2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ОПЕРАТИВНАЯ ОЦЕНКА ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ПРИ
РАДИОАКТИВНОМ ЗАГРЯЗНЕНИИ ТЕРРИТОРИИ ВОЗДУШНЫМ ПУТЕМ
Методические указания
МУ 2.6.1.2153-06
1. Разработаны ФГУН «Санкт-Петербургский научно-исследовательский
институт радиационной гигиены им. профессора П.В. Рамзаева» (В.Ю. Голиков, Г.Я.
Брук, И.А. Звонова, А.Н. Барковский).
2. Рекомендованы к утверждению
Комиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию
Роспотребнадзора (протокол № 3 от 15 ноября 2006г.).
3. Утверждены Руководителем
Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия
человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г.
Онищенко 4 декабря 2006г.
4. Введены в действие с 1
марта 2007г.
5.
Вводятся впервые.
| УТВЕРЖДАЮ Руководитель Федеральной службы по надзору в сфере
защиты прав потребителей и благополучия человека, Главный государственный санитарный врач Российской
Федерации Г.Г. Онищенко 4 декабря 2006г. Дата введения: 1 марта 2007г. |
Содержание
1. Область применения
2. Нормативные ссылки
3. Термины и определения
4. Основные фазы развития радиационной аварии и пути облучения населения
5. Общие требования к проведению радиационного мониторинга
6. Требования к аппаратурному и метрологическому обеспечению измерений при проведении радиационного мониторинга
7. Виды измерений в населённых пунктах, контролируемые параметры
7.1. Измерение мощности дозы гамма-излучения
7.2. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения
7.3. Определение содержания радионуклидов в пищевых продуктах
7.4. Определение содержания радионуклидов йода в щитовидной железе
8. Оценка доз облучения населения
8.1. Оценка дозы внешнего гамма-излучения
8.2. Оценка дозы внутреннего облучения
8.3. Оценка суммарной дозы облучения населения
Приложение 1 Перечень методических и нормативных документов, определяющих требования к проведению радиационного мониторинга
Приложение 2Характеристики распада радионуклидов
Приложение 3 Форма заполнения протокола измерений мощностей доз гамма-излучения
Приложение 4 Форма заполнения протокола измерений индивидуальных доз гамма-излучения
Приложение 5 Методические аспекты проведения измерений содержания 131I в щитовидной железе
Приложение 6 Коэффициенты перехода от концентрации отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха к мощности поглощенной дозы в воздухе на высоте 1м над подстилающей поверхностью
Приложение 7 Коэффициенты перехода от единичной поверхностной активности радионуклида в почве к мощности поглощенной дозы гамма-излучения в воздухе на высоте 1м над поверхностью земли
Приложение 8 Ожидаемая эквивалентная доза в щитовидной железе от поступления в организм 1 кБк радионуклида с вдыхаемым воздухом, мЗв/кБк *)
Приложение 9 Дозовые коэффициенты для перехода от единичного поступления радионуклидов с пищей к значению эффективной дозы
1. Область применения
1.1. Методические указания
(далее - МУ) разработаны на основе требований Норм радиационной безопасности (НРБ-99)
и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99),
а также концепций и подходов, изложенных в Международных Основных Нормах
Безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с
источниками излучения 1996 года и Руководстве по радиационной защите при
авариях ядерных реакторов (МАГАТЭ, 1998).
В настоящих МУ содержатся требования по
сбору исходных данных, характеризующих радиационную обстановку в случае
радиоактивного загрязнения окружающей среды путем атмосферного переноса
радиоактивной примеси, и последующей оценке возможных доз облучения населения.
1.2. Положения МУ
предназначены для использования в системе аварийного реагирования органов
Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия
человека при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем.
1.3. МУ устанавливают:
• содержание и объем
радиационного мониторинга в населенных пунктах на промежуточной фазе
радиационной аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение окружающей
среды;
• способы интерпретации
результатов измерений и алгоритмы оценки прогнозируемых доз внешнего и
внутреннего облучения населения в отсутствии мер радиационной защиты в
краткосрочной перспективе.
1.4. Результаты измерений и
основанные на них прогнозные оценки доз облучения населения за 1-ый месяц и за
1-ый год после аварии в отсутствии мер радиационной защиты, должны, наряду с
данными измерений других ведомств, использоваться:
• для радиологического
обоснования введения защитных мероприятий на промежуточной фазе аварии (п. 6.4 НРБ-99);
• для реконструкции доз
облучения населения, проживающего на подведомственной территории.
2. Нормативные ссылки
2.1. СП 2.6.758-99. Нормы
радиационной безопасности (НРБ-99):
Гигиенические нормативы. М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования,
гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999.
2.2. СП 2.6.1.799-2000.
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99).
М.: Минздрав России, 2000.
2.3. Общие требования к
построению, изложению и оформлению нормативных и методических документов
системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования:
Руководство. М.: Минздрав России, 1998.
2.4. Инструктивно-методические
материалы о работе территориальной санитарно-эпидемиологической станции при
ликвидации последствий аварии на ядерно-физической установке. М.: Минздрав
СССР, 1990.
2.5. Методические рекомендации
«Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения жителей территорий,
загрязненных радионуклидами в результате аварии на ЧАЭС», утверждены
заместителем Главного государственного санитарного врача Российской Федерации
А.А. Монисовым 12.03.1997.
2.6. ГОСТ
Р 8.594-2002 ГСИ. Метрологическое обеспечение радиационного
контроля. Основные положения.
2.7. ГОСТ
Р-8.589-2001. Государственная система обеспечения единства
измерений. Контроль загрязнения окружающей природной среды. Основные положения.
2.8. Руководство по
мониторингу при ядерных или радиационных авариях. IAEA-TECDOC-1092/R. МАГАТЭ, 2002.
2.9. Руководство по радиационной
защите при авариях на ядерных реакторах. IAEA-TECDOC-955/R. МАГАТЭ, 1998.
3. Термины и определения
3.1.
Авария радиационная- потеря
управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью
оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными
бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению
людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.
3.2.
Вмешательство- действие,
направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных
последствий облучения.
3.3.
Дезактивация - удаление или
снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо
среды.
3.4.
Доза в органе или ткани - средняя
поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела.
3.5.
Доза эквивалентная - поглощенная
доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент
для данного вида излучения.
3.6.
Доза эффективная - величина, используемая
как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела
человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.
3.7.
Доза предотвращаемая - прогнозируемая
доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными
мероприятиями.
3.8.
Жилая среда (в рамках настоящего документа) - часть среды обитания в пределах населенных пунктов (за
исключением промплощадок предприятий и санитарно-защитных зон) под юрисдикцией
(ответственностью) местных органов самоуправления: строения и помещения,
предназначенные для проживания людей, а также общественный транспорт.
3.9.
Загрязнение радиоактивное-
присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе,
в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни,
установленные Нормами и Правилами.
3.10.
Загрязнение радиоактивное (в рамках настоящего документа) - радиоактивное загрязнение территории за пределами
санитарно-защитной зоны радиационного объекта.
3.11.
Контроль радиационный - получение
информации о радиационной обстановке на предприятии, в окружающей среде и об
уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический
контроль).
3.12.
Облучение- воздействие на
человека ионизирующего излучения.
3.13.
Облучение аварийное- облучение в
результате радиационной аварии.
3.14.
Облучение планируемое повышенное - планируемое
облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с
целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее
последствий.
3.15.
Облучение потенциальное - облучение,
которое может возникнуть в результате радиационной аварии.
3.16.
Объект радиационный - предприятия,
где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего
излучения.
3.17.
Органы государственного надзора за радиационной безопасностью- органы, которые уполномочены Правительством
Российской Федерации или ее субъектов осуществлять надзор за радиационной
безопасностью.
3.18.
Производственная среда(в рамках
настоящего документа) - часть среды обитания в пределах специально
контролируемых производственных (рабочих) зон под юрисдикцией
(ответственностью) администрации, осуществляющей производственную деятельность
на территории промплощадки (промзоны) предприятия.
3.19.
Радиационная обстановка (в рамках настоящего документа) - совокупность радиационных факторов в пространстве и во
времени, способных воздействовать на функционирование (использование) объекта,
вызывать облучение персонала, населения и окружающей среды.
3.20.
Радиационный параметр (в рамках настоящего документа) - физическая величина, характеризующая поля ионизирующих
излучений, источники ионизирующих излучений и результаты взаимодействия
ионизирующих излучений со средой, используемая для оценки состояния радиационной
обстановки.
3.21. Уровень вмешательства
(УВ)- уровень
радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные
защитные мероприятия.
4. Основные фазы развития радиационной аварии и
пути облучения населения
Комментарии (0)
Чтобы оставить комментарий вам необходимо авторизоваться