Про затвердження державних санітарних правил "Основні санітарні правила забезпечення радіаційної [...]
МОЗ України; Наказ, Правила, Форма типового документа [...] від 02.02.200554
Документ z0552-05, чинний, поточна редакція — Прийняття від 02.02.2005
 

Сторінки:  [ 1 ]  2  3  4  5  6  7  8
наступна сторінка »  

                                                          
МІНІСТЕРСТВО ОХОРОНИ ЗДОРОВ'Я УКРАЇНИ
Н А К А З
02.02.2005 N 54
Зареєстровано в Міністерстві
юстиції України
20 травня 2005 р.
за N 552/10832

Про затвердження державних санітарних правил
"Основні санітарні правила забезпечення
радіаційної безпеки України"

Відповідно до Закону України "Про забезпечення санітарного та
епідемічного благополуччя населення" ( 4004-12 ) Н А К А З У Ю:
1. Затвердити державні санітарні правила "Основні санітарні
правила забезпечення радіаційної безпеки України" (додаються).
2. Заступникам Головного державного санітарного лікаря
України, Головним державним санітарним лікарям Автономної
Республіки Крим, областей, міст Києва та Севастополя, на водному,
залізничному, повітряному транспорті, Міністерства оборони
України, Міністерства внутрішніх справ України, Державного
комітету у справах охорони державного кордону України, Служби
безпеки України, об'єктів з особливим режимом роботи:
2.1. Прийняти затверджені цим наказом державні санітарні
правила "Основні санітарні правила забезпечення радіаційної
безпеки України" до керівництва та використання при здійсненні
державного санітарно-епідеміологічного нагляду.
2.2. Довести державні санітарні правила "Основні санітарні
правила забезпечення радіаційної безпеки України" до відома
підвідомчих установ державної санітарно-епідеміологічної служби,
місцевих державних адміністрацій, міністерств, відомств для
використання у практичній діяльності.
3. Заступнику Головного державного санітарного лікаря України
Бурлак Г.Ф. забезпечити подання цього наказу у п'ятиденний термін
на державну реєстрацію до Міністерства юстиції України. Контроль за виконанням наказу залишаю за собою.
Перший заступник Міністра, Головний
державний санітарний лікар України О.В. Лапушенко
ПОГОДЖЕНО:
Державний комітет України
з питань регуляторної
політики та підприємництва
В.о. Голови К.О.Ващенко
Державний комітет ядерного
регулювання України
Голова В.Грищенко
ЗАТВЕРДЖЕНО
Наказ МОЗ України
02.02.2005 N 54
Зареєстровано в Міністерстві
юстиції України
20 травня 2005 р.
за N 552/10832

ОСНОВНІ САНІТАРНІ ПРАВИЛА
забезпечення радіаційної безпеки України

1. Загальні положення
1.1. Дія Основних санітарних правил забезпечення радіаційної
безпеки України (далі - Правила) поширюється на всі види
виробничої діяльності, а також на всі ситуації втручання, в умовах
яких відбувається чи може відбуватися опромінення людини на
виробництві та/або в побуті будь-якими джерелами природного та/або
штучного походження (крім тих, що згідно з пунктом 1.11 виключено
зі сфери дії Правил).
1.2. Дія Правил поширюється на планування, проектування та
здійснення практичної діяльності, а також на використання джерел
іонізуючого випромінювання в рамках практичної діяльності, а саме: виробництво і використання джерел іонізуючого випромінювання
або радіоактивних речовин у медицині, промисловості, сільському
господарстві, освіті, наукових дослідженнях, включаючи будь-яку
пов'язану з таким використанням діяльність, де є чи може бути
опромінення людини; виробництво ядерної енергії, включаючи будь-яку діяльність у
межах всього чи будь-якої частини ядерного паливного циклу, де є
або може бути опромінення персоналу та/або населення; практичну діяльність, пов'язану з опроміненням від природних
джерел, які визначено Правилами як такі, що вимагають контролю.
1.3. Правила визначають опромінення працівників у рамках
практичної діяльності від будь-яких індустріальних та
техногенно-підсилених джерел природного походження як виробниче.
При цьому професійне опромінення розглядається як особлива форма
виробничого опромінення персоналу при його професійному контакті з
індустріальними та техногенно-підсиленими джерелами іонізуючих
випромінювань природного походження в рамках передбачених проектом
радіаційно-ядерних технологій.
1.4. Правила встановлюють також загальні вимоги до обмеження
доз опромінення осіб, які не відносяться до персоналу категорії А
та Б у виробничих умовах, від техногенно-підсилених джерел
природного походження.
1.5. Джерела іонізуючого випромінювання (далі - ДІВ) у рамках
будь-якої практичної діяльності, на яку поширюються вимоги Правил,
включають: радіоактивні речовини та пристрої, які містять радіоактивні
речовини, або пристрої, що створюють випромінювання, включаючи
споживчу продукцію, закриті джерела, відкриті джерела, генератори
випромінювання, включаючи пересувне радіографічне обладнання; установки та об'єкти, на яких є радіоактивні речовини або
пристрої, що створюють випромінювання, включаючи опромінювальні
установки, рудники та підприємства з переробки радіоактивних руд,
установки з переробки радіоактивних речовин, ядерні установки у
частині, що підпадає під визначення джерела іонізуючого
випромінювання, та установки (технологічні лінії) для поводження з
радіоактивними відходами.
1.6. Вимоги Правил застосовуються до будь-якого окремого
джерела випромінювання в установці чи на об'єкті, а також до всієї
установки, технологічної лінії або об'єкта загалом.
1.7. На стадії планування та проектування будь-які ДІВ
повинні розглядатися як: джерела поточно опромінюючі; джерела потенційно опромінюючі.
1.8. Основні радіаційно-гігієнічні регламенти і положення
щодо захисту від джерел потенційно опромінюючих визначені
НРБУ-97/Д-2000.
1.9. Під застосуванням Правил розуміють таке: жодна практична діяльність не повинна: вводитись; здійснюватись; жодне джерело в рамках практичної діяльності не може бути,
відповідно, предметом: планування, проектування, конструювання; добування, переробки, обробки; виготовлення, спорудження, збирання; купівлі, імпорту, експорту, продажу, займу, оренди; володіння, використання, отримання, передачі; розміщення на земельній ділянці, установки, введення в
експлуатацію; експлуатації, обслуговування, ремонту, модернізації; зняття з експлуатації, демонтажу; перевезення, зберігання чи захоронення, якщо це не відповідає вимогам санітарного законодавства.
1.10. Правилами встановлюються загальні вимоги до організації
протирадіаційного захисту в ситуаціях, які вимагають втручання, а
також в умовах практичної діяльності під час медичного опромінення
пацієнтів.
1.11. Із сфери дії Правил виключено наступні джерела
випромінювання природного походження: джерела, пов'язані з фоновим вмістом природних радіонуклідів
в організмі людини та природному середовищі; теригенна та космічна компоненти природного фону на рівні
ґрунту; інші не модифіковані людською діяльністю джерела природного
походження, щодо яких Міністерством охорони здоров'я України не
передбачено спеціальних умов регулювання і контролю.
1.12. У Правилах використані такі скорочення: АМАД - медіанний за активністю аеродинамічний діаметр; ДВ - допустимий викид; ДЗ - допустиме забруднення поверхонь радіоактивними
речовинами; ДІВ - джерело іонізуючого випромінювання; ДР - допустимий рівень; ДС - допустимий скид; ЗС - зона спостереження; ІДК - індивідуальний дозиметричний контроль; ЗІЗ - засоби індивідуального захисту; ЗІЗОД - засоби індивідуального захисту органів дихання; КР - контрольний рівень; МЗА - мінімально значуща активність; МКРЗ - Міжнародна комісія з радіологічного захисту; МОЗ України - Міністерство охорони здоров'я України; НРБУ-97 - Норми радіаційної безпеки України 1997 р.
( v0062282-97 ); НРБУ-97/Д-2000 - Норми радіаційної безпеки України,
доповнення: радіаційний захист від джерел потенційного
опромінення; 2000 р.; РАВ - радіоактивні відходи; РБ - радіаційна безпека; СДК - система дозиметричного контролю; СЗЗ - санітарно-захисна зона; СППРВ - Санітарні правила поводження з радіоактивними відходами; ТУЕ - трансуранові елементи.
1.13. У Правилах терміни вживаються в такому значенні: Аварійне опромінення - див. опромінення. Аварійний план - план дій у разі аварії на будь-якому
об'єкті, де здійснюється практична діяльність, пов'язана з
радіаційними або радіаційно-ядерними технологіями. Аварія промислова - це така аварія, наслідки якої не
поширюються за межі території виробничих приміщень і
проммайданчика об'єкта, а аварійного опромінення зазнає лише
персонал. Аварія радіаційна - будь-яка незапланована подія на
будь-якому об'єкті з радіаційною чи радіаційно-ядерною
технологією, якщо при виникненні цієї події виконуються дві
необхідні та достатні умови: втрата контролю над джерелом; реальне (або потенційне) опромінення людей, пов'язане з
втратою контролю над джерелом. Глобальна - комунальна радіаційна аварія, під вплив якої
потрапляє значна частина території чи вся територія країни та її
населення. Комунальна - радіаційна аварія, наслідки якої не обмежуються
приміщеннями об'єкта та його проммайданчиком, а поширюються на
навколишні території, де проживає населення, яке може реально або
потенційно зазнавати опромінення. Локальна - комунальна радіаційна аварія, під час якої в зоні
аварії проживає населення загальною чисельністю до десяти тисяч
чоловік. Промислова - радіаційна аварія, наслідки якої не поширюються
за межі території виробничих приміщень і проммайданчика об'єкта, а
аварійного опромінення зазнає лише персонал. Радіаційно-ядерна - будь-яка незапланована подія на об'єкті з
радіаційно-ядерною технологією, яка відбувається з одночасною
втратою контролю над ланцюговою ядерною реакцією і виникненням
реальної чи потенційної загрози спонтанної ланцюгової реакції. Регіональна - комунальна радіаційна аварія, під час якої в
зоні аварії опиняються території декількох населених пунктів, один
чи декілька адміністративних районів і навіть областей з загальною
кількістю населення більше десяти тисяч чоловік. Транскордонна - глобальна радіаційна аварія, коли зона аварії
поширюється за межі державних кордонів країни, в якій вона
відбулася. Аеродинамічний діаметр (d ) - діаметр сферичної частинки
ae одиничної густини (1 г * см(-3), що має таку ж сталу швидкість
гравітаційного осідання, як і аерозольна частинка, що
розглядається. Активність - величина, що визначається відношенням кількості
спонтанних перетворень ядер dN за інтервал часу dt:
dN
A = ----. dt
Одиниця вимірювання - бекерель (Бк). Альфа-випромінювання (альфа-випромінювання) - див.
випромінювання. Атомна станція (далі - АС) - підприємство, що використовує
ядерний реактор (реактори) для виробництва енергії. Електрична станція (далі - АЕС) - атомна станція, призначена
для виробництва електричної енергії. Станція теплопостачання (далі - АСТ) - атомна станція,
призначена для виробництва гарячої води. Теплоелектроцентраль (далі - АТЕЦ) - атомна станція,
призначена для виробництва теплової та електричної енергії. Безпосередньо іонізуюче випромінювання - див. випромінювання. Бета-випромінювання (бета-випромінювання) - див.
випромінювання. Біофізичні вимірювання - визначення кількості чи концентрації
радіоактивних речовин в організмі (органах) людини чи біопробах
(сеча, кал, мазки тощо). Непрямі (вимірювання in vitro) - вимірювання вмісту
радіонуклідів у продуктах екскреції чи інших біопробах. Прямі (вимірювання in vivo) - визначення вмісту радіонуклідів
у організмі людини з використанням систем детектування. Випромінювання: альфа (альфа-випромінювання) - корпускулярне іонізуюче
випромінювання, яке складається з альфа-частинок (ядер гелію), що
випромінюються при радіоактивному розпаді чи при ядерних реакціях,
перетвореннях; бета (бета-випромінювання) - корпускулярне електронне або
позитронне іонізуюче випромінювання з неперервним енергетичним
спектром, що виникає при перетвореннях ядер чи нестабільних
частинок (наприклад, нейтронів). Характеризується граничною
енергією спектра Е(бета) чи середньою енергією спектра; гамма (гамма-випромінювання) - короткохвильове
електромагнітне випромінювання з довжиною хвилі < 0,1 нм, що
виникає при розпаді радіоактивних ядер, переході ядер із
збудженого стану в основний, взаємодії швидких заряджених частинок
з речовиною (див. гальмівне випромінювання), анігіляції
електронно-позитронних пар тощо; безпосередньо іонізуюче - іонізуюче випромінювання, що
складається з заряджених частинок (електронів, протонів,
альфа-частинок тощо), які мають кінетичну енергію, достатню для
іонізації атомів і молекул речовини; гальмівне - електромагнітне випромінювання, що виникає при
розсіюванні (гальмуванні) швидкої зарядженої частинки в
кулонівському полі атомних ядер та електронів. Є істотним для
легких частинок - електронів та позитронів. Спектр гальмівного
випромінювання неперервний, максимальна енергія дорівнює
початковій енергії зарядженої частинки. Приклади: гальмівне
рентгенівське випромінювання в рентгенівській трубці, гальмівне
гамма-випромінювання швидких електронів прискорювача при їх
потраплянні в мішень тощо; іонізуюче (електромагнітне, корпускулярне) - випромінювання,
що при взаємодії з речовиною безпосередньо або непрямо викликає
іонізацію та збудження її атомів і молекул; моноенергетичне - іонізуюче випромінювання, що складається з
частинок одного виду чи фотонів однакової енергії; непряме іонізуюче - іонізуюче випромінювання, що складається
з фотонів та/або незаряджених частинок, які внаслідок взаємодії з
речовиною створюють безпосередньо іонізуюче випромінювання; рентгенівське - електромагнітне випромінювання з довжиною
хвилі 10(-5)-10(-2) нм. Випромінюється під час гальмування швидких
електронів у речовині (безперервний спектр) та під час переходу
електронів із зовнішніх електронних оболонок атома на внутрішні
(лінійний спектр). Джерела - рентгенівська трубка, деякі
радіоактивні ізотопи, прискорювачі та накопичувачі електронів
(синхротронне випромінювання); характеристичне - фотонне випромінювання з дискретним
енергетичним спектром, що виникає при зміні енергетичного стану
електронів атома. Внутрішнє опромінення - див. опромінення. Водний скид (скид) - надходження стічними водами в навколишнє
середовище (за межі проммайданчика) радіоактивних речовин, що
утворилися чи застосовуються на підприємстві. Втручання - вид діяльності у сфері радіаційного захисту, що
завжди спрямований на зниження та відвернення неконтрольованого та
непередбачуваного опромінення або ймовірності опромінення в
ситуаціях: аварійного опромінення (гострого, короткочасного або
хронічного); хронічного опромінення від техногенно-підсилених джерел
природного походження; інших ситуаціях тимчасового опромінення, визначених
регулюючим органом як таких, що вимагають втручання. Безумовно виправдане - втручання, за якого значення
відвернутих ним доз настільки великі, що користь для здоров'я від
даного втручання явно перевищує той сумарний збиток, яким ця акція
супроводжується. Безумовно виправдане термінове - втручання, за реалізації
якого відвернута доза, пов'язана із загрозою виникнення гострих
клінічних проявів променевого ураження: променевої хвороби,
променевих опіків шкіри, радіаційних тиреоїдітів тощо. Виправдане - втручання, за якого користь для здоров'я від
дози, яку відвертають, є більшою від загального збитку, завданого
введенням втручання. Невиправдане - втручання, за якого величина дози, яку ним
відвертають, є меншою від деякого мінімального рівня, визначеного
як межа виправданості. Межі виправданості відповідає така величина
дози, яку відвертають, за якої користь (для здоров'я) від
втручання виявиться меншою від величини завданого збитку. Газо-аерозольний викид (викид) - надходження в атмосферу
радіоактивних речовин з технологічних контурів та систем
вентиляції підприємства. Групи джерел, які опромінюють потенційно: перша група - джерела, що опромінюють потенційно, можуть
призвести до опромінення окремого індивіда або обмеженої групи
людей; друга група - джерела, які опромінюють потенційно та
пов'язані з радіаційною аварією, наслідками якої можуть стати
опромінення значних контингентів населення та/або радіоактивне
забруднення об'єктів довкілля; третя група - джерела, які опромінюють потенційно та
реалізація яких пов'язана з подіями, що можуть відбутися у
майбутньому (в тому числі віддаленому) на звільнених від
санітарного нагляду об'єктах в результаті природних аномальних
процесів і катастроф, а також ненавмисного втручання людини, через
що під опромінення може потрапляти населення, що проживає в момент
цієї події; четверта група - джерела, що опромінюють потенційно
пацієнтів, яким проводять радіорентгентерапевтичні та
радіорентгендіагностичні процедури. Дезактивація - видалення радіоактивних речовин з якої-небудь
поверхні чи з якого-небудь середовища або зниження рівня
забруднення фізичними чи хімічними засобами. Джерело іонізуючого випромінювання (джерело випромінювання)
(далі - ДІВ) - об'єкт, що містить радіоактивну речовину, або
технічний пристрій, який створює або в певних умовах здатний
створювати іонізуюче випромінювання. На стадії проектування
будь-якої практичної діяльності джерело іонізуючого випромінювання
розглядається як джерело, яке опромінює як поточно, так і
потенційно. Відкрите - радіонуклідне джерело, під час проведення робіт з
яким можливе надходження радіонуклідів, що містяться в ньому, в
навколишнє середовище; будь-яке джерело, що не підпадає під
визначення закритого джерела. Закрите - радіоактивна речовина, повністю укладена в тверду
захисну оболонку з нерадіоактивного матеріалу чи інкапсульована у
тверду захисну оболонку, достатньо міцну, щоб запобігти будь-якому
розосередженню речовини за нормальних умов експлуатації та зносу
протягом установленого терміну служби, а також в умовах
непередбачених неполадок. Поняття "закрите джерело" включає як
радіоактивну речовину, так і оболонку чи капсулу, за винятком
таких випадків: капсула та оболонка призначені тільки для цілей зберігання,
транспортування і захоронення; радіоактивна речовина в ядерному реакторі чи тепловиділяючий
елемент (далі - ТВЕЛ). Звільнене від регулюючого контролю (в рамках даного
документа) - джерело в рамках практичної діяльності, радіаційний
вплив якого є настільки низьким, що не вимагає застосування
спеціальних обмежувальних заходів і не підлягає регулюючому
контролю. Індустріальне - джерело іонізуючого випромінювання штучного
або природного походження, яке цілеспрямовано використовується у
виробничій, науковій, медичній та інших сферах з метою отримання
матеріальної чи іншої користі. Техногенно-підсилене природного походження (далі - ТПДПП) -
джерело іонізуючого випромінювання природного походження, що в
результаті господарської та виробничої діяльності людини було
піддане концентруванню або збільшилася його доступність, унаслідок
чого виникло додаткове (до природного радіаційного фону)
випромінювання. Джерело іонізуючого випромінювання, звільнене від регулюючого
контролю, - див. джерело іонізуючого випромінювання. Джерело іонізуючого випромінювання відкрите - див. джерело
іонізуючого випромінювання. Джерело іонізуючого випромінювання закрите - див. джерело
іонізуючого випромінювання. Джерело іонізуючого випромінювання індустріальне - див.
джерело іонізуючого випромінювання. Добровольці - особи, які не відносяться до категорії
персоналу, але свідомо та добровільно надають допомогу пацієнтам
під час проведення рентгенологічних чи радіологічних процедур або
беруть участь у проведенні медико-біологічних досліджень. Довгоіснуючі радіоактивні відходи - див. радіоактивні
відходи. Доза (в рамках даного документа) - узагальнена назва
ефективної, еквівалентної або поглиненої дози. В органі (D ) - середня в органі чи тканині поглинена доза,
T яка розраховується за формулою:
D = (епсілон) / m , T T T
де (епсілон) - сумарна енергія, що виділилася в органі чи
T тканині T;
m - маса органа чи тканини.
T
Еквівалентна в органі або тканині T (H ) - величина, яка
T визначається як добуток поглиненої дози D в окремому органі або
T тканині T на радіаційний зважуючий фактор w :
R H = D * w . T T R
Одиниця еквівалентної дози в системі СІ - зіверт (Зв).
1 Зв = 100 бер. Ефективна (E) - сума добутків еквівалентних доз H в окремих
T органах і тканинах на відповідні тканинні зважуючі фактори w :
T
E = (сума) H * w .
T T
Використання поняття ефективної дози допускається при
значеннях еквівалентних доз, нижчих за поріг виникнення
детермінованих ефектів. Колективна еквівалентна - сума індивідуальних еквівалентних
доз опромінення певної групи населення за певний період часу:
нескінченність dN
S = (інтеграл) H * ----- * dH , T 0 T dH T
T
dN
де ----- * dH - кількість осіб, які отримують еквівалентну dH T
T дозу в межах від H до H + dH ,
T T T або сума добутків середньогрупових еквівалентних доз на число
осіб у відповідних групах, що утворюють колектив, для якого вона
розраховується:
_ S = (сума) H * N , T i T,i i
_ де H - середня ефективна доза на підгрупу населення i;
T,i N - кількість осіб в підгрупі. i Одиниця вимірювання - людино-зіверт (люд.-Зв). Колективна ефективна - сума індивідуальних ефективних доз
опромінення в конкретній групі населення за певний період часу:
нескінченність dN
S = (інтеграл) E * ---- * dE T 0 dE
або сума добутків середньогрупових ефективних доз на число
осіб у відповідних групах, що утворюють колектив, для якого вона
розраховується:
_ S = (сума) E * N ,
i i i
де dN - кількість осіб, які отримують ефективну дозу в межах
від Е до Е + dЕ; _ E - середня ефективна доза на підгрупу населення i; i N - кількість осіб в підгрупі. i Одиниця вимірювання - людино-зіверт (люд.-Зв). На одиницю концентрації (об'ємної) (g в повітрі чи
(тау) питній воді - річна ефективна доза внутрішнього опромінення для
одного з шести референтних віків (, що розраховується за формулою:
g = e * V , (тау) (тау) (тау)
де V - референтний об'єм повітря, що вдихається
(тау) протягом одного року, або референтний об'єм споживання питної води
для індивідуумів з референтним віком (тау). На одиницю перорального/інгаляційного надходження (e ) -
(тау)
річна ефективна доза внутрішнього опромінення для одного з шести
референтних віків (тау), що розрахована при одиничному (1 Бк)
пероральному або інгаляційному надходженні. Очікувана еквівалентна в органі чи тканині
T (H (тета),(тау), накопичена до віку (тета) при надходженні T радіонукліда у віці (тау), розраховується за формулою:
(тета) .
H (тета),(тау) = (інтеграл) H (t,(тау) * dt,
T (тау) T
де значення (тета) вибирається таким чином: для референтного віку "Дорослий" інтервал інтегрування
складає 50 років (тета) - (тау) = 50 років); для решти референтних віків (тета) = 70 років; . H (t,(тау) - потужність очікуваної еквівалентної дози в T органі чи тканині T в момент часу t.
Очікувана ефективна (E(тета),(тау), накопичена до віку (тета)
при надходженні радіонукліда у віці (тау), розраховується за
формулою:
12 E(тета),(тау) = (сума) W * H (тета),(тау) + W *
T = 1 T T rem * H (тета),(тау),
rem
де значення (тета) вибираються таким чином: для референтного віку "Дорослий" інтервал інтегрування
потужності дози складає 50 років ((тета) - (тау) = 50 років); для решти референтних віків (тета) = 70 років; підсумовування здійснюється за дванадцятьма органами і
тканинами, для яких вказаний зважуючий фактор w ;
T H (тета),(тау) - очікувана еквівалентна доза до віку T (тета) в органі чи тканині T;
w - тканинний зважуючий фактор для решти органів;
rem
H (тета),(тау) - очікувана еквівалентна доза в решті rem органів, накопичена до віку (тау) при надходженні у віці (тау),
розраховується за формулою:
(тета) .
H (тета),(тау) = (інтеграл) H (t,(тау) * dt,
rem (тау) rem
.
де H (t,(тау) - потужність очікуваної еквівалентної дози в
rem
решті органів у момент часу t, яка розраховується таким чином:
-
| 10 . | (сума) m (t) * H (t,(тау) | T = 1 T rem |---------------------------- , якщо H <= H , | 10 T' max | (сума) m (t) | T = 1 T . | H (t,(тау) = < | 10 . | rem | | (сума) m (t) * H (t,(тау) | | | T = 1 (T не= T') T T . | | 0.5 * | ----------------------------------- + H (t,(тау)|, | | 10 T | | | (сума) m (t) | | | T = 1 (T не= T') T | | | якщо H > H | T' max -
де H - максимум за очікуваними еквівалентними дозами у
max дванадцятьох органах і тканинах, для яких указано зважуючий
фактор w ;
T H - максимум за очікуваними еквівалентними дозами в органах T' і тканинах, що входять до списку "Решта органів": наднирки,
головний мозок, дихальні шляхи позагрудної області, тонка кишка,
нирки, м'язи, підшлункова залоза, селезінка, вилочкова залоза та
матка (T' - орган, на який припадає максимум);
m - референтна маса органа T. T Питома максимальна еквівалентна - відношення потужності
максимальної еквівалентної дози Н в органі (усьому тілі) до
m щільності потоку частинок або фотонів (фі):
H
m
h = ------. m (фі)
Поглинута (D) - відношення середньої енергії d , яку
(епсілон) передано іонізуючим випромінюванням речовині в елементарному
об'ємі, до маси dm речовини в цьому об'ємі:
d
(епсілон)
D = ------------. dm
Одиниця вимірювання в системі СІ - грей, Гр. Потенційного опромінення - доза опромінення персоналу або
населення, яка є результатом реалізації критичної події. Потужність у повітрі дози - доза, що поглинена в одиниці
об'єму повітря за одиницю часу. Річна еквівалентна в органі чи тканині T - сума еквівалентної
дози в органі T зовнішнього опромінення протягом року та
очікуваної еквівалентної дози внутрішнього опромінення в органі T,
яку сформовано надходженням радіонуклідів протягом одного року.
Період, за який розраховується очікувана доза внутрішнього
опромінення, складає: для референтного віку "Дорослий" - 50 років; для інших референтних віків - інтервал часу з моменту
надходження (як правило, використовується значення референтного
віку та віку 70 років). Річна ефективна доза (РЕД) - сума ефективної дози зовнішнього
опромінення протягом року та очікуваної ефективної дози
внутрішнього опромінення, яка сформована надходженням
радіонуклідів протягом одного року. Період, за який розраховується
очікувана доза внутрішнього опромінення, складає: для референтного віку "Дорослий" - 50 років; для інших референтних віків - інтервал часу з моменту
надходження (як правило, використовується значення референтного
віку та віку 70 років). Яку відвертають - доза, яку відвертають внаслідок
застосування контрзаходу. Розраховується як різниця між дозою без
застосування контрзаходу і дозою після припинення дії введеного
контрзаходу. Дозвіл - дозвільний документ (у рамках цього документа), що
видається державною санітарно-епідеміологічною службою МОЗ України
у формі: Санітарного паспорта на право проведення робіт з джерелами
іонізуючих випромінювань в установах України, який засвідчує
виконання вимог санітарного законодавства щодо забезпечення
протирадіаційного захисту персоналу в робочих приміщеннях і на
робочих місцях, а також щодо протирадіаційного захисту населення
від діяльності з ДІВ; радіаційно-гігієнічних регламентів "Допустимий скид
підприємства", "Допустимий викид підприємства"; дозволу на право участі у радіаційному моніторингу. Дозиметричний контроль (персоналу): аварійний уводиться в дію у випадку обставин, що вказують на
виникнення позаштатної чи аварійної ситуації. Аварійний
дозиметричний контроль може бути ініційований, наприклад, сигналом
тривоги систем поточного чи операційного дозиметричного контролю; операційний застосовується до окремих технологічних операцій
чи робочих місць, на яких можливі підвищені рівні опромінення, і
відрізняється від поточного більшою детальністю; поточний виконується згідно із заздалегідь визначеним
регулярним графіком вимірювань; спеціальний носить дослідницький характер і вводиться для
робочих місць та технологічних операцій, для яких наявна
інформація не гарантує адекватність дозиметричного контролю. Цей
вид контролю призначений для одержання більш докладної
радіаційно-гігієнічної інформації та розроблення регламентів
операційного та поточного дозиметричного контролю. Спеціальний
дозиметричний контроль, як правило, вводиться для нових
технологічних операцій у початковий період після реконструкції чи
зміни технології на існуючих об'єктах з радіаційно-ядерними
технологіями або після пуску нових об'єктів. Допустимий (а/е): викид (ДВ) - регламентований максимальний сукупний рівень
газо-аерозольного викиду. ДВ - викид, при якому сумарна річна
ефективна доза представника критичної групи населення (за
межами СЗЗ) за рахунок усіх радіонуклідів, присутніх у викиді,
дорівнює квоті ліміту дози;
ingest концентрація в питній воді (PC ) - допустимий рівень, що
обмежує питому об'ємну активність радіонукліда у питній воді.
ingest PC забезпечує неперевищення ліміту дози у всіх вікових
групах населення при безпосередньому надходженні окремого
радіонукліда з питною водою;
inhal inhal inhal концентрація в повітрі (PC , PC , PC або в
А Б В
inhal загальному випадку PC ) - допустимий рівень, що обмежує питому
inhal об'ємну активність радіонукліда у повітрі. PC забезпечує
неперевищення ліміту дози у всіх вікових групах (для осіб
категорії А і Б розглядається тільки референтний вік "Дорослий")
при безпосередньому інгаляційному надходженні окремого
радіонукліда, для якого він установлений;
inhal inhal надходження через органи дихання (ALI , ALI ,
inhal inhal ALI чи в загальному випадку ALI ) - див. Надходження;
ingest надходження через органи травлення (ALI ) - див.
Надходження; потужність дози (PDR) - допустимий рівень усередненої за рік
потужності еквівалентної дози на все тіло при зовнішньому
опроміненні. Чисельно дорівнює відношенню ліміту дози (DL) до часу
опромінення (t) протягом календарного року:
DL
PDR = ----. t
Якщо спеціально не обумовлено, для осіб категорії А та Б
приймається t = 1700 год., для осіб категорії В - t = 8760 год; радіоактивне забруднення поверхні (ДЗ) - допустимий рівень,
установлений з урахуванням неперевищення ліміту дози за рахунок
радіоактивного забруднення поверхні робочих приміщень, обладнання,
індивідуальних засобів захисту і шкіри осіб категорії А та робочих
поверхонь; рівень (ДР) - похідний норматив для надходження радіонуклідів
у організм людини за календарний рік, усереднених за рік
потужності еквівалентної дози, концентрації радіонуклідів у
повітрі, питній воді та раціоні, щільності потоку частинок і ін.,
розрахований для референтних умов опромінення із значень лімітів
доз; скид (ДС) - регламентований максимальний сукупний рівень
рідинного скиду. ДС - скид, за якого сумарна річна ефективна доза
представника критичної групи населення за рахунок усіх наявних
присутніх у скиді радіонуклідів дорівнює квоті ліміту дози; щільність потоку частинок (фотонів) (PFP) - допустимий рівень
усередненої за рік щільності потоку частинок. PFP чисельно
дорівнює відношенню допустимої потужності дози (PDR) до питомої
максимальної дози h (Зв * кв. см * част(-1) від зовнішнього
м опромінення:
PDR
PFP = -----. h
м
У разі бета-опромінення шкіри для розрахунку PDR
застосовується DL для шкіри - 500 мЗв. Питома максимальна доза h
м
розраховується для шару шкіри товщиною 5 мг * см(-2), під
поверхневим шаром - товщиною 5 мг * см(-2). На долонях товщина
поверхневого шару 40 мг * см(-2). Еквівалентна рівноважна об'ємна активність радону (ЕРОА) -
значення об'ємної питомої активності радону в рівновазі з його
дочірніми продуктами розпаду, які мали б таку саму потенційну
альфа-енергію на одиницю об'єму, як їх існуюча суміш. Середньорічна - усереднене за рік значення об'ємної
активності радону в рівновазі з його дочірніми продуктами розпаду,
які мали б таку саму потенційну альфа-енергію на одиницю об'єму,
як їх існуюча суміш. Ефекти детерміновані (нестохастичні) - ефекти радіаційного
впливу, що виявляються тільки при перевищенні певного дозового
порога. Тяжкість наслідків ефектів детермінованих залежить від
величини отриманої дози (гостра променева хвороба, променеві опіки
та ін.). Ефекти стохастичні - безпорогові ефекти радіаційного впливу,
імовірність виникнення яких існує при будь-яких дозах іонізуючого
випромінювання і зростає із збільшенням дози, тоді як відносна
тяжкість їх проявів від дози не залежить. До стохастичних ефектів
належать злоякісні новоутворення (соматичні стохастичні ефекти) та
генетичні наслідки, які передаються нащадкам (спадкові ефекти). Ефективна питома активність природних радіонуклідів - зважена
сума питомих активностей природних радіонуклідів у відношенні до
радію-226. Забруднення радіоактивне - наявність або розповсюдження
радіоактивних речовин понад їх природний вміст у навколишньому
середовищі та/або у тілі людини. Поверхні, що знімається (нефіксоване), - забруднення поверхні
радіонуклідами (радіоактивними речовинами), яке самочинно або при
експлуатації переходить із забрудненої поверхні в навколишнє
середовище або знімається засобами дезактивації. Поверхні, що не знімається (фіксоване), - забруднення
поверхні радіонуклідами (радіоактивними речовинами), яке самочинно
або при експлуатації не переходить у навколишнє середовище та не
видаляється методами дезактивації (без порушення цілісності
поверхні). Запобіжний санітарний нагляд - див. санітарний нагляд. Засіб індивідуального захисту - технічний засіб, призначений
для захисту одного працюючого від надходження радіоактивних
речовин усередину організму, радіоактивного забруднення шкіри і
зовнішнього опромінення. Захоронення: глибинне (у стабільних геологічних формаціях) - вид
захоронення РАВ, який використовує систему інженерних і природних
бар'єрів, що розміщується на глибині сотень метрів від поверхні
землі (та глибше), з метою тривалої (на період часу, порівнюваний
з часом життя сотень майбутніх людських генерацій) ізоляції РАВ
від потрапляння їх у біосферу; поверхневе (приповерхневе) - вид захоронення РАВ у спорудах,
які розташовані на поверхні або у поверхневих шарах землі, коли
товща захисного покриття становить декілька метрів, або
захоронення у печерах на глибині декількох десятків метрів від
поверхні землі; радіоактивних відходів - вид збереження РАВ у сховищах, що
виключає використання цих РАВ у будь-яких сучасних чи майбутніх
технологічних процесах. Збереження радіоактивних відходів - частина проектного
технологічного процесу поводження з РАВ, що передбачає розміщення
РАВ у межах інженерної споруди, яка забезпечує ізоляцію
радіоактивності від її проникнення в навколишнє середовище в
кількостях, що перевищують установлені для даного об'єкта величини
допустимих газо-аерозольних викидів і водних скидів, за рахунок
природних і штучних конструкційних бар'єрів, з можливістю
наступного виймання РАВ для транспортування, переробки та
захоронення. Зберігання - вид збереження РАВ, який характеризується тим,
що до тих пір, поки ще остаточно не ясно, чи можуть ці відходи
бути перероблені в рамках сучасних або створених у майбутньому
технологічних процесів, проектом передбачається попереднє їхнє
зберігання протягом визначеного терміну, причому це зберігання
розглядається як один з елементів проектної технології. Збиток - поняття, що використовується для позначення сукупних
втрат. Збиток включає як компоненту, що позначається поняттям
"шкода для здоров'я", так і економічні, соціально-психологічні та
інші втрати. Зовнішнє опромінення - див. опромінення. Зона: аварії - територія, яка в залежності від масштабів аварії
вимагає планування та проведення певних заходів, пов'язаних з цією
подією. Межі зони аварії у кожному конкретному випадку
визначаються державними регулюючими органами (органами державної
влади України); контрольована - територія, на якій передбачений посилений
дозиметричний контроль; спостереження - територія, на якій можливий вплив
радіоактивних скидів і викидів радіаційно-ядерного об'єкта і де
здійснюється моніторинг; строгого режиму - територія, де можливий вплив на персонал
радіаційних чинників: зовнішнього гамма-бета-нейтронного
випромінювання, забруднення повітря виробничих приміщень
радіоактивними газами та аерозолями, забруднення поверхні
будівельних конструкцій та обладнання радіоактивними речовинами. Інгаляційне надходження - див. надходження. Індустріальне джерело - див. джерело іонізуючого
випромінювання. Інкорпорований радіонуклід - див. радіонуклід. Категорія А - особи з числа персоналу, які постійно чи
тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих
випромінювань. Категорія Б - особи з числа персоналу, які безпосередньо не
зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, але у
зв'язку з розташуванням робочих місць у приміщеннях та на
промислових майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними
технологіями можуть отримувати додаткове опромінення. Категорія В - усе населення. Категорія установи - характеристика підприємства за ступенем
потенційної небезпеки для населення при виникненні на ньому
радіаційної аварії. Квота ліміту дози - див. ліміт дози. Керма (від англ. "kerma" - kinetic energy released into
material) - відношення суми первинних кінетичних енергій dW усіх
K заряджених частинок, утворених під впливом непрямо іонізуючого
випромінювання в елементарному об'ємі речовини, до маси dm
речовини в цьому об'ємі:
dW
K
K = -----. dm
Одиниця вимірювання керми - грей (Гр). Клас робіт з відкритими джерелами - характеристика робіт з
відкритими джерелами іонізуючого випромінювання, зумовлена
величиною наявної на робочому місці активності. Контрзаходи - будь-які дії, які призводять до зменшення
існуючих індивідуальних та/або колективних доз опромінення чи
імовірності опромінення внаслідок аварії або ситуації хронічного
опромінення та/або зменшення збитку для здоров'я, завданого самим
фактом наявності аварії чи хронічного опромінення. Невідкладні - контрзаходи, реалізація яких спрямована на
відвернення порогових детермінованих ефектів. Непрямі - контрзаходи, які не призводять до попередження
індивідуальних і колективних доз опромінення населення, але
зменшують (компенсують) величину збитку для здоров'я, пов'язаного
з аварійним опроміненням. Прямі - контрзаходи, реалізація яких призводить до
попередження індивідуальних та/або колективних доз аварійного
опромінення населення. Термінові - контрзаходи, проведення яких має на меті
відвернення таких рівнів доз гострого та/або хронічного
опромінення осіб серед населення, що створюють загрозу виникнення
гострих клінічних радіаційних проявів. Контроль дозиметричний (радіаційно-дозиметричний) - система
вимірювань та розрахунків, які спрямовані на оцінку доз
опромінення окремих осіб або груп людей, а також радіаційного
стану виробничого та навколишнього середовищ. Контроль індивідуальний дозиметричний - система контролю
індивідуальних доз зовнішнього та внутрішнього опромінення осіб
категорій А і Б. Контроль регулюючий (радіаційний) - контроль у рамках
практичної діяльності за виконанням Норм радіаційної безпеки
України, Основних санітарних правил забезпечення радіаційної
безпеки України та інших регламентуючих документів, а також
отримання інформації про рівні опромінення людей, радіаційний стан
на об'єктах та у навколишньому середовищі. Контрольні рівні (далі - КР) - радіаційно-гігієнічні
регламенти першої групи, числові значення яких установлюються
виходячи з фактично досягнутого на даному радіаційно-ядерному
об'єкті або території рівня радіаційного благополуччя. Величина КР
установлюється адміністрацією та узгоджується територіальною
установою державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України
з метою обмеження опромінення персоналу та/або населення нижче
значень лімітів доз, а також для проведення дозиметричного
контролю (радіаційно-дозиметричного). КР ділять на: експлуатаційні - КР, що встановлюються на стадії експлуатації
об'єкта; проектні - КР, які вводяться для наново проектованих або
модернізованих радіаційно-ядерних об'єктів. Проектні КР
розраховуються на основі проектних параметрів дозиметричної
обстановки на робочих місцях, у приміщеннях, на проммайданчику, у
санітарно-захистній зоні (далі - СЗЗ) тощо. Короткоіснуючі радіоактивні відходи - див. радіоактивні
відходи. Критична група - це частина населення, яка за своїми
статево-віковими, соціально-професійними умовами, місцем
проживання та іншими ознаками отримує чи може отримувати найбільші
рівні опромінення від даного джерела випромінювання. Критична подія - подія, що безпосередньо спричинює реалізацію
потенційного опромінення. Критична подія може бути поєднанням
множин окремих критичних подій: Окрема - подія, виникнення якої безпосередньо спричиняє
реалізацію потенційного опромінення. Сукупність таких подій
визначається як критична подія. Референтна ймовірність - значення ймовірності критичної
події, яка забезпечує неперевищення референтних ризиків при різних
рівнях доз потенційного опромінення. Ліміт дози (далі - DL) - основний радіаційно-гігієнічний
норматив, метою якого є обмеження опромінення осіб категорії А, Б
і В від усіх індустріальних джерел іонізуючого випромінювання в
ситуаціях практичної діяльності. У НРБУ-97 ( v0062282-97 )
встановлений ліміт ефективної дози та ліміти еквівалентних доз
зовнішнього опромінення. Квота - частина ліміту ефективної дози (далі - DLE) для
категорії В, що виділена для режиму нормальної експлуатації
окремого індустріального джерела. Медичне опромінення - див. опромінення. Моніторинг - збір первинної інформації (вимірювання
потужності поглинутої в повітрі дози, визначення вмісту
радіонуклідів у об'єктах навколишнього середовища, продуктах
харчування, воді тощо) з метою подальшого використання цієї
інформації для контролю радіаційно-гігієнічного та контролю
дозиметричного. Аварійний - моніторинг, що здійснюється з метою забезпечення
інформацією, необхідною для прийняття рішення про втручання та
визначення форми, масштабу і тривалості втручання. Безперервний - вид моніторингу повітряного середовища, що
виконується в режимі реального часу. Прилади, що використовуються
для цілей безперервного моніторингу виробничого середовища,
повинні мати сигналізацію про перевищення попередньо встановлених
порогів спрацьовування.

  Пошук Знайти слова на сторiнцi:     
* тiльки українськi (або рос.) лiтери, мiнiмальна довжина слова 3 символи...

Сторінки:  [ 1 ]  2  3  4  5  6  7  8
наступна сторінка »