рацион питания населения ЗН с учетом национальных особенностей.

— Тип водоснабжения населения ЗН.

— Типы жилищ в НП зоны наблюдения. Данная информация необходима при расчете доз внешнего облучения населения для оценки коэффициентов экранирования внешнего излучения зданиями.

На основании вышеуказанной информации устанавливается объем, периодичность и приборно-методическое обеспечение радиационного контроля, проводимого в ЗН.

5.4. Радиационный контроль на территории ЗН должен осуществляться службами радиационной безопасности организации, а также органами, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор. Радиационный контроль в ЗН должен обеспечивать получение достоверной информации о параметрах радиационной обстановки, позволяющей принять решения, направленные на снижение уровня облучения людей, как при нормальной эксплуатации радиационного объекта, так и в случае аварии.

5.5. Согласно настоящим МР оценка доз облучения населения, проживающего в ЗН радиационных объектов, производится как для нормальных условий эксплуатации радиационных объектов, так и для аварийных ситуаций.

5.6. В случае нормальных условий эксплуатации радиационного объекта оценка доз облучения населения осуществляется с целью:

— их сравнения с дозовой квотой облучения населения зоны наблюдения в случае одного техногенного источника или с пределом дозы в случае нескольких источников;

— выявления изменений и прогнозирования уровней облучения населения зоны наблюдения.

5.7. В случае возникновения аварийной ситуации положения МР предназначены для использования в системе аварийного реагирования органов Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека. Они устанавливают способы интерпретации результатов измерений и алгоритмы оценки прогнозируемых доз внешнего и внутреннего облучения населения в отсутствии мер радиационной защиты в краткосрочной перспективе. Результаты измерений и основанные на них прогнозные оценки доз облучения населения за 1-ый месяц и за 1-ый год после аварии в отсутствии мер радиационной защиты, должны, наряду с данными измерений других ведомств, использоваться:

— для радиологического обоснования введения защитных мероприятий на промежуточной фазе аварии (п. 6.4. НРБ-99/2009);

— для реконструкции доз облучения населения, проживающего в зоне наблюдения.

5.8. Исходными данными для выполнения расчетов доз являются концентрации радионуклидов техногенного происхождения в объектах внешней среды, продуктах питания и природных пищевых продуктах, а также мощности доз гамма излучения в НП и его ареале. Иными словами, оценка дозы, главным образом, основывается на результатах радиационного мониторинга в местах проживания и хозяйственной деятельности населения, а не на результатах радиационного мониторинга за источником техногенного излучения.

5.9. Для идентификации возможных путей облучения человека рассматривается радиоактивное загрязнение среды его обитания путем выброса радионуклидов в атмосферу или сброса в поверхностные воды.

Радионуклиды могут поступать в реки и озера либо непосредственно от атмосферных выпадений, либо в результате их смыва с загрязненной почвы, либо от их прямого сброса в реки или озера. В любом случае водные объекты будут являться потенциальным источником как внешнего, так и внутреннего облучения человека. Внешнее облучение будет обусловлено радиоактивным загрязнением воды и берегов водоемов, а внутреннее облучение будет возникать за счет поступления радионуклидов в организм человека с питьевой водой и по водной пищевой цепочке. Доза внешнего облучения человека будет определяться концентрацией радионуклидов в воде. Доза внутреннего облучения определяется концентрацией радионуклидов и потребляемым количеством питьевой воды и продуктов водной пищевой цепочки (рис. 1б).

5.10. Согласно настоящим МР определяется средняя эффективная доза E техногенного облучения у представителей выбранной группы жителей НП (критическая группа жителей, все жители НП, расположенного в зоне наблюдения), как сумма дозы внешнего * и внутреннего * облучения:

Доза внешнего облучения соответствует ее величине, накопленной в течение выбранного промежутка времени (месяц, год). Доза внутреннего облучения, обусловленная поступлением радионуклидов техногенного происхождения с пищевыми продуктами и вдыхаемым воздухом в течение выбранного промежутка времени (месяц, год), рассматривается как ожидаемая в предстоящие 50 лет для взрослых и от момента поступления до возраста 70 лет для детей.

5.11. Базовой административной структурой для оценки дозы является отдельный НП с окружающим его ареалом. Под ареалом понимается прилегающая к НП территория, на которой население ведет хозяйственную деятельность (огороды, поля, покосы и т.п.) или проводит свободное время (берег реки, озера, лес и т.п.). В настоящем документе используется следующая градация НП:

— село: НП с числом жителей не более 10 тысяч человек, в котором большинство домов одноэтажные с ЛПХ;

— город: НП с числом жителей более 100 тысяч человек, в котором большая их часть проживает в многоэтажных домах без ЛПХ, приобретает пищевые продукты в торговой сети и большая часть улиц и дорог имеет твердое покрытие.

См. графический объект

«Рис. 1. Схема процессов облучения человека при радиоактивном загрязнении окружающей среды атмосферным или водным путем загрязнения окружающей среды»

6. Оценка доз облучения населения зоны наблюдения при контролируемых условиях работы радиационного объекта

6.1. Введение

6.1.1. Приоритетными с точки зрения оценки дозы техногенного облучения населения являются данные радиационного мониторинга, собранные в НП и его ареале. Дополнительными данными могут служить результаты радиационного контроля на радиационном объекте, а также в его санитарно защитной зоне. Достоверное обнаружение радиоактивного загрязнения в пробах окружающей среды в условиях нормальной работы радиационных объектов затруднено наличием в них радионуклидов естественного, глобального, а в ряде случаев, и “чернобыльского” происхождения. По этой причине на территории с уже действующими объектами (вне зоны наблюдения), или на предпусковом этапе сооружаемых объектов необходимо провести предварительный мониторинг окружающей среды для получения “фоновых” значений параметров радиационной обстановки. Кроме того, за пределами ЗН с наветренной стороны от радиационного объекта I-й категории должен дополнительно устанавливаться контрольный пост наблюдения.

6.1.3. Пути и уровни облучения различных групп населения существенно зависят от изотопного состава радиоактивного загрязнения окружающей среды. При контролируемых условиях работы радиационного объекта для различных путей облучения ведущими радионуклидами являются:

С учетом особенностей внешнего облучения, поступления и метаболизма радионуклидов в организме лиц разного возраста в качестве наиболее вероятных критических групп населения в случае загрязнения окружающей среды отдельными радионуклидами следует рассматривать:

6.2. Оценка доз внешнего облучения

Вышеописанный подход предполагает использование в качестве набора исходных данных измеренные в ходе проведения радиационного мониторинга концентрации отдельных радионуклидов в объектах окружающей среды. Он реализуется, как правило, при контролируемых условиях эксплуатации радиационных объектов, т.к. в этом случае выбросы радионуклидов в окружающую среду столь малы, что их сложно будет обнаружить с помощью измерений мощности дозы.

При статистически значимом увеличении мощности дозы гамма излучения, а также при проведении предварительного мониторинга окружающей среды с целью получения “фоновых” значений параметров радиационной обстановки в качестве альтернативного набора исходных для оценки СГЭД необходимо использовать результаты измерений мощности дозы в НП и в его ареале.

6.2.2. Рассматриваются следующие модели внешнего облучения:

— облучение от подстилающей поверхности;

— облучение от радиоактивного облака.

— прямое облучение при погружении в воду и при нахождении на поверхности воды (на лодке и т. п.),

— облучение от почвы, загрязненной при разливах рек и при использовании загрязненной воды для полива и огородов.

6.2.3. Суммарная доза техногенного внешнего облучения от подстилающей поверхности определяется следующими основными компонентами:

— гамма-излучением Cs-137 “чернобыльского” происхождения (остальные радионуклиды к настоящему времени либо распались, либо их вкладом в дозу внешнего облучения можно пренебречь);

— гамма-излучением локального радиоактивного загрязнения за счет работы радиационных объектов.

В качестве базовой модели используется модель облучения человека на открытой местности. Величина СГЭД i-той группы населения при облучении от подстилающей поверхности гамма-излучением k-ого радионуклида * определяется следующим образом:

Значения дозовых коэффициентов * для радионуклидов, перечисленных в п. 6.1.4., приведены в таблице 6.1. Они зависят не только от энергии гамма-излучения, но и от распределения активности в верхнем почвенном слое. Распределения активности глобального и “чернобыльского” Cs-137 достаточно хорошо изучены. Поэтому значения * для этих двух компонентов техногенного облучения даны с учетом заглубления Cs-137 в почву. В случае дополнительного локального загрязнения от радиационного объекта радионуклид будет находиться в верхнем тонком (

1см) слое почвы. Учитывая это, дозовые коэффициенты для свежих выпадений даны в предположении, что активность в виде тонкого слоя расположена на границе раздела воздух-земля, а шероховатость подстилающей поверхности учитывается коэффициентом 0,7.

Значения дозовых коэффициентов для расчета СГЭД при облучении человека от подстилающей поверхности (на открытой местности)

Для расчета * от “чернобыльского” цезия необходимо использовать официальные данные Росгидромета о средней поверхностной активности Cs-137 в НП после Чернобыльской аварии. Оценка * от радиоактивных выпадений вследствие работы радиационного объекта может быть основана на измерении выпадений на планшеты.

6.2.4. При облучении населения в антропогенной среде характеристики поля излучения изменяются. Учет этого в расчетных моделях производится с помощью факторов места *, определяемых как отношение мощности дозы в воздухе в точке j внутри НП или в его ареале, обусловленной техногенным гамма-излучением, к аналогичной величине над открытым целинным участком почвы.

Поведение человека в поле излучения описывается с помощью факторов поведения *, представляющих собой долю времени, в течение которого представители i-той группы населения находятся в j-той точке НП. Сумма произведений * и * по всем рассматриваемым точкам внутри НП и в его ареале * представляет собой общий фактор уменьшения дозы внешнего облучения у представителей i-той группы населения в антропогенной среде. Значения антропогенных факторов уменьшения дозы (предполагаются одинаковыми как для облучения от радиоактивного облака, так и от подстилающей поверхности для излучения всех вышеуказанных радионуклидов) для трех групп населения и трех типов НП приведены в таблице 6.2.

Расчет величины СГЭД у представителей i-той группы населения в антропогенной среде, обусловленной гамма-излучением k-ого радионуклида * производится согласно соотношению:

Значения антропогенных факторов уменьшения дозы *

Примечание: Значения антропогенных факторов уменьшения дозы *, приведенные в таблице соответствуют условиям проживания и работы в 1-этажном деревянном доме. Иными словами эти значения соответствуют наиболее консервативным ожидаемым значениям доз для данной группы населения.

При радиоактивном загрязнении подстилающей поверхности несколькими радионуклидами их вклады в СГЭД суммируются:

6.2.5. Величина СГЭД i-той группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением k-ого радионуклида при погружении в радиоактивное облако * определяется следующим образом:

Значения дозовых коэффициентов * приведены в таблице 6.3.

Значения дозовых коэффициентов для расчета СГЭД при облучении человека от радиоактивного облака (на открытой местности)

Расчет величины СГЭД от радиоактивного облака у представителей i-той группы населения в антропогенной среде, обусловленной гамма-излучением k-ого радионуклида * производится согласно соотношению:

При радиоактивном загрязнении воздуха несколькими радионуклидами их вклады в СГЭД суммируются:

6.2.6. Величина СГЭД внешнего облучения при погружении в воду и при нахождении на поверхности воды (на лодке и т.п.) гамма- излучением k-ого радионуклида * определяется следующим образом:

Значения дозовых коэффициентов * приняты одинаковыми для всех трех рассматриваемых групп и рассчитаны с учетом времени пребывания на воде (принято равным 200 часов в году). Их значения приведены в таблице 6.4.

Значения дозовых коэффициентов для расчета СГЭД при погружении в воду и при нахождении на поверхности воды

6.2.7. Величина СГЭД внешнего облучения от почвы на берегах рек, подвергшейся загрязнению при их разливах, и при использовании загрязненной воды для полива сельхозугодий и огородов * определяется следующим образом:

Значения дозовых коэффициентов * приняты одинаковыми для всех трех рассматриваемых групп и рассчитаны с учетом времени облучения (принято 400 часов в году). Их значения приведены в таблице 6.5.

Значения дозовых коэффициентов для расчета СГЭД внешнего облучения от почвы на берегах рек, подвергшейся загрязнению, и при использовании загрязненной воды для полива сельхозугодий и огородов

6.2.8. При радиоактивном загрязнении воды несколькими радионуклидами их вклады в СГЭД суммируются:

6.2.9. Суммарная СГЭД внешнего облучения представителей i-той группы населения за счет всех путей внешнего облучения при загрязнении окружающей среды N радионуклидами определяется следующим выражением:

Далее среди рассматриваемых групп населения выбирается группа с наибольшим значением дозы внешнего облучения, которая и будет критической группой населения по отношению к внешнему облучению от данного радиационного объекта.

6.2.10. Вторым набором исходных данных для оценки СГЭД внешнего облучения населения являются результаты измерений мощности дозы гамма-излучения в различных точках НП и в его ареале. Эти данные могут быть использованы в следующих случаях:

— когда величина мощности дозы внешнего излучения в зоне наблюдения статистически значимо отличается от “фонового” значения; или

— когда наблюдается увеличение мощности дозы более чем на 100 нГр/час (

В первом случае величина СГЭД внешнего облучения представителей i-той группы оценивается с помощью следующих выражений:

если среднегодовая мощность дозы гамма-излучения оценена по результатам измерений только над открытыми целинными участками почвы:

если среднегодовая мощность дозы гамма-излучения оценена по результатам измерений в ряде точек НП:

Значения среднегодовых факторов * для рассматриваемых критических групп сельского и городского населения представлены в таблицах 6.6 и 6.7.

Значения среднегодовых факторов * для групп сельского населения

Значения среднегодовых факторов * для групп городского населения

Далее, как и в п. 6.2.9 среди рассматриваемых групп населения выбирается группа с наибольшим значением дозы внешнего облучения, которая и будет критической группой населения по отношению к внешнему облучению от данного радиационного объекта.

Во втором случае, т.е. когда в период времени между * и * имелось кратковременное превышение уровня мощности дозы, на основании результатов измерений оценивается величина:

Эффективная доза внешнего облучения i-той критической группы населения за этот период времени оценивается следующим образом:

В оставшийся промежуток времени года * оценивается с помощью расчетных моделей, описанных выше.

6.3. Оценка доз внутреннего облучения

6.3.2. Рассматриваются следующие модели внутреннего облучения:

— пероральный путь, т.е. внутреннее облучение от поступления радионуклидов при потреблении питьевой воды из источников хозяйственно-питьевого водоснабжения, использующих воду поверхностных водоемов, а также при потреблении пищевых продуктов, загрязненных в данной местности вследствие выбросов радиационного объекта;

— ингаляционный путь облучения, т.е. внутреннее облучение от поступления радионуклидов в организм человека через органы дыхания;

— ингаляционный путь облучения в результате вторичного подъема выпавших радионуклидов (ресуспензия).

Нумерация пунктов приводится в соответствии с источником

6.3.1. По результатам анализа сведений об источниках выброса устанавливают перечень радионуклидов, выбрасываемых в атмосферный воздух, химическую форму веществ, в виде которых эти радионуклиды поступают в окружающую среду, и дисперсный состав выбрасываемых аэрозолей. Элементный состав выброса, дисперсный состав выбрасываемых аэрозолей и химическую форму радионуклидов следует принимать во внимание при последующих оценках их миграционной способности в окружающей среде, а также в ряде случаев при определении дозовых коэффициентов.

6.3.2. Дозу внутреннего облучения за счет перорального поступления радионуклидов с пищей и водой оценивают по формуле:

Значения дозовых коэффициентов * представлены в «НРБ-99/2009» (таблица приложения 2 к МР) для критических возрастных групп. Для других возрастных групп эффективная доза от ингаляции рассматриваемого нуклида будет меньше.

Усредненные данные потребления (кг/год) основных пищевых продуктов взрослыми сельскими жителями средней полосы России

6.3.3. При отсутствии результатов измерений ожидаемая удельная активность k-го радионуклида в j-ом пищевом продукте (*, Бк/кг), производимом в ЗН радиационного объекта, может быть оценена на основе данных о поверхностной активности k-того радионуклида на почве (*, *) и численных значений коэффициентов перехода k-того радионуклида (*, *) из почвы в растительность и пищевые продукты:

где: * поверхностная активность k-го радионуклида в корнеобитаемом слое почвы.

Численные значения КП в растительность и пищевые продукты в зависимости от типа почв для наиболее значимых и биологически активных (т.е. включающихся в миграционную цепочку почва-растение-животное-человек) долгоживущих радионуклидов * и * приведены в таблицах 6.9 и 6.10.

Коэффициенты перехода * из почвы в основные пищевые продукты

Коэффициенты перехода * из почвы в основные пищевые продукты

Коэффициенты перехода из почвы в пищевые продукты для других наиболее значимых долгоживущих радионуклидов представлены в табл. 6.11.

Коэффициенты перехода долгоживущих радионуклидов из почвы в пищевые продукты

6.3.4. При отсутствии измерений для оценки значения ожидаемой удельной активности k-ого радионуклида *, в рыбе в водоемах ЗН используют следующее соотношение:

Равновесное отношение значения удельной активности радионуклида в пресноводной рыбе и его объемной активности в воде (коэффициент накопления)

6.3.5. Для оценки дозы внутреннего облучения по ингаляционному пути поступления радионуклидов в организм человека используют формулу:

Значения дозовых коэффициентов * представлены в «НРБ-99/2009» (таблица приложения 2 к МР) для критических возрастных групп. Для других возрастных групп эффективная доза от ингаляции рассматриваемого нуклида будет меньше.

6.3.6. Суммарная СГЭД представителей i-той группы населения в ЗН за счет всех путей внутреннего облучения при радиоактивном загрязнении окружающей среды определяется следующим выражением:

где компонент дозы внутреннего облучения за счет перорального поступления радионуклидов в организм человека * и компонент дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления * определяются формулами (6.15) и (6.18), соответственно.

Далее среди рассматриваемых групп населения выбирается группа с наибольшим значением дозы внутреннего облучения, которая и будет критической группой населения по отношению к внутреннему облучению от данного радиационного объекта.

6.4. Оценка суммарной дозы облучения

Суммарная СГЭД облучения жителей ЗН для целей сравнения с квотой или пределом дозы определяется суммированием доз внешнего и внутреннего облучения у критических групп населения (п. 6.2.9, 6.2.10 и п. 6.3.8).

7. Оценка доз облучения населения зоны наблюдения при радиационной аварии

7.1. Введение

7.1.2. Оценка доз облучения населения, прогноз радиологических последствий аварии, планирование и осуществление необходимых мероприятий по защите населения должны проводиться с учетом времени, прошедшего после радиационной аварии (фазы аварии). Выделяют следующие фазы радиационной аварии: ранняя, промежуточная и восстановительная.

Ранняя фаза аварии охватывает период времени от начала аварии до момента прекращения выбросов радиоактивных веществ в атмосферу и окончания формирования радиоактивного следа в местах проживания или нахождения населения. Продолжительность этого периода может быть от нескольких часов до нескольких недель. На ранней фазе радиационной аварии путями облучения населения являются:

— Внешнее облучение от радиоактивного облака и от осевших на подстилающую поверхность радионуклидов;

— Внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных аэрозолей и газов при погружении в радиоактивное облако, а также при вторичном подъеме радионуклидов в результате пылеобразования (ингаляционный компонент дозы внутреннего облучения);

— Внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм с пищевыми продуктами (пероральный компонент дозы внутреннего облучения).

Все виды радиационной защиты населения на ранней фазе радиационной аварии (эвакуация, укрытие, ограничение режима поведения и питания, йодная профилактика) носят срочный характер и основаны, в основном, на классификации произошедшей аварии, аварийных планах радиационного объекта, на котором произошла авария, и на моделировании процессов распространения и осаждения радиоактивной примеси с учетом метеоусловий в районе выброса. В этот период времени данных реальных измерений параметров радиационной обстановки для принятия решений мало и они могут существенно изменяться во времени и пространстве.

Промежуточная фаза аварии охватывает период времени, когда уже нет дополнительного поступления радионуклидов в окружающую среду от источника выброса. После прохождения радиоактивного облака и окончания процесса радиоактивных выпадений путями облучения населения являются:

— Внешнее облучение от радионуклидов, находящихся в окружающей природной и антропогенной средах;

— Внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм с пищевыми продуктами;

— Внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных аэрозолей при вторичном подъеме радионуклидов в результате пылеобразования.

В течение этого периода времени принимаются решения о введении новых или продолжении ранее принятых срочных мер радиационной защиты уже с учетом результатов проведенных измерений уровней содержания радиоактивных веществ в окружающей среде и вытекающих из них оценок доз внешнего и внутреннего облучения населения с учетом других факторов.

Восстановительная фаза аварии характеризуется комплексом мер, осуществляемых для возврата к условиям нормальной жизнедеятельности населения. Пути облучения населения на этой фазе аварии те же, что и на промежуточной фазе аварии.

7.1.3. Органы и организации Роспотребнадзора контролируют и проводят радиационные измерения в населенном пункте и его ареале. Объекты и параметры радиационного мониторинга в населенном пункте, подлежащие контролю, перечислены в таблице 7.1.

Объекты и параметры радиационного мониторинга в населенном пункте и его ареале на промежуточной фазе радиационной аварии

На ранней фазе радиационной аварии (во время выброса) проводятся измерения только мощности дозы гамма-излучения в воздухе на открытой местности для обнаружения и фиксации момента прихода радиоактивного облака. Значение измеренной мощности дозы на высоте 1 м над подстилающей поверхностью 0,1 * * является нижним граничным значением мощности дозы в облаке, при достижении которого необходимо рассмотреть вопрос о введении таких защитных мероприятий, как блокирование щитовидной железы и временное укрытие жителей. Перечень типичных радионуклидов, содержащихся в радиоактивных выбросах при различных ядерных авариях и характеристики их распада представлены в приложении 3 к МР.

На промежуточной фазе аварии (после окончания радиоактивных выпадений) в полной мере начинаются измерения параметров радиационной обстановки на всех объектах, перечисленных в таблице 7.1.

Результаты измерений, полученные в это время, используют для проведения прогнозных оценок доз облучения населения в отсутствии мер радиационной защиты за 1-й месяц и за 1-й год после аварии. Кроме того, результаты этих измерений должны использоваться в качестве исходных данных для реконструкции доз аварийного облучения населения.

Нумерация пунктов приводится в соответствии с источником

7.1.5. Уровень облучения представителей различных групп населения (в зависимости от возраста, профессии, типа жилого помещения) может существенно зависеть от изотопного состава радиоактивного загрязнения окружающей среды. При наличии в окружающей среде спектра радионуклидов необходимо оценивать дозы у представителей нескольких групп населения для принятия обоснованных решений в отношении проведения тех или иных защитных мероприятий. В данном документе рассматриваются следующие группы населения: представители взрослого населения, дети в возрасте 8-12 лет и дети младшей возрастной группы 1-2 года.

7.2. Оценка доз внешнего облучения

7.2.1. Набор моделей, предназначенных для оценки дозы внешнего облучения населения, определяется и соответствует количеству путей внешнего облучения. Рассматриваются следующие пути внешнего облучения:

— облучение от радиоактивного облака;

— облучение от подстилающей поверхности.

В качестве набора исходных данных используют измеренные в ходе проведения радиационного мониторинга:

— концентрации отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха;

— поверхностные загрязнения подстилающей поверхности отдельными радионуклидами;

— результаты измерений мощности дозы в НП и в его ареале.

7.2.2. Значение эффективной дозы внешнего облучения представителей i-той группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов при погружении в радиоактивное облако * определяется следующим образом:

Значения дозовых коэффициентов * для отдельных радионуклидов приведены в Приложении 1 к МР.

Измерены концентрации в приземном слое воздуха:

Определить эффективную дозу облучения взрослого человека на открытой местности, если время прохождения облака составило 2 часа.

Исходные данные для расчета:

Подставляем исходные данные в формулу (6.1):

По-видимому, в тексте предыдущего абзаца допущена опечатка. Имеется в виду формула (7.1)

7.2.3. Если известны значения поверхностных активностей в почве отдельных радионуклидов (например, по результатам гамма-спектрометрических измерений образцов почвы), то значение мощности эффективной дозы внешнего облучения в момент времени «t» (как правило, время проведения измерений поверхностной активности) представителей i-той группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов * определяется следующим образом:

Значения дозовых коэффициентов * для отдельных радионуклидов приведены в Приложении 2 к МР.

Измерены значения поверхностных активностей следующих радионуклидов:

Определить мощность эффективной дозы облучения взрослого человека на открытой местности.

Исходные данные для расчета:

Подставляем исходные данные в формулу (6.2):

По-видимому, в тексте предыдущего абзаца допущена опечатка. Имеется в виду формула (7.2)

7.2.4. Эффективную дозу внешнего облучения представителей i-той группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов, выпавших на подстилающую поверхность, за произвольный промежуток времени от момента проведения измерения поверхностной активности до момента времени T (час) определяют по формуле:

Измерены значения поверхностных активностей следующих радионуклидов:

Определить накопленное за год значение эффективной дозы облучения взрослого человека на открытой местности.

Исходные данные для расчета:

Подставляем исходные данные в формулу (6.3):

По-видимому, в тексте предыдущего абзаца допущена опечатка. Имеется в виду формула (7.3)

Значения факторов места * для источника в виде радиоактивных выпадений со спектром гамма-излучения, типичным для смеси радионуклидов при аварии на ядерном реакторе

Значения факторов поведения * для сельского населения

Значения факторов поведения * для городского населения

** лица, работающие преимущественно внутри помещений.

*** лица, работающие преимущественно вне помещений.

Значения антропогенных факторов уменьшения дозы * для сельского и городского населения

Примечание: Значения антропогенных факторов уменьшения дозы *, приведенные в таблице соответствуют условиям проживания и работы в 1-этажном деревянном доме. Иными словами эти значения соответствуют наиболее консервативным ожидаемым значениям доз для данной группы населения.

7.2.6. Расчет эффективной дозы внешнего облучения для представителей i-ой группы населения в антропогенной среде, как от радиоактивного облака * (7.5), так и от загрязненной подстилающей поверхности * (7.5) производится путем умножения значений эффективных доз, рассчитанных для условий облучения на открытой местности (формулы (7.2) и (7.3)), на значения антропогенных факторов уменьшения дозы *, из таблицы 7.5:

7.2.7. Используя в качестве набора исходных данных мощности доз гамма-излучения, измеренные в различных точках населенного пункта и в его ареале, расчет эффективной дозы внешнего облучения * от подстилающей поверхности, загрязненной k-ым радионуклидом, у представителей i-той группы населения за произвольный промежуток времени от момента проведения измерения мощности дозы до момента времени T (час) осуществляют по формуле:

Значение эффективной дозы внешнего облучения от подстилающей поверхности, загрязненной смесью радионуклидов, у представителей i-той группы населения рассчитывают по формуле:

7.3. Оценка доз внутреннего облучения

7.3.1. Исходными данными для оценки эффективной дозы внутреннего облучения и эквивалентной дозы на щитовидную железу за счет ингаляции радионуклидов являются:

— концентрация радионуклидов в воздухе;

Значение ожидаемой эффективной дозы от ингаляции рассчитывают с помощью выражения:

Интенсивность дыхания у лиц разного возраста при легкой физической нагрузке, *

Значения дозовых коэффициентов представлены в «НРБ-99/2009» (таблица приложения 2 к МР) для наиболее облучаемых критических возрастных групп. Для других возрастных групп эффективная доза от ингаляции рассматриваемого нуклида будет меньше.

Значение ожидаемой эквивалентной дозы в щитовидной железе у представителей i-ой группы населения от ингаляции * рассчитывают с помощью выражения:

Т- продолжительность облучения (час).

По результатам двух серий измерений определяют эффективный период полуочищения * за счет экологических процессов и радиоактивного распада k-ого радионуклида в p-ом пищевом продукте:

Затем рассчитывают удельную активность k-ого радионуклида в p-ом пищевом продукте на момент окончания выпадений *:

Ожидаемую эффективную дозу * внутреннего облучения представителей i-ой группы населения, обусловленную пероральным поступлением k-ого радионуклида в организм жителей, рассчитывают по формулам:

За первый месяц после выпадений:

За первый год после выпадений:

В таблице 7.7 приведены средние значения суточного потребления пищевых продуктов для взрослого населения средней полосы России. Для двух других возрастных групп населения, рассматриваемых в данном документе, значения суточного потребления молока представлено в таблице 7.8. Суточное потребление других продуктов необходимо оценить на основании местных данных.

Структура рациона питания взрослого населения в средней полосе России и значения коэффициента снижения содержания радионуклидов цезия в готовом пищевом продукте вследствие его кулинарной обработки (К)

* исключая сливочное масло

Среднее суточное потребление молока в зависимости от возраста, л/сут.

С учетом местных условий, этот рацион необходимо корректировать как по составу, так и по величине потребления.

Чтобы оценить полную дозу, необходимо просуммировать результаты расчетов по всем радионуклидам:

7.3.3. Средняя ожидаемая у жителей i-ой группы населения эквивалентная доза облучения щитовидной железы * за счет поступления * в организм человека с пищевыми продуктами оценивается на основе результатов измерения концентрации * в молоке. Так как, значения ожидаемой * за счет поступления * в организм человека за месяц и за год отличаются незначительно, оценивается одно значение *.

Алгоритм оценки * на основе этих трех измерений концентрации * в молоке состоит в следующем:

1. По результатам измерений в моменты времени *, * и * определяется значение эффективного периода полуочищения молока за счет экологических процессов и радиоактивного распада * *:

2. Далее на основании измерений объемной активности * в молоке (*, *, *) вычисляются три значения * согласно выражению:

где: * принимает значения, соответствующие значениям *, * и *, сут.; а * сут.

Окончательное значение * рассчитывается как среднее арифметическое из трех значений, полученных по формуле (7.21) на основе трех измеренных значений концентрации * в пробах молока.

Определить предварительное и окончательное значение эквивалентной дозы в щитовидной железе у взрослых жителей сельского НП по результатам измерений объемной активности * в пробах молока через 3, 12, 15 и 20 суток после окончания радиоактивных выпадений:

Определяем предварительное значение * на основании измеренной средней объемной активности * в пробах молока через 3 дня после окончания радиоактивных выпадений по формуле (7.16):

Определяем окончательное значение * на основании измеренной средней концентрации * в пробах молока через 12, 15 и 20 дней после окончания радиоактивных выпадений.

Сначала определяем значение *:

Далее определяем три значения * по формуле (7.21):

Окончательное значение эквивалентной дозы в щитовидной железе у взрослых жителей сельского НП по результатам измерений концентрации * в пробах молока * мЗв.

7.4. Оценка суммарной дозы облучения

Суммарная эффективная доза (доза облучения всего тела) за заданный промежуток времени у представителей i-ой группы жителей вследствие проживания на территории ЗН, подвергшейся загрязнению смесью радионуклидов, вычисляется как сумма доз внешнего облучения от радиоактивного облака * и выпадений * (в зависимости от типа исходных данных эти компоненты вычисляются по формулам 7.5 и 7.6, либо по формуле 7.8, дозы внутреннего облучения за счет ингаляции радионуклидов * (формула 7.9) и дозы внутреннего облучения за счет их поступления в организм с продуктами питания * (формулы 7.13, 7.14 и 7.15):

Эквивалентная доза облучения щитовидной железы за заданный промежуток времени у представителей i-ой группы жителей вычисляется как сумма доз за счет ингаляции радионуклидов йода * (формула 7.10) и их поступления в организм с продуктами питания * (формула 7.21).

Коэффициенты перехода от объемной активности радионуклидов в приземном слое воздуха к мощности поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м над подстилающей поверхностью

Коэффициенты перехода от единичной поверхностной активности радионуклида в почве к мощности поглощенной дозы гамма-излучения в воздухе на высоте 1 м над поверхностью земли

Таблица П3.1. Характеристики распада радионуклидов

Таблица П3.2. Типичные радионуклиды, содержащиеся в выбросе вследствие различных ядерных аварий

* Радионуклиды с периодом полураспада 6 часов и более.

** Радионуклиды с периодом полураспада около 1 дня и более.

*** Выделенные жирным шрифтом радионуклиды являются особенно значимыми.

Ожидаемая эквивалентная доза в щитовидной железе от поступления в организм 1 кБк радионуклида с вдыхаемым воздухом, мЗв/кБк*

* Для аэрозолей с типом «Б» растворимости (быстро растворимые соединения)

Дозовые коэффициенты для перехода от единичного поступления радионуклидов с пищей к значению эффективной дозы

Обзор документа

Приведены методические рекомендации «Контроль доз облучения населения, проживающего в зоне наблюдения радиационного объекта, в условиях его нормальной эксплуатации и радиационной аварии».

Они предназначены для органов и организаций Роспотребнадзора, федеральных органов исполнительной власти регионов, юрлиц и специалистов, участвующих в разработке программ радиационного мониторинга и контролирующих дозы облучения населения.

Рекомендации используются в составе методического обеспечения автоматизированной системы контроля радиационного воздействия. Также они нужны для получения информации, необходимой для заполнения радиационно-гигиенического паспорта радиационного объекта.

Методические рекомендации вводятся в действие с момента утверждения.

Источник