Я, Головний державний санітарний лікар України, Некрасова Любов Сергіївна, розглянувши затверджені наказом Міністерства охорони здоров'я України від 14.07.97 N 208 Державні гігієнічні нормативи "Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)" та керуючись Законом України "Про забезпечення санітарного та епідемічного благополуччя населення"

1. Ввести в дію з 01.01.98 Державні гігієнічні нормативи "Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)", що додаються.

2. Заступникам Головного державного санітарного лікаря України, Головному лікарю Українського центру державного санепіднагляду, Головним державним санітарним лікарям Автономної Республіки Крим, областей, міст Києва та Севастополя, об'єктів, що мають особливий режим роботи, водного, залізничного, повітряного транспорту, водних басейнів, залізниць, Міністерства оборони України, Міністерства внутрішніх справ України, Державного комітету у справах державного кордону України, Національної гвардії України, Служби безпеки України:

2.1. Довести Державні гігієнічні нормативи "Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)" до відома підвідомчих установ державної санепідслужби, місцевих державних адміністрацій, міністерств, відомств для використання в практичній діяльності.

2.2. При здійсненні державного санітарно-епідеміологічного нагляду керуватися Державними гігієнічними нормативами "Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)".

3. Місцевим державним адміністраціям, міністерствам, відомствам, підприємствам, установам та закладам незалежно від форм власності, підпорядкованості та видів діяльності прийняти до виконання Державні гігієнічні нормативи "Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)".

4. Контроль за виконанням постанови покласти на заступника Головного державного санітарного лікаря України Бобильову О.О.

Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97) включають систему принципів, критеріїв, нормативів та правил, виконання яких є обов'язковою нормою в політиці держави щодо забезпечення протирадіаційного захисту людини та радіаційної безпеки. НРБУ-97 розроблені у відповідності до основних положень Конституції та Законів України "Про забезпечення санітарного та епідемічного благополуччя населення", "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку", "Про поводження з радіоактивними відходами".

В основу НРБУ-97 покладено (Додаток 1):

- рекомендації Міжнародної комісії з радіологічного захисту (МКРЗ), видані у 1989-1996 рр.;

- Міжнародні основні норми безпеки для захисту від іонізуючих випромінювань та безпеки джерел випромінювання (МАГАТЕ, 1994, 1996, 1997, Серія "Безпека" N 115) та інші публікації МАГАТЕ серії "Безпека";

- позитивний досвід застосування "Норм радіаційної безпеки (НРБ-76/87)";

- окремі положення Норм радіаційної безпеки Російської Федерації (НРБ-96):

- Нормативно-технічний документ "Критерії для прийняття рішення про заходи захисту населення у випадку аварії ядерного реактора" (1990);

- найважливіші наукові розробки вітчизняних та закордонних фахівців у галузі протирадіаційного захисту та радіаційної безпеки, а також у суміжних галузях.

У порівнянні з попередніми НРБ-76/87 у даний документ введені наступні сучасні концептуальні положення:

- концепція ефективної дози:

- нова система обгрунтування допустимих рівнів з використанням дозиметричних моделей з вік-залежними параметрами;

- дві групи категорій осіб, які зазнають опромінювання (персонал та населення);

- система чотирьох груп радіаційно-гігієнічних регламентів:

регламенти, щодо обмеження опромінення при нормальній практичній діяльності;

регламентування аварійного опромінення населення;

регламентування опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження;

основи обмеження медичного опромінення.

1.1. НРБУ-97 є основним державним документом, що встановлює систему радіаційно-гігієнічних регламентів для забезпечення прийнятних рівнів опромінення як для окремої людини, так і суспільства взагалі.

1.2. Метою НРБУ-97 є визначення основних вимог до:

- охорони здоров'я людини від можливої шкоди, що пов'язана з опроміненням від джерел іонізуючого випромінювання;

- безпечної експлуатації джерел іонізуючого випромінювання;

- охорони навколишнього середовища.

1.3. Зазначена у п.1.2 мета НРБУ-97 досягається шляхом введення гігієнічних регламентів, які забезпечують:

- запобігання виникнення детерміністичних ефектів у осіб, що зазнали опромінення;

- обмеження на прийнятному рівні імовірності виникнення стохастичних ефектів.

1.4. НРБУ-97 встановлює два принципово відмінні підходи до забезпечення протирадіаційного захисту.

- при всіх видах практичної діяльності в умовах нормальної експлуатації індустріальних та медичних джерел іонізуючого випромінювання;

- при втручанні, що пов'язано з опромінюванням населення в умовах аварійного опромінення, а також при хронічному опромінюванні за рахунок техногенно-підсилених джерел природного походження.

1.5. Практична діяльність - діяльність людини, що пов'язана з використанням джерел іонізуючого випромінювання та спрямована на досягнення матеріальної чи іншої користі, яка призводить чи може призвести до контрольованого та передбачуваного наперед:

- деякого збільшення дози опромінення;

- та/або створення додаткових шляхів опромінення;

- та/або збільшення кількості людей, які зазнають опромінення;

- та/або зміни структури шляхів опромінення від усіх, пов'язаних з цією діяльністю джерел.

При цьому може збільшуватися доза, імовірність опромінення, або кількість людей, які опромінюються.

1.6. До практичної діяльності відносяться:

- виробництво джерел випромінювання;

- використання джерел випромінювання і радіоактивних речовин в медицині, дослідженнях, промисловості, сільському господарстві, освіті тощо;

- виробництво ядерної енергії, включаючи всі елементи паливно-енергетичного циклу;

- зберігання та транспортування джерел іонізуючого випромінювання;

- поводження з радіоактивними відходами.

1.7. Радіаційна безпека та протирадіаційний захист стосовно практичної діяльності будуються з використанням наступних основних принципів:

- будь-яка практична діяльність, що супроводжується опроміненням людей, не повинна здійснюватися, якщо вона не приносить більшої користі опроміненим особам або суспільству в цілому у порівнянні зі шкодою, яку вона завдає (принцип виправданості);

- рівні опромінення від усіх значимих видів практичної діяльності не повинні перевищувати встановлені ліміти доз (принцип неперевищення);

- рівні індивідуальних доз та/або кількість опромінюваних осіб по відношенню до кожного джерела випромінювання повинні бути настільки низькими, наскільки це може бути досягнуто з врахуванням економічних та соціальних факторів (принцип оптимізації).

1.8. Враховуючи особливості розподілу шкоди та користі при медичному опроміненні (пацієнт завжди особисто отримує одночасно і користь, і шкоду від опромінення, тоді як в інших сферах практичної діяльності це не завжди виконується), основні вимоги до обмеження опромінення у цих ситуаціях розглядаються окремим розділом даного документу.

1.9. Втручання - такий вид людської діяльності, що завжди спрямований на зниження та відвернення неконтрольованого та непередбачуваного опромінення або імовірності опромінення в ситуаціях:

- аварійного опромінення (гострого, короткочасного або хронічного);

- хронічного опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження;

- інших ситуаціях тимчасового опромінення, визначених регулюючим органом, як таких, що вимагають втручання.

1.10. Радіаційна безпека та протирадіаційний захист в ситуаціях втручань будуються на наступних основних принципах:

- будь-який контрзахід повинен бути виправданим, тобто отримана користь (для суспільства та особи) від відвернутої цим контрзаходом дози повинна бути більша, ніж сумарний збиток (медичний, економічний, соціально-психологічний тощо) від втручання, пов'язаного з його проведенням (принцип виправданості);

- повинні бути застосовані всі можливі заходи для обмеження індивідуальних доз опромінення на рівні, нижчому за поріг детерміністичних радіаційних ефектів, особливо порогів гострих клінічних радіаційних проявів (принцип неперевищення);

- форма втручання (контрзахід або комбінація декількох контрзаходів), його масштаби та тривалість повинні вибиратися таким чином, щоб різниця між сумарною користю та сумарним збитком була не тільки додатною, але і максимальною (принцип оптимізації).

1.11. НРБУ-97 не поширюються на:

- опромінення від природного радіаційного фону;

- опромінення в умовах повного звільнення практичної діяльності (джерел іонізуючого випромінювання) від регулювання (див.Розділ 9).

2.1. НРБУ-97 є обов'язковими для виконання всіма юридичними та фізичними особами, які проводять практичну діяльність з джерелами іонізуючого випромінювання.

2.2. Контроль за виконанням НРБУ-97 покладається на державні регулюючі органи - Державну санітарно-епідеміологічну службу Міністерства охорони здоров'я України відносно виконання гігієнічних регламентів, передбачених НРБУ-97, та Міністерство охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України, відносно проведення технічних та організаційних заходів для забезпечення радіаційної безпеки об'єкту (джерела), на які поширюються НРБУ-97.

2.3 Відповідальність за виконання НРБУ-97 покладається на:

- фізичні та юридичні особи, незалежно від форм власності та підпорядкованості які виробляють, переробляють, застосовують, зберігають, транспортують, здійснюють поховання, знищення чи утилізацію джерел іонізуючого випромінювання, а також проектують роботи з ними;

- керівників та посадових осіб органів Державної виконавчої влади і організацій, які планують та реалізують контрзаходи в частині Норм, що стосується обмеження опромінення при радіаційних аваріях та опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження.

2.4. Особи, які допустили протиправні дії з джерелами іонізуючих випромінювань, чи не планують або не реалізують контрзаходи по зменшенню рівнів опромінення до регламентованих НРБУ-97 величин, притягуються до відповідальності відповідно до чинного законодавства України. 2-5 З моменту офіційного опублікування Норм радіаційної безпеки України, дія НРБ-76/87 відміняється*.

2.6. Будь-які діючі відомчі та галузеві норми, правила, інструкції та інші нормативно-правові акти, які прямо або опосередковано пов'язані з протирадіаційним захистом людини повинні бути приведені у відповідність до вимог НРБУ-97 у строки, узгоджені з органами Державного санітарно-епідеміологічного нагляду, а ті, що створюються - не повинні їм суперечити.

3.1. Умовні позначення

В НРБУ-97 використана Міжнародна система спеціальних позначень величин та Публікація МКРЗ N 60 (на українській мові) в перекладі фахівців НКРЗ при Верховній Раді України та виданою в Бюлетені НКРЗУ "Радіаційна безпека в Україні", під редакцією Академіка Д.М. Гродзинського, 1994 р.

3.2. Величини та одиниці, що використовуються

Бекерель - одиниця активності в системі CI (Бк). Один бекерель дорівнює одному ядерному перетворенню в секунду або 0,027 нКі.

Грей (Гр) - одиниця поглиненої дози іонізуючого випромінювання (у системі CI).

Позасистемна одиниця -

рад х 1 Гр = 100 рад = 1 Дж/кг в ступені -1.

Зіверт (Зв) - одиниця еквівалентної та ефективної дози в системі С1.

Позасистемна одиниця -

бер х 1 Зв = 1 Дж/кг в ступені -1 = 100 бер.

Електрон-вольт (еВ) - позасистемна одиниця енергії іонізуючого випромінювання: 1 еВ = 1,6 х 10 ступені -19 Дж.

3.3. Основні терміни

Основні терміни і поняття, що використовуються в НРБУ-97, наведено в додатку Д.11.

4.1. НРБУ-97 поширюються на ситуації опромінення людини джерелами іонізуючого випромінювання в умовах:

- нормальної експлуатації індустріальних джерел іонізуючого випромінювання;

- медичної практики;

- радіаційних аварій;

- опромінення техногенно-підсиленими джерелами природного походження.

4.2. НРБУ-97 включають чотири групи радіаційно-гігієнічних регламентованих величин:

Перша група - регламенти* для контролю за практичною діяльністю, метою яких є додержання опромінення персоналу та населення на прийнятному для індивідууму та суспільства рівні, а також підтримання радіаційно-прийнятного стану навколишнього середовища та технологій радіаційно-ядерних об'єктів як з позицій обмеження опромінення персоналу та населення, так і з позицій зниження імовірності виникнення аварій на них.

До цієї групи входять:

- ліміти доз;

- похідні рівні:

- допустимі рівні;

- контрольні рівні.

Друга група - регламенти, що мають за мету обмеження опромінення людини від медичних джерел.

До цієї групи входять:

- рекомендовані рівні.

Третя група - регламенти щодо відвернутої внаслідок втручання дози опромінення населення в умовах радіаційної аварії.

До цієї групи входять:

- рівні втручання;

- рівні дії.

Четверта група - регламенти щодо відвернутої внаслідок втручання дози опромінення населення від техногенно-підсилених джерел природного походження.

До цієї групи входять:

- рівні втручання;

- рівні дії.

4.3 Нормами радіаційної безпеки встановлюються такі категорії осіб які зазнають опромінювання:

Категорія А (персонал) - особи, які постійно чи тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань.

Категорія Б (персонал) - особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, але у зв'язку з розташуванням робочих місць в приміщеннях та на промислових майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть отримувати додаткове опромінення.

Категорія В - все населення.

5.1. Ліміти доз та допустимі рівні

5.1.1. Числові значення лімітів доз встановлюються на рівнях, що виключають можливість виникнення детерміністичних ефектів опромінення і, одночасно, гарантують настільки низьку імовірність виникнення стохастичних ефектів опромінення, що вона є прийнятною як для окремих осіб, так і для суспільства в цілому.

5.1.2. Для осіб категорій А і Б ліміти доз встановлюються в термінах індивідуальної річної ефективної та еквівалентних доз зовнішнього опромінення (ліміти річної ефективної та еквівалентної доз). Обмеження опромінення осіб категорії В (населення) здійснюється введенням лімітів річної ефективної та еквівалентної доз для критичних груп осіб категорії В. Останнє означає, що значення річної дози опромінення осіб, які входять в критичну групу, не повинно перевищувати ліміту дози, встановленого для категорії В.

5.1.3. З лімітом дози порівнюється сума ефективних доз опромінення від усіх індустріальних джерел випромінювання. До цієї суми не включають:

- дозу, яку одержують при медичному обстеженні або лікуванні;

- дозу опромінення від природних джерел випромінювання;

- дозу, що пов'язана з аварійним опроміненням населення;

- дозу опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження.

5.1.4. Додатково до ліміту річної ефективної дози встановлюються ліміти річної еквівалентної дози зовнішнього опромінення окремих органів і тканин:

- кришталика ока;

- шкіри;

- кистей та стіп.

Примітки:

а) - розподіл дози опромінення протягом календарного року не регламентується;

б) - для жінок дітородного віку (до 45 років), та для вагітних жінок діють обмеження пункту 5.6;

в) - в середньому за будь-які послідовні 5 років, але не більше 50 мЗв за окремий рік (ЛДmax).

5.1.5 Встановлюється такий перелік допустимих рівнів (ДР), які відносяться до радіаційно-гігієнічних регламентів першої групи.

Для категорії А:

- допустиме надходження (ДНinhal А) радіонукліду через органи дихання;

- допустима концентрація (ДКinhal А) радіонукліду в повітрі робочої зони;

- допустима щільність потоку частинок (ДЩП А);

- допустима потужність дози зовнішнього опромінення (ДПД А);

- допустиме радіоактивне забруднення (ДЗ А) шкіри, спецодягу та робочих поверхонь.

Для категорії Б:

- допустиме надходження (ДНinhal Б) радіонукліда через органи дихання:

- допустима концентрація (ДКinhal Б) радіонукліда в повітрі робочої зони;

Для категорії В:

- допустиме надходження радіонукліда через органи дихання (ДНinhal В) і травлення (ДНingest);

- допустимі концентрації радіонукліда в повітрі (ДНinhal В) та питній воді (ДНingest);

- допустимий скид та викид у довкілля.

5.1.6. Числові значення допустимих рівнів (ДН, ДК) розраховані для умов впливу одного радіонукліду та одного шляху надходження при референтних умовах опромінення подані у Додатку 2. Ці числові значення є радіаційно-гігієнічними регламентами.

5.1.7. Величини допустимих рівнів розраховані з умов надходження одного батьківського радіонукліду і відсутності в момент надходження дочірніх продуктів розпаду. Акумуляція в організмі дочірніх продуктів розпаду, що виникли після надходження в організм, врахована у величинах ДР. Дочірні радіонукліди, що надходять в організм разом з батьківськими, розглядаються в умовах (5.1), (5.2) як самостійні радіонукліди.

5.1.8. Якщо є дані про фактичні умови опромінення, що суттєво відрізняються від референтних, допускається перегляд ДР для окремого підприємства, технології, робочого місця тощо. Розробка і затвердження таких ДР проводиться у порядку, встановленому Міністерством охорони здоров'я України.

5.1.9. При контролі річного надходження радіонуклідів і дози зовнішнього опромінення ЛД не буде перевищено, якщо одночасно виконуються наступні нерівності:

5.1.10. При контролі середньорічної об'ємної концентрації радіонуклідів в повітрі і питній воді (продуктах харчування) і дози зовнішнього опромінення ЛД не буде перевищено, якщо одночасно виконуються наступні нерівності:

5.1.11. Для категорії А, Б в нерівності (а) систем (5.1), (5.2) останній член суми (пероральне надходження) не розглядається. Для категорії В нерівність (d) в системах (5.1), (5.2) не застосовується.

5.1.12. Якщо є данні, які дозволяють здійснювати контроль за обома системами нерівностей, приймається, що ЛД не перевищується за одночасного виконання умов (5.1) і (5.2).

5.1.13. В системах (5.1), (5.2) нерівність (a) забезпечує неперевищення ліміту річної ефективної дози (що відповідає прийнятному ризику стохастичних ефектів), нерівності (b), (c), (d) - лімітів еквівалентної дози зовнішнього опромінення кришталика ока, шкіри, кистей і стіп.

5.1.14. Для категорії Б величини ДР в 10 раз нижче відповідних ДР категорії А.

5.2. Опромінення персоналу категорії А

5.2.1. Для персоналу (категорія А) індивідуальна річна ефективна доза не повинна перевищувати значення ЛД для даної категорії (таблиця 5.1).

5.2.2. Особи, молодші за 18 років, не допускаються до роботи з джерелами іонізуючого випромінювання.

5.2.3. Радіоактивне забруднення шкіри, спецодягу та робочих поверхонь не повинно перевищувати ДЗ A, числові значення яких наведені у Додатку 3.

5.2.4. Контроль за опроміненням персоналу регламентується відповідним розділом Основних санітарних правил України (ОСПУ).

5.2.5. Обсяг і види контролю радіаційного стану на радіаційно-ядерному об'єкті здійснюється відповідно до вимог ОСПУ.

5.2.6. Індивідуальний дозиметричний контроль, у конкретних для кожного випадку обсягах є обов'язковим для осіб, у яких річна ефективна доза опромінення може перевищувати 10 мЗв/рік в ступені -1.

5.2.7. При проведенні індивідуального дозиметричного контролю повинні враховуватись індивідуальні умови опромінювання працівника.

5.3. Підвищене опромінювання персоналу, що планується

5.3.1. Підвищене опромінювання персоналу, що планується - це опромінення персоналу (категорія А) вище встановлених лімітів доз в непередбачуваних ситуаціях при практичній діяльності.

5.3.2. Непередбачувані ситуації, при яких допускається планувати підвищене опромінення персоналу, характеризуються наступними умовами:

- не можуть бути усунення без проведення технологічних операцій, що передбачають перевищення лімітів доз;

- потребують термінового усунення;

- можуть призвести до розвитку радіаційної аварії або значних соціально-економічних збитків.

5.3.3. Обгрунтування підвищеного опромінення персоналу полягає в тому, що шкода від перевищення лімітів доз у окремих осіб з персоналу буде значно меншою, ніж можлива шкода у випадку розвитку радіаційної аварії.

5.3.4. При плануванні підвищеного опромінення персоналу використовується значення ЛДmax за один окремий рік - 50 мЗв.

5.3.5. Опромінення персоналу, що планується, в дозах від 1 до 2 ЛДmax (50-100 мЗв/рік в ступені -1) дозволяється місцевими органами Державного санітарно-епідеміологічного нагляду. Порядок допуску персоналу до таких робіт розглянуто у відповідному розділі ОСПУ.

Опромінення персоналу при дозі не більше за 2 ЛДmax (100 мЗв/рік в ступені -1) повинно бути скомпенсовано так, щоб після десятирічного періоду ефективна доза за цей час (разом з дозою від виконання спеціальних робіт), не перевищувала 200 мЗв.

5.3.6. Опромінення персоналу, що планується, в дозах від 2 до 5 ЛДmax може бути дозволено у виняткових випадках Міністерством охорони здоров'я України один раз протягом всієї трудової діяльності працівника.

5.3.7. Особи, які зазнали одноразового опромінення в дозі 2 ЛДmax і більше, мають бути виведені з зони опромінювання і направлені на медичне обстеження. Подальша робота з джерелами випромінювання цим особам дозволяється в індивідуальному порядку у відповідності до вимог ОСПУ за умови інформування про ризики для їх здоров'я та отримання письмової згоди від них.

5.3.8. Забороняється повторне підвищене опромінювання, що планується, до повної компенсації попереднього.

5.3.9. Планування підвищеного опромінення жінок у віці до 45 років та чоловіків молодших 30 років забороняється.

5.3.10. Особи, які залучаються до проведення аварійних та рятувальних робіт, на цей період прирівнюються до персоналу (категорія А) та на них поширюється положення підрозділу 5.2 даного документу.

5.4. Опромінення персоналу категорії Б

5.4.1. Для персоналу (категорія Б) індивідуальна річна ефективна доза не повинна перевищувати значення ЛД для даної категорії (таблиця 5.1 розділу 5).

5.4.2. Для категорії Б річне надходження радіонуклідів через органи дихання, концентрація у повітрі та потужність дози не повинні перевищувати відповідні допустимі норми для категорії Б.

5.4.3. Значення величин ДНinhal Б, ДКinhal Б встановлені на рівні 1/10 величин ДНinhal А і ДКinhal А, які наведені в Додатку 2.

5.4.4. Для осіб категорії Б ДР радіоактивного забруднення шкіри, особистого одягу та робочих поверхонь встановлюється на рівні 1/10 відповідних значень для категорії А.

5.4.5. Вимоги до організації і проведення радіаційного контролю для осіб категорії Б грунтуються на умові неперевищення ліміту річної ефективної дози. Структура, обсяг, методи і засоби цього контролю регламентуються відповідним розділом ОСПУ.

5.5. Опромінення населення (категорія В)

5.5.1. Регламентація і контроль опромінення населення здійснюється на основі розрахунків річних ефективних та еквівалентних доз опромінення критичних груп. Структура, обсяг, методи і засоби цього контролю регламентуються відповідними розділами ОСПУ, а також, при необхідності, спеціальними нормативними актами Міністерства охорони здоров'я України.

5.5.2. Обмеження опромінення населення здійснюється шляхом регламентації та контролю:

- газоаерозольних викидів і рідинних скидів у процесі роботи радіаційно-ядерних об'єктів;

- вмісту радіонуклідів в окремих об'єктах навколишнього середовища (воді, продуктах харчування, повітрі і т.і.).

Крім того для відповідних об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями може встановлюватися санітарно-захисна зона, де регламентується спеціальний режим використання її території та спеціальні вимоги до радіаційного контролю. Перелік таких об'єктів встановлюється ОСПУ.

5.5.3. Для відповідних об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями встановлюється квота ліміту дози (таблиця 5.2).

5.5.4. На основі квоти ЛД для кожного окремого об'єкту встановлюються допустимі скиди та допустимі викиди.

5.5.5. Перевищення допустимих скидів та викидів за умов нормальної експлуатації джерела не допускається.

5.6. Обмеження опромінення вагітних жінок та жінок дітородного віку

5.6.1. До введення спеціальних нормативів для вагітних жінок на виробництві (категорії А, Б) встановлені величини ДР в 20 раз нижчі, ніж для відповідних ДР категорії А.

5.6.2. Для жінок дітородного віку (до 45 років), які віднесені до категорії А вводиться додаткове обмеження опромінення: середня еквівалентна доза зовнішнього локального опромінення (зародку та плоду) за будь-які 2 послідовні місяці не повинна перевищувати 1 мЗв. При цьому на весь період вагітності ця доза не повинна перевищувати 2 мЗв, а ліміт річного надходження для вагітних встановлюється на рівні 1/20 ДН А.

5.6.3. Жінка, яка віднесена до персоналу категорії А, у якої діагностовано вагітність, повідомляє адміністрацію установи. Повідомлення про вагітність не може бути причиною усунення від роботи. Адміністрація установи повинна створити умови роботи по відношенню до професійного опромінення у відповідності до вимог п.5.6.1 та п.5.6.2.

5.7. Контрольні рівні

5.7.1. З метою фіксації досягнутого рівня радіаційної безпеки на даному радіаційно-ядерному об'єкті, в населеному пункті і навколишньому середовищі встановлюються контрольні рівні.

5.7.2. На основі існуючої радіаційної ситуації на конкретному радіаційно-ядерному об'єкті для окремих його приміщень, санітарно-захисної зони, зони спостереження та інших об'єктів для планування заходів захисту та оперативного контролю за радіаційним станом встановлюються контрольні рівні для всіх або окремих категорій осіб, які зазнають опромінення.

5.7.3. Контрольні рівні встановлює адміністрація радіаційно-ядерного об'єкту при обов'язковому узгодженні з державними регулюючими органами.

5.7.4. Значення контрольних рівнів встановлюються на рівні нижчому ніж відповідні ліміти доз та допустимі рівні. Допускається встановлювати контрольні рівні для окремого радіонукліду та (або) шляху його надходження, включаючи введення контрольних рівнів на вміст радіонукліда в окремому продукті харчування або на окремій території.

5.7.5. КР можуть бути встановлені для окремих технологічних операцій, режимів експлуатації та окремих підрозділів об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями.

5.7.6. При перевищенні КР адміністрацією об'єкту проводиться розслідування з метою виявлення та усунення причин, що призвели до перевищення.

5.7.7. КР регулярно переглядаються, враховуючи поточний радіаційний стан на об'єкті.

6.1. Медичне опромінення - це опромінення людини: пацієнтів, внаслідок медичних обстежень чи лікування та добровольців.

6.2. Медичне опромінення спрямовано тільки на досягнення очевидної користі для конкретної людини (пацієнта), або суспільства у вигляді отримання необхідної діагностичної чи наукової інформації або терапевтичного ефекту.

6.3 Враховуючи особливості цього виду практичної діяльності. протирадіаційний захист базується на наступних принципах:

- опромінення повинно бути обгрунтованим і призначеним тільки лікарем для досягнення корисних діагностичних та терапевтичних ефектів, які не можливо отримати іншими методами діагностики та лікування (принцип виправданості);

- колективні дози, що отримує населення при проведенні рентгенологічних та радіологічних процедур, повинні бути настільки низькими, наскільки це розумно досягається з урахуванням економічних та соціальних факторів (принцип оптимізації);

- величина дози опромінення встановлюється тільки лікарем індивідуально для кожного пацієнта, виходячи з клінічних показань, і повинна враховувати необхідність запобігти виникненню детерміністичних ефектів в здорових тканинах та в організмі в цілому (принцип неперевищення).

6.4. Ліміти доз для обмеження медичного опромінення не встановлюються, а необхідність проведення певної рентгенологічної чи радіологічної процедури обгрунтовується лікарем на основі медичних показань.

6.5. Повторність однотипних рентгенологічних та радіологічних діагностичних процедур допускається тільки необхідністю і можливістю отримання нової чи розширеної інформації. Необгрунтоване дублювання однотипних діагностичних процедур забороняється. Для запобігання повторів (дублювання) однотипних рентгено-радіонуклідних процедур, та отримання якісної клінічної інформації (контроль якості променевих досліджень), необхідно проводити атестацію персоналу та робочих місць, сертифікацію рентгенівської і радіонуклідної діагностичної та радіотерапевтичної техніки та радіофармпрепаратів у відповідності до порядку, що встановлює МОЗ України.

6.6. З метою удосконалення методології використання джерел іонізуючого випромінювання у медицині та зниження рівнів опромінення населення Міністерством охорони здоров'я України запроваджуються рекомендовані рівні медичного опромінення.

6.7. Рекомендовані рівні медичного опромінення та детальні вимоги до обмеження та контролю за опроміненням пацієнтів регламентуються окремими спеціальними документами Міністерства охорони здоров'я України.

6.8. При проведенні профілактичного обстеження населення річна ефективна доза не повинна перевищувати 1 мЗв.

Перевищення цього рівня допускається лише в умовах несприятливої епідемічної ситуації за узгодженням з органами Державної санітарної епідеміологічної служби МОЗ України.

6.9. Особи, які добровільно надають допомогу пацієнтам при проведенні діагностичних та терапевтичних процедур, не повинні зазнавати опромінення у дозах більше 5 мЗв.рік степені -1.

6.10. Для жінок репродуктивного віку (до 45 років) з діагностованою чи можливою вагітністю, а також у період грудного годування дитини необхідно уникати проведення радіологічних та рентгенологічних процедур, за винятком ургентних випадків.

6.11. Медичне опромінення добровольців, які беруть участь в медико-біологічних дослідженнях, повинно проводитись з дозволу Міністерства охорони здоров'я України при умовах:

- неперевищення рекомендованих Міністерством охорони здоров'я рівнів опромінення;

- письмової згоди добровольця;

- інформування добровольця про можливі наслідки та ризики, пов'язані з опроміненням.

6.12. При проведенні радіологічних процедур (введення радіофармацевтичних препаратів) потужність дози гамма-випромінювання на відстані 0,1 м від пацієнта не повинна перевищувати 10 мкЗв-год степені -1 (при виході з радіологічного відділення).

7.1. У відповідності з прийнятими у даному документі визначеннями, незапланована подія на будь-якому об'єкті з радіаційною чи радіаційно-ядерною технологією кваліфікується як радіаційна аварія, якщо при виникненні цієї події виконуються дві необхідні і достатні умови:

(а) втрата регулюючого контролю над джерелом;

(б) реальне (або потенційне) опромінення людей, пов'язане з втратою регулюючого контролю над джерелом.

7.2. Під визначення радіаційної аварії підпадає широкий спектр таких подій, як крадіжки чи втрати поодиноких закритих джерел гамма-випромінювання, неконтрольовані розгерметизації джерел, що містять гамма-, бета- і альфа-випромінювачі, включаючи радіонуклідні нейтронні джерела.

7.3. Будь-яка незапланована подія, яка відповідає умовам п.7.1 і виникла на енергетичному, транспортно-енергетичному, дослідницькому чи промисловому атомному реакторі, кваліфікується як радіаційна аварія незалежно від причин і масштабів цієї аварії.

У випадку, якщо подібна аварія виникла з одночасною втратою контролю над ланцюговою ядерною реакцією і виникненням реальної чи потенційної загрози мочинної ланцюгової реакції, то така подія кваліфікується як аварія радіаційно-ядерна*.

7.4. Усі радіаційні аварії поділяються на дві групи:

(а) аварії, які не супроводжуються радіоактивним забрудненням виробничих приміщень, проммайданчику об'єкту та навколишнього середовища;

(б) аварії, внаслідок яких відбувається радіоактивне забруднення середовища виробничої діяльності і проживання людей.

7.5. У результаті аварії першої групи (а) втрата регулюючого контролю над джерелом може супроводжуватися додатковим зовнішнім рентгенівським, гамма-, бета- і нейтронним опроміненням людини*.

7.6. До аварій другої групи (б) належать:

(а) аварії на об'єктах, де проводяться роботи з радіоактивними речовинами у відкритому виді, які супроводжуються локальним радіоактивним забрудненням об'єктів виробничого середовища;

(б) аварії, пов'язані з радіоактивним забрудненням виробничого та навколишнього середовища, викликані проникненням у них радіоактивних речовин внаслідок розгерметизації закритих джерел гамма-, бета- і альфа-випромінювання;

(в) радіаційні аварії на об'єктах ядерно-енергетичного циклу, експериментальних ядерних реакторах і критичних збірках, а також на складах радіоактивних речовин і на пунктах поховання радіоактивних відходів, де можливі аварійні газоаерозольні викиди та/або рідинні скиди радіонуклідів в навколишнє середовище.

7.7. Масштаб радіаційної аварії визначається розміром територій, а також чисельністю персоналу і населення, які втягнені до неї. За своїм масштабом радіаційні аварії поділяються на два великих класи: промислові і комунальні.

7.8. До класу промислових відносяться такі радіаційні аварії, наслідки яких не поширюються за межі територій виробничих приміщень і проммайданчика об'єкту, а аварійне опромінювання може отримувати лише персонал.

7.9. До класу комунальних відносяться радіаційні аварії, наслідки яких не обмежуються приміщеннями об'єкту і його проммайданчиком, а поширюються на оточуючі території, де проживає населення. Останнє стає, таким чином, об'єктом реального чи потенційного аварійного опромінювання*.

7.10. За масштабом комунальні радіаційні аварії більш детально поділяються на:

(а) локальні, якщо в зоні аварії проживає населення загальною чисельністю до десяти тисяч чоловік;

(б) регіональні, при яких в зоні аварії опиняються території декількох населених пунктів, один чи декілька адміністративних районів і навіть областей, а загальна чисельність утягненого в аварію населення перевищує десять тисяч чоловік;

(в) глобальні - це комунальні радіаційні аварії, внаслідок яких утягується значна частина (чи уся) території країни і її населення*.

7.11. У розвитку комунальних радіаційних аварій виділяють три основних часових фази (Додаток 4):

(а) рання (гостра) фаза аварії;

(б) середня фаза аварії, чи фаза стабілізації;

(в) пізня фаза аварії, чи фаза відновлення.

7.12. В умовах радіаційної аварії усі роботи виконуються аварійним персоналом, до складу якого входять:

(а) персонал аварійного об'єкту, а також члени спеціальних, заздалегідь підготовлених аварійних бригад* - основний персонал;

(б) особи, залучені до аварійних робіт - залучений персонал, який також має бути заздалегідь навчений та інформований про радіаційну ситуацію в місцях виконання робіт.

7.13. До робіт з ліквідації наслідків промислової радіаційної аварії залучається лише основний персонал як з числа робітників об'єкту, так і професійно підготовлені робітники аварійних бригад.

7.14. Обмеження опромінення основного персоналу, зайнятого на аварійних роботах. виконується таким чином, щоб не були перевищені встановлені НРБУ-97 значення регламентів першої групи для категорії А.

7.15. На час робіт в умовах комунальної радіаційної аварії залучений персонал прирівнюється до категорії А. При цьому залучений персонал має бути забезпечений в однаковій мірі з основним персоналом усіма табельними і спеціальними засобами індивідуального і колективного захисту (спецодяг, засоби захисту органів дихання, зору і відкритих поверхонь шкіри, засоби дезактивації та ін.), а також системою вимірювання і реєстрації отриманих у ході проведення робіт доз опромінення.

7.16. Аварійний персонал повинен бути постійно поінформованим про вже отримані та можливі дози опромінення і можливу шкоду для здоров'я.

7.17. У випадках, якщо роботи в зоні аварії поєднуються з:

(а) здійсненням втручання для запобігання серйозних наслідків для здоров'я людей, які опинилися у зоні аварії;

(б) зменшенням чисельності осіб, які можуть зазнати аварійного опромінення (запобігання великих колективних доз);

(в) запобіганням такого розвитку аварії, який може призвести до катастрофічних наслідків;

допускається заплановане підвищене опромінення осіб зі складу аварійного персоналу (за виключенням жінок, а також чоловіків віком до 30 років).

При цьому мають бути застосовані усі заходи для того, щоб величина сумарного опромінення не перевищила 100 мЗв (подвоєне значення максимального ліміту ефективної дози професійного опромінення за один рік, ЛДmax).

7.18. При здійсненні заходів, в яких доза може перевищити максимальний ліміт дози (ЛДmax), особи з числа аварійного персоналу, які виконують ці роботи, мають бути добровольцями, які пройшли медичне обстеження, причому, кожний з них має бути чітко і всесторонньо проінформований про ризик подібного опромінення для здоров'я, пройти попередню підготовку і дати письмову згоду на участь у подібних роботах.

7.19. У виключних випадках, коли робота виконуються з метою збереження життя людей, мають бути застосовані усі можливі заходи для того, щоб особи з числа аварійного персоналу, які виконують ці роботи, не могли отримати еквівалентну дозу на будь-який з органів (включаючи рівномірне опромінення всього тіла) більше 500 мЗв. Виконання цієї вимоги забезпечує запобігання детерміністичних ефектів.

7.20. Дози, отримані внаслідок проведення аварійних робіт, не можуть служити підставою для усунення робітників, які брали участь в цих роботах, від продовження (чи початку) такої професійної діяльності, яка пов'язана з виробничим контактом з джерелами іонізуючого випромінювання.

Проте, якщо учасник аварійних робіт отримав дозу, зазначену в п. 7.19, то подальше його професійне опромінення можливе лише після кваліфікованого медичного обстеження і всестороннього інформування про можливий ризик для його здоров'я, пов'язаний з роботами у сфері радіаційних технологій.

7.21. В аварійних планах (Додаток 5), окрім організаційно-технологічних схем проведення аварійних робіт мають бути визначені:

(а) офіційні особи, які відповідають за організацію і загальне керівництво роботами;

(б) особи, які відповідають за проведення індивідуального і колективного дозиметричного контролю.

(в) особи, які відповідають за медичний контроль, інформування аварійного персоналу і отримання згоди робітників на участь у аварійних роботах, пов'язаних із запланованим підвищенням опромінення.

7.22. При виникненні комунальної радіаційної аварії окрім термінових робіт щодо стабілізації радіаційного стану (включаючи відновлення контролю над джерелом) мають бути одночасно здійснені заходи, спрямовані на:

(а) зведення до мінімуму кількості осіб з населення, які зазнають аварійного опромінення;

(б) запобігання чи зниження індивідуальних і колективних доз опромінення населення;

(в) запобігання чи зниження рівнів радіоактивного забруднення продуктів харчування, питної води, сільськогосподарської сировини і сільгоспугідь, об'єктів довкілля (повітря, води, грунту, рослин тощо), а також будівель і споруд.

7.23. Протирадіаційний захист населення в умовах радіаційної аварії базується на системі протирадіаційних заходів (контрзаходів), які практично завжди є втручанням в нормальну життєдіяльність людей, а також у сферу нормального соціально-побутового, господарського і культурного функціонування територій.

7.24. При плануванні і реалізації втручань, спрямованих на мінімізацію доз і чисельності осіб з населення, які потрапили у сферу дії аварійного опромінення, слід керуватися трьома головними принципами протирадіаційного захисту в умовах радіаційної аварії (див. розділ 1, п.1.10).

7.25. Усі захисні контрзаходи, які застосовуються в умовах радіаційної аварії поділяються на прямі і непрямі.

До прямих відносяться контрзаходи, реалізація яких призводить до запобігання чи зниження індивідуальних і/або колективних доз аварійного опромінення населення.

До непрямих відносяться усі види контрзаходів, які не призводять до запобігання індивідуальних і колективних доз опромінення населення, але зменшують (компенсують) величину збитку для здоров'я*, пов'язаного з цим аварійним опроміненням. Непрямі контрзаходи в НРБУ-97 не розглядаються.

7.26. У залежності від масштабів і фаз радіаційної аварії, а також від рівнів прогнозних аварійних доз опромінення контрзаходи* умовно поділяються на термінові, невідкладні і довгострокові.

(а) До термінових відносяться такі контрзаходи, проведення яких має за мету відвернення таких рівнів доз гострого та/або хронічного опромінення осіб з населення, які створюють загрозу виникнення радіаційних ефектів, що виявляються клінічно.

(б) Контрзаходи кваліфікуються як невідкладні, якщо їх реалізація спрямована на відвернення детерміністичних ефектів.

(в) До довгострокових належать контрзаходи, спрямовані на відвернення доз короткочасного або хронічного опромінення, значення яких, як правило, нижче порогів індукування детерміністичних ефектів.

У Додатку 5 подано розподіл різних видів контрзаходів за фазами радіаційної аварії.

7.27. Основою для прийняття рішення стосовно доцільності (недоцільності) проведення того чи іншого контрзаходу є оцінка і порівняння збитку, завданого втручанням, викликаним даним контрзаходом, з користю для здоров'я, за рахунок дози, відвернутої цим втручанням.

7.28. Кількісними критеріями, які забезпечують виконання вимог п.7.27, є регламенти третьої групи:

(а) рівні втручання;

(б) рівні дії.

7.29. Рівень втручання виражається у термінах відвернутої дози, тобто дози, яку передбачається відвернути за час дії контрзаходу, пов'язаного з цим втручанням.

Рівні дії є похідними величинами від рівнів втручання. Вони визначаються у вигляді таких показників радіаційної ситуації, які можуть бути виміряні: потужність поглинутої дози в повітрі на відкритій місцевості, об'ємна активність радіонуклідів в повітрі, концентрації їх в продуктах харчування, щільність випадінь радіонуклідів на грунт та ін., при перевищенні яких може розглядатися питання про проведення втручання.

7.30. При реалізації контрзаходу, як правило, відвертається не вся доза від даного аварійного джерела, а деяка її частина, так що зберігається залишковий (невідвернутий) рівень дози. В процедурі оптимізації залишковий рівень має відповідати деякій дозі опромінення, запобігання якої даним контрзаходом стає неприйнятним тому, що суттєво збільшується збиток.

7.31. Величина відвернутої дози, яка відповідає, усередненій для усієї популяції, яка опромінюється внаслідок радіаційної аварії дозі. а не дозі найбільш опромінених осіб.* Проте, величина прогнозованої дози для найбільш опромінених осіб з населення не повинна перевищувати таких значень, при яких можливі гострі клінічні прояви радіаційних уражень (таблиці Додатка 7).

7.32. У відповідності з принципами виправданості і оптимізації будь-яке втручання, пов'язане з цим контрзаходом, може бути кваліфіковано як:

(а) невиправдане,

(б) виправдане,

(в) безумовно виправдане.

7.33. Втручання є невиправданим, якщо величина дози відвернутої внаслідок такого втручання менше рівня, визначеного як найнижча межа виправданості*. Межі виправданості відповідає така величина відвернутої дози, при якій користь від проведеного контрзаходу дорівнює величині завданого цим втручанням збитку.

7.34. Усі рішення щодо доцільності чи недоцільності проведення того чи іншого контрзаходу базуються на порівнянні величин відвернутої даним контрзаходом дози з відповідним значенням межі виправданості. Через те, що на практиці подібні порівняння у більшості випадків мають проводиться оперативно і на основі тих показників радіаційної обстановки, які можуть бути виміряні, значення цих показників порівнюються з відповідними рівнями дії.

7.35. Втручання кваліфікуються як безумовно виправдані, якщо значення відвернутої дози настільки великі, що користь для здоров'я від подібних втручань безумовно перевищує той сумарний збиток, яким ця акція супроводжується.

7.36. Безумовно виправданими терміновими втручаннями слід вважати такі, при реалізації яких величина відвернутої дози відповідає тим рівням опромінення, що можуть викликати гострі клінічні прояви променевого ураження: променевої хвороби, променевих опіків шкіри, радіаційних тиреоідітів та ін. В таблицях Додатку 7 наведено значення рівнів безумовного термінового втручання при гострому і хронічному опроміненні.

7.37. Між найнижчою межею виправданості втручання (і відповідних їм рівнями дії) - з одного боку, і рівнями безумовного втручання - з іншого, знаходяться такі значення відвернутих доз, при яких введення контрзаходу потребує процедури оптимізації. Хоча всі ці контрзаходи виправдані, розгляд рішення про їх проведення (чи непроведення) є важливим і абсолютно необхідним кроком, який включає врахування усіх видів збитку при різних видах контрзаходів.

7.38. До термінових і невідкладних протирадіаційних захисних заходів гострої фази аварії належать:

- укриття населення;

- обмеження у режимі поведінки (обмеження часу перебування на відкритому повітрі);

- евакуація;

- фармакологічна профілактика опромінення щитовидної залози радіоактивними ізотопами йоду з допомогою препаратів стабільного йоду (йодна профілактика);

- тимчасова заборона вживання окремих продуктів харчування місцевого виробництва і використання води з місцевих джерел.

значення рівнів втручання та/або рівнів дії для різних типів невідкладних контрзаходів наведені в таблиці Д.8.1, Додатку 8.

7.39. Рішення про проведення термінових і невідкладних захисних заходів мають бути прийняті не лише з урахуванням поточного стану радіаційної ситуації, але, у першу чергу, базуватися на прогнозі її розвитку у зв'язку з очікуваними аварійними викидами і скидами, а також з використанням гідрометеорологічних прогнозів.

7.40. Основні організаційні і технологічні характеристики, а також перелік і розміри ресурсів, необхідних для проведення термінових і невідкладних втручань (включаючи укриття, евакуацію і йодну профілактику) мають бути визначені у відповідних аварійних планах (Додаток 5). Такі плани мають бути заздалегідь підготовлені для сценаріїв гіпотетичних комунальних аварій різного масштабу.

Плани повинні містити також значення рівнів втручання і дій, встановлені даним розділом НРБУ-97 (і Додатками до нього). В аварійні плани слід також включити значення рівнів дії для таких контрзаходів, як вилучення і заміна різних продуктів харчування і питної води.

7.41. В умовах гострого дефіциту продуктів харчування і питної води чи будь-яких інших складних соціально-економічних обставин можуть бути використані більш високі рівні дії, ніж наведені в таблиці Додатку 8, для вилучення радіоактивно забруднених продуктів харчування і питної води. Проте подібні рішення мають бути обгрунтовані застосуванням процедур виправданості і оптимізації втручання і узгоджені з органами Державного санітарно-епідеміологічного нагляду.

7.42. До довгострокових контрзаходів (Додаток 8), які можуть здійснюватися і на ранній, і на пізній фазах аварії, належать:

(а) тимчасове відселення;

(б) переселення (на постійне місце проживання);

(в) обмеження вживання радіоактивно забруднених води і продуктів харчування;

(г) дезактивація територій;

(д) різноманітні сільськогосподарські контрзаходи;

(е) інші контрзаходи (гідрологічні, включаючи протиповеневі, обмеження, пов'язані з лісокористуванням, полюванням, рибною ловлею та ін.).

7.43. Сільськогосподарські, гідротехнічні та інші індустріально-технічні контрзаходи повинні розглядатися лише після повного завершення аварійного радіоактивного забруднення території, включаючи водойми, з урахуванням результатів детального радіаційного моніторингу.

7.44. В аварійних планах (Додаток 5) мають бути передбачені і детально визначені усі умови для такого втручання, як тимчасове відселення (і повернення) людей, включаючи:

(а) рівень втручання для подібного протирадіаційного заходу;

(б) умови відселення людей, включаючи необхідні транспортні ресурси, місця розміщення людей на період тимчасового відселення;

(в) система інформування населення про час відселення і передбачуваний час їхнього повернення;

(г) система охорони їх власності;

(д) система компенсацій завданого внаслідок відселення збитку;

(е) вимоги до структури і обсягу радіаційно-дозиметричних даних, необхідних для прийняття рішення про тимчасове відселення.

7.45. Та частина аварійного плану, яка розглядає можливості і умови переселення людей, має включати основні умови переселення:

(а) чисельні значення рівнів втручання (величина дози, відвернутої переселенням);

(б) максимальну тривалість тимчасового відселення, перевищення якої робить доцільним переселення людей на постійне місце проживання;

(в) систему обов'язкового інформування і консультацій з людьми та/або представницькими органами того населеного пункту, жителів якого планується переселити на постійне місце проживання;

(г) комплекс гарантій, відносно компенсації матеріального і соціально-психологічного збитку, пов'язаного з переселенням;

(д) вимоги до структури і обсягу радіаційно-дозиметричних даних, необхідних для прийняття рішення про переселення.

7.46. Необхідно вжити всі заходи для отримання оцінок доз опромінення, яке зазнали особи з населення, за період до проведення втручання, а також оцінок доз прогнозного опромінення, якщо прийнято рішення про відмову від будь-якого довгострокового контрзаходу. Результати цих оцінок мають бути загальнодоступними.

7.47. Оцінки доз повинні базуватися на результатах усієї доступної інформації і постійно уточнюватися з отриманням нових, уточнених та/або розширених даних радіаційного моніторингу.

7.48. Будь-який довгостроковий контрзахід має бути призупинений, коли оцінки доз показують, що подальше його продовження невиправдане, оскільки величина невідвернутого залишкового рівня дози виявляється нижче прийнятного.

НРБУ-97 встановлює наступний залишковий прийнятний сумарний рівень зовнішнього і внутрішнього опромінення:

а) 1 мЗв за рік для хронічного опромінення тривалістю більше 10 років;

б) 5 мЗв сумарно за перші два роки;

в) 15 мЗв сумарно за перші 10 років.

Ці значення повинні враховуватись при визначенні розмірів (границь) зони аварії (комунальної).

8.1. Регламенти цієї групи спрямовані на зменшення доз хронічного опромінення людини від техногенно-підсилених джерел природного походження.

8.2. Протирадіаційний захист в умовах хронічного опромінення базується на системі заходів (контрзаходів), які завжди є втручанням у життєдіяльність людини чи сферу господарського та соціально-побутового функціонування території.

8.3. Підставою для рішення про доцільність проведення того чи іншого контрзаходу є оцінка та порівняння користі для здоров'я за рахунок відвернутої даним втручанням дози, та шкоди, що може бути заподіяна цим втручанням при реалізації контрзаходу.

8.4. Кількісними критеріями, що забезпечують виконання вимог п.8.3 є:

(а) рівні втручання,

(б) рівні дій.

Рівні втручання виражаються у термінах відвернутої дози, тобто дози, яку передбачається відвернути за час дії контрзаходу, що пов'язаний з втручанням.

Рівні дій виражаються в термінах таких показників радіаційної ситуації, які можна вимірювати, зокрема:

- ефективної питомої активності (Аеф) природних радіонуклідів у мінеральній сировині та будівельних матеріалах;

- потужності поглиненої в повітрі дози (ППД) гамма-випромінювання;

- середньорічної еквівалентної рівноважної об'ємної активності (ЕРОА) ізотопів радону в повітрі приміщень та робочих місцях;

- питомої активності природних радіонуклідів у питній воді;

- питомої активності природних радіонуклідів у мінеральних добривах;

- питомої активності природних радіонуклідів у виробах з порцеляни, фарфору та глини:

- питомої активності природних радіонуклідів у мінеральних барвниках.

8.5. У випадку, коли перевищується відповідний рівень дій на конкретному об'єкті (джерелі питного водопостачання, будівлі, сировині чи продукції та ін.), втручання планується на підставі визначення структури та величини всіх складових сумарної дози опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження з подальшою процедурою оптимізації контрзаходу по зменшенню сумарної дози опромінення. Ймовірно можуть траплятися випадки, коли оптимальний контрзахід для зменшення сумарної дози опромінення буде спрямований не на джерело, що перевищує рівень дій, а на інше техногенно-підсилене джерело природного походження.

8.6. Рівні дій.

8.6.1. Ефективна питома активність природних радіонуклідів у будівельних матеріалах та мінеральній сировині.

(а) Величина ефективної питомої активності природних радіонуклідів у будівельних матеріалах та мінеральній сировині визначається як зважена сума питомих активностей радію-226 (Аца), торію-232 (Ать) і калію-40 (Ак) за формулою:

(б) Коли величина Аеф в будівельних матеріалах та мінеральній сировині нижче або дорівнює 370 Бк/кг в ступені -1, то вони можуть використовуватись для всіх видів будівництва без обмежень (I клас).

(в) Будівельні матеріали та мінеральна сировина, в яких Аеф вище 370 Бк/кг в ступені -1, але нижче або дорівнює 740 Бк/кг в ступені -1 (II клас), можуть бути використані:

- для промислового будівництва;

- для будівництва шляхів.

(г) Будівельні матеріали та мінеральна сировина, в яких Аеф перевищує 740 Бк/кг в ступені -1, але нижче, або дорівнює 1350 Бк/кг в ступені -1 (III клас), можуть бути використані наступним чином:

в межах населених пунктів:

- для будівництва підземних споруд, покритих шаром грунту товщиною понад 0.5 м, де виключено тривале перебування людей*;

поза межами населених пунктів:

- для будівництва шляхів;

- для спорудження гребель;

- для спорудження інших об'єктів з малим часом перебування людей.

(д) Для матеріалів, що мають естетичну цінність величина Аеф не повинна перевищувати 3700 Бк/кг в ступені -1. Використання їх для внутрішнього та зовнішнього оздоблення об'єктів громадського призначення, за виключенням дитячих закладів, та для зовнішнього оздоблення цокольних частин житлових будинків може бути дозволене на підставі окремих регламентів, затверджених головним державним санітарним лікарем України, або особою, якій надано відповідні повноваження.

(г) Наведені значення Аеф відносяться до усереднених значень в межах покладів корисних копалин, дільниці, відвалу або партії матеріалу, який використовується.

8.6.2 Потужність поглиненої в повітрі дози (ППД) гамма-випромінювання в повітрі будинках та приміщеннях.

(а) Встановлені рівні дій ПГЩ розповсюджуються на гамма-випромінювання, сформоване за рахунок активності природних радіонуклідів, включаючи природний радіаційний фон.

(б) ППД всередині приміщень будівель та споруд, які проектуються, будуються та реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей* рівень дій становить 4,4 нГр/с в ступені -1 (30 мкР/год в ступені -1), включаючи компоненту від природного фонового опромінення.

(в) ППД всередині приміщень будівель та споруд, які експлуатуються з постійним перебуванням людей, рівень дій становить 7,3 нГр/с (50 мкР/год в ступені -1), включаючи компоненту від природного радіаційного фону, за виключенням дитячих, санаторно-курортних та оздоровчо-лікувальних закладів де рівень дій відповідає п.8.6.2 (б).

8.6.3. Середньорічна еквівалентна рівноважна об'ємна активність (ЕРОА) ізотопів радону в повітрі будівель.

(а) В приміщеннях будівель та споруд, які будуються та реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей, рівень дій для середньорічної ЕРОА радону-222 в повітрі становить 50 Бк/м в ступені -3, середньорічної ЕРОА радону-22 (торону) - 3 Бк/м в ступені -3.

(б) Рівень дій для середньорічної ЕРОА радону-222 в зоні дихання в повітрі приміщень, які експлуатуються з постійним перебуванням людей становить 100 Бк/м в ступені -3; а для ЕРОА радону-220 (торону) - 6 Бк/м в ступені -3, за виключенням дитячих, санаторно-курортних та оздоровчо-лікувальних закладів де рівень дій відповідає п.8.6.3 (а).

(в) При перевищенні наведених рівнів дій проведення контрзаходів для дитячих, санаторно-курортних та оздоровчо-лікувальних закладів, а також громадських приміщень є обов'язковими: для житлових приміщень - тільки за згодою власника житла. При цьому останнім повинна бути надана повна інформація про дози опромінення та ризики для здоров'я.

(г) Якщо середньорічну сумарну ЕРОА радону-222 та радону-220, після проведення протирадонових заходів неможливо знизити нижче рівня 400 Бк/м в ступені -3 (рівень дій безумовно виправданого втручання), то прийняття рішення про подальші дії належить відповідним державним органам, порядок яких регламентується окремим документом.

8.6.4 Питома активність природних радіонуклідів у воді джерел господарчо-питного водопостачання.

Рівні дій для природних радіонуклідів джерелах господарчо-питного водопостачання становлять:

для 222Rn -100 Бк/кг в ступені -1;

для Урану (сумарна активність природної суміші ізотопів) - 1 Бк/кг в ступені -1;

для 226 Ra - 1 Бк/кг в ступені -1;*

для 228 Ra - 1 Бк/кг в ступені -1.

У разі використання води артезіанських свердловин для господарчо-питного водопостачання або реалізації води артезіанських та інших джерел через торговельну мережу кожне джерело (свердловина або група свердловин, що використовуються одночасно) повинно мати паспорт радіаційної якості води,

8.6.5 Питома активність природних радіонуклідів у мінеральних добривах.

(а) Для добрив, що не пилять (гранульованих) рівень дій по сумі питомих активностей урану-238 та торію-232 - 1,9 кБк/кг в ступені -1.

(б) Для добрив, що пилять (негранульованих), окрім додержання умови п.8.6.5 (а), рівень дій по сумі питомих активностей торію-230 та торію-232 - 1,9 кБк/кг в ступені -1.

8.6.6. Активність природних радіонуклідів у глиняному, порцеляно-фаянсовому та скляному посуді побутового призначення.

Рівень дій по ефективній питомій активності природних радіонуклідів у готовому виробі з фаянсу, порцеляни, скла та виробів з тини визначається за формулою:

8.6.7. Питома активність природних радіонуклідів у мінеральних барвниках.

Рівень дій повинен задовольняти наступним умовам:

8.7. Вимоги до протирадіаційного захисту людини від техногенно-підсилених джерел природного походження на виробництві.

8.7.1. Рівні дій для окремих радіонуклідів природного походження в повітрі виробничих-приміщень складають:

- ППД на робочому місці - 7,3 нГр/с в ступені -1) (50 мкР/ч в ступені -1);

- середньорічна ЕРОА радону-222 в повітрі приміщення - 300 Бк/м в ступені -3;

- середньорічна ЕРОА радону-220 (торону) в повітрі приміщення - 20 Бк/м в ступені -3.

Рівні дій для окремих радіонуклідів природного походження у виробничому пилу приміщень з умови радіоактивної рівноваги радіонуклідів уранового та торієвого сімейств складають:

- активність урану-238 і торію-232 в рівновазі з дочірніми продуктами розпаду у виробничому пилу повинні відповідати формулам:

8.7.2. Для окремих виробництв чи робочих місць, рівні дій визначаються на підставі атестації робочих місць відповідних підприємств чи технологій. Затвердження таких рівнів дій проводиться затвердженням головним державним санітарним лікарем України, або особою, якій надано відповідні повноваження.

9.1. Практична діяльність чи джерела іонізуючого випромінювання в рамках практичної діяльності можуть бути звільнені від регулючого контролю, якщо регулюючими органами одержано обгрунтовану аргументацію, що джерела відповідають критеріям звільнення, визначеним у цьому розділі, або рівням звільнення, що визначаються регулюючими органами на основі цих критеріїв звільнення.

9.2. Загальними принципами звільнення практичної діяльності чи джерел іонізуючого випромінювання в рамках практичної діяльності від регулюючого контролю є:

а) дози опромінення для осіб, обумовлені звільненими практичною діяльністю чи джерелами повинні бути достатньо низькими, щоб не викликати необхідності в їх регулюванні;

б) колективні дози опромінення, обумовлені звільненими практичною діяльністю або джерелами повинні бути достатньо низькими, щоб не вимагати регулюючого контролю за більшості обставин;

в) звільнені види практичної діяльності та джерела повинні бути безпечні, тобто з низькою імовірністю несприятливого розвитку подій, можуть призвести до порушення вимог пунктів а) та б).

9.3. Звільнення практичної діяльності чи джерел іонізуючого випромінювання в рамках практичної діяльності від регулюючого контролю може бути як повним, так і обмеженим.

9.4. Практична діяльність чи джерела іонізуючого випромінювання в рамках практичної діяльності можуть бути звільнені регулюючим органом від регулюючого контролю без подальшого розгляду (повне звільнення), якщо вони одночасно відповідають за всіх можливих реальних обставин наступним критеріям звільнення:

а) річна ефективна доза від усіх шляхів опромінення для будь-якої людини за рахунок звільненої практичної діяльності чи джерела не перевищує 10 мкЗв-рік в ступені -1;

та

б) річна колективна ефективна доза від усіх шляхів опромінення за рахунок звільненої практичної діяльності чи джерела не повинна перевищувати 1 люд.- Зв.рік в ступені -1, або внаслідок оптимізації протирадіаційного захисту доведено, що звільнення є найкращим рішенням.

9.5. Згідно з критеріями, викладеними в пп.9.2 і 9.4, наступні джерела в рамках практичної діяльності звільняються без подальшого розгляду від регулюючого контролю:

а) радіоактивні речовини, що використовуються в рамках практичної діяльності, для яких або активність даного радіонукліду в них у будь-який момент часу, або його питома активнісіть не перевищують рівнів звільнення, які визначаються ОСПУ (за виключенням випадків, зазначених в п.9.7);

б) пристрої для генерування іонізуючого випромінювання, які схвалені регулюючим органом для використання без регулюючого контролю.

9.6. Якщо джерело та/або практична діяльність звільняється від регулюючого контролю, то автоматично від регулюючого контролю звільняються всі види викидів, скидів та відходів, що пов'язані з даним джерелом чи практичною діяльністю.

9.7. Для визначених регулюючим органом видів практичної діяльності контроль може здійснюватися на рівнях, нижчих за рівні звільнення.

9.8. Обмежене звільнення (звільнення від певних видів регулюючого контролю) практичної діяльності чи джерел в рамках практичної діяльності дозволяється регулюючими органами за умов, які визначаються регулюючими органами.

9.9. Детальні вимоги щодо порядку звільнення, а також детальний перелік умов, за яких здійснюється звільнення встановлюється окремим документом, що розробляється регулюючими органами.

1. МКРЗ. Публикация 30. Пределы поступления радионуклидов для работающих с радиоактивными веществами в открытом виде. - М.: Энергоатомиздат, 1983. - 60 с.

2. МКРЗ. Публикация 38. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. В 2 ч. - М.: Энергоатомиздат, 1987.

3. ICRP Publikation 56. Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 1.- Oxford: Pergamon Press, 1989.-122 p. (Публікація МКРЗ N 56, Вік-залежні дози осіб з населення від надходження радіонуклідів. Частина 1).

4. ICRP Publikation 60. Radiation protection 1990: Recommendations of the International Cjmmission on Radiological Protection (ICRP) - New York: Pergamon Press, 1991. - 197 p. (МКРЗ Публікація N 60 - Рекомендації Міжнародної комісії з радіологічного захисту 1990 р.).

5. ICRP Publikation 63. Principles for intervention for Protection of the Publik in a radiological Emergency. - New York: Pergamon Press, 1991. (Публікація МКРЗ N 63, Принципи втручань для захисту населення при радіологічних надзвичайних обставинах).

6. МКРЗ Публикация N 65. Защита от радона-222 в жилых помещениях и на рабочих местах.- М.: Энергоатомиздат, 1995.- 78 с.

7. ICRP Publikation 66. Human Respiratory Tract Model Radiological Protection.- Oxford: Pergamon, 1994.-482 p. (Публікація МКРЗ N 66, Модель респіраторного шляху людини для радіологічного захисту).

8. ICRP Publikation 67. Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 2. Ingestion Dose Coefficients.- Oxford: Pergamon, 1993.-166 p. (Публікація МКРЗ N 67, Вік-залежні дози осіб з населення від надходження радіонуклідів. Частина 2. Дозові коефіцієнти для надходження).

9. ICRP Publikation 69. Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 3. Ingestion Dose Coefficients.- Oxford: Pergamon, 1995.-74 p. (Публікація МКРЗ N 69, Вік-залежні дози осіб з населення від надходження радіонуклідів. Частина 3. Дозові коефіцієнти для надходження).

10. ICRP Publikation 71. Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 4. Inhalation Dose Coefficients.- Oxford: Pergamon, 1995.-405 p. (Публікація МКРЗ N 71, Вік-залежні дози осіб з населення від надходження радіонуклідів. Частина 4. Дозові коефіцієнти для інгаляції).

11. Cristy M., eckerman K.F. Specific Absorbed Fraction of Energy at Various Ages from Internal Photon Sources. ORNL/TM-8391/V1-7.- Oak Ridge: Oak Ridge National Laboratory, 1987. (Питома поглинена фракція енергії для різних віків від внутрішніх фотонних джерел).

12. Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излечений и безопасного обращения с источниками излучения. Серия изданий по безопасности N 115.- Вена: МАГАТЭ, 1997.- 382 с.

13. Intervention Criteria in a Nuclear or Radiation Emergency: Safety Series N 109 - Vienna: IAEA, 1994. - 119 p. (Критерії для втручань в ядерних та радіаційних надзвичайних обставинах).

14. Критерії для прийняття рішень про заходи захисту населення у випадку аварії ядерного реактора (Затв.МОЗ СРСР від 16.05.1990 р.).- М.: 1990.- 16 с.

15. Likhtariov I., Kovgan L., Novak D., Vavilov S., Jacjb P., Herwig G., Paretzke H. Effective doses due to extermal irradbation from the Chernobyi accident for different population groups of Ukraine // Health Phys. 70(1).- 1996. - 87-98 p. (Ефективна доза від зовнішнього опромінювання від Чорнобильської аварії для різних груп населення України).

16. Likhtariov I., Kovgan L., Vavilov S., Gluvchimsky R., Perevoznikov O., Litvinets L., Anspaugh L., Kercher J., Bouvblle A. Internal exposure from the ingestion of foods contaminated by 137Cs after Chernobyi accident. Report 1. Geeneral model: ingestion doses and countermeasure effectiveness for the abults of Rovno Odlast of Ukraine // Health Phys. 70(3).- 1996. - 297-317 p. (Внутрішнє опромінювання від споживання продуктів харчування, забруднених 137Cs після аварії на ЧАЕС. Доповідь 1. Загальна модель. Дози від внутрішнього надходження та ефективність контрзаходів для дорослих Рівненської області України).

17. Nuclear Power: Accidental releases - practical guidance for public health action // WHO Regional Publication, European Series N 21. - Copenhagen, 1987.- 47 p. (Ядерна енергія: Аварійні викиди - практичне керівництво для дій по охороні здоров'я).

18. Per Jensen H., Belyaev S., Demin V., Rolevich I., Likhtariov I., Kovgan L., Bariakhtar V. Management of contaminated terrbtories - Radiological principles and practice // The radiological conseguences of the Chernobyl accident. Proceedings of the first international conference Minsk, 18-22 March 1996 y.- Minsk, 1996.- 325-338 p. (Управління забрудненими територіями - радіологічні принципи та практика).

Д.2.1. Концепція допустимих рівнів, прийнята в НРБУ-97

Д.2.1.1. Значення допустимих рівнів встановлені даним документом для референтних умов опромінення.

Д.2.1.2. Для кожної категорії осіб, які зазнають опромінювання (категорії А, Б, В) числове значення допустимого рівня для даного шляху надходження визначено таким чином, що:

- при наведеній у таблиці величині допустимого рівня,

- при дії одного вибраного шляху опромінення на протязі року,

- при будь-якому поєднанні AMAD, референтного типу аурозолю, класу відкладення газів та пари, типу хімічної сполуки елементу,

- для критичної групи населення,

- або у випадку персоналу - для референтного віку "Дорослий" величина річної ефективної дози внутрішнього опромінення не перевищить відповідного ліміту дози.

Д.2.1.3. Значення допустимих рівнів визначаються наступним набором параметрів:

- Референтний вік (Таблиця Д.2.3) і стать;

- Референтна тривалість опромінення (Таблиця Д.2.4);

- Референтні об'єми питної спожитої протягом одного року води (Таблиця Д.2.5);

- Референтні об'єми повітря, що вдихається протягом одного року (Таблиця Д.2.6);

- Референтний розподіл фізичного навантаження (Таблиця Д.2.8);

- Референтні типи аерозолю;

- Референтні класи відкладення пари і газів;

- Референтні типи хімічної сполуки елементу (Таблиця Д.2.9);

- Референтні параметри статистичного розподілу активності аерозолю за розміром частинок;

- Референтна щільність часток аерозолю і фактор форми (прийнято: фактор форми - 1,5, густина - 3 г/см в ступені -3);

- Референтні параметри дихальної системи (Таблиці Д.2.6, Д.2.7, Д.2.8) [7] та травного пункту [1, 8];

- Референтні параметри системного метаболізму [1, 8, 9, 10];

_ Референтні маси органів і тканин, що опромінюються (Таблиця Д.2.12);

- Геометричні параметри референтної людини [1, 7, 11];

- Референтна товщина шкіряного покрову (в розрахунках доз зовнішнього опромінення прийнята товщина чутливого шару 5 мг/см в ступені -2 під поверхневим шаром 5 мг/см в ступені -2, для долонь товщина поверхневого шару - 40 мг/см в ступені -2).

Д.2.1.4. Мал. Д.2.1 - Д.2.9 ілюструє особливості формування доз внутрішнього опромінення у осіб різних вікових кагорт при інгаляційному надходженні аерозолів 90Sr, 137Cs, 232Pu ріщзної дисперсності і хімічного складу. При інгаляції всіх вибраних аерозолів максимальні значення очікуваних ефективних доз на одиницю вмісту в повітрі припадає на інтервал 0,01-0,1 мкм (в БД відсутні).

Д.2.2. Числові значення ДР

Д.2.2.1. В таблицях Д.2.1 - Д.2.2 наведені значення ДР для основних радіаційно-значущих радіонуклідів, які найбільш часто зустрічаються на практиці.

Д.2.2.2. Величини допустимих надходжень через органи дихання ДНinhal А, ДНinhal Б, ДНinhal В розраховані за формулами:

для персоналу (категорії А, Б)

для населення (категорія В)

Д.2.2.3. Величини допустимих концентрацій у повітрі ДК inhat А, ДК inhat Б, ДК inhat В розраховані за формулами:

для населення (категорія В)

Д.2.2.4. Величини допустимих надходжень через органи травлення ДН ingest В розраховані за формулою:

Д.2.2.5. Величини допустимих концентрацій у питній воді ДК ingest В розраховані за формулою:

Д.2.2.6. При розрахунках використані наступні сітки параметрів:

Д.2.2.7. У Таблиця Д.2.10 наведено прийняті при розрахунку набори референтних типів, класів відкладень та хімічних особливостей окремих елементів.

Д.2.2.8. Інертні гази не включено до таблиці, оскільки вони є джерелами зовнішнього опромінення. Природні радіонукліди 87Rb, 115In, 144Nd, 147Sm і 187Re не включено до таблиці, оскільки вони нормуються за хімічною токсичністю.

Д.2.2.9. Усі розрахунки виконано з максимально досяжною машинною точністю, проте кінцеві результати наведено в таблицях з однією значущою цифрою у зв'язку з тим, що фактична точність виконаних розрахунків не вище точності всіх використаних значень референтних параметрів, що у сукупності гарантує не більше однієї значущої цифри. Друга причина такого представлення величин ДР - зручність практичного застосування у системі контролю, яка забезпечує, як правило, точність того ж порядку.

Д.2.3. Надходження радіонуклілів з питною водою та продуктами харчування

Д.2.3.1. Розрахунок транспорту радіонуклідів у травному тракті виконано за моделлю Публікації 30 МКРЗ [1]. У розрахунках використано референтний об'єм спожитої протягом одного року питної води (див.Таблиця Д.2.5).

Д.2.4. Інгаляційне надходження радіонуклідів

Розрахунок відкладень та транспорту аерозолів, пари та газів у дихальній системі людини виконано у відповідності до Публікації МКРЗ [7]. У розрахунках використано референтний об'єм повітря, яке вдихається протягом одного року (див.Таблиця Д.2.8).

Д.2.4.1. Наведені у таблицях чисельні значення ДР для повітря розраховані для логарифмічно нормального розподілу активності частинок за dae. Функція щільності імовірності Р А (dae) має вигляд:

Д.2.4.2. Для частинок з щільністю p зв'язок аеродинамічного та термодинамічного діаметрів виражено формулою (розв'язок рівня винаходиться чисельними методами):

У формулі (Д.2.10) d - діаметр частки (dth або dae), а l - середня довжина вільного пробігу молекул повітря (l = 6,83х10 в ступені -8 м при 37 град.C, відносній вологості 100% та тиску 101 кПа). У розрахунках приймалося: фактор форми - 1,5, щільність - 3 г/см куб. Для частинок з референтним AMAD = 0,001 мкм замість dth використовується добуток dth на емпіричний коригуючий коефіцієнт:

Д.2.4.3. У припущенні логнормальності розрподілу активності за dae, внаслідок нелінійності (Д.2.9), розподіл активності за dth не буде співпадати з логнормальним. Значення величини AMTD розраховується чисельними методами з використанням співвідношення (Д.2.9).

Д.2.5. Системний метаболізм та дозоутворення

Д.2.5.1. Розрахунок системного метаболізму виконано за моделями Публікацій 30, 56, 67, 69, 71 МКРЗ [1, 3, 8, 9, 10]. Розрахунок транспорту енергії іонізуючого вифпромінювання між органами, а також в органах і тканинах базується на публікаціях [1, 2, 7, 11]. У таблиці Д.2.10 наведено маси органів-мишеней серії референтних математичних фантомів, що використано для розрахунку доз.

Д.2.6. Хімічна токсичність

Д.2.6.1. Хімічна токсичність наведених в табл. Д.2.1 та Д.2.2 радіонуклідів в НРБУ-97 не розглядається.