BAA
О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ СанПиН МЗиСЗ ПМР 2.6.1.02-2006
"ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ ПО ОГРАНИЧЕНИЮ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ЗА СЧЕТ
ПРИРОДНЫХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ" НА ТЕРРИТОРИИ
ПРИДНЕСТРОВСКОЙ МОЛДАВСКОЙ РЕСПУБЛИКИ ПРИКАЗ
МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ И СОЦИАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ
ПРИДНЕСТРОВСКОЙ МОЛДАВСКОЙ РЕСПУБЛИКИ
6 июня 2006 г.
N 303
(САЗ 06-41)
Согласован: Министерство экономики
Зарегистрирован Министерством юстиции
Приднестровской Молдавской Республики 4 октября 2006 г.
Регистрационный N 3701
В соответствии со статьей 3 Закона Приднестровской Молдавской Республики от 7 июня 1996 года N 7-3 "О санитарно-профилактическом и эколого-гигиеническом обеспечении здоровья населения" (CАЗ 96-2), с изменением, внесенным Законом Приднестровской Молдавской Республики от 27 января 2000 года N 237-ЗИ (СЗМР 00-1), в целях дальнейшего совершенствования санитарно-противоэпидемического обеспечения населения Приднестровской Молдавской Республики, приказываю:
1. Ввести в действие СанПиН МЗиСЗ ПМР 2.6.1.02-2006 "Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения" на территории Приднестровской Молдавской Республики (приложение к приказу).
2. Считать утратившим силу подпункт "я-15" пункта 1 Приказа Министерства здравоохранения и социальной защиты Приднестровской Молдавской Республики от 15 января 2004 N 17 "О введении в действие санитарно-эпидемиологических правил и нормативных документов на территории Приднестровской Молдавской Республики"(регистрационный N 2585 от 3 февраля 2004 года) (САЗ 04-6).
3. Контроль за исполнением настоящего Приказа возложить на главного государственного санитарного врача Приднестровской Молдавской Республики Олиевского П.И.
4. Настоящий Приказ вступает в силу со дня официального опубликования.
И. ТКАЧЕНКО
МИНИСТР
г. Тирасполь
6 июля 2006 г.
N 303
Приложение
к Приказу
Министерства здравоохранения
и социальной защиты ПМР
N 303 от 6 июля 2006 г.
1. Область применения
1. Настоящие санитарные правила и нормы (далее Правила) регламентируют общие требования по обеспечению радиационной безопасности населения при воздействии природных источников ионизирующего излучения, а также работников организаций, подвергающихся повышенному производственному облучению природными источниками излучения.
2. Соблюдение требований настоящих Правил на территории Приднестровской Молдавской Республики являются обязательными для всех юридических лиц (далее организаций) и индивидуальных предпринимателей, в результате которых возможно повышенное производственное облучение работников и облучение населения природными источниками ионизирующего излучения.
3. Настоящими Правилами руководствуются в своей деятельности органы государственной санитарно-эпидемиологической службы Приднестровской Молдавской Республики, службы радиационной безопасности (радиационного контроля) организаций, указанных в п.2., а также другие организации, осуществляющие радиационный контроль с целью оценки уровней облучения населения и работников природными источниками излучения.
4. Правила устанавливают основные критерии по принятию решений, направленных на снижение доз облучения населения в жилых и общественных зданиях путем установления специальных норм радиоактивности, а также основные меры, которые должны приниматься при условиях и видах деятельности, обусловленных избыточным облучением от природных источников.
5. Требования настоящих Правил не распространяются на облучение природными источниками излучений работников организаций по добыче и переработке урановых руд, при работах с источниками излучения, содержащими радионуклиды природного происхождения (радий, полоний-бериллий и т.д.), которые в установленном порядке отнесены к работам с радиоактивными веществами или техногенными источниками ионизирующих излучений.
2. Общие положения
6. Радионуклиды природного происхождения содержатся в объектах окружающей среды, излучение которых создает естественный радиационный фон. В результате производственной деятельности человека (добыча и переработка минерального сырья, строительство и пр.) происходит перераспределение природных радионуклидов в объектах среды обитания людей и окружающей среде и, соответственно, техногенное изменение радиационного фона.
Перечень основных гигиенически значимых природных радионуклидов и их характеристики приведены в Приложении 1.
7. Облучение населения природными источниками излучения считается повышенным, если суммарная эффективная доза за счет всех основных природных источников излучения превышает 5 мЗв/год; если дозы облучения населения превышают 10 мЗв/год, то облучение населения является высоким.
8. Стратегия защиты населения от природных источников излучения основывается на следующих основных принципах:
а) контроль соблюдения установленных ограничений на отдельные природные источники облучения населения (жилые и общественные здания, строительные материалы и территории застройки, фосфорные удобрения и мелиоранты), а также пределов дозы облучения природными источниками излучения критических групп населения в результате обращения с материалами или производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов и т.д.;
б) обследование уровней облучения за счет всех природных источников излучения и выявление критических групп, анализ структуры облучения населения и критических групп (группа лиц из населения (не менее 10 человек, однородная по одному или нескольким признакам, - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения);
г) защитных мероприятий для снижения дозы облучения населения природными источниками излучения;
д) защитные мероприятия планируются для населения с высокими уровнями облучения и осуществляются в отношении источников, создающих наибольший вклад в суммарную дозу, для которых возможно наибольшее снижение дозы при минимальных экономических затратах;
ж) ожидаемые негативные социальные (например, ограничение водопотребления) и экономические (ограничение землепользования, использования минерального сырья и т.д.) последствия планируемых защитных мероприятий должны быть минимальными. Проведение многих мероприятий по снижению облучения населения за счет природных источников приводит к ограничению использования территорий, зданий, сооружений, минерального сырья и строительных материалов, промышленных товаров и изделий, водопотребления, увеличению расходов на строительство и эксплуатацию зданий и пр. В связи с этим программы защитных мероприятий должны обосновываться с учетом принципов обоснования и оптимизации вмешательства на основе взвешивания пользы и вреда от планируемого вмешательства.
9. Требования по обеспечению радиационной безопасности при производственном облучении природными источниками излучения мало отличаются от требований по обеспечению радиационной безопасности персонала, работающего с техногенными источниками излучения, за исключением того, что при производственном облучении природными источниками возникновение радиационных аварий практически исключено, а их возможные последствия незначительны.
10. Мероприятия по обеспечению радиационной безопасности при производственном облучении природными источниками излучения включают:
а) обследование радиационной обстановки с оценкой доз облучения работников с целью выявления организаций, работники которых подвергаются производственному облучению в дозах свыше 1 мЗв/год;
б) выявление рабочих мест и определение численности работников с дозами облучения более 2 до 5 мЗв/год, для которых необходимо проведение производственного радиационного контроля и осуществление мероприятий по снижению их облучения;
в) выявление работников с дозами облучения выше норматива (5 мЗв/год), для которых необходимо первоочередное проведение мероприятий по снижению доз.
11. Основной целью настоящих Правил является введение в действие системы критериев, правил и ограничений для обеспечения радиационной безопасности населения и работников организаций, а также необходимый уровень контроля за параметрами радиационной обстановки при облучении населения природными источниками ионизирующих излучений в производственных и коммунальных условиях.
12. Все виды радиационного контроля за уровнями облучения населения и работников предприятий, а также загрязнения среды обитания людей природными источниками ионизирующего излучения проводятся аккредитованными в соответствующих областях измерений организациями в соответствии с утвержденными в установленном порядке методическими указаниями.
3. Требования к защите от облучения природными
источниками в производственных условиях
13. При организации радиационного контроля предъявляются следующие общие требования по основным контролируемым параметрам и нормативам.
14. Предел дозы облучения в производственных условиях за счет природных источников излучения персонала радиационных объектов и работников иных производств и любых профессий устанавливается равным 5 мЗв/год.
15. На работников предприятий возможно воздействие следующих природных источников ионизирующего излучения:
а) внешнее гамма-излучение;
б) ингаляционное поступление изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов;
в) ингаляционное поступление долгоживущих природных радионуклидов уранового и ториевого семейств с производственной пылью.
Внешнее бета-излучение и пероральное поступление радионуклидов создают незначительный вклад в суммарную дозу и, как правило, могут не учитываться.
16. Численные значения радиационных факторов, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв/год, при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м 3 /ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого семейств в производственной пыли составляют:
а) среднегодовая мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте (Егамма) 2,5 мкЗв/ч (мощность поглощенной дозы в воздухе Ргамма = 3,6 мкГр/ч);
б) среднегодовое значение эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) радона в воздухе зоны дыхания (Аэкв, Rn) - 310 Бк/м 3 ;
в) среднегодовое значение ЭРОА торона в воздухе зоны дыхания (Аэкв, Тn) - 68 Бк/м3;
г) удельная активность в производственной пыли 238U, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего семейства (АU) - 40/f, кБк/кг, где f - среднегодовая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м3;
д) удельная активность в производственной пыли 232Th, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего семейства (ATh) - 27/f, кБк/кг.
17. При воздействии на работников всех радиационных факторов, перечисленных в п. 16, должно выполняться условие непревышения дозового предела:
Егамма Аэкв,Rn Аэкв,Тn АU•f АТh•f
------- + --------- + -------- + ------ + ------ < 1.
2,5 310 68 40 27 18. В тех случаях, когда продолжительность работы, средняя скорость дыхания или радионуклидный состав производственной пыли отличается от значений, приведенных в п. 16., для организации или отдельных рабочих мест по согласованию с органами госсанэпидконтроля (надзора) могут быть установлены другие предельные значения радиационных факторов при монофакторном воздействии, соответствующие фактическим значениям этих параметров.
19. При обнаружении случаев превышения установленного дозового предела администрация организации принимает все необходимые меры по снижению облучения работников. В исключительных случаях, когда убедительно показано, что никакие экономически обоснованные защитные мероприятия не позволяют оперативно обеспечить на отдельных рабочих местах соблюдение предела дозы 5 мЗв/год, рассматривается вопрос о включении в установленном порядке данного производства в перечень организаций, упомянутых в п. 2 настоящих Правил, или о прекращении (приостановке) работ.
20. Установление перечня действующих организаций, цехов или отдельных рабочих мест с повышенными уровнями облучения работников природными источниками излучения, на которых должен проводиться производственный контроль за радиационной обстановкой, осуществляется по результатам их первичного радиационного обследования с оценкой максимальных уровней облучения работников.
Первичное радиационное обследование организаций производится в соответствии с требованиями СП 2.6.1. 758-03, НРБ-99 "Нормы радиационной безопасности" п. 4.1 (далее только НРБ-99) и СП 2.6.1. 799-03 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99" (далее только ОСПОРБ-99) пп. 5.1.1, 5.1.4 и 5.1.5. (вышеуказанные документы утверждены Приказом МЗиСЗ ПМР N 129 от 10.02.2003 г., регистрационный номер МЮ ПМР 2067 от 24.03.2003 г.). 21. При первичном радиационном обследовании измерения
параметров радиационной обстановки проводятся на рабочих местах с возможно наихудшей радиационной обстановкой (скопление изделий или материалов с повышенным содержанием природных радионуклидов, рабочие места в подземных или плохо вентилируемых помещениях, максимальной запыленностью воздуха и т.д.). При этом на каждом обследуемом рабочем месте проводятся измерения, по возможности, всех радиационных факторов, с учетом особенностей формирования радиационной обстановки.
22. По результатам обследования устанавливается, что:
а) радиационная обстановка в организации является благополучной, если максимальные дозы на рабочих местах не превышают 1 мЗв/год;
б) необходим детальный контроль радиационной обстановки, если обнаружены рабочие места, на которых дозы производственного облучения работников составляют от 2 до 5 мЗв/год;
в) необходимо первоочередное осуществление защитных мероприятий, если обнаружено превышение дозового предела 5 мЗв/год.
23. При детальном радиационном контроле проводится изучение всех радиационных факторов, их изменения в зависимости от времени года, возможных изменений в технологии производства, поставщиков сырья и пр. По результатам радиационного контроля устанавливается перечень рабочих мест и численность работников (цехов, участков и т.п.), на которых:
а) существует потенциальная возможность превышения дозового предела 5 мЗв/год;
б) дозы облучения не превышают указанного предела, но превышают 2 мЗв/год;
в) дозы облучения являются повышенными, но не превышают 2 мЗв/год;
г) уровни облучения работников не являются повышенными (не превышается значение доз 1 мЗв/год). Полученные данные используются для установления гигиенических требований к порядку проведения производственного радиационного контроля в организации.
24. Производственный радиационный контроль в организациях включает дозиметрические, радиометрические и спектрометрические измерения. Эти измерения проводятся с целью оценки текущего состояния параметров радиационной обстановки в организации, в том числе оценку уровней производственного облучения работников природными источниками, оценку удельной активности природных радионуклидов в используемом сырье готовой продукции, производственных отходах, а также контроль соответствия параметров радиационной обстановки установленным в организации контрольным уровням. При осуществлении производственного радиационного контроля допускается устанавливать инструментальный контроль только за теми радиационными факторами, которые вносят наибольший вклад в облучение работников. Радиационные факторы, если их общий вклад в суммарную дозу не превышает 20%, могут не контролироваться, а их учет производится при оценке доз облучения работников.
25. Доза космического излучения не ограничивает производственную нагрузку экипажей самолетов, осуществляющих полеты на дозвуковых скоростях (высота полета до 10 км) по п. 4.1. НРБ-99
4. Требования к ограничению облучения работников рудников,
шахт и других подземных сооружений
26. Ведущим радиационным фактором на большинстве подземных производств, как правило, являются короткоживущие дочерние продукты изотопов радона. Основными источниками поступления радона в воздух подземных сооружений являются массив пород, окружающих подземные помещения (выработки), и подземные воды. На содержание дочерних продуктов изотопов радона в воздухе подземных помещений влияют интенсивность, схема и способ их вентиляции и применяемые производственные технологии. При высоких уровнях запыленности воздуха и содержании долгоживущих природных радионуклидов в витающей пыли внутреннее облучение за счет ингаляции природных радионуклидов может доминировать над всеми остальными радиационными факторами, например, в некоторых угольных шахтах.
27. Общими признаками рабочих мест с возможно высокими значениями радиационных факторов являются расположение их в тупиковых или плохо вентилируемых участках (помещениях), высокая запыленность воздуха и обводненность, вентиляция исходящим из других помещений воздухом и т.п.
28. Типичными защитными мероприятиями при подземных работах являются:
а) ограничение поступления радона в атмосферу подземных помещений путем изоляции источников (неиспользуемых выработок и помещений, источников подземных вод с высоким содержанием радона, отдельных высокоэманирующих участков поверхности подземных помещений и пр.);
б) улучшение вентиляции подземных помещений путем повышения кратности воздухообмена на рабочих местах с повышенным содержанием дочерних продуктов радона и торона в воздухе, организации непрерывного проветривания тупиковых выработок, исключение последовательного проветривания рабочих мест, рециркуляции воздуха, применение нагнетательного способа проветривания и др.;
в) снижение уровней запыленности воздуха на рабочих местах;
г) применение средств индивидуальной защиты органов дыхания и др.
5. Требования по ограничению облучения работников
предприятий по переработке минерального сырья
29. В народном хозяйстве применяются некоторые виды минерального сырья и материалов, продукты их промышленной переработки, в которых содержание природных радионуклидов превышает допустимое по НРБ-99 значение для строительных материалов, используемых в пределах населенных пунктов (Аэфф <= 740 Бк/кг). К ним, в частности, относятся:
а) бокситы сырые и обожженные огнеупорные глины, другие виды сырья для огнеупорной промышленности, готовые огнеупорные изделия и материалы и т.д.;
б) полирующие порошки и пасты, специальные составы для огнеупорной обмазки литейных форм и технологические компоненты глазурей и красителей, технологическое сырье для производства металлов (цирконовый, рутиловый, ильменитовый, лопаритовый и вольфрамовый концентраты, бадделеит и др.);
г) легирующие добавки с редкометалльными и редкоземельными компонентами (скандий, иттрий, лантан, церий, лютеций, ниобий и др.), применяемые в металлургии, абразивном производстве, при производстве специальных стекол и др;
д) некоторые другие виды минерального сырья, материалов и изделий с повышенным содержанием природных радионуклидов, в том числе материалы на основе природного калия, природные минералы и т.п.
30. Основное отличие этих материалов от строительных материалов и сырья заключается в сравнительно небольших объемах их применения, а также образующихся при их производстве или применении отходов производства. В то же время ряд производств невозможен без их использования, - например, металлургия без огнеупоров, керамическое производство без цирконового концентрата и т.д. Поэтому, учитывая их технологическую ценность, специфику применения в промышленном производстве и ограниченные объемы использования, эти материалы выделены в отдельную группу, являющуюся объектом регулирования СП 2.6.1.798-03 Санитарные правила "Обращение с минеральным сырьем и повышенным содержанием природных радионуклидов" (далее только СП 2.6.1.798-03) (Утверждены Приказом МЗиСЗ ПМР N 129 от 10.02.2003 г., регистрационный номер МЮ ПМР 2067 от 24.03.2003 г.) (САЗ 03-13).
31. Требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов установлены в СП 2.6.1. 798-03.
32. Ведущими радиационными факторами на большинстве указанных производств являются внешнее облучение и внутреннее облучение работников за счет ингаляционного поступления природных радионуклидов с производственной пылью. В организациях, на которых используются глубокие термические и химические процессы, возможно нарушение радиоактивного равновесия в рядах урана и тория, которое следует учитывать при проведении производственного радиационного контроля.
6. Требования к ограничению облучения работников
иных организаций
33. Требования настоящих Санитарных правил по ограничению облучения работников, проведению обследования радиационной обстановки и организации радиационного контроля распространяются также на организации, не перечисленные в разделе 4 и 5 но на которых по тем или иным причинам возможно облучение работников природными источниками ионизирующего излучения дозой выше 1 мЗв/год.
К таким организациям могут относиться магазины, офисы, клубы и пр., расположенные в подвальных, цокольных или первых этажах зданий.
34. Ведущими радиационными факторами в этих организациях, как правило, являются внутреннее облучение за счет ингаляции изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов и внешнее облучение работников.
Мощность дозы гамма-излучения в помещениях организаций по п. 33 не должна превышать уровней, установленных в пп. 75 и 76 настоящих Правил.
7. Обращение с производственными отходами с повышенным
содержанием природных радионуклидов
35. При добыче, переработке и использовании ряда материалов и изделий с повышенным содержанием природных радионуклидов могут образовываться производственные отходы, в которых эффективная удельная активность (АЭФФ) природных радионуклидов составляет 1500 Бк/кг и более. Обращение с такими отходами (сбор, временное хранение, транспортировка и захоронение) должно осуществляться с определенными ограничениями, которые призваны обеспечить радиационную безопасность населения и работников организаций, а также среды обитания людей.
36. Основной характеристикой, определяющей потенциальную радиационную опасность производственных отходов, содержащих природные радионуклиды, для работников организаций и населения является значение АЭФФ:
АЭФФ = ARa + 1,3 x ATh + 0,09 x Ак,
где: АRа и ATh - удельная активность 238 U и 232 Th, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами рядов соответственно; Ак - удельная активность калия-40.
37. Для установления требований к обеспечению радиационной безопасности населения и работников организаций, ограничения загрязнения среды обитания людей природными радионуклидами и планирования видов и объема радиационного контроля при обращении с производственными отходами, а также установления радиационно-гигиенических требований по обращению с ними вводится классификация производственных отходов по эффективной удельной активности природных радионуклидов в них в соответствии с табл. 1.
Таблица 1
Категории производственных отходов,
содержащих природные радионуклиды
--------------T-------------------------T---------------------¬
¦ ¦ активность природных ¦ природных ¦
¦ категории ¦ радионуклидов, ¦ адионуклидов ¦
¦ отходов ¦ кБк/кг ¦ в отходах, мкР/час. ¦
+-------------+-------------------------+---------------------+
¦I категория ¦ АЭФФ <= 1,5 ¦ <= 70 ¦
+-------------+-------------------------+---------------------+
¦II категория ¦ 1,5 < АЭФФ <= 10,0 ¦ 70 < <= 450 ¦
+-------------+-------------------------+---------------------+
¦III категория¦ АЭФФ > 10,0 ¦ > 450 ¦
L-------------+-------------------------+----------------------
Примечание: Мощность дозы гамма-излучения измеряется на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов в соответствии с утвержденными в установленном порядке методиками контроля. Расчетные значения по табл. 1 соответствуют верхним граничным значениям АЭФФ для отходов разной категории.
38. Выявление и предварительную оценку категории производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов допускается производить по мощности дозы гамма-излучения на поверхности отходов.
Сортировка производственных отходов с установлением их категории в соответствии с табл. 1 производится по результатам определения значения АЭФФ гамма-спектрометрическими методами.
39. Обращение с производственными отходами I категории в производственных условиях, включая их сбор, временное хранение, транспортировку и захоронение на свалках общепромышленных отходов по радиационному фактору, осуществляется без ограничений.
40. Обращение с производственными отходами II категории проводится с учетом планируемого характера их дальнейшего использования. При этом порядок и условия их сбора, временного хранения, транспортировки, переработки и захоронения должны обеспечивать соблюдение дозовых пределов облучения работников организаций и населения, установленных НРБ-99. На обращение с производственными отходами II категории оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпидконтроля (надзора) о соответствии регламента обращения санитарным правилам.
41. Обращение с производственными отходами III категории производится в соответствии с требованиями раздела 3.12 ОСПОРБ-99 по обращению с низкоактивными радиоактивными отходами.
42. Радиационная безопасность населения при обращении с производственными отходами организаций оценивается по значению годовой эффективной дозы облучения критической группы населения.
Средняя годовая эффективная доза облучения критической группы населения за счет деятельности организаций при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов не должна превышать 100 мкЗв/год.
43. Если в организации имеются или образуются производственные отходы II категории или выше, то разрабатывается порядок обращения с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов, в котором устанавливаются условия и способы их сбора, временного хранения, транспортировки и захоронения, на которые оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпидконтроля (надзора) о соответствии их санитарным правилам.
44. В проектах новых организаций, при работе которых могут образовываться производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов, приводятся ожидаемые характеристики планового и аварийного образования отходов, их годовое количество, радионуклидный состав и категория отходов, агрегатное состояние и др., а также условия и способы сбора, временного хранения, транспортировки и захоронения отходов.
45. Проектом предусматриваются раздельные системы обращения с производственными отходами разной категории.
Для каждой категории производственных отходов предусматривается система обращения с ними: методы сбора, временного хранения, упаковки, транспортировки, кондиционирования (если имеется необходимость этого), длительного хранения и/или захоронения, необходимое оборудование и помещения, объем, периодичность и методы радиационного контроля. В необходимых случаях для разных по структуре видов производственных отходов могут быть предусмотрены раздельные системы обращения.
46. При отсутствии в проектах действующих организаций указанных в пп. 44 и 45 положений в необходимых случаях в установленном порядке в них вносятся соответствующие изменения.
47. Сбор, временное хранение и транспортировка производственных отходов должны исключать возможность вторичного радиоактивного загрязнения объектов среды обитания природными радионуклидами за счет просыпания (пролива) производственных отходов и рассеяния их в окружающую среду, обеспечивая соблюдение требований настоящих Правил по ограничению облучения критических групп населения.
48. Переработка производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов осуществляется на специальной площадке, расположенной на территории организации.
49. На проектную документацию по обращению с производственными отходами, включая выбор территории под площадку для переработки производственных отходов и технологию переработки производственных отходов, оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии ее требованиям санитарных правил.
50. Захоронение производственных отходов I категории допускается производить на свалках общепромышленных отходов без ограничений по радиационному фактору.
51. Захоронение производственных отходов II категории осуществляется на специально оборудованных площадках, как правило, вблизи от мест их образования.
Выбор мест для захоронения производственных отходов II категории и барьеров для предотвращения или ограничения миграции радионуклидов из мест захоронения в окружающую среду обосновывается в проектной документации на их захоронение с учетом требований п. 54 и п. 55.
52. Захоронение производственных отходов III категории должно производиться в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99 и СП МЗСЗ ПМР 2.6.6.1168-2004 "Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами СПОРО-2004" (Утверждены МЗСЗ ПМР, Приказ N 17 от 15.01.2004 г., зарегистрирован МЮ ПМР N 2585 от 03.02.2004 г.) (САЗ 04-6), установленными для захоронения низкоактивных радиоактивных отходов, как правило, на площадках вблизи мест их образования.
53. Объекты захоронения производственных отходов II и III категории вносятся в государственный реестр объектов размещения отходов, ведение которого осуществляется в порядке, установленном законодательством.
54. Проектными решениями на сбор, временное хранение, транспортировку и захоронение производственных отходов II и III категории должна быть обеспечена радиационная безопасность населения в течение всего планируемого срока изоляции отходов в соответствии с проектной документацией.
55. Радиационная защита, создаваемая системой естественных и инженерных барьеров, обеспечивает качество изоляции производственных отходов II и III категории, при которых прогнозируемое значение эффективных доз облучения критической группы населения не будет превышать 100 мкЗв/год.
56. При транспортировке производственных отходов II и III категории должны быть обеспечены условия, при которых дозы облучения критической группы населения не превысят 100 мкЗв/год.
При этом уровни загрязнения природными радионуклидами поверхности транспортных средств, используемых для перевозки производственных отходов II и III категории, должны соответствовать следующим требованиям:
а) снимаемое (нефиксированное) загрязнение альфа- и бета-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не допускается;
б) неснимаемое (фиксированное) загрязнение альфа-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не регламентируется;
в) неснимаемое (фиксированное) загрязнение бета-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не должно превышать значения 2000 част/(см2 • мин.).
57. На проект консервации мест хранения или захоронения производственных отходов II и III категории оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов учреждений, осуществляющих госсанэпидконтроль (надзор), о соответствии таких объектов требованиям санитарных правил.
8. Общие требования по ограничению облучения населения,
основные контролируемые параметры и нормативы
58. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников ионизирующего излучения, для населения не устанавливается. Ограничение облучения населения достигается путем установления нормативов для каждого источника по отдельности.
В случае присутствия в среде обитания людей техногенных радионуклидов их содержание регламентируется в соответствии с требованиями НРБ-99 и ОСПОРБ-99.
59. Требования ограничения облучения населения природными источниками ионизирующего излучения распространяются на те источники, для которых существует реальная возможность оказания влияния на создаваемые ими дозы облучения (регулируемые источники).
Они не распространяются на космическое излучение вблизи поверхности Земли (создаваемое им облучение людей почти полностью зависит от высоты над уровнем моря мест их проживания) и внутреннее облучение 40К (содержание калия в организме регулируется гомеостазом и практически не зависит от его поступления с пищей).
60. В настоящее время также не нормируется поступление с пищей и других природных радионуклидов, членов уранового и ториевого радиоактивных рядов. Ограничение вклада радионуклидов уранового и ториевого радиоактивных рядов во внутреннее облучение населения за счет продуктов питания достигается путем нормирования содержания природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах.
61.Использование продукции, содержащей природные радионуклиды, в коммунальной сфере, в том числе в быту, допускается с учетом результатов санитарно-эпидемиологической экспертизы на соответствие нормативам, установленным в НРБ-99. При этом если для планируемого вида использования продукции в НРБ-99 нормативы не установлены, то должна быть выполнена оценка доз облучения критической группы населения.
9. Критерии для принятия решений (КПР) при использовании
строительных материалов и минеральных удобрений
62. Эффективная удельная активность (Аэфф.) естественных радионуклидов в строительных материалах, добываемых на местах их месторождения (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленый камень, цементное и кирпичное сырье и пр.) или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки, и пр.) не должны превышать:
а) для материалов используемых во вновь строящихся жилых и общественных зданиях (I класс) Аэфф.=A Ra +1,31•A Th +0,085•А K є 370 Бк,
где: А Ra + A Th - удельная активность 226Ra и 232Th, находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого семейств, а АК - удельная активность 40К (Бк/кг);
б) для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс) Аэфф. є 740 Бк/кг;
в) для материалов, используемых в строительстве изолированных промышленных объектов, где исключается пребывание людей, дорог вне населенных пунктов при условии покрытия их слоем грунта не менее 0,5 м (III класс) Аэфф. є 1500 Бк/кг;
г) при 1500 Бк/кг < Аэфф є 4000 Бк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с Государственным санитарным эпидемиологическим контролем (надзором) Приднестровской Молдавской Республики.
При Аэфф., превышающей 4000 Бк/кг, материалы не должны использоваться в строительстве.
63. Приведенные значения Аэфф. необходимо рассматривать как усредненные из нескольких (не менее 5) образцов строительных материалов, полученных от конкретного поставщика.
64. Удельная активность естественных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должна превышать: А U +1,2 A Th є 2,8 кБк/кг,
где: А U и A Th - удельные активности урана - 238 (или радия - 226) и тория - 232 (или тория - 228), находящиеся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого семейств соответственно.
65. Обнаружение в единичных образцах уровней, превышающих значения Аэфф., является основанием для проведения дополнительных исследований, принятия специальных решений или приостановления деятельности.
10. Методы отбора проб гамма - спектрометрического
анализа строительных материалов и минеральных удобрений
66. Контролю радионуклидного состава подлежат все виды материалов, полученных (импортируемых) для строительных работ и монтажа или производимых комбинатами стройматериалов и минеральных удобрений. Контроль производится в аккредитованных лабораториях, согласно действующему законодательству.
67. Образцы, направленные для исследования, должны быть характерными для партии сырья, т.е. полностью отражать её свойства на настоящее время. Для этого из десяти различных мест строительного сырья отбираются пять образцов весом 1,0 - 3,0 кг каждый, перемешиваются на площадке лопатой и выбирают одну среднюю пробу весом не менее 1,0 - 3,0 кг.
68. Частота отбора проб должна обеспечить получение данных о динамике уровней удельной активности естественных радионуклидов в представленном материале.
69. Отобранные пробы массой не менее 1,0 - 3,0 кг, размельченные до размера 1 - 2 мм и упакованные в двойные полиэтиленовые пакеты с паспортом пробы (Приложение N 2), помещенным между пакетами направляется в лабораторию для проведения гамма-спектрометрического анализа.
70. Результаты контроля радиационного качества строительных материалов и минеральных удобрений оформляются в виде протокола (Приложение N 3), один экземпляр которого направляется производителю или заказчику. Использование строительного материала производится в соответствии с классификацией по видам использования (Приложение N 3).
11. Требование к организации радиационного контроля жилых
домов и зданий социально-бытового назначения
71. Радиационный контроль в жилых и общественных зданиях осуществляется для обеспечения соблюдения принятых в НРБ-99 ограничений по облучению населения за счет внешнего облучения и внутреннего облучения изотопами радона и их короткоживущими дочерними продуктами.
Для вновь строящихся и реконструируемых зданий, а также сдаваемых в эксплуатацию после капитального ремонта, радиационный контроль предусматривается на всех стадиях строительства - проектирование, землеотвод (выбор участка для застройки), строительство (контроль сырья и материалов) и сдача в эксплуатацию.
Для существующих зданий радиационный контроль осуществляется в штатном режиме эксплуатации и предусматривает получение информации о соответствии параметров радиационной обстановки принятым значениям.
72. При отводе участков территорий под строительство жилых и общественных зданий, оздоровительных и детских учреждений должны выбираться участки с мощностью дозы гамма-излучения, не превышающей 33 мкР/ч.
73. Если мощность дозы гамма-излучения в жилых и общественных зданиях (части помещений), сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства (реконструкции, капитального ремонта), превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 33 мкР/ч, то предусматриваются мероприятия по ее снижению. При невозможности снизить его до установленного уровня без нарушения целостности здания рассматривается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.
74. Если среднегодовое значение ЭРОА дочерних продуктов изотопов радона в воздухе зданий (части помещений), сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства (реконструкции, капитального ремонта), превышает 100 Бк/м 3 , то предусматриваются мероприятия по ее снижению (снижение поступления изотопов радона в воздух помещений за счет дополнительной изоляции почвы под зданием, создания разрежения в пространстве под зданием, повышения кратности воздухообмена помещений и подпольного пространства здания и др.).
При невозможности в результате экономически обоснованных защитных мероприятий уменьшить ЭРОА изотопов радона в воздухе до значений ниже 100 Бк/м 3 рассматривается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.
75. Если мощность дозы гамма-излучения в эксплуатируемых жилых и общественных зданиях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 33 мкР/ч, то предусматриваются мероприятия по ее снижению. При невозможности снизить его до указанного уровня без нарушения целостности здания решается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.
76. При превышении в эксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодового значения ЭРОА дочерних продуктов изотопов радона 200 Бк/м3 проводятся защитные мероприятия по снижению ЭРОА изотопов радона в воздухе здания (части помещений).
При невозможности в результате экономически обоснованных защитных мероприятий уменьшить ЭРОА изотопов радона в воздухе указанного уровня решается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.
77. Мероприятия по пп. 75 и 76 осуществляются с учетом указаний пп. 8, 9 и 10.
12. Методы измерения мощности дозы гамма-излучения
на объектах
78. Гамма-излучение радионуклидов, содержащихся в строительных материалах, создает относительно равномерное облучение организма человека. Мощность дозы гамма-излучения в жилых помещениях (гамма-фон) в большинстве случаев включается в диапазон значений, отличающихся от средних не более чем в 2 - 3 раза, что связано с использованием строительных материалов с повышенным содержанием естественных радионуклидов.
79. Для измерения мощности дозы внешнего гамма-излучения в помещениях и на открытой местности должны использоваться дозиметрические приборы с уровнем чувствительности не более 0,1 мкЗв/ч и максимальным уровнем зависимости регистрации энергии излучения, который не будет превышать 30% в диапазоне энергий излучения от 30 КэВ до 3 МэВ.
80. Для предварительной оценки радиационной обстановки в помещениях с целью выявления возможных локальных источников гамма-излучения проводят предварительное обследование, для проведения которого следует использовать поисковые высокочувствительные гамма-радиометры (индикаторы) типа СРП-68, СРП-88 или высокочувствительные гамма-дозиметры, имеющие поисковый режим работы типа EL-1101, ДРГ-01Т (перечень приборов в приложение N 4).
81. Разрешается применение приборов для оценки мощности эквивалентной дозы, которые дают показания в микрозивертах в час (мкЗв/час). Для пересчета показаний в мкР/час полученные данные в мкЗв/час умножают 100 и делят на 0,9. Например: 0,10 мкЗв/ч соответствуют 11 мкР/ч.
82. Все используемые приборы должны иметь свидетельство об аттестации и метрологического контроля текущего года.
83. На территории Приднестровской Молдавской Республики мощность дозы гамма-излучения на открытой местности в среднем составляет 0,07 - 0,18 мкЗв/час. В помещениях МЭД в среднем составляет 0,1 - 0,2 мкЗв/час.
84. Измерения мощности эквивалентной дозы (МЭД) внешнего гамма-излучения на открытой местности Н 0 (мкЗв/ч) производится вблизи обследуемого здания не менее чем в 5 точках (пунктах), расположенных на расстоянии от 30 до 100 м от существующих зданий и сооружений и не ближе 20 м друг от друга. Точки измерений следует выбирать на участках местности с естественным грунтом, не имеющим локальных техногенных изменений (щебень, песок, асфальт) и радиоактивных загрязнений. При измерениях блок детектирования располагают на высоте 1 м над поверхностью земли. В каждой точке число измерений при использовании дозиметров типа ДРГ-01Т должно быть не менее десяти. За результаты измерений в каждой i-той точке на открытой местности число Н 0i принимается среднее арифметическое полученных в ней измерений.
85. Измерения МЭД гамма-излучения в помещениях сдаваемого в эксплуатацию здания проводятся, как правило, выборочно. Для проведения измерений выбирают типичные помещения, ограждающие конструкции которых изготовлены из различных строительных материалов. При этом в многоэтажных зданиях выбирают помещения, подлежащие обследованию, на каждом этаже.
Число обследуемых помещений выбирается в зависимости от этажности здания, числа помещений (квартир) и других характеристик здания, при этом:
а) в односемейных домах, коттеджах (в том числе многоэтажных), школьных и дошкольных учреждениях измерения должны проводится в каждом помещении;
б) в многоквартирных домах при числе квартир до 10 и зданий социально-бытового назначения при числе помещений до 30 измерения проводится в каждой квартире для жилых зданий и в каждом помещении для других зданий;
в) в многоквартирных домах при числе квартир до 100 и зданий социально-бытового назначения при числе помещений до 300 измерения проводятся не менее чем в 50% квартир (помещений) в каждом подъезде;
г) при числе квартир в жилом здании свыше 100 и числе помещений в здании социально-бытового назначения свыше 300 число обследуемых квартир (помещений) должно быть не менее 25% от их общего числа в каждом из подъездов здания. При обследовании жилых многоквартирных домов измерения в каждой квартире следует проводить не менее чем в двух помещениях, которые должны быть различными по функциональному назначению.
С поисковым радиометром (дозиметром) производят обход всех помещений обследуемого здания по периметру каждой комнаты, произведя замеры на высоте 1 м от пола на расстоянии 5 - 10 см от стен, и по оси каждой комнаты, произведя замеры на высоте 5 - 10 см над полом.
86. Измерения МЭД внешнего гамма-излучения в каждом обследуемом помещении выполняют в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола, а также в выявленных участках с максимальным значением МЭД гамма-излучения. Результаты измерения оформляются в виде протокола с указанием используемого прибора и даты его метрологического контроля. Один экземпляр протокола прикладывается к документам комиссии по приему в эксплуатацию дома, а другой передается в территориальный Центр гигиены и эпидемиологии.
87. В случаях, когда МЭД превышает 0,5 мкЗ/час, принимаются меры по выявлению происхождения источников превышения гамма-излучения в целях выбора мер по её уменьшению. Эти меры реальны только в случаях, когда повышенный уровень фона обусловлен использованием при строительстве крыш или территории вокруг зданий материалов с повышенным содержанием естественных радионуклидов, которые могут быть удалены. Если эти материалы входят в состав стен или потолка, тогда единственной мерой может служить смена назначения помещений или здания, в целом.
13. Требования к организации радиационного контроля
эквивалентной равновесной объемной активности изотопов радона
88. Контролируемой величиной в зданиях и сооружениях, согласно НРБ-99, является среднегодовое значение эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) изотопов радона (222Rn - радона и 220Rn - торона) в воздухе помещений, равное:
Ссг = ЭРОАRn + 4,6 • ЭРОАTn, (1)
ЭРОАRn= 0,104 • АRaA + 0,514 • ARaB + 0,382 • ARaC (2)
АTn = 0,913 • АTnВ + 0,087 • АTnС (3)
где: АRaA, ARaB, ARaC, АTnВ и АTnС - объемная активность в воздухе RaA (218Po), RaB (214Pb), RaC (214Bi), ThB (212Pb) и ThC (212Bi), соответственно, Бк/м3.
89. Допускается проводить оценку ЭРОАRn по результатам измерений объемной активности радона (ARn). В этом случае для пересчета измеренных значений А Rn в значение ЭРОАRn используется коэффициент FRn, характеризующий сдвиг радиоактивного равновесия между радоном и его дочерними продуктами в воздухе:
ЭРОАRn = FRn • АRn (4)
Значения F Rn определяют экспериментальным путём по результатам одновременных измерений АRn и ЭРОАRn. В расчетах по формуле (4) используют средние значения F Rn , характерные для данного региона, периода года и типа здания. При отсутствии экспериментальных данных о значении F Rn , его принимают равным 0,5.
90. При приемке в эксплуатацию зданий, как правило, не имеется возможности проводить измерения среднегодового значения ЭРОА изотопов радона, поэтому проводят оценку его верхней границы по результатам измерений за период до 1 - 2 недель с учетом коэффициента вариации во времени значения ЭРОА радона V Rn (t) и основных погрешностей применяемых средств измерений:
(ЭРОАRn + Rn) • VRn(t) + 4,6 • (ЭРОАTh + Th) є 100 Бк/м3, (5)
где: Rn и Th - погрешности определения ЭРОА радона и торона в
воздухе соответственно, значения которых рассчитываются по формуле:
i = дельта0 • ЭРОАi /100, Бк/м3, (6) в которой ЭРОАi - измеренное значение ЭРОА радона (торона) в воздухе, а дельта 0 - основная погрешность измерения, принимаемая по свидетельству о поверке (метрологической аттестации) средства измерения.
Значение коэффициента вариации зависит от геологогеофизических характеристик грунта под зданием, климатических особенностей региона, типа здания, сезона года, в течение которого проводились измерения, а также от продолжительности измерения (продолжительности проботбора) в используемой методике контроля. В качестве расчетных значений коэффициента вариации при проверке выполнения соотношения (5) принимают среднее значение VRn(t), определенное в процессе специальных исследований в данном регионе в зданиях различного типа, выполненных в разные сезоны года.
При отсутствии данных о фактических значениях VRn(t) их принимают по таблице N 2 в зависимости от продолжительности измерения.
Таблица N 2
---------------------------T-------T---------T----------T----------¬
¦ Продолжительность ¦є 1 час¦1-3 сутки¦1-2 недели¦1-3 месяца¦
¦ измерения ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+-----------------T--------+-------+---------+----------+----------+
¦ ¦ теплый ¦ 3,0 ¦ 2,3 ¦ 1,8 ¦ 1,5 ¦
¦ Значение ¦ сезон ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ VRn(t) +--------+-------+---------+----------+----------+
¦ ¦холодный¦ 1,5 ¦ 1,1 ¦ 0,95 ¦ 0,75 ¦
¦ ¦ сезон ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
L-----------------+--------+-------+---------+----------+-----------
91. Число и расположение подлежащих обследованию помещений выбирают исходя из того, что обследоваться должны, во - первых, все типы помещений, имеющие функционально различное назначение, и, во - вторых, помещения, расположенные на каждом этаже многоэтажного здания, включая подвал, а при двух и более подъездах - в каждом подъезде. При этом наибольшую долю от всех выбранных для обследования помещений должны составлять те, в которых люди проводят наибольшее количество времени. В жилых помещениях, если нет на то особых оснований, не обследуются ванные и туалетные комнаты, кухни, кладовые. Объем контроля должен быть согласован с территориальным центром госсанэпидконтроля (надзора).
92. Измерения в выбранных для обследования помещениях вновь строящихся и реконструируемых зданий проводятся после их предварительной выдержки (не менее 12-24 часов) при закрытых окнах и дверях (как в помещениях, так и в подъездах) и штатном режиме принудительной вентиляции (при её наличии). Измерения рекомендуется проводить при наиболее высоком для данной местности барометрическом давлении и слабом ветре. При измерениях приборы следует располагать: не ниже 50 см от пола, не ближе 25 см от стен и 50 см от нагревательных элементов, кондиционеров, окон и дверей. В каждом обследуемом помещении (квартире) проводится, как правило, одно измерение ЭРОА изотопов радона. При больших размерах обследуемого помещения количество измерений увеличивается из расчета: одно измерение на каждые 50 квадратных метров.
93. Результаты измерений на объекте, который сдается в эксплуатацию (мощность эквивалентной дозы и концентрации радона) оформляются в виде протокола (Приложение N 5) один экземпляр которого прилагается к акту приема объекта в эксплуатацию, а копия хранится в территориальном центре госсанэпидслужбы.
14. Требование к организации радиационного контроля
источников питьевого водоснабжения
94. На все источники питьевого водоснабжения населения должно оформляться санитарно-эпидемиологическое заключение на соответствие санитарным правилам и нормативам. Новые источники водоснабжения вводятся в эксплуатацию при наличии санитарно-эпидемиологического заключения; на эксплуатируемые источники заключения оформляются в установленном порядке.
95. Требования по обеспечению радиационной безопасности населения при потреблении питьевой воды включают следующие основные положения:
а) при содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу облучения населения менее 0,1 мЗв/год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности.
б) условием непревышения указанной дозы за счет питьевой воды является содержание отдельных радионуклидов в воде ниже уровня вмешательства (УВ) по НРБ-99 для стандартного водопотребления 2 кг в сутки (730 кг в год).
в) при совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов доза облучения населения не превысит 0,1 мЗв/год, если для них выполняется условие:
Cумма (Аi / УВi) є 1,
i
где Аi - удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг; УВi - соответствующий уровень вмешательства, Бк/кг.
96. Предварительная оценка соответствия воды УВ дается по удельной суммарной альфа- (Аальфа) и бета-активности (Абета), которая не должна превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг соответственно. Ниже этих значений дальнейшие исследования воды нецелесообразны. В случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых радионуклидов в воде включает следующие природные радионуклиды: 238U, 234U, 226Ra, 228Ra, 210Po, 210Pb, 222Rn и 40К (обязательно при превышении значения Абета). При этом удельная активность 40К должна вычитаться из полученного значения Абета.
97. При невыполнении условия п. 95 проводится оценка доз внутреннего облучения населения и/или критических групп населения за счет потребления воды и рассматривается вопрос о целесообразности разработки и осуществления защитных мероприятий с учетом принципа оптимизации.
Обоснование характера защитных мероприятий проводится в каждом конкретном случае на основании взвешивания пользы и вреда для здоровья населения с учетом результатов исследований воды используемых и альтернативных источников по показателям биологической, химической безопасности и органолептических свойств, а также возможного ущерба в связи с прерыванием или ограничением водопотребления.
При значительном вкладе 222Rn в соотношение п. 95 предусматривается аэрация питьевой воды.
98. Радиационно-гигиеническая оценка питьевой воды включает следующие основные этапы:
а) определение удельной суммарной альфа- и бета-активности радионуклидов в воде, а для подземных и в необходимых случаях и для приповерхностных источников еще и содержания радона;
б) определение удельной активности радионуклидов в питьевой воде;
в) гигиеническая оценка питьевой воды по критериям радиационной безопасности, включая и оценку доз облучения населения и/или критических групп населения.
99. Если содержание природных радионуклидов в питьевой воде превышает уровни вмешательства более чем в 10 раз (значения УОВ по Приложению 6), то поиск и переход на альтернативный источник водоснабжения населения осуществляется в безотлагательном порядке. В исключительных случаях при отсутствии альтернативных источников питьевого водоснабжения решение вопроса о возможности использования таких источников водоснабжения принимается по согласованию с Республиканским органом госсанэпидконтроля (надзора), с учетом результатов оценки суммарных доз облучения населения за счет всех природных источников излучения.
100. Производственный радиационный контроль питьевой воды обеспечивается организацией, осуществляющей водоснабжение населения, по программе, согласованной с органами госсанэпиднадзора. При этом перечень радионуклидов, определяемых в питьевой воде, а также порядок контроля устанавливаются с учетом типа источника водоснабжения, возможных источников загрязнения воды, реального содержания радионуклидов в воде и его сезонных изменений. Объем производственного радиационного контроля устанавливается тем выше, чем выше содержание природных радионуклидов. При проведении производственного радиационного контроля допускается определять только те радионуклиды, суммарный вклад которых в облучение населения за счет потребления питьевой воды составляет 80% или более.
101. На станциях водоснабжения, осуществляющих отбор воды из артезианских источников, проводится радиационный контроль в местах размещения фильтров-очистителей, отстойников, аэраторов и пр. по мощности дозы гамма-излучения, а также рабочих мест по содержанию изотопов радона и их дочерних продуктов в воздухе.
15. Радиационно-гигиенические требования по реабилитации
территорий при прекращении эксплуатации предприятий
102. Для проектируемых организаций, в результате деятельности которых возможно образование производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов, проводится обследование территории с оценкой ее основных радиационно-гигиенических характеристик.
Полученные данные - мощность дозы гамма-излучения на территории, содержание природных радионуклидов в поверхностных породах земли, удельная активность природных радионуклидов в воде рек и озер и др. - вносятся в проектную документацию организации.
103. Для существующих организаций исходные радиационно-гигиенические характеристики могут быть получены путем обследования близлежащей территории с аналогичными геологическими и геофизическими характеристиками.
104. При прекращении эксплуатации организаций, в результате деятельности которых образуются производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов, для реабилитации территории разрабатывается проект, на который оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпиднадзора о его соответствии санитарным правилам и нормативам.
105. В проекте реабилитации территории предусматриваются мероприятия по нормализации параметров радиационной обстановки до уровней, максимально близких к их исходным значениям. При этом эффективная доза дополнительного облучения природными источниками излучения критической группы населения, проживающего на территории после ее реабилитации, не должна превышать 100 мкЗв/год.
106. Требования пп. 104 и 105 применяются также к территориям, на которых размещены производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов (свалки отходов, хвостохранилища организаций по добыче и переработке минерального сырья и пр.), перед их реабилитацией.
16. Обследование уровней облучения населения природными
источниками ионизирующих излучений
107. Значения суммарных доз облучения населения природными источниками ионизирующего излучения являются важнейшей характеристикой радиационной обстановки в регионе, районе, населенном пункте. Радиационная обстановка характеризуется средним значением суммарной дозы и дозой облучения критической группы населения, подвергающегося наибольшему облучению.
Доля населения региона с повышенным и высоким уровнями облучения определяет стратегию обеспечения радиационной безопасности в регионе, степень необходимости и срочности проведения мероприятий по снижению облучения.
108. Оценка уровней облучения населения природными источниками излучений проводится по результатам выборочного обследования жилых и общественных зданий, контроля содержания природных радионуклидов в источниках питьевого водоснабжения, продуктах питания и атмосферном воздухе.
109. Сведения об уровнях облучения населения природными источниками ионизирующего излучения, их вкладе в суммарную дозу, возможностях их снижения для населения региона или отдельных групп, подвергающихся повышенному облучению природными источниками излучения, являются важнейшей характеристикой радиационной обстановки в регионах и заносятся в радиационно-гигиенические паспорта организаций и территорий.
110. Оценка доз облучения населения за счет всех основных природных источников излучения производится в соответствии с методическими указаниями.
Приложение 1 (справочное) к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
Перечень основных природных радионуклидов
и их характеристики
Таблица 3
-------T-------------T------------T------T------------T------------¬
¦ ¦ Период ¦ Тип ¦ ¦ Период ¦ Тип ¦
¦Нуклид¦ полураспада ¦ распада ¦Нуклид¦полураспада ¦ распада ¦
¦ ¦ Т1/2 ¦ ¦ ¦ Т1/2 ¦ ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ Ряд 238U ¦ Ряд 235U ¦
+------T-------------T------------+------T------------T------------+
¦ 238U ¦4,468•1E9 лет¦ альфа ¦235U ¦7,038•1E8лет¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 234Th ¦ 24,10 дней ¦ бета ¦231Th ¦ 25,52 час.¦ бета ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 234mРа¦ 1,17 мин. ¦ бета ¦231Ра ¦3,276•1E4лет¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 234U ¦2,455•1E5 лет¦ альфа ¦227Ас ¦21,773 года ¦альфа(1,38%)¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦бета(98,62%)¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 230Th ¦7,538•1E4 лет¦ альфа ¦227Th ¦ 18,72 дней ¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 226Ra ¦ 1600 лет ¦ альфа ¦223Fe ¦ 21,8 мин. ¦ бета ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 222Rn ¦ 3,8232 дней ¦ альфа ¦223Ra ¦1,1435дней ¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 218Рo ¦ 3,10 мин. ¦ альфа ¦219Rn ¦ 3,96 с ¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 214Pb ¦ 26,8 мин. ¦ бета ¦215Po ¦ 1,78 мс ¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦214Bi ¦ 19,9 мин. ¦ бета ¦211Рb ¦ 36,1 мин. ¦ бета ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 214Ро ¦ 164,3 мкс ¦ бета ¦211Bi ¦ 2,14 мин. ¦альфа(99,72%¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ бета(0,28%)¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦210Pb ¦ 22,3года ¦ бета ¦207Tl ¦ 4,77 мин. ¦ бета ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ 210Bi ¦ 5,013 дней ¦ бета ¦ Ряд 232Тh ¦
+------+-------------+------------+------T------------T------------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ 210Рo ¦138,376 дней ¦ альфа ¦232Тh ¦1,405•1E10л.¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ Калий ¦228Ra ¦ 5,75 лет ¦ бета ¦
+------T-------------T------------+------+------------+------------+
¦ 40К ¦1,265•1E10лет¦ бета, ¦228Ac ¦ 6,15 час. ¦ бета ¦
¦ ¦ ¦ гамма ¦ ¦ ¦ ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ ¦ ¦ ¦228Th ¦ 1,9116 лет ¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ ¦ ¦ ¦224Ra ¦ 3,66 дней ¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ ¦ ¦ ¦220Rn ¦ 55,6 с ¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ ¦ ¦ ¦216Ро ¦ 145 мс ¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ ¦ ¦ ¦212Рb ¦ 10,64 час. ¦ бета ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ ¦ ¦ ¦212Bi ¦ 60,55 ¦альфа(35,94%¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦бета(64,06%)¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ ¦ ¦ ¦212Ро ¦ 298 нс ¦ альфа ¦
+------+-------------+------------+------+------------+------------+
¦ ¦ ¦ ¦208Тl ¦ 3,053 мин. ¦ бета ¦
L------+-------------+------------+------+------------+-------------
Продолжение приложения 1 к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
Гамма-излучение основных природных радионуклидов
с энергией (Е гамма) более 100 кэВ и квантовым выходом (ni)
более 1% для рядов 238U и 232Th и 10% - для ряда 235U
Таблица 4
---------T-----T-------------------T--------T-----T----------------¬
¦ ¦ ¦ Радионуклид ряда ¦ ¦ ¦Радионуклид ряда¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦Е гамма,¦ni,% +------T-----T------+Е гамма,¦ni,% +-------T--------+
¦ кэВ ¦ ¦ 238U ¦ ¦ ¦ кэВ ¦ ¦ 238U ¦ 232Th ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 129,1 ¦2,93 ¦ ¦ ¦ 228Ac¦ 785,9 ¦1,09 ¦ 214Pb ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 143,8 ¦10,96¦ ¦ 235U¦ ¦ 794,8 ¦ 4,6 ¦ ¦ 228Ас ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 185,7 ¦57,2 ¦ ¦ 235U¦ ¦ 806,2 ¦1,23 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 186,2 ¦3,59 ¦ 226Rа¦ ¦ ¦ 835,6 ¦1,71 ¦ ¦ 228Ас ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 209,4 ¦4,1 ¦ ¦ ¦ 228Ас¦ 860,3 ¦12,42¦ ¦ 208Тl*¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 236,0 ¦12,3 ¦ ¦227Th¦ ¦ 911,2 ¦26,6 ¦ ¦ 228Ас ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 238,6 ¦43,6 ¦ ¦ ¦ 212Рb¦ 934,0 ¦3,16 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 240,8 ¦3,97 ¦ ¦ ¦ 224Ra¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 241,9 ¦7,46 ¦ 214Рb¦ ¦ ¦ 964,6 ¦5,8 ¦ ¦ 228Ас ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 269,4 ¦13,7 ¦ ¦223Ra¦ ¦ 969,0 ¦16,2 ¦ ¦ 228Ас ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 270,3 ¦3,77 ¦ ¦ ¦ 228Ас¦ 1120 ¦15,1 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 271,1 ¦9,9 ¦ ¦219Rn¦ ¦ 1155 ¦1,69 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 277,3 ¦6,31 ¦ ¦ ¦208Tl*¦ 1238 ¦5,92 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 295,2 ¦19,3 ¦ 214Рb¦ ¦ ¦ 1281 ¦1,47 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 300,0 ¦3,34 ¦ ¦ ¦212Pb ¦ 1378 ¦4,02 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 328,0 ¦ 3,5 ¦ ¦ ¦228Ac ¦ 1401 ¦1,39 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 338,3 ¦11,3 ¦ ¦ ¦228Ac ¦ 1408 ¦2,48 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 350,0 ¦12,8 ¦ ¦211Bi¦ ¦ 1459 ¦1,06 ¦ ¦ 228Ac ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 351,9 ¦37,6 ¦ 214Pb¦ ¦ ¦ 1461 ¦10,66¦ 40K ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 401,7 ¦6,64 ¦ ¦219Rn¦ ¦ 1496 ¦1,05 ¦ ¦ 228Ac ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 409,6 ¦2,20 ¦ ¦ ¦228Ac ¦ 1509 ¦2,19 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 463,1 ¦4,6 ¦ ¦ ¦228Ac ¦ 1588 ¦3,6 ¦ ¦ 228Ac ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 510,6 ¦22,6 ¦ ¦ ¦208Tl ¦ 1621 ¦1,51 ¦ ¦ 212Bi ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 583,0 ¦84,5 ¦ ¦ ¦208Tl*¦ 1630 ¦1,95 ¦ ¦ 228Ac ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 609,3 ¦46,1 ¦ 214Bi¦ ¦ ¦ 1661 ¦1,15 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 665,5 ¦1,56 ¦ 214Bi¦ ¦ ¦ 1730 ¦3,05 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 727,3 ¦6,58 ¦ ¦ ¦212Bi ¦ 1765 ¦15,4 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 755,3 ¦1,32 ¦ ¦ ¦228Ac ¦ 1847 ¦2,12 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 763,0 ¦1,64 ¦ ¦ ¦208Tl*¦ 2119 ¦1,21 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 772,3 ¦1,09 ¦ ¦ ¦228Ac ¦ 2204 ¦4,99 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------+
¦ 768,4 ¦4,88 ¦ 214Bi¦ ¦ ¦ 2448 ¦1,55 ¦ 214Bi ¦ ¦
+--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+--------¦
¦ 785,5 ¦1,11 ¦ ¦ ¦212Bi ¦ 2615 ¦99,16¦ ¦ 208Tl* ¦
L--------+-----+------+-----+------+--------+-----+-------+---------
Примечание:* Квантовые выходы гамма-излучения радионуклидов ряда 235U на акт распада 238U равны приведенным значениям, умноженным на коэффициент равный 0,0457. Квантовые выходы гамма-излучения 208Тl на акт распада 232Th (при радиоактивном равновесии) равны приведенным значениям, умноженным на 0,3594.
Продолжение приложения 1 к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
Малораспространенные природные радионуклиды
Таблица 5
--------------T----------T-------------T--------T-----------T-------------------¬
¦ Химический ¦ ¦Распространен¦Атомная ¦Удельная ¦ Вид распада ¦
¦ элемент, ¦ Т1/2, год¦ ность в ¦ масса ¦активность ¦ Энергия,кэВ ¦
¦ изотоп ¦ ¦ природной ¦изотопа,¦ элемента ¦(квантовый выход, ¦
¦ ¦ ¦ смеси,% ¦ а.е.м. ¦ ¦ %) ¦
+-------------+----------+-------------+--------+-----------+-------------------+
¦Лантан, 138 La¦1,05• 1E11¦ 0,0902 ¦138,9055¦818 Бк/кг ¦ ЭЗ(66,4); ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ бета(33,6); ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ Е бета с=95; ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ гамма:788,7(33,6);¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 1436(66,4) ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ К альфа:31,8(11,6);¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 32,2 (21,6) ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ К бета:36,4 (4,16) ¦
+-------------+----------+-------------+--------+-----------+-------------------+
¦Самарий 147 Sm¦ 1,06•1E11¦ 14,99 ¦ 150,36 ¦124 кБк/кг ¦ альфа 2310 ¦
+-------------+----------+-------------+--------+-----------+-------------------+
¦Лютеций 176 Lu¦3,73•1E10 ¦ 2,59 ¦174,967 ¦52,5 кБк/кг¦ бета100% ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ Е бета с=180гамма:¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 88,4(14,5);201,8 ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ (78,0); 306,8 ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦(93,6);401,1(0,84) ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ К альфа:54,6(9,3); ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 55,7 (16,2); ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ К бета : 63,2 ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦(5,3);65,25(1,38) ¦
+-------------+----------+-------------+--------+-----------+-------------------+
¦Рубидий, 87 Rb¦ 4,75•1E10¦ 27,835 ¦ 85,4678¦ 907 кБк/кг¦ бета 100% ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ Е бета с = 111,5 ¦
L-------------+----------+-------------+--------+-----------+--------------------
Примечание: а) удельная активность изотопа в природной смеси рассчитывается по формуле: А = 1,323 • 1E(17)• R / Т1/2 М, Бк/кг, в которой: Т1/2 - период полураспада, год; R - атомная распространенность элемента в природной смеси изотопов, %; М - атомная масса элемента в a.e.м.;
б) удельная активность радионуклида в химическом соединении или материале равна произведению удельной активности элемента его на массовую долю в химическом соединении или материале.
Продолжение приложения 1 к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
Основные области применения материалов, содержащих
малораспространенные природные радионуклиды
Таблица 6
---------------------------------T---------------------------------¬
¦ Минералы и руды, ¦ Область применения ¦
¦ содержащие элемент ¦ ¦
+--T-----------------------------+---------------------------------+
¦Lu¦Монацит, бастенизит ¦ ¦
+--+-----------------------------+В металлургии в виде специальных ¦
¦ ¦Монацит, бастенизит, редкие ¦ тугоплавких сплавов, в качестве ¦
¦ ¦земли; кальциты, полевые ¦ раскислителей. В оптике для ¦
¦La¦шпаты,апатиты, пироморфиты, ¦ производства стекол для фото-, ¦
¦ ¦вольфраматы, циркониевые руды¦кино-и видеокамер, конденсаторов.¦
¦ ¦ ¦Для изготовления кислородостойких¦
¦ ¦ ¦печей, мощных дуговых электродов,¦
¦ ¦ ¦ катализаторов, керамики и др. ¦
+--+-----------------------------+---------------------------------+
¦Sm¦Монацит, самарскит ¦В производстве специальных ¦
¦ ¦ ¦стекол,огнеупоров, катализаторов,¦
¦ ¦ ¦пигментов. На основе соединения с¦
¦ ¦ ¦кобальтом (SmCo5) изготавливают ¦
¦ ¦ ¦мощные постоянные магниты. ¦
+--+-----------------------------+---------------------------------+
¦Rb¦ Лепидолит, поллуцит, ¦ В электронике(фотоэлементах, ¦
¦ ¦карналлит.Попутно добывается ¦ лампах дневного света). ¦
¦ ¦из калийных солей, литиевых ¦ Соединения Pb используются ¦
¦ ¦слюд, нефелина. В природе ¦в качестве твердых электролитов. ¦
¦ ¦ сопутствует калию. ¦ В вакуумной техникe ¦
¦ ¦ ¦(газопоглотитель). Перспективное ¦
¦ ¦ ¦ "топливо" для ионных ракетных ¦
¦ ¦ ¦ двигателей. В медицине. ¦
L--+-----------------------------+----------------------------------
Космогенные радионуклиды
Таблица 7
---------T-----------T-----------------T---------T---------T-------------¬
¦Радио- ¦ Период ¦ Средняя ¦Энергия ¦ ¦Среднемировая¦
¦нуклид ¦полураспада¦энергия бета- ¦ гамма- ¦Квантовый¦ эффективная ¦
¦ ¦ Т1/2 ¦излучения Е бета,¦излучения¦ выход ¦ доза Н, ¦
¦ ¦ ¦ кэВ ¦ Е гамма,¦n-гамма, ¦ мкЗв/год ¦
¦ ¦ ¦ ¦ кэВ ¦ % ¦ ¦
+--------+-----------+-----------------+---------+---------+-------------+
¦ 3Н ¦ 12,32 года¦ 5,68 ¦ ¦ ¦ 0,01 ¦
+--------+-----------+-----------------+---------+---------+-------------+
¦ 7Ве ¦ 53,29 дней¦ ¦ 477,6 ¦ 10,52 ¦ 0,03 ¦
+--------+-----------+-----------------+---------+---------+-------------+
¦ 14С ¦ 5730 лет ¦ 49,45 ¦ ¦ ¦ 12 ¦
+--------+-----------+-----------------+---------+---------+-------------+
¦ 22Na¦2,6024 года¦ + бета 215,4 ¦ 1275 511¦ 99,94180¦ 0,01 ¦
L--------+-----------+-----------------+---------+---------+--------------
Примечание: а) дозы облучения любых групп населения космогенными радионуклидами близки к среднемировым. Для большинства этих радионуклидов дозы крайне малы. Только для 14С несколько превышает пренебрежимо малое значение (10 мкЗв/год);
б) гамма-излучение радионуклидов 7Ве и 22Na может обнаруживаться при гамма-спектрометрическом анализе атмосферных осадков, воздушных фильтров и листовых растений.
Приложение 2 к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
ПАСПОРТ ПРОБЫ N _______
1. Наименование пробы_________________________________________
_______________________________________________________________
общая партия _________________________________________________
2. Дата и место отбора ________________________________________
_______________________________________________________________
количество ____________________________________________________
3. Поставщик _________________________________________________
(организация, город, район)
_______________________________________________________________
_______________________________________________________________
4. Организация ________________________________________________
(Ф.И.О.,должность лица отобравшего пробу для исследования)
_______________________________________________________________
_______________________________________________________________
_______________________________________________________________
Подпись _______________________________________________________ Приложение 3 к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
П Р О Т О К О Л N ____
радиационного контроля строительных материалов
Вид материала ______________________________________________________
Поставщик __________________________________________________________
Отправитель ________________________________________________________
--------T--------T--------T--------T-------T--------T-------T------¬
¦N пробы¦ Радий- ¦ Торий- ¦ Калий- ¦ Аэфф ¦ Класс ¦ Тип ¦Место ¦
¦ ¦ 226 ¦ 232 ¦ 40 ¦ Бк/кг ¦ исполь-¦ пробы ¦отбора¦
¦ ¦ Бк/кг ¦ Бк/кг ¦ Бк/кг ¦ ¦ зования¦ ¦ ¦
+-------+--------+--------+--------+-------+--------+-------+------+
+-------+--------+--------+--------+-------+--------+-------+------+
+-------+--------+--------+--------+-------+--------+-------+------+
+-------+--------+--------+--------+-------+--------+-------+------+
+-------+--------+--------+--------+-------+--------+-------+------+
+-------+--------+--------+--------+-------+--------+-------+------+
+-------+--------+--------+--------+-------+--------+-------+------+
L-------+--------+--------+--------+-------+--------+-------+-------
Заключение:____________________________________________________ ____________________________________________________________________ ____________________________________________________________________ ____________________________________________________________________ ____________________________________________________________________
Область применения Класс Аэфф Бк/кг
1. Все виды строительства I є 370
2. Промышленное и дорожное строительство II є 740
3. Дорожное строительство вне населенных пунктов III є 1500
4. Не должны использоваться в строительстве IV > 4000
Сведения об аккредитации лаборатории N аттестата___ дата выдачи______
Измерения проводились прибором: тип _______________ зав. N __________
_________________ свидетельство о госповерке N _________ от _________
Измерения проводил: ___________________________________________ Заведующий лабораторией
радиационного контроля
"____" ________200_ г
Приложение N 4 (справочное) к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
Перечень дозиметрических приборов,
рекомендуемых для проведения измерений мощности
эквивалентной дозы гамма-излучения
----T-------T--------------T----------T----------------T---------T--------¬
¦ N ¦ Тип ¦Тип детектора,¦Измеряемые¦ Предел ¦Диапазон ¦ 1РS ¦
¦п/п¦прибора¦ фирма ¦ величины ¦ измерений ¦энергий ¦мкЗв/час¦
¦ ¦ ¦ (страна) ¦ ¦ ¦ MэВ ¦ ¦
+---+-------+--------------+----------+----------------+---------+--------+
¦1 ¦ДРГ-01Т¦ Счетчики ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ Гейгера ¦ МэксД ¦ 0,01-100 мР/ч ¦0,05-3,0 ¦ 8Ў9 ¦
¦ ¦ ¦ Россия ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---+-------+--------------+----------+----------------+---------+--------+
¦2 ¦ДБГ-06Т¦ -//- ¦ МэксД ¦ 0,01-100 мР/ч ¦0,05-3,0 ¦ 8Ў9 ¦
¦ ¦ ¦ ¦ МэквД ¦ 0,1-1000мкЗв/ч ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---+-------+--------------+----------+----------------+---------+--------+
¦3 ¦ЕL-1101¦ Na(Tl) ¦ МэксД ¦ 0,005-100 мР/ч ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ сцинтиллятор ¦ МэквД ¦0,05-1000 мкЗв/ч¦0,04-3,0 ¦ 1,5-2 ¦
¦ ¦ ¦ (АТОМТЕХ, ¦ ЕСР ¦ 0,006-1,5 МэВ ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ Белорусь) ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---+-------+--------------+----------+----------------+---------+--------+
¦4 ¦EL-1119¦ Пластиковый ¦ МэксД ¦ 0,005-106 мР/ч ¦0,05-10,0¦ ¦
¦ ¦ ¦ сцинтиллятор ¦ МПД ¦ 0,05-107мкГр/ч ¦0,05-10,0¦ ¦
¦ ¦ ¦ (АТОМТЕХ, ¦ МэквД ¦ 0,05-107мкЗв/ч ¦0,02-10,0¦ 1,5-2 ¦
¦ ¦ ¦ Белорусь) ¦ ЭксД ¦ 5 мкР/ч-1000 Р ¦0,05-10,0¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ПД ¦ 0,05 мкГр-10Гр ¦0,05-10,0¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ЭквД ¦ 0,05мкЗв-10зВ ¦0,02-10,0¦ ¦
L---+-------+--------------+----------+----------------+---------+---------
МэксД - мощность экспозиционной дозы;
МэквД - мощность эквивалентной дозы;
МПД - мощность поглощенной дозы;
ЭксД - экспозиционная доза;
ЭквД - эквивалентная доза;
ПД - поглощенная доза в воздухе;
Еср - средняя энергия фотонного излучения;
1Рs - собственный фон и отклик на космическое излучение в
единицах МЭксД
Приложение N 5 к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
П Р О Т О К О Л N___
исследования мощности эквивалентной дозы и
концентрации радона в помещениях
Наименование исследуемого объекта, его адрес: _________________
_______________________________________________________________
Назначение объекта (жилое или общественное здание):____________
Цель обследования объекта:_____________________________________
[]-приемка в эксплуатацию после завершения строительства;
[]-приемка в эксплуатацию после реконструкции или капремонта;
[]-обследование эксплуатируемого здания.
Заказчик: _____________________________________________________
Проект здания (тип, серия)_____________________________________
Характеристика объекта: _______________________________________
Год постройки (реконструкции, капремонта)__ Количество этажей__
Тип фундамента _______________________________________________
Использованные стройматериалы _________________________________
Содержание радия-226 (ЕРН): в стройматериалах _________________
в засыпке _____________________________________________________
Система вентиляции в здании:[]- естественная,[]-принудительная,
[] - кондиционирование.
Система вентиляции подвальных помещений:
[] - естественная, [] - принудительная, [] - кондиционирование.
Условия проведения измерений:
Состояние принудительной вентиляции (кондиционеров)
Подвал:
[] - штатный режим работы, [] - нештатный режим работы
Остальные помещения здания:
[] - штатный режим работы, [] - нештатный режим работы,
[] - окна, двери помещений и подъездов закрыты, [] - открыты.
Указывать необязательно:
Температура воздуха:в помещениях:_______°С,вне здания _______°С
Барометрическое давление, скорость ветра ______________________ Средства измерения:
----T-------T----T-------------T-----------T-------------T---------¬
¦ N ¦ Тип ¦Зав.¦ N ¦ Срок ¦ Кем выдано ¦Основная ¦
¦п/п¦прибора¦ N ¦свидетельства¦ действия ¦свидетельство¦погреш- ¦
¦ ¦ ¦ ¦ о госповерке¦ свидетель-¦ ¦ ность ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ства ¦ ¦измерения¦
+---+-------+----+-------------+-----------+-------------+---------+
+---+-------+----+-------------+-----------+-------------+---------+
+---+-------+----+-------------+-----------+-------------+---------+
+---+-------+----+-------------+-----------+-------------+---------+
+---+-------+----+-------------+-----------+-------------+---------+
+---+-------+----+-------------+-----------+-------------+---------+
L---+-------+----+-------------+-----------+-------------+----------
Продолжение приложения 5 к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
Результаты измерений:
-----T------------------T--------------T---------------------------¬
¦ N ¦ Место измерений ¦ МЭД мкЗв/час ¦ Концентрация Радона Бк/м3 ¦
¦п/п ¦ ¦ ¦ ¦
+----+------------------+--------------+---------------------------+
+----+------------------+--------------+---------------------------+
+----+------------------+--------------+---------------------------+
+----+------------------+--------------+---------------------------+
+----+------------------+--------------+---------------------------+
L----+------------------+--------------+----------------------------
Измерение провел: _____________________________________________
(должность, Ф.И.О.)
Заведующий ЛРК ________________________________________________
(Ф.И.О.)
"____" ________200_ г Приложение 6 к
СанПиН МЗСЗ ПМР 2.6.1.02.-2006
Значения дозовых коэффициентов для взрослых жителей,
уровни вмешательства (УВ) и уровни оперативного вмешательства
(УОВ) для основных природных радионуклидов в питьевой воде
(при стандартном водопотреблении 730 кг в год)
------------T--------------T-------------T----------T--------------¬
¦Радионуклид¦ Период ¦ Дозовый ¦УВ, Бк/кг ¦ УОВ, Бк/кг ¦
¦ ¦полураспада, ¦коэффициент, ¦ ¦ ¦
¦ ¦ Т1/2 ¦ мкЗв/Бк ¦ ¦ ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ Ряд 238U ¦
+-----------T--------------T-------------T----------T--------------+
¦ 238U ¦4,468•1E9 лет ¦ 0,045 ¦ 3,00 ¦ 30,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 234U ¦2,455•1E5 лет ¦ 0,049 ¦ 2,80 ¦ 28,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 230Th ¦7,538•1E4 лет ¦ 0,210 ¦ 0,65 ¦ 6,5 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 226Ra ¦ 1600 лет ¦ 0,280 ¦ 0,50 ¦ 5,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 222Rn ¦ 3,8232 дней ¦ * ¦ 60,0 ¦ 600,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 210Рb ¦ 22,3 года ¦ 0,690 ¦ 0,20 ¦ 2,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 210Ро ¦ 138,376 дней ¦ 1,200 ¦ 0,11 ¦ 1,1 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ Ряд 232Тh ¦
+-----------T--------------T-------------T----------T--------------+
¦ 232Th ¦1,405•1E10 лет¦ 0,230 ¦ 0,6 ¦ 6,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 228Ra ¦ 5,75 лет ¦ 0,690 ¦ 0,2 ¦ 2,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 228Тh ¦ 1,9116 лет ¦ 0,072 ¦ 1,9 ¦ 19,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 224Ra ¦ 3,66 дней ¦ 0,065 ¦ 2,1 ¦ 21,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ Ряд 235U ¦
+-----------T--------------T-------------T----------T--------------+
¦ 235U ¦7,038•1E8 лет ¦ 0,047 ¦ 2,90 ¦ 29,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 231Ра ¦3,276•1E4 лет ¦ 0,710 ¦ 0,19 ¦ 1,9 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 227Ас ¦ 21,773 года ¦ 1,100 ¦ 0,12 ¦ 1,2 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 227Th ¦ 18,72 дней ¦ 0,0088 ¦ 16,00 ¦ 160,0 ¦
+-----------+--------------+-------------+----------+--------------+
¦ 223Ra ¦ 11,435 дней ¦ 0,100 ¦ 1,40 ¦ 14,0 ¦
L-----------+--------------+-------------+----------+---------------
* Уровни установлены с учетом критического пути облучения по п. 5.3.5 НРБ-99.