НРБУ-97/Д-2000

НРБУ-97/Д-2000 Норми радіаційної безпеки України

МІНІСТЕРСТВО ОХОРОНИ ЗДОРОВ'Я УКРАЇНИ КОМІТЕТ З ПИТАНЬ ГІГІЄНІЧНОГО РЕГЛАМЕНТУВАННЯ НАЦІОНАЛЬНА КОМІСІЯ З РАДІАЦІЙНОГО ЗАХИСТУ НАСЕЛЕННЯ УКРАЇНИ Державні санітарні норми правила гігієнічні нормативи ДЕРЖАВНІ ГІГІЄНІЧНІ НОРМАТИВИ Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97 Київ 1997 1. Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97 підготовлені творчиим колективом вчених та фахівців України : д.ф.-м.н. професор І.А. Ліхтарьов науковий керівник ; д.б.н. професор член НКРЗУ І.П. Лось заступник наукового керівника ; к.б.н. В.Б. Берковський; Л.В. Близнюкова; к.т.н О.О. Бобильова; к.б.н. Л.С. Богдан; к.б.н. О.О. Бондаренко; к.т.н М.Г. Бузинний; Г.Ф. Бурлак; В.Ю. Вольшев; к.б.н. І.П. Дрозд; П.В. Замостья вчений секретар ; д.м.н. професор Л.З. Калмикові д.м.н. І.. Карачов; к.ф-м.н Л.М. Ковган; д.м.н. В.Н. Корзун; академік НАН та АМН України професор член НКРЗУ Ю.І. Кундієв; д.м.н. професор А.П. Лазарь; д.м.н. професор Д.М Мечов; О.І. Насвіт; к.т.н. Т.О. Павленко; д.м.н. професор М.І. Пилипенко академік ААН України професор Б.С. Прістер; д.б.н. В.С. Репін; академік України професор А.Ю. Романенко; І.І. Середа; чл-кор. АМН Україні професор А.М. Сердюк; В.О. Сітак; академік АМН України Ю.П. Спіженко к.ф.-м.н. А.К. Сухоручкін; Л.Я. Табачний; к.б.н. Н.В. Ткаченко; Г.В. Федосенко; академік НАН України професор член НКРЗУ Л.І. Францевич О.І. Шевченко К.І. Шепелевич; 2. Схвалені Націонал ною Комісією з радіаційного захисту населення України 3. Узгоджені: Міністерством охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України Міністерством енергетики України; Міністерством України з питань надзвичайних ситуацій та у справах захисту населення від наслідків Чорнобильської катастрофи; Державним комітетом України з гідрометеорології. 4. Затверджені наказом МОЗ України від 14.07.97 № 208 і введені в дію з 01.01.1998 Постановою Головного державною санітарного лікаря України Першого заступника міністра охорони здоров'я України від 01.12.97 № 62 Головний державний санітарний лікар україни перший заступник міністра охорони здоров'я України ПОСТАНОВА 01.12.97 № 62 Про введення в дію Державних гігіенічних нормативыв «Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97 » Я Головний державний санітарний лікар України Некрасова Любов Серпівна розглянувши затверджені наказом Міністерства охорони здоров'я України від 140797 №208 Державні гігієнічні нормативи «Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97 » та керуючись Законом України «Про забезпечення санітарного га епідемічного благополуччя населення» ПОСТАНОВЛЯЮ 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 Ідо 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 Л.С.Некрасова НОРМИ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ УКРАЇНИ НРБУ - 97 ДЕРЖАВНІ ГІГІЄНІЧНІ НОРМАТИВИ Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97 включають систему принципів критеріїв нормативів та правил виконання яки є .обов'язковою нормою в політиці держави щодо забезпечення протирадіаційного захист» пюдинй 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". Зміст Спадкоємність і новизна 1 Загальні положення 2 Правовий статус 3 Умовні позначення величини одиниці основні терміни та поняття 3.1 Умовні позначення 3.2 Величини та одиниці що використовуються 3.3 Основні терміни 4 Основні регламентовані величини НРБУ-97 5 Радіаційно-гігієнічні регламенти першої групи 5.1 Ліміти доз та допустимі рівні 5.2 Опромінення персоналу категорії А 5.3 Підвищене опромінювання персоналу що планується 5.4 Опромінення персоналу категорії Б 5.5 Опромінення населення категорія В 5.6 Обмеження опромінення вагітних жінок та жінок дітородного віку 5.7 Контрольні рівні 6 Радіаційно-гігієнічні регламенти другої групи – медичне опромінення населення 7 Радіаційно-гігієнічні регламенти третьої групи - втручання в умовах радіаційної аварії 8 Радіаційно-гігієнічні регламенти четвертої групи 9 Звільнення практичної діяльності чи джерел іонізуючого випромінювання в рамках практичної діяльності від регулюючого контролю Додатки Д.1 Перелік публікацій МКРЗ та основних міжнародних наукових праць покладених в основу НРБУ-97 Д.2 Значення допустимих рівнів Д.3 Числові значення допустимих рівнів для дистанційного та контактного бета-випромінювання та забруднення шкіри та робочих поверхонь Д.4 Потенційні шляхи опромінення фази аварії та контрзаходи для яких можуть бути встановлені рівні втручання Д.5 Аварійні плани Д.6 Термінові контрзаходи Д.7 Невідкладні контрзаходи Д.8 Довгострокові контрзаходи Д.9 Використання поняття ризику в практиці протирадіаційного захисту людини Д.10 Довідковий матеріал Д.11 Основні терміни що використовуються в НРБУ-97 Постанова Головного державного санітарного лікаря України 12.07.2000 N 116 Доповнення до Норм радіаційої безпеки України: Радіаційний захист від джерел потенційного опромінення НРБУ-97/Д-2000 . Текст доповнення наведений після додатка Д.11. СПАДКОЄМНІСТЬ І НОВИЗНА 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. Загальні положення 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 неконтрольованото 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. Правовий статус 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*. * За виключенням випадків окремо розглянутих і узгоджених з державними регулюючими органами. 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. Умовні позначення величини одиниці основні терміни та поняття 3.1. Умовні позначення А- активність AMAD- медіанний за активністю аеродинамічний діаметр AMTD- медіанний за активністю термодинамічний діаметр Cingest- середньорічна об'ємна концентрація радіонукліду в питній воді Cinhal- середньорічна об'ємна концентрація радіонукліду в повітрі dae- аеродинамічний діаметр D- поглинена доза Dт- доза в органі dth- термодинамічний діаметр De minimus- дозовий рівень виключення e?- доза на одиницю перорального/інгаляційного надходження g?- доза на одиницю об'ємної концентрації в повітрі чи питной воді H lens - річна еквівалентна доза зовнішнього опромінення в кришталику ока Hskin- річна еквівалентна доза зовнішнього опромінення шкіри H extrim- річнр еквівалентна доза зовнішнього опромінення кистей та стіп Hт- доза еквівалентна в органі Т Е- доза ефективна Eext- ефективна доза зовнішнього опромінення; hм- питома максимальна еквівалентна доза l ingest- річне пероральне надходження радіонукліду l inhal- річне інгаляційне надходження радіонукліду S- колективна ефективна доза Sт- колективна еквівалентна доза Wr - радіаційний зважуючий фактор Wт- тканинний зважуючий фактор ? - референтний вік АЕС- атомна електрична станція АС- атомна станція АСТ- атомна станція теплопостачання АТЕЦ- атомна теплоелектроцентраль ДЗ- допустиме радіоактивне забруднення поверхонь . ДКinhal- допустима концентрація в повітрі ДКingest- допустима концентрація в питній вод ДНingest- допустиме надходження через органи травлення  ДНinhal- допустиме надходження через органи дихання ДПД- допустима потужність дози ДВ- допустимий викид ДР- допустимий рівень ДС- допустимий скид ДЩП-допустима щільність потоку часток фотонів ЕРОА- еквівалентна рівноважна об'ємна активність ЛД- ліміт дози ефективної чи еквівалентної ЛДЕ- ліміт ефективної дози ЛДextrim- Ліміт еквівалентної дози зовнішнього гпромінення кистей та стіп ЛД max- максимальний ліміт дози за календарний рік 50 мЗв ЛД lens- ліміт еквівалентної дози дози зовнішнього опромінення кришталика ока ЛД skin- ліміт еквівалентної дози дози зовнішнього опромінення шкіри КР- контрольний рівень ОСПУ- Основні санітарні правила роботи з джерелами іонізуючого випромінювання ПЗРВ- пункт захоронення радіоактивних відходів РЕД- річна ефективна доза РТ- радіохімічні технологи СЗЗ- санітарно-захисна зона ТПДПП- техногенно-підсилені джерела природного походження 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 3.2 Величини та одиниці що використовуються Бекерель - одиниця активності в системі СІ Бк Один бекерель дорівнює одному ядерному перетворенню в секунду або 0 027 нКі Грей Гр - одиниця поглиненої дози іонізуючого випромінювання у системі СІ Позасистемна одиниця – рад ? 1 Гр = 100 рад = 1 Дж / кг -1 Зіверт Зв - одиниця еквівалентної та ефективної дози в системі СІ Позасистемна одиниця – бер ? 1 Зв = 1 Дж ? кг -1 =100 бер Електрон-вольт еВ – позасистемна одиниця енергії іонізуючого випромінювання 1 еВ = 1 6 · 10-19 Дж. 3.3 Основні терміни Основні терміни і поняття що використовуються в НРБУ-97 наведено в додатку Д.11. 4 ОСНОВНІ РЕГЛАМЕНТОВАНІ ВЕЛИЧИНИ НРБУ-97 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. * тут і далі замість радіаційно-гігієнічні регламентовані величини використовуються скорочено - регламенти. 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. Радіаційно-гігієнічні регламенти першої групи 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. Таблиця 5.1 - Ліміти дози опромінення мЗв · рік-1   Категорія осіб які  зазнають опромінювання    Аа б Ба Ва ЛДе ліміт ефективної дози 20в 2 1 Ліміти еквівалентної дози зовнішнього опромінення:       - ЛДlІепs для кришталика ока 150 15 15 - ЛДskin для шкіри 500 50 50 - ЛДextrim для кистей та стіп 500 50 - 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 ЛДmaх 5.1.5 Встановлюється такий перелік допустимих рівнів ДР які відносяться до радіаційно-гігієнічних регламентів першої групи. Для категорії А: - допустиме надходження ДНіnhаl А радіонукліду через органи дихання; - допустима концентрація ДКіnhаl 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 ДНіnhаl Б радіонукліда через органи дихання: - допустима концентрація ДКіnhаl Б радіонукліда в повітрі робочої зони; Для категорії В: - допустиме надходження радіонукліда через органи дихання ДНіnhаl В і травлення ДНіngеst ; - допустимі концентрації радіонукліда в повітрі ДНіnhаl В та питній воді ДНіngеst ; - 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: Еext/ЛДE + ? Іi inhal / ДН i inhal + ? Іi ingest / ДН i ingest <= 1 а                        i                                     i      Нlens/ЛДlens <= 1 b       Нskin/ЛДskin <= 1 c      Нextrim/ЛДextrim <=1 d 5.1 Ііngеst і - річне пероральне надходження і-го радіонукліду; ДНіngеst і- допустиме надходження через органи травлення для і-го радіонукліду та категорії що розглядається: де:  Еext - ефективна доза завнішнього опромінення; ЛДE- ліміт ефективної дози для категорії що розглядається. Іi inhal- річне інгаляційне надходження i-го радіонукліду; ДН i inhal- допустиме надходження через органи дихання для і-го радіонукліду га категорії що розглядається; Іi ingest- річне пероральне надходження і-го радіонукліду; ДН i ingest -допустиме надходження через органи травлення для 1-го радіонукліду та категорії що розглядається Н lеns - річна еквівалентна доза в кришталику ока; ЛД lеns - ліміт еквівалентної дози зовнішнього опромінення кришталика ока; Н skіn - річна еквівалентна доза зовнішнього опромінення шкіри; ЛД skіn - ліміт еквівалентної дози зовнішнього опромінення шкіри; Н ехtrіm - річна еквівалентна доза зовнішнього опромінення кистей та стіп; ЛД ехtrіm - ліміт еквівалентної дози зовнішнього опромінення кистей та стіп. 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: Eext/ЛДE + ? Ci inhal / ДK i inhal + ? Ci ingest / ДK i ingest <= 1 а                       i                                      i Нlens/ЛДlens <= 1 b Нskin/ЛДskin <= 1 c Нextrim/ЛДextrim <=1 d 5.2 де:  Ci inhal- середньорічна об"ємна концентрація і-го радіонукліду в повітрі ДK i inhal - допустима концентрація і-го радіонукліду в повітрі для категорії що розглядається Ci ingest середньорічна об'ємна концентрація і-то радіонукліду в воді   ДK i ingest- допустима концентрація і-го радіонукліду в питній воді. 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 а забезпечує неперевищення ліміту річної ефективної дози що відповідає прийнятному ризику стохастичних ефектів нерівності b с 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 А 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-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 ЛДmах за один окремий рік - 50 мЗв. 5.3.5. Опромінення персоналу що планується в дозах від 1 до 2 ЛДmах 50-100 мЗв/рік-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 ЛДmах 100 мЗв/рік-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 ЛДmах 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 ЛДmах 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 ДНіnhаl Б ДКіnhаl Б встановлені на рівні 1/10 величин ДНіnhаl А і ДКіnhаl 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 . Таблиця 5.2. Квоти ліміту дози Джерело Квота ЛД за  рахунок всіх  шляхів формування  дози від викидів Скиди :  Квота ЛД за  рахунок  критичного виду водокористування    Сумарна квота ЛД для окремого  підприємства   % мкЗв % мкЗв % мкЗв АЕС АТЕЦ АСТ 4% 40 1% 10 8% 80 ПЗРВ уранові шахти 2% 20 1% 10 4% 40 Заводи РТ 10% 100 5% 50 20% 200 Інші джерела референтне індустріальне джерело 4% 40 1% 10 8% 80 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. Радіаційно-гігієнічні регламенти другої групи - медичне опромінення населення 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-1 при виході з радіологічного відділення . 7. Радіаційно-гігієнічні регламенти третьої групи - втручання в умовах радіаційної аварії Види масштаби і фази радіаційних аварій Види радіаційних аварій 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*. * Частіше всього ядерна аварія є і радіаційно-ядерною але радіаційна аварія на ядерному реакторі не завжди пов'язана з втратою контролю над ланцюговою ядерною реакцією. 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*. * В принципі можна собі уявити аварію подібного типу коли джерелом зовнішнього опромінення є потоки протонів інших заряджених частинок і ядер наприклад при втраті регулюючого контролю над пучком прискорювача . 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. Класифікація радіаційних аварій за масштабами 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*. * У загальному випадку можливий такий развиток "чисто комунальної аварії" в яку не утягується ні персонал ні виробниче середовище. Проте реально подібні сценарії є вкрай рідкими і нема сенсу вводити їх як окрему класифікаційну категорію. 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*. * До особливого типу глобальних радіаційних аварій відкосяться трансграничні коли зона аварії поширюється за межі державних кордонів. Фази аварії 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. Персонал в умовах радіаційної аварії 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; * медичні бригади швидкого реагування дозиметричні аварійні групи спеціально подготовлені для робіт в умовах радіаційної аварії пожарні команди бригади для ремонтно-відновлювальних та будівельних робіт і інші подібні формування. 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 ЛДmах . 7.18. При здійсненні заходів в яких доза може перевищити максимальний ліміт дози ЛДmах 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. Населення в умовах радіаційної аварії Загальні положення 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 . Види контрзаходів 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. * До непрямих контрзаходів зокрема належать ті які спрямовані на підвищення якості життя населення яке зазнало аварійного опромінення: введення соціально-економічних і медичних пільг і грошових компенсацій покращення якості харчування та ін. 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. * З цього пункту і надалі під терміном "контрзаходи' слід розуміти "прямі контрзаходи". 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. Втручання 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 . * Термін "критична група" не використовується в системі рівнів втручання і рівнів дії. Виправданість втручання 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. * Далі вживається скорочено: "межа виправданості" 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. Рівні втручання та рівні дії для термінових і невідкладних 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. Рівні втручання і рівні дії для довгострокових контрзаходів 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. Припинення втручання 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. Радіаційно-гігієнічні регламенти четвертої групи 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 АRa торію-232 АТh і калію-40 Аk за формулою: Аеф - АRa. + 1 31 AТh + 0 085 Ak де 1 31 і 0 085 - зважуючі коефіцієнти для торію-232 і калію-40 відповідно по відношенню до радію-226 б Коли величина Аеф в будівельних матеріалах та мінеральній сировині нижче або дорівнює 370 Бк/кг -1 то вони можуть використовуватись для всіх видів будівництва без обмежень І клас . в Будівельні матеріали та мінеральна сировина в яких Аеф вище 370 Бк/кг-1 але нижче або дорівнює 740 Бк/кг-1 ІІ клас можуть бути використані: - для промислового будівництва; - для будівництва шляхів. г Будівельні матеріали та мінеральна сировина в яких Аеф перевищує 740 Бк/кг -1 але нижче або дорівнює 1350 Бк/кг-1 ІІІ 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*; * з часом перебування менше 0.5 тривалості робочого дня 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-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 -1 30 мкР/год-1 включаючи компоненту від природного фонового опромінення. * В межах даного документу до приміщень з постійним перебуванням людей відносяться житлові приміщення а також приміщення дитячих закладів санаторно-курортних га лікувально-оздоровчих закладів. в ППД всередині приміщень будівель та споруд які експлуатуються з постійним перебуванням людей рівень дій становить 7 3 нГр/с 50 мкР/год-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 -3 середньорічної ЕРОА радону-22 торону – 3 Бк/м -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 -3; а для ЕРОА радону-220 торону - 6 Бк/м -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 -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 -1; для Урану сумарна активність природної суміші ізотопів - 1 Бк/кг -1; для 226 Rа - 1 Бк/кг -1;* для 228 Rа - 1 Бк/кг -1. * При типовому природному співвідношенні активності 238U до 234U рівному 2 то 1 1 Бк/кг -1 відповідає приблизно 20 мкг/кг-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-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 -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: Аеф = АRa + 1 31 АТh + 0 085Ак де 1 31 0 085 - зважуючі коефіцієнти по відношенню до радію-226 для торію і калію відповідно і становить Аеф більше 370 Бк/кг -1. 8.6.7. Питома активність природних радіонуклідів у мінеральних барвниках. Рівень дій повинен задовольняти наступним умовам: А U Rа + 1 31 А Тh = 1400 Бк/кг -1 де А U Rа - ефективна питома активність урану-238 чи радію-226 і торію-232 в рівновазі з іншими членами уранового чи торієвого ряду; 1 31 - зважуючий коефіцієнт по відношенню до радію-226. 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 -1 50 мкР/ч -1 ; - середньорічна ЕРОА радону-222 в повітрі приміщення - 300 Бк/м -3; - середньорічна ЕРОА радону-220 торону в повітрі приміщення - 20 Бк/м -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: А U = 28/f кБк/кг-1 А Тh =24/f кБк/кг-1 де f - безрозмірний коефіцієнт що чисельно дорівнює середньорічній загальній запиленості повітря в зоні дихання мг/м -3. 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. Звільнення практичної діяльності чи джерел іонізуючого випромінювання в рамках практичної діяльності від регулюючого контролю 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. Повне звільнення 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 -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. Обмежене 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. Додаток 1 Перелік публікацій МКРЗ та основних міжнародних наукових праць покладених в основу НРБУ-97 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. ІСRР Рublіkаtіоn 56. Аgе-Dереndеnt Dоsеs tо Меmbеrs оf thе Рublіс frоm Іntаkе оf Rаdіоnuсlіdеs: Раrt 1.- Охfоrd: Реrgаmоn Рrеss 1989.-122 р. Публікація МКРЗ N 56 Вік-залежні дози осіб з населення від надходження радіонуклідів. Частина 1 . 4. ІСRР Рublіkаtіоn 60. Rаdіаtіоn рrоtесtіоn 1990: Rесоmmеndаtіоns оf thе Іntеrnаtіоnаl Сjmmіssіоn оn Rаdіоlоgісаl Рrоtесtіоn ІСRР - Nеw Yоrk: Реrgаmоn Рrеss 1991. - 197 р. МКРЗ Публікація N 60 - Рекомендації Міжнародної комісії з радіологічного захисту 1990 р. . 5. ІСRР Рublіkаtіоn 63. Рrіnсірlеs fоr іntеrvеntіоn fоr Рrоtесtіоn оf thе Рublіk іn а rаdіоlоgісаl Еmеrgеnсy. - Nеw Yоrk: Реrgаmоn Рrеss 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. ІСRР Рublіkаtіоn 66. Нumаn Rеsріrаtоry Тrасt Моdеl Rаdіоlоgісаl Рrоtесtіоn.- Охfоrd: Реrgаmоn 1994.-482 р. Публікація МКРЗ N 66 Модель респіраторного шляху людини для радіологічного захисту . 8. ІСRР Рublіkаtіоn 67. Аgе-Dереndеnt Dоsеs tо Меmbеrs оf thе Рublіс frоm Іntаkе оf Rаdіоnuсlіdеs: Раrt 2. Іngеstіоn Dоsе Соеffісіеnts.- Охfоrd: Реrgаmоn 1993.-166 р. Публікація МКРЗ N 67 Вік-залежні дози осіб з населення від надходження радіонуклідів. Частина 2. Дозові коефіцієнти для надходження . 9. ІСRР Рublіkаtіоn 69. Аgе-Dереndеnt Dоsеs tо Меmbеrs оf thе Рublіс frоm Іntаkе оf Rаdіоnuсlіdеs: Раrt 3. Іngеstіоn Dоsе Соеffісіеnts.- Охfоrd: Реrgаmоn 1995.-74 р. Публікація МКРЗ N 69 Вік-залежні дози осіб з населення від надходження радіонуклідів. Частина 3. Дозові коефіцієнти для надходження . 10. ІСRР Рublіkаtіоn 71. Аgе-Dереndеnt Dоsеs tо Меmbеrs оf thе Рublіс frоm Іntаkе оf Rаdіоnuсlіdеs: Раrt 4. Іnhаlаtіоn Dоsе Соеffісіеnts.- Охfоrd: Реrgаmоn 1995.-405 р. Публікація МКРЗ N 71 Вік-залежні дози осіб з населення від надходження радіонуклідів. Частина 4. Дозові коефіцієнти для інгаляції . 11. Сrіsty М. есkеrmаn К.F. Sресіfіс Аbsоrbеd Frасtіоn оf Еnеrgy аt Vаrіоus Аgеs frоm Іntеrnаl Рhоtоn Sоurсеs. ОRNL/ТМ-8391/V1-7.- Оаk Rіdgе: Оаk Rіdgе Nаtіоnаl Lаbоrаtоry 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. Іntеrvеntіоn Сrіtеrіа іn а Nuсlеаr оr Rаdіаtіоn Еmеrgеnсy: Sаfеty Sеrіеs N 109 - Vіеnnа: ІАЕА 1994. - 119 р. 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. Lіkhtаrіоv І. Коvgаn L. Nоvаk D. Vаvіlоv S. Jасjb Р. Неrwіg G. Раrеtzkе Н. Еffесtіvе dоsеs duе tо ехtеrmаl іrrаdbаtіоn frоm thе Сhеrnоbyі ассіdеnt fоr dіffеrеnt рорulаtіоn grоuрs оf Ukrаіnе // Неаlth Рhys. 70 1 .- 1996. - 87-98 р. Ефективна доза від зовнішнього опромінювання від Чорнобильської аварії для різних груп населення України . 16. Lіkhtаrіоv І. Коvgаn L. Vаvіlоv S. Gluvсhіmsky R. Реrеvоznіkоv О. Lіtvіnеts L. Аnsраugh L. Кеrсhеr J. Воuvbllе А. Іntеrnаl ехроsurе frоm thе іngеstіоn оf fооds соntаmіnаtеd by 137Сs аftеr Сhеrnоbyі ассіdеnt. Rероrt 1. Gееnеrаl mоdеl: іngеstіоn dоsеs аnd соuntеrmеаsurе еffесtіvеnеss fоr thе аbults оf Rоvnо Оdlаst оf Ukrаіnе // Неаlth Рhys. 70 3 .- 1996. - 297-317 р. Внутрішнє опромінювання від споживання продуктів харчування забруднених 137Сs після аварії на ЧАЕС. Доповідь 1. Загальна модель. Дози від внутрішнього надходження та ефективність контрзаходів для дорослих Рівненської області України . 17. Nuсlеаr Роwеr: Ассіdеntаl rеlеаsеs - рrасtісаl guіdаnсе fоr рublіс hеаlth асtіоn // WНО Rеgіоnаl Рublісаtіоn Еurореаn Sеrіеs N 21. - Сореnhаgеn 1987.- 47 р. Ядерна енергія: Аварійні викиди - практичне керівництво для дій по охороні здоров'я . 18. Реr Jеnsеn Н. Веlyаеv S. Dеmіn V. Rоlеvісh І. Lіkhtаrіоv І. Коvgаn L. Ваrіаkhtаr V. Маnаgеmеnt оf соntаmіnаtеd tеrrbtоrіеs - Rаdіоlоgісаl рrіnсірlеs аnd рrасtісе // Тhе rаdіоlоgісаl соnsеguеnсеs оf thе Сhеrnоbyl ассіdеnt. Рrосееdіngs оf thе fіrst іntеrnаtіоnаl соnfеrеnсе Міnsk 18-22 Маrсh 1996 y.- Міnsk 1996.- 325-338 р. Управління забрудненими територіями - радіологічні принципи та практика . Додаток 2 ЗНАЧЕННЯ ДОПУСТИМИХ РІВНІВ 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 АМАD 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 -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 -2 під поверхневим шаром 5 мг/см -2 для долонь товщина поверхневого шару - 40 мг/см -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 137Сs 232Рu 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 ДНіnhаl А ДНіnhаl Б ДНіnhаl В розраховані за формулами: для персоналу категорії А Б ДН inhal = min ЛДE / e I d Д.2.1 де ЛДE - лімімфективної дози категорій А чи Б   еl d - річна ефективна доза при одиничному інгаляційному надходженні розрахована для референтного віку "Дорослий" типу сполуки l та медіанного за активністю аеродинамічного діаметру d. для населення категорія В ДН inhal = min ЛДE / e l d ?     Д.2.2 де ЛД Е - ліміт ефективної дози категорії В еl d ? - річна ефективна доза при одиничному інгаляційному надходженні розрахована для типу сполуки l медіанного за активністю аеродинамічного діаметру d та референтного віку ?.                 Д.2.2.3. Величини допустимих концентрацій у повітрі ДК іnhаt А ДКіnhаl Б ДКіnhаl В розраховані за формулами: ДК inhal = min ЛДE / gl d   Д.2.3 де ЛД Е - ліміт ефективної дози категорій А чи Б gl d - річна ефективна доза при одиничній концентрації в повітрі розрахована для референтного віку "Дорослий" типу сполуки l та медіанного за активністю аеродинамічного діаметру d; для населення категорія В ДК inhal = mіn ЛДE / gl d ?     Д.2.4 де ЛД Е - ліміт ефективної дози категорії В gl d ? - річна ефективна доза при одиничній концентрації в повітрі розрахована для типу сполуки l медіанного за активністю аеродинамічного діаметру d та референтного віку ?. Д.2.2.4. Величини допустимих надходжень через органи травлення ДН іngеst В розраховані за формулою: ДН іngеst В = mіn ЛДE / e?            Д.2.5 де ЛД Е - ліміт ефективної дози категорії В е ? - річна ефективна доза при одиничному переральному надходженні розрахована для референтного віку ?. Д.2.2.5. Величини допустимих концентрацій у питній воді ДК іngеst В розраховані за формулою: ДК іngеst В = mіn ЛДE / g?          Д.2.6 де ЛД Е - ліміт ефективної дози категорії В  g? - річна ефективна доза при одиничній концентрації в пнитній воді розрахована для референтного віку ? .  Д.2.2.6 При розрахунках використані наступні сітки параметрів: Референтний вік ? : 3 місяця 1 рік 5 років 10 років. 15 років і " Дорослий" AMAD 0.001   0.003   0.005   0.01   0.03   0 05   0.1   0.3   0.5 1   3   5 10 мкм Тип сполуки І: Референтні типи V F M S рефервнтм класи відкладання SR-0 SR-1 SR- 2 органічні і неорганічні сполукия елементу Д.2.2.7 У Таблиці Д.2.10 наведено прийняті при розрахунку набори референтних типів класів відкладень та хімічних особливостей окремих елемептів  Д.2.2.8 Інертні гази не включено до таблиці оскільки вони є джерелами зовнішнього опромінення. Природні радіонукліди 87Rb 115In l44Nd 147Sm 187 Re не включено до таблиці оскільки еони 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 dае. Функція щільності імовірності Р А dае має вигляд: PA dae = 1 / ? 2 ? ln ?g dae exp [ -0.5 ln dae – ln AMAD 2 / ln ?g 2] Д.2.7 де dае- аеродинамічний діаметр AMAD - медіанний за активністю аеродинамічний діаметр  ?g- стандартне геометричне відхилення яке визначають за формулою ?g = 1 + 1 5 [ 1 - 100 AMAD1 5 + 1 -1] Д.2.8 AMTD - медіанний за активністю термодинамічний діаметр Д.2.4.2. Для частинок з щільністю р зв'язок аеродинамічного та термодинамічного діаметрів виражено формулою розв'язок рівнння винаходиться чисельними методами : dth = dae ? ? / p · C dae / C dth Д.2.9 де ?- фактор форми частинок   С - коефіцієнт Кунінгхама С d = 1 + ? / d [ 2.514 + 0.8 exp -0.55 d/ ? ] Д2.10 У формулі Д.2.10 d - діаметр частки dth або dае а ? - середня довжина вільного пробігу молекул повітря ? = 6 83·10 -8 м при 37 град.С відносній вологості 100% та тиску 101 кПа . У розрахунках приймалося: фактор форми - 1 5 щільність - 3г/см3. Для частинок з референтним АМАD = 0 001 мкм замість dth використовується добуток dth на емпіричний коригуючий коефіцієнт: dпрімth = dth [1 + 3ехр -2 2?10-3d ] Д.2.11 d1th= dth[1+3exp -2 2*10 -3 d ] Д.2.4.3. У припущенні логнормальності розрподілу активності за dае внаслідок нелінійності Д.2.9 розподіл активності за dth не буде співпадати з логнормальним. Значення величини АМТD 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. Таблиця Д.2.1 - Допустимі рівні надходження радіонуклідів через органи дихання ДНіnhаl А та допустимі концентрації у повітрі робочих приміщень ДКіnhаl А для категорії А* * В таблиці запис вигляду 2Е-02 означає 2·10-2 2Е00 означає 2·100. ------------------------------------------------------------------ Радіонуклід |Період |ДНіnhаl А |ДКіnhаl А | |напіврозпаду | Бк.рік в ст.-1 | Бк.куб.м в ст.-3 | ---------------+-------------+----------------+------------------| Тритій | | | | 6Н усі сполуки |12 35 року | 2Е+07 | 9Е+03 | за винятком газу 3Н газ |12 35 року | 6Е+12 | 2Е+09 | Вуглець | | | | 11С |20 38 хв. | 3Е+08 | 2Е+05 | 14С |5730 років | 8Е+05 | 4Е+02 | Натрій | | | | 22Nа |2 602 року | 8Е+05 | 3Е+02 | 24Nа |15 годин | 1Е+07 | 5Е+03 | Фосфор | | | | 32Р |14 29 доби | 2Е+06 | 8Е+02 | Сірка | | | | 35S |87 44 доби | 1Е+06 | 7Е+02 | Хлор | | | | 36Сl |3 01Е5 року | 7Е+05 | 3Е+02 | Калій | | | | 42К |12 36 години | 1Е+07 | 4Е+03 | 43К |22 6 години | 6Е+07 | 3Е+04 | Кальцій | | | | 45Са |163 доби | 8Е+05 | 4Е+02 | 47Са |4 53 доби | 2Е+06 | 9Е+02 | Хром | | | | 51Сr |27 104 доби | 1Е+08 | 7Е+04 | Марганець | | | | 54Мn |312 5 доби | 3Е+06 | 1Е+03 | 56Мn |2 5785 години| 5Е+07 | 2Е+04 | Залізо | | | | 59Fе |44 529 доби | 9Е+05 | 5Е+02 | Кобальт | | | | 57Со |270 9 доби | 5Е+06 | 2Е+03 | 58Со |70 8 доби | 2Е+06 | 1Е+03 | 60Со |5 271 року | 2Е+05 | 7Е+01 | Нікель | | | | 59Nі |7 5Е4 року | 1Е+07 | 5Е+03 | 63Nі |96 років | 3Е+06 | 2Е+03 | Цинк | | | | 65Zn |243 9 доби | 2Е+06 | 1Е+03 | Бром | | | | 82Вr |35 3 години | 8Е+06 | 4Е+03 | Рубідій | | | | 86Rb |18 66 доби | 6Е+06 | 3Е+03 | Стронцій | | | | 80Sr |100 хв. | 7Е+07 | 3Е+04 | 81Sr |25 5 хв. | 2Е+08 | 1Е+05 | 82Sr |25 діб | 5Е+05 | 2Е+02 | 83Sr |32 4 години | 2Е+07 | 9Е+03 | 85Sr |64 84 доби | 6Е+06 | 3Е+03 | 85mSr |69 5 хв. | 2Е+09 | 9Е+05 | 87mSr |2 805 години | 3Е+08 | 1Е+05 | 89Sr |50 5 доби | 7Е+05 | 3Е+02 | 90Sr |29 12 року | 3Е+04 | 1Е+01 | 91Sr |9 5 години | 2Е+07 | 8Е+03 | 92sr |2 71 години | 3Е+07 | 1Е+04 | Цирконій | | | | 95Zr |63 98 доби | 7Е+05 | 3Е+02 | Ніобій | | | | 96 Nb |35 15 доби | 2Е+06 | 1Е+03 | Молібден | | | | 99Мо |66 годин | 4Е+06 | 2Е+03 | Технецій | | | | 99Тс |2 12Е5 року | 4Е+05 | 2Е+02 | 99mТс |6 02 години | 2Е+08 | 1Е+05 | Рутеній | | | | 103Ru |39 28 доби | 1Е+06 | 5Е+02 | 106Ru |368 2 доби | 7Е+04 | 3Е+01 | Срібло | | | | 108mАg |127 років | 1Е+05 | 6Е+01 | 110mАg |249 9 доби | 4Е+05 | 2Е+02 | Телур | | | | 127mТе |109 діб | 4Е+05 | 2Е+02 | 129mТе |33 6 доби | 5Е+05 | 3Е+02 | 131mТе |30 годин | 4Е+06 | 2Е+03 | 132Те |78 2 години | 2Е+06 | 1Е+03 | Йод | | | | 123І |13 2 години | 4Е+07 | 1Е+04 | 126І |60 14 доби | 4Е+05 | 2Е+02 | 129І |1 57Е7 року | 7Е+04 | 3Е+01 | 131І |8 04 доби | 4Е+05 | 2Е+02 | 132І |2 3 години | 1Е+07 | 4Е+03 | 133І |20 8 години | 1Е+06 | 6Е+02 | 135І |6 61 години | 5Е+06 | 2Е+03 | Цезій | | | | 125Сs |45 хв. | 3Е+08 | 2Е+05 | 126Сs |1 64 хв. | 4Е+09 | 2Е+06 | 127Сs |6 25 години | 2Е+08 | 8Е+04 | 128Сs |3 9 хв. | 2Е+09 | 1Е+06 | 129Сs |32 06 години | 9Е+07 | 5Е+04 | 130Сs |29 9 хв. | 5Е+08 | 2Е+05 | 131Сs |9 69 доби | 1Е+08 | 6Е+04 | 132Сs |6 475 доби | 3Е+07 | 1Е+04 | 134Сs |2 062 року | 2Е+05 | 1Е+02 | 134mСs |2 9 години | 6Е+07 | 3Е+04 | 135Сs |2 3Е6 року | 6Е+05 | 3Е+02 | 135mСs |53 хв. | 5Е+08 | 3Е+05 | 136Сs |13 1 доби | 1Е+06 | 6Е+02 | 137Сs |30 років | 1Е+05 | 6Е+01 | 138Сs |32 2 хв. | 2Е+08 | 9Е+04 | Барій | | | | 133Ва |10 74 року | 4Е+05 | 2Е+02 | 140Ва |12 74 доби | 8Е+05 | 4Е+02 | Церій | | | | 141Се |32 501 доби | 8Е+05 | 4Е+02 | 144Се |284 3 доби | 9Е+04 | 4Е+01 | Золото | | | | 198Аu |2 696 доби | 5Е+06 | 2Е+03 | Свинець | | | | 210Рb |22 3 року | 8Е+02 | 4Е-01 | Полоній | | | | 210Ро |138 38 доби | 6Е+02 | 3Е-01 | Радій | | | | 226Rа |1600 років | 1Е+02 | 6Е-02 | 228Rа |5 75 років | 3Е+02 | 2Е-01 | Торій | | | | 232Тh |1 405Е10 року| 6Е+01 | 3Е-02 | Уран | | | | 234U |2 445Е5 року | 4Е+02 | 2Е-01 | 235U |703 8Е6 року | 4Е+05 | 2Е-01 | 238U |4 468Е9 року | 5Е+02 | 2Е-01 | Нептуній | | | | 237Nр |2 14Е6 року | 1Е+02 | 7Е-02 | 239Nр |2 355 доби | 3Е+06 | 1Е+03 | Плутоній | | | | 238Рu |87 74 року | 6Е+01 | 3Е-02 | 239Рu |24065 років | 6Е+01 | 3Е-02 | 240Рu |6537 років | 6Е+01 | 3Е-02 | 241Рu |14 4 року | 3Е+03 | 1Е+00 | Америцій | | | | 241Аm |432 2 року | 7Е+01 | 3Е-02 | ------------------------------------------------------------------ Таблиця Д.2.2 - Допустимі рівні надходження радіонуклідів через органи дихання ДНіnhаl В органи травлення ДНіnhаl В допустимі концентрації у повітрі ДКіnhаl В та питній воді ДКіngеst В для категорії В* * В таблиці запис вигляду 2Е-02 означає 2?10-2 2Е00 означає 2·100. ------------------------------------------------------------------ Радіонуклід |Період |ДНіnhаlВ|ДНіnhаlВ|ДКіnhаl А|ДКіnhаl А| |напіврозпаду | Бк.рік | Бк.рік | Бк.куб.м| Бк.куб.м| | |в ст.-1 |в ст.-1 |в ст.-3 |в ст.-3 | -------------+-------------+--------+--------+---------+---------| Тритій | | | | | | 3Н |12 35 року | 2Е+05 | 8Е+06 | 1Е+02 | 3Е+07 | Вуглець | | | | | | 11С |20 38 хв. | 3Е+06 | 4Е+06 | 2Е+03 | 2Е+07 | 14С |5730 років | 1Е+04 | 6Е+05 | 5Е+00 | 2Е+06 | Натрій | | | | | | 22Nа |2 602 року | 5Е+04 | 5Е+04 | 1Е+01 | 2Е+05 | 24Nа |15 годин | 2Е+05 | 3Е+05 | 1Е+02 | 1Е+06 | Фосфор | | | | | | 32Р |14 29 доби | 1Е+04 | 3Е+04 | 1Е+01 | 1Е+05 | Сірка | | | | | | 35S |87 44 доби | 1Е+04 | 1Е+05 | 8Е+00 | 6Е+05 | Хлор | | | | | | 36Сl |3 01Е5 року | 6Е+03 | 1Е+05 | 4Е+00 | 5Е+05 | Калій | | | | | | 42К |12 36 години | 4Е+05 | 1Е+05 | 1Е+02 | 2Е+05 | 43К |22 6 години | 4Е+05 | 4Е+05 | 3Е+02 | 2Е+06 | Кальцій | | | | | | 45Са |163 доби | 8Е+03 | 9Е+04 | 5Е+00 | 3Е+05 | 47Са |4 53 доби | 1Е+04 | 8Е+04 | 1Е+01 | 3Е+05 | Хром | | | | | | 51Сr |27 104 доби | 1Е+06 | 3Е+06 | 8Е+02 | 1Е+07 | Марганець | | | | | | 54Мn |312 5 доби | 4Е+04 | 2Е+05 | 2Е+01 | 8Е+05 | 56Мn |2 5785 години| 4Е+05 | 4Е+05 | 3Е+02 | 2Е+06 | Залізо | | | | | | 59Fе |44 529 доби | 9Е+03 | 3Е+04 | 6Е+00 | 1Е+05 | Кобальт | | | | | | 57Со |270 9 доби | 6Е+04 | 3Е+05 | 3Е+01 | 2Е+06 | 58Со |70 8 доби | 3Е+04 | 1Е+05 | 1Е+01 | 6Е+05 | 60Со |5 271 року | 3Е+03 | 2Е+04 | 1Е+00 | 8Е+04 | Нікель | | | | | | 59Nі |7 5Е4 року | 2Е+05 | 2Е+06 | 7Е+01 | 7Е+06 | 63Nі |96 років | 5Е+04 | 6Е+05 | 2Е+01 | 1Е+06 | Цинк | | | | | | 65Zn |243 9 доби | 3Е+04 | 3Е+04 | 1Е+01 | 1Е+05 | Бром | | | | | | 82Вr |35 3 години | 8Е+04 | 3Е+05 | 5Е+01 | 1Е+06 | Рубідій | | | | | | 86Rb |18 66 доби | 4Е+04 | 3Е+04 | 3Е+01 | 1Е+05 | Стронцій | | | | | | 80Sr |100 хв. | 4Е+05 | 3Е+05 | 3Е+02 | 1Е+06 | 81Sr |25 5 хв. | 1Е+06 | 1Е+06 | 1Е+03 | 5Е+06 | 82Sr |25 діб | 5Е+03 | 1Е+04 | 3Е+00 | 6Е+04 | 83Sr |32 4 години | 1Е+05 | 3Е+05 | 1Е+02 | 1Е+06 | 85Sr |64 84 доби | 7Е+04 | 1Е+05 | 3Е+01 | 6Е+05 | 85mSr |69 5 хв. | 2Е+07 | 2Е+07 | 1Е+04 | 1Е+08 | 87mSr |2 805 години | 2Е+06 | 4Е+06 | 2Е+03 | 2Е+07 | 89Sr |50 5 доби | 7Е+03 | 3Е+04 | 4Е+00 | 1Е+05 | 90Sr |29 12 року | 6Е+02 | 4Е+03 | 2Е+01 | 1Е+04 | 91Sr |9 5 години | 1Е+05 | 2Е+05 | 9Е+01 | 9Е+05 | 92sr |2 71 години | 2Е+05 | 3Е+05 | 2Е+02 | 1Е+06 | Цирконій | | | | | | 95Zr |63 98 доби | 6Е+03 | 1Е+05 | 4Е+00 | 5Е+05 | Ніобій | | | | | | 96 Nb |35 15 доби | 2Е+04 | 2Е+05 | 1Е+01 | 1Е+06 | Молібден | | | | | | 99Мо |66 годин | 3Е+04 | 2Е+05 | 2Е+01 | 8Е+05 | Технецій | | | | | | 99Тс |2 12Е5 року | 5Е+03 | 1Е+05 | 2Е+00 | 5Е+05 | 99mТс |6 02 години | 2Е+06 | 5Е+06 | 1Е+03 | 2Е+07 | Рутеній | | | | | | 103Ru |39 28 доби | 1Е+04 | 1Е+05 | 6Е+00 | 6Е+05 | 106Ru |368 2 доби | 9Е+02 | 1Е+04 | 5Е+01 | 5Е+04 | Срібло | | | | | | 108mАg |127 років | 3Е+03 | 5Е+04 | 8Е+01 | 2Е+05 | 110mАg |249 9 доби | 5Е+03 | 4Е+04 | 2Е+00 | 2Е+05 | Телур | | | | | | 127mТе |109 діб | 3Е+03 | 2Е+04 | 2Е+00 | 1Е+05 | 129mТе |33 6 доби | 5Е+03 | 2Е+04 | 3Е+00 | 1Е+05 | 131mТе |30 годин | 4Е+04 | 5Е+04 | 2Е+01 | 2Е+05 | 132Те |78 2 години | 2Е+04 | 2Е+04 | 1Е+01 | 9Е+04 | Йод | | | | | | 123І |13 2 години | 6Е+05 | 5Е+05 | 4Е+02 | 2Е+06 | 126І |60 14 доби | 2Е+04 | 2Е+04 | 6Е+00 | 4Е+04 | 129І |1 57Е7 року | 6Е+03 | 5Е+03 | 1Е+00 | 7Е+03 | 131І |8 04 доби | 8Е+03 | 6Е+03 | 4Е+00 | 2Е+04 | 132І |2 3 години | 5Е+05 | 3Е+05 | 1Е+02 | 1Е+06 | 133І |20 8 години | 3Е+04 | 2Е+04 | 2Е+01 | 9Е+04 | 135І |6 61 години | 1Е+05 | 1Е+05 | 7Е+01 | 4Е+05 | Цезій | | | | | | 125Сs |45 хв. | 3Е+06 | 3Е+06 | 2Е+03 | 1Е+07 | 126Сs |1 64 хв. | 3Е+07 | 1Е+07 | 2Е+04 | 5Е+07 | 127Сs |6 25 години | 1Е+06 | 6Е+06 | 9Е+02 | 3Е+07 | 128Сs |3 9 хв. | 1Е+07 | 7Е+06 | 1Е+04 | 3Е+07 | 129Сs |32 06 години | 8Е+05 | 2Е+06 | 5Е+02 | 1Е+07 | 130Сs |29 9 хв. | 4Е+06 | 3Е+06 | 3Е+03 | 1Е+07 | 131Сs |9 69 доби | 1Е+06 | 2Е+06 | 7Е+02 | 1Е+07 | 132Сs |6 475 доби | 2Е+05 | 4Е+05 | 1Е+02 | 2Е+06 | 134Сs |2 062 року | 3Е+03 | 4Е+04 | 1Е+00 | 7Е+04 | 134mСs |2 9 години | 6Е+05 | 5Е+06 | 4Е+02 | 2Е+07 | 135Сs |2 3Е6 року | 7Е+03 | 2Е+05 | 3Е+00 | 6Е+05 | 135mСs |53 хв. | 4Е+06 | 8Е+06 | 3Е+03 | 3Е+07 | 136Сs |13 1 доби | 1Е+04 | 7Е+04 | 8Е+00 | 3Е+05 | 137Сs |30 років | 2Е+03 | 5Е+04 | 8Е-01 | 1Е+05 | 138Сs |32 2 хв. | 1Е+06 | 9Е+05 | 1Е+03 | 4Е+06 | Барій | | | | | | 133Ва |10 74 року | 7Е+03 | 5Е+04 | 3Е+00 | 2Е+05 | 140Ва |12 74 доби | 7Е+03 | 3Е+04 | 5Е+00 | 1Е+05 | Церій | | | | | | 141Се |32 501 доби | 7Е+03 | 1Е+05 | 5Е+00 | 6Е+05 | 144Се |284 3 доби | 1Е+03 | 2Е+04 | 6Е-01 | 7Е+04 | Золото | | | | | | 198Аu |2 696 доби | 4Е+04 | 1Е+05 | 3Е+01 | 5Е+05 | Свинець | | | | | | 210Рb |22 3 року | 1Е+01 | 1Е+02 | 5Е-03 | 5Е+02 | Полоній | | | | | | 210Ро |138 38 доби | 6Е+00 | 4Е+01 | 3Е-03 | 2Е+02 | Радій | | | | | | 226Rа |1600 років | 2Е+00 | 2Е+02 | 7Е-04 | 1Е+03 | 228Rа |5 75 років | 6Е+00 | 3Е+01 | 2Е-03 | 2Е+02 | Торій | | | | | | 232Тh |1 405Е10 року| 2Е+00 | 2Е+04 | 4Е-04 | 7Е+02 | Уран | | | | | | 234U |2 445Е5 року | 5Е+00 | 3Е+03 | 2Е-03 | 1Е+04 | 235U |703 8Е6 року | 6Е+00 | 3Е+03 | 3Е-03 | 1Е+04 | 238U |4 468Е9 року | 6Е+00 | 3Е+03 | 3Е-03 | 1Е+04 | Нептуній | | | | | | 237Nр |2 14Е6 року | 4Е+00 | 5Е+02 | 8Е-04 | 2Е+03 | 239Nр |2 355 доби | 3Е+04 | 1Е+05 | 2Е+01 | 5Е+05 | Плутоній | | | | | | 238Рu |87 74 року | 2Е+00 | 3Е+02 | 4Е-04 | 1Е+03 | 239Рu |24065 років | 2Е+00 | 2Е+02 | 4Е-04 | 1Е+03 | 240Рu |6537 років | 2Е+00 | 2Е+02 | 4Е-04 | 1Е+03 | 241Рu |14 4 року | 1Е+02 | 2Е+04 | 2Е-02 | 8Е+04 | Америцій | | | | | | 241Аm |432 2 року | 2Е+00 | 3Е+02 | 4Е-04 | 1Е+03 |  Мал.Д.2.1 Доза на одиницю концентрації в повітрі g? при Інгаляції  90Sr тип аерозолю F в залежності від віку ? та AMAD аерозолю Мал.Д.2.2 Доза на одиницю концентрації в повітрі g? при інгаляції 90Sr топ аерозолю М в залежності від віку  ?  та AMAD аерозолю  Мал.Д.2.3 Доза на одиницю концентрації в повітрі g? при Інгаляції  90Sr тип аерозолю S в залежності від віку ? та АМАD аерозолю Мал.Д.2.4 Доза на одиницю концентрації в повітрі g? при Інгаляції  137Cs тип аерозолю F в залежності від віку ? та АМАD аерозолю Мал.Д.2.5 Доза на одиницю концентрації в повітрі g? при Інгаляції  137Cs тип аерозолю M в залежності від віку ?  та АМАD аерозолю   Мал.Д.2.6 Доза на одиницю концентрації в повітрі g? при Інгаляції  137Cs тип аерозолю S в залежності від віку ? та AMAD аерозолю   Мал.Д.2.7 Доза на одиницю концентрації в повітрі g? при Інгаляції  239Pu тип аерозолю F в залежності від віку ?  та AMAD аерозолю Мал.Д.2.8 Доза на одиницю концентрації в повітрі g? при Інгаляції  239Pu тип аерозолю M в залежності від віку ? та AMAD аерозолю   Мал.Д.2. 9 Доза на одиницю концентрації в повітрі g? при Інгаляції  239Pu тип аерозолю S в залежності від віку ? та AMAD аерозолю Таблиця Д.2.3 - Шкала референтного віку ------------------------------------------------------------------ Референтний |Вік використаний |Припустимо застосування | вік |при моделюванні |розрахованих доз до | |метаболічних процесів|вікової когорти | --------------+---------------------+----------------------------| 3 місяці |100 діб |До 12 місяців | 1 рік |1 рік |Старше 1 року до 2 років | 5 років |5 років |Старше 2 років до 7 років | 10 років |10 років |Старше 7 років до 12 років | 15 років |15 років |Старше 12 років до 17 років| "Дорослий" |25 років - для |Старше 17 років | |остеотропних радіо- | | |нуклідів 20 років - | | |для інших радіонук- | | |лідів | | ------------------------------------------------------------------ При нормуванні опромінення населення розглядаються всі шість груп референтного віку при нормуванні опромінення персоналу категорії А та Б - тільки референтний вік "Дорослий". Таблиця Д.2.4 - Референтна тривалість опромінення ------------------------------------------------------------------ Референтний| 3 міс.|1 рік |5 років| 10 | 15 | "Дорослий" | вік | | | | років | років | Категорія | -----------+-------+------+-------+-------+-------+-------+------| | | | | | | А Б | В | -----------+-------+------+-------+-------+-------+-------+------| Тривалість | | | | | | | | годин | 8760 | 8760 | 8760 | 8760 | 8760 | 1700 | 8760 | ------------------------------------------------------------------ Таблиця Д.2.5 - Референтні об'єми спожитої протягом одного року питної води ------------------------------------------------------------------ Референтний | 3 міс.| 1 рік | 5 |10 |15 | "Дорослий" | вік | | |років |років |років | | ---------------+-------+-------+------+------+------+------------| Об'єм річного | | | | | | | споживання | 220 | 260 | 370 | 500 | 650 | 800 | питної води л | | | | | | | ------------------------------------------------------------------ Таблиця Д.2.6 - Референтні значення параметрів дихальної системи використані при розрахунку відкладення аерозолів ----------------------------------------------------------------------- Параметр |"Дорослий"|15 років | 10 |5 |1 рік|3 | |----------+---------|років|років| |місяці| |Чол.|Жін. |Чол.|Жін.| | | | | ------------------------+----+-----+----+----+-----+-----+-----+------| Функціональний об'єм мл|3301| 2681|2677|2325| 1484| 767| 244| 148 | Мертвий простір поза- | | | | | | | | | грудної області мл | 50| 40| 45| 39| 25| 13 3| 4 7| 2 6 | Мертвий простір трахеї | | | | | | | | | і бронхів мл | 49| 40| 44| 39| 26| 15 5| 6 8| 4 5 | Мертвий простір | | | | | | | | | бронхіол мл | 47| 44| 41| 37| 26| 16 7| 8 7| 6 8 | Відношення діаметру | | | | | | | | | трахеї генерація О | | | | | | | | | референтної людини | | | | | | | | | "Дорослий" до діаметру | | | | | | | | | трахеї індивідуума що | | | | | | | | | розглядається | 1| 1 08|1 04|1 09| 1 26| 1 55| 2 2| 2 68 | Відношення діаметру | | | | | | | | | першої генерації брон- | | | | | | | | | хів генерація 9 | | | | | | | | | референтної людини | | | | | | | | | "Дорослий" до відпові- | | | | | | | | | дної величин індивіду- | | | | | | | | | ума що розглядається | 1| 1 04|1 03|1 06| 1 16| 1 3 | 1 5| 1 67 | Відношення діаметру | | | | | | | | | першої генерації брон- | | | | | | | | | хіол генерація 16 | | | | | | | | | референтної людини | | | | | | | | | "Дорослий" до відпові- | | | | | | | | | дної величини індивіду- | | | | | | | | | ума що розглядається | 1| 1 07|1 07|1 13| 1 31| 1 63| 2 3| 2 58 | Сон | | | | | | | | | Об'єм вдиху мл | 625| 444| 500| 417| 304| 174| 74| 39 | Швидкість потоку повіт- | | | | | | | | | ря що вдихається мл/с | 250| 178| 233| 194| 172| 133| 83| 50 | Відпочинок | | | | | | | | | Об'єм вдиху мл | 750| 464| 533| 417| 333| 213| 102| - | Швидкість потоку повіт- | | | | | | | | | ря що вдихається мл/с | 300| 217| 267| 222| 211| 178| 122| - | Легка робота | | | | | | | | | Об'єм вдиху мл |1250| 992|1000| 903| 583| 244| 127| 66 | Швидкість потоку повіт- | | | | | | | | | ря що вдихається мл/с | 833| 694| 767| 722| 622| 317| 194| 106 | Тяжка робота | | | | | | | | | Об'єм вдиху мл |1920| 1364|1352|1127| 752| -| -| - | Швидкість потоку повіт- | | | | | | | | | ря що вдихається мл/с |1670| 1500|1622|1428| 1128| -| -| - | ----------------------------------------------------------------------- Таблиця Д.2.7 - Фракція повітря яка надходить через ніс при різних типах дихання і видах діяльності ------------------------------------------------------------------ Вид діяльності | Фракція % | |--------------------------------------| |Нормальне дихання| Ротове дихання | --------------------------+-----------------+--------------------| Сон | 100 | 70 | Відпочинок | 100 | 70 | Легкі фізичні навантаження| 100 | 40 | Важкі фізичні навантаження| 50 | 30 | ------------------------------------------------------------------ Таблиця Д.2.8 - Референтний розподіл часу опромінення за видами фізичного навантаження та відповідні об'єми дихання ----------------------------------------------------------------------------------------- Вік | Вид діяльності |Об'єм |Об'єм | |-----------------------------------------------------------|повітря |повітря| | Сон | Відпочинок |Легкі фізичні | Важкі фізичні|за добу |за рік | | | | навантаження | навантаження |куб.м |куб.м | |--------------+--------------+--------------+--------------| | | |Об'єм |Кіль-|Об'єм |Кіль-|Об'єм |Кіль-|Об'єм |Кіль-| | | |дихання |кість|дихання |кість|дихання |кість|дихання |кість| | | |куб.м/ |годин|куб.м/ |годин|куб.м/ |годин|куб.м/ |годин| | | |година-1 |за |година-1|за |година-1 |за |година-1 |за | | | | |добу | |добу | |добу | |добу | | | -----------+--------+-----+--------+-----+--------+-----+--------+-----+--------+-------| 3 місяці | 0 09 | 17 | | | 0 19 | 7 | | | 2 86 | 1044 | 1 рік | 0 15 | 14 | 0 22 | 3 33| 0 35 | 6 67| | | 5 17 | 1886 | 5 років | 0 24 | 12 | 0 32 | 4 | 0 57 | 8 | | | 8 72 | 3183 | 10 років | 0 31 | 10 | 0 38 | 4 67| 1 12 | 8 33| 2 03 | | 14 20 | 5185 | 15 років | 0 42 | 10 | 0 48 | 5 5 | 1 38 | 7 5 | 2 92 | 1 | 20 11 | 7340 | "Дорослий" | 0 45 | 8 | 0 54 | 6 | 1 5 | 9 75| 3 | 0 25| 22 22 | 8109 | "Дорослий" | | | | | | | | | | | персонал | | | | | | | | | | | категорії | | | | | | | | | | | А Б | | | 0 54 | 2 5 | 1 5 | 5 5 | | | 9 60 | 2040 | ----------------------------------------------------------------------------------------- Таблиця Д.2.9 - Набори інгаляційних типів та класів відкладення ------------------------------------------------------------------ Хімічний |Референтний тип |Референтний клас | елемент |системного надходження |відкладення пари та газів | ------------+-----------------------+----------------------------| Н | V F М S | SR-1 | SR-2 | С | V F М S | SR-1 | SR-2 | Nа | F | | | Р | F М | | | S | F М S | SR-1 | | Сl | F М | | | К | F | | | Са | F М S | | | Сr | F М S | | | Мn | F М | | | Fе | F М S | | | Со | F М S | | | Nі | F М S | SR-1 | | Zn | F М S | | | Вr | F М | | | Rb | F | | | Sr | F М S | | | Zr | F М S | | | Nb | F М S | | | Мо | F М S | | | Тс | F М S | | | Ru | F М S | SR-1 | | Аg | F М S | | | Те | F М S | SR-1 | | І | V F М S | SR-1 | | Сs | F М S | | | Ва | F М S | | | Се | F М S | | | Аu | F М S | | | Рb | F М S | | | Ро | F М S | | | Rа | F М S | | | Тh | F М S | | | U | F М S | | | Nр | F М S | | | Рu | F М S | | | Аm | F М S | | | ------------------------------------------------------------------ Таблиця Д.2.10 - Референтні маси органів та тканин людини кг ----------------------------------------------------------------------------------------------------- Орган тканина | 100 діб | 1 рік | 5 років | 10 років| 15 років |"Дорослий"|"Дорослий"| | | | | | | чол. | жін. | ------------------------+----------+----------+----------+---------+----------+----------+----------| Надниркова залоза | 5.83Е-03 | 3.52Е-03 | 5.27Е-03 | 7.22Е-03| 1.05Е-02 | 1.40Е-02 | 1.40Е-02 | Мозок | 3.52Е-01 | 8.84Е-01 | 1.26Е+00 | 1.36Е+00| 1.41Е+00 | 1.40Е+00 | 1.20Е+00 | Молочні залози | 1.07Е-04 | 7.32Е-04 | 1.51Е-03 | 2.60Е-03| 3.60Е-01 | 3.60Е-01 | 3.60Е-01 | Стінка жовчного міхура | 4.08Е-04 | 9.10Е-04 | 3.73Е-03 | 7.28Е-03| 9.27Е-03 | 1.00Е-02 | 8.00Е-03 | Стінка нижнього відділу | | | | | | | | товстого кишечнику | 7.96Е-03 | 2.06Е-02 | 4.14Е-02 | 7.00Е-02| 1.27Е-01 | 1.60Е-01 | 1.60Е-01 | Стінка тонкого кишечнику| 3.26Е-02 | 8.49Е-02 | 1.69Е-01 | 2.86Е-01| 5.16Е-01 | 6.40Е-01 | 6.00Е-01 | Стінка шлунку | 6.41Е-03 | 2.18Е-02 | 4.91Е-02 | 8.51Е-02| 1.18Е-01 | 1.50Е-01 | 1.40Е-01 | Стінка верхнього відділу| | | | | | | | товстого кишечнику | 1.05Е-02 | 2.78Е-02 | 5.52Е-02 | 9.34Е-02| 1.68Е-01 | 2.10Е-01 | 2.00Е-01 | Стінка серця | 2.54Е-02 | 5.06Е-02 | 9.28Е-02 | 1.51Е-01| 2.41Е-01 | З.ЗОЕ-01 | 2 40Е-01 | Нирки | 2.29Е-02 | 6.29Е-02 | 1.16Е-01 | 1.73Е-01| 2.48Е-01 | 3.10Е-01 | 2.75Е-01 | Печінка | 1.21Е-01 | 2.92Е-01 | 5.84Е-01 | 8.87Е-01| 1.40Е+00 | 1.80Е+00 | 1.40Е+00 | М'язи | 7.60Е-01 | 2.50Е+00 | 5.00Е+00 | 1.10Е+01| 2.20Е+01 | 2.80Е+01 | 1.70Е+01 | Яєчники | 3.28Е-04 | 7.14Е-04 | 1.73Е-03 | 3.13Е-03| 1.10Е-02 | 1.10Е-02 | 1.10Е-02 | Підшлункова залоза | 2.80Е-03 | 1.03Е-02 | 2.36Е-02 | З.00Е-02| 6.49Е-02 | 1.00Е-01 | 8.50Е-02 | Червоний кістковий мозок| 4.70Е-02 | 1.50Е-01 | 3.20Е-01 | 6.10Е-01| 1.05Е+00 | 1.50Е+00 | 1.30Е+00 | Об'єм кортикальної | | | | | | | | кістки | 0.00Е+00 | 2.99Е-01 | 8.75Е-01 | 1.58Е+00| 3.22Е+00 | 4.00Е+00 | З.00Е+00 | Об'єм трабекулярної | | | | | | | | кістки | 1.40Е-01 | 2 00Е-01 | 2.19Е-01 | 3.96Е-01| 8.06Е-01 | 1.00Е+00 | 7.50Е-01 | Поверхня кістки | 1.50Е-02 | 2.60Е-02 | 3.70Е-02 | 6.80Е-02| 1.20Е-01 | 1.20Е-01 | 9.00Е-02 | Шкіра | 1.18Е-01 | 2.71Е-01 | 5.38Е-01 | 8.88Е-01| 2.15Е+00 | 2.60Е+00 | 1.79Е+00 | Селезінка | 9.11Е-03 | 2.55Е-02 | 4.83Е-02 | 7.74Е-02| 1.23Е-01 | 1.80Е-01 | 1.50Е-01 | Яєчка | 8.43Е-04 | 1.21Є-03 | 1.63Е-03 | 1.89Е-03| 1.55Е-02 | 3.50Е-02 | 0.00Е+00 | Вилочкова залоза | 1.13Е-02 | 2.29Е-02 | 2.96Е-02 | 3.14Е-02| 2.84Е-02 | 2.00Е-02 | 2.00Е-02 | Щитовидна залоза | 1.29Е-03 | 1.78Е-03 | 3.45Е-03 | 7.93Е-03| 1.24Е-02 | 2.00Е-02 | 1.70Е-02 | Стінка сечового міхура | 2.88Е-03 | 7.70Е-03 | 1.45Е-02 | 2.32Е-02| 3.59Е-02 | 4.50Е-02 | 3.59Е-02 | Матка | 3.85Е-03 | 1.45Е-03 | 2.70Е-03 | 4.16Е-03| 8.00Е-02 | 8.00Е-02 | 8.00Е-02 | Все тіло | 3.54Е+00 | 9.54Е+00 | 1.95Е+01 | 3.26Е+01| 5.58Е+01 | 6.88Е+01 | 5.69Е+01 | Базальні клітини | | | | | | | | передньої частини | | | | | | | | носового відділу | 1.73Е-06 | 4.13Е-06 | 8.28Е-06 | 1.26Е-05| 1.85Е-05 | 2.00Е-05 | 1.70Е-05 | Базальні клітини | | | | | | | | носоглотки | 3.90Е-05 | 9.30Е-05 | 1.86Е-04 | 2.84Е-04| 4.17Е-04 | 4.50Е-04 | 3.90Е-04 | Лімфовузли позагрудної | | | | | | | | області | 7.01Е-04 | 2.05Е-03 | 4.11Е-03 | 6.78Е-03| 1.17Е-02 | 1.50Е-02 | 1.23Е-02 | Базальні клітини області| | | | | | | | бронхів | 9.38Е-05 | 1.55Е-04 | 2.35Е-04 | 3.11Е-04| 4.09Е-04 | 4.32Е-04 | 3.90Е-04 | Секреторні клітини | | | | | | | | області бронхів | 1.88Е-04 | 3.11Е-04 | 4.70Е-04 | 6.22Е-04| 8.17Е-04 | 8.65Е-04 | 7.80Е-04 | Секреторні клітини | | | | | | | | бронхіолярної області | 3.85Е-04 | 5.97Е-04 | 9.47Е-04 | 1.31Е-03| 1.77Е-03 | 1.95Е-03 | 1.90Е-03 | Альвеолярно- | | | | | | | | інтерстиціальна область | 5.14Е-02 | 1.51Е-01 | 3.01Е-01 | 4.97Е-01| 8.59Е-01 | 1.10Е+00 | 9.04Е-01 | Лімфовузли грудної | | | | | | | | області | 7.01Е-04 | 2.05Е-03 | 4.11Е-03 | 6.78Е-03| 1.17Е-02 | 1.50Е-02 | 1.23Е-02 | ----------------------------------------------------------------------------------------------------- Додаток 3 Числові значення допустимих рівнів для дистанційного та контактного бета-випромінювання та забруднення шкіри та робочих поверхонь Д.3.1. Для осіб категорій А Б референтний час опромінення прийнятий рівним 1700 годин у рік а для осіб категорії В - 8760 годин у рік. Якщо час опромінення у приміщеннях установи та на території санітарно-захисної зони відрізняється від референтного числові значення допустимої потужності дози ДПД визначаються за формулою: ДПД = ЛД А Б ? t -1 мкГр/год -1 Д.3.1 При поєднаному зовнішньому та внутрішньому опроміненні числове значення ДПД зовнішнього опромінення встановлюється з врахуванням п.п.5.1.9 5.1.10. При цьому за ЛД беруться ліміти еквівалентних доз зовнішнього опромінення для кришталика ока шкіри та кистей і стіп із таблиці 5.1. Ліміт еквівалентної дози зовнішнього опромінення шкіри встановлюється як середнє значення у шарі товщиною 5 мг/см -2 під покривним шаром товщиною 5 мг/см -2. На долонях товщина покривного шару – 40 мг/см -2. 1 мкГр год-1 hм - максимальна - для бета часток еквівалентна доза на одиничний флюенс. Зв см2 частка При проектуванні захисту від зовнішнього опромінення числові значення ДПД та ДЩП встановлюються з коефіцієнтом запасу 2 тобто проектні ДПД та ДЩП повинні бути у два рази менші за прийняті у цьому документі значення ДПД та ДЩП. Д.3.2. В таблицях Д.3.1 і Д.3.2 наведені допустимі рівні опромінення шкіри осіб з персоналу моноенергетичними електронами та бета-частками допустима щільність потоку ДЩП і питома максимальна еквівалентна доза hм  . Д.3.3. Допустима щільність потоку ДЩП зовнішнього іонізуючого випромінювання моноенергетичних часток фотонів обчислювалась за формулою ДЩП = ДПД·hм -1 Д.3.2 де ДЩП - допустима щільність потоку для осіб категорії А ДЩП А або категорії Б ДЩП Б для зовнішнього бета-випромінювання з даною енергією частка/ см -2/с -1; допустима потужність дози для відповідної категорії осіб ДПД А або ДПД Б з урахуванням конкретних умов опромінення визначених у відповідності з п.1 мкГр/год -1; hм - максимальна - для бета-часток еквівалентна доза на одиничний флюенс Зв/см2 / частка. Таблиця Д.3.1 - Допустимі рівні опромінювання шкіри осіб з персоналу моноенергетичними електронами ------------------------------------------------------------------ Енергія |Еквівалентна на одиничний |Допустима щільність потоку | електро-|флюенс доза | ДЩПА част ? см -2 ? с -1 | нів МеВ| hм ? 10-10 Зв / см 2 ? част -1 | | |--------------------------+-----------------------------| |Ізотропне | Паралельний | Ізотропне | Паралельний | | поле | пучок | поле | пучок | --------+-----------+--------------+-------------+---------------| 0 1 | 3 2 | 16 0 | 260 | 50 | 0 2 | 4 5 | 8 7 | 180 | 90 | 0 3 | 4 0 | 6 3 | 190 | 130 | 0 5 | 3 8 | 4 6 | 210 | 180 | 0 8 | 3 7 | 3 9 | 230 | 210 | 1 0 | 3 7 | 3 7 | 230 | 230 | 2 0 | 3 7 | 3 3 | 230 | 240 | 3 0-10 | 4 0 | 3 2 | 200 | 260 | ------------------------------------------------------------------ Таблиця Д.3.2 - Долустимі рівні опромінення шкіри осіб з персоналу бета-частинками --------+-----------+--------------+-------------+---------------- Гранична| Максимальна еквівалентна |Допустима щільність потоку | енергія |на одиничний флюенс доза | ДЩПА част ? см -2 ? с -1 | бета- | hм ? 10-10 Зв / см 2 ? част -1 | | спектра |--------------------------+-----------------------------| МеВ |Ізотропне | Паралельний | Ізотропне | Паралельний | | поле | пучок | поле | пучок | --------+-----------+--------------+-------------+---------------| 0 2 | 40 0 | 28 | 1900 | 30 | 0 3 | 2 0 | 19 | 410 | 40 | 0 4 | 2 6 | 14 | 300 | 60 | 0 5 | 3 0 | 12 | 270 | 70 | 0 7 | 3 5 | 8 6 | 230 | 95 | 1 0 | 3 7 | 6 3 | 220 | 130 | 1 5 | 3 8 | 4 7 | 210 | 180 | 2 0 | 3 9 | 4 2 | 210 | 200 | 2 5 | 4 0 | 4 0 | 200 | 200 | 3 0 | 4 0 | 3 9 | 200 | 210 | 3 5 | 4 0 | 3 8 | 200 | 210 | ------------------------------------------------------------------ Д.3.4. В таблиці Д.3.3 наведені значення допустимого радіоактивного забруднення робочих поверхонь шкіри спецодягу спецвзуття засобів індивідуального захисту персоналу. Для шкіри спецодягу спецвзуття засобів індивідуального захисту персоналу нормується загальне те що знімається та не знімається радіоактивне забруднення. Рівні загального радіоактивного забруднення шкіри визначені з врахуванням проникання частини забруднення через непошкоджену шкіру з відповідним коефіцієнтом всмоктування радіонукліду в шкіру та в організм. Розрахунок проведено в припущенні що загальна площа забруднення не повинна перевищувати 300 кв.см шкіри. Допустимі рівні забруднення шкіри спецодягу внутрішньої поверхні лицьових частин засобів індивідуального захисту для 90Sr+90Y 144Се+144Рr 106Ru+106Rh встановлюються у 5 разів меншими: 40 част ? хв -1 ? см -2. Забруднення шкіри тритієм не нормується оскільки контролюється його вміст у повітрі робочих приміщень та в організмі. Таблиця Д.З.З Допустимі рівні загального радіоактивного забруднення робочих поверхонь шкіри на протязі робочої зміни спецодягу та засобів індивідуального захисту част ? хв -1 ? см -2 ------------------------------------------------------------------ Об'єкт забруднення |Альфа-активні |Бета-актив- | | нукліди |ні** нукліди | |---------------| | |Окремі*| Інші | | -----------------------------------+-------+-------+-------------| Непошкоджена шкіра спецбілизна | | | | рушники внутрішня поверхня | | | | лицьових частин засобів індивіду- | | | | ального захисту | 1 | 1 | 100 | -----------------------------------+-------+-------+-------------| Основний спецодяг внутрішня | | | | поверхня додаткових засобів | | | | індивідуального захисту | 5 | 20 | 800 | -----------------------------------+-------+-------+-------------| Поверхні приміщень постійного | | | | перебування персоналу та розміще- | | | | ного в них обладнання зовнішня | | | | поверхня спецвзуття | 5 | 20 | 2000 | -----------------------------------+-------+-------+-------------| Поверхні приміщень періодичного | | | | перебування персоналу та розміще- | | | | ного в них обладнання | 50 | 200| 8000 | -----------------------------------+-------+-------+-------------| Зовнішня поверхня додаткових | | | | засобів індивідуального захисту | | | | що знімаються в саншлюзах | 50 | 200| 10000 | ------------------------------------------------------------------ * До окремих відносяться альфа-випромінюючі радіонукліди середньорічна допустима об'ємна активність яких у повітрі робочих приміщень ДОА менша 0 3 Бк/куб.м. ** Для радіонуклідів з максимальною енергією електронів бета-частинок меншою 50 кеВ допустимі рівні та порядок радіаційного контролю забруднення робочих поверхонь встановлюються окремими документами стосовно конкретного виробництва. Додаток 4 Д.4.1. Потенційні шляхи опромінення фази аварії та контрзаходи для яких можуть бути встановлені рівні втручання ------------------------------------------------------------------ Потенційні шляхи опромінення |Фаза | Контрзахід* | |аварії | | ------------------------------+-------+--------------------------| | | | | 1.|Зовнішнє опромінення від |Рання |Укриття | |радіоактивної хмари ава- | |Евакуація | |рійного джерела установки | |Обмеження режиму поведінки| 2.|Зовнішнє опромінення від |Рання |Укриття | |шлейфу випадінь з радіоак- | |Евакуація | |тивної хмари | |Обмеження режиму поведінки| 3.|Вдихання радіонуклідів |Рання |Укриття герметизація | |які містяться у шлейфі | |приміщень відключення | | | |зовнішньої вентиляції | 4.|Надходження радіоізотопів |Рання |Укриття | |йоду інгаляційно з про- | |Обмеження режимів поведін-| |дуктами харчування та | |ки та харчування | |питною водою | |Профілактика надходження | | | |радіоізотопів йоду за | | | |допомогою препаратів | | | |стабільного йоду | 5.|Поверхневе забруднення |Рання |Евакуація | |радіонуклідами шкіри |Середня|Укриття | |одягу інших поверхонь | |Обмеження режимів поведін-| | | |ки та харчування | | | |Дезактивація | 6.|Зовнішнє опромінення від |Середня|Евакуація | |випадінь радіонуклідів на |Пізня |Тимчасове відселення | |грунт та інші поверхні | |Переселення | | | |Обмеження режимів поведін-| | | |ки та харчування | | | |Дезактивація територій | | | |будівель та споруд | 7.|Інгаляційне надходження |Середня|Тимчасове відселення | |радіонуклідів за рахунок |Пізня |Переселення | |їх вторинного підняття з | |Дезактивація територій | |вітром | |будівель та споруд | 8.|Споживання радіоактивно |Пізня |Сільсько-господарські та | |забруднених продуктів | |гідротехнічні контрзаходи | |харчування та води | | | ------------------------------------------------------------------ * Радіаційний контроль об'єктів навколишнього середовища продуктів харчування та питної води проводиться на всіх фазах аварії але об'єм та структура цього контролю може бути різною. Це визначається спеціальним методично-регламентуючим документом. Д.4.2. Період ранньої фази включає наступні події: а газо-аерозольні викиди і рідинні скиди радіоактивного матеріалу із аварійного джерела б процеси повітряного переносу і інтенсивної наземної міграції радіонуклідів; в радіоактивні опади і формування радіоактивного сліду. Усі види втручань в період ранньої фази аварії носять терміновий характер. Д.4.3. До особливостей середньої фази належать: а порівняно швидке зниження потужності поглинутої у повітрі дози зовнішнього гамма-випромінювання на місцевості майже у 10 разів за період тривалістю 1 рік після початку цієї фази ; б переважання кореневого над поверхневим типу забруднення сільськогосподарської продукції зелені овочі злакові ягоди молоко і м'ясо за рахунок кореневого переходу радіонуклідів у траву пасовищ . Усі види втручань в період середньої фази аварії у більшості випадків відносяться до довгострокових. Д.4.4. Пізня фаза починається через 1-2 роки після початку аварії. Втручання на пізній фазі аварії носять виключно довгостроковий характер. Д.4.5. Радіаційні аварії при яких відсутні газо-аерозольні викиди і рідинні скиди але має місце забруднення навколишнього середовища викликане витіканнями радіонуклідів з об'єктів де проводяться роботи з радіоактивними речовинами у відкритому виді розвиваються за наступною трьохфазною схемою: а рання фаза - фаза проникнення радіоактивних речовин у навколишнє середовище яка завершується формуванням радіоактивно-забруднених приміщень і територій; б середня фаза - період стабілізації радіоактивного забруднення в пізня фаза - період зниження рівнів радіоактивного забруднення до "фонових" як за рахунок фізичних і екологічних процесів так і внаслідок контрзаходів. Д.4.6. Умовно можна виділити три фази і для тих радіаційних аварій які не супроводжуються радіоактивним забрудненням навколишнього середовища:* * Наприклад втрати і крадіжки закритих джерел бета- гамма-випромінювання. а до ранньої фази відноситься період момент встановлення факту радіаційної аварії цього типу і час необхідний для планування і реалізації термінових контрзаходів; б середня і пізня фази об'єднують весь період ліквідації наслідків подібної аварії видалення і знешкодження аварійного джерела відновлення нормальної життєдіяльності населення і функціонування території . Д.4.7. Характеристика фаз розвитку аварії ядерного реактору подібної аварії на ЧАЕС. Д.4.7.1. Період ранньої фази тривалістю від декількох годин до одного-двох місяців після початку аварії має наступні особливості: а присутність у навколишньому середовищі короткоживучих радіонуклідів включаючи радіоактивні благородні гази які обумовлюють високі інтенсивності і градієнти гамма-полів: б при значних викидах радіоізотопів йоду в ранній фазі аварії виділяється так званий йодний період на протязі якого існує серйозна загроза надходження в організм людини цих радіонуклідів інгаляційно і з продуктами харчування і як наслідок опромінення щитовидної залози осіб з населення особливо дітей; в поверхневе забруднення пасовищ сінокосів а також сільськогосподарської продукції; Д.4.7.2. Середня фаза аварії починається через один-два місяці і завершується через 1-2 роки після її початку. На цій фазі аварії у навколишньому середовищі вже відсутні через радіоактивний розпад короткоживучі осколочні радіоізотопи телуру і йоду 140Ва+140Lа але у формуванні гамма-поля зросла роль 95Zr+95Nb ізотопів рутенію і церію 134Сs 138Сs і 137Сs. Основними джерелами внутрішнього опромінення на середній фазі аварії є радіоізотопи цезія 134Сs 138Сs і 137Сs і стронція 80Sr 80Sr які надходили з продуктами харчування що вироблені на радіоактивно забруднених територіях. До кінця середньої фази основним джерелом зовнішнього гамма-випромінювання були випадіння 134Сs 137Сs на грунт а внутрішнього - 134Сs 137Сs і 90Sr в продуктах харчування. Д.4.7.3. Пізня фаза починається через 1-2 роки після початку аварії коли основним джерелом зовнішнього опромінення є 137Сs у випадах на грунт а внутрішнього - 137Сs і 90Sr в продуктах харчування* які виробляються на забруднених цими радіонуклідами територіях. * Можливі такі типи комунальних радіаційних аварій при яких основними джерелами внутрішнього опромінення є наприклад тільки 90Sr чи тритій чи альфа-випромінювачі ізотопи плутонія 210Ро 241Аm 226Rа та ін. . Додаток 5 Аварійні плани Д.5.1. На будь-якому об'єкті де здійснюється практична діяльність пов'язана з радіаційно-ядерними технологіями повинні бути підготовлені плани аварійних заходів. Ці плани погоджуються з органами державного регулювання: Державною санітарно-епідеміологічною службою Міністерства охорони здоров'я України та Адміністрацією ядерного регулювання Міністерство охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України. Аварійні плани є невід'ємною частиною регламенту на проведення робіт санітарного паспорту та ліцензій. Д.5.2. Відповідальність за підготовку аварійних планів несе керівництво експлуатуючої організації. Д.5.3. При підготовці аварійних планів стосовно кожного об'єкту має бути проведено аналіз аварій та враховано експлуатаційний досвід який було накопичено для джерел та технологій аналогічного типу. Д.5.4. Має бути встановлено періодичність перевірки аварійних планів регулюючими органами: плани повинні також періодично поновлюватися. Д.5.5. Відповідальними особами з боку експлуатуючих організацій та регулюючих органів повинні бути прийняті всі необхідні заходи для навчання персоналу який згідно планам бере участь у проведенні аварійних заходів а також передбачені планові тренування навчання цього персоналу за участю представників регулюючих органів. Д.5.6. Планами мають передбачатися періодичні перевірки системи попередження персоналу та населення на випадок виникнення аварії а також системи інформування державних адміністративних органів місцевих та центральних та засобів масової інформації. Д.5.7. Типовий аварійний план повинен містити: а розподіл обов'язків щодо інформування регулюючих органів державних адміністративних органів та громадськості; б розподіл обов'язків та відповідальності щодо ініціювання втручань; в типові сценарії в яких розглядаються різні стани аварійного джерела та варіанти розповсюдження зони аварії у приміщеннях та проммайданчику об'єкта та за його межами; г всі процедури щодо обміну інформацією між аварійним об'єктом та організаціями персонал яких бере участь в аварійних роботах: пожежні медичні бригади органи внутрішніх справ служби цивільної оборони і т.д.; д система оцінки масштабів та значущості аварійних викидів та скидів у довкілля а також система оперативного та довгострокового прогнозу розвитку аварії. Д.5.8. Аварійний план повинен передбачати заходи щодо створення необхідних аварійних запасів які включають: а дозиметричну та радіометричну апаратуру та джерела автономного живлення до неї для умов роботи в інтенсивних полях гамма-випромінювання та при інтенсивних рівнях радіоактивного забруднення; б транспортні засоби та аварійний резерв паливно-мастильних матеріалів; в засоби індивідуального та колективного захисту включаючи спецодяг респіратори і т.і.; г засоби фармакологічного протирадіаційного захисту у тому числі і для йодної профілактики; д засоби зв'язку та управління; е помивочно-дезактиваційні засоби та прилади; є інші ресурси для проведення аварійних робіт. Додаток 6 Термінові контрзаходи Д.6.1. Згідно п.п. 7.26 та 7.36 термін "терміновий" має на увазі не тільки безумовну виправданість втручань що розглядаються але й те що будь-які затримки з рішенням про введення контрзаходів цього типу створює загрозу важких радіаційних уражень для охопленого аварією населення. У цьому розумінні "термінові втручання" вимагають набагато більш швидкого реагування ніж навіть ті які визначені як "невідкладні". Д.6.2. Згідно зі значеннями прогнозованих поглинених доз при гострому опроміненні таблиця Д.6.1 та річних еквівалентних доз при хронічному опроміненні таблиця Д.6.2 рівні безумовно виправданих термінових втручань побудовані так щоб запобігти виникненню прямих клінічних проявів радіаційного ураження всього тіла та окремих органів та тканин. Д.6.3. Проведення безумовно виправданих термінових втручань є також тим винятковим випадком коли дозволяється підвищене опромінення що планується для аварійного персоналу який виконує роботи пов'язані з контрзаходами подібного типу. Таблиця Д.6.1 - Рівні безумовно виправданого термінового втручання при гострому опроміненні ------------------------------------------------------------------ Орган або тканина |Прогнозована поглинена доза в |органі чи тканині за період |менший 2-х діб Гр ------------------------------------+----------------------------- Все тіло кістковий мозок * | 1 Легені | 6 Шкіра | 3 Щитовидна залоза | 5 Кришталик ока | 2 Гонади | 2 Плід | 0 1 ------------------------------------------------------------------ * Як правило застосовується до зовнішнього опромінювання. Таблиця Д.6.2 - Рівні відвернутої річної еквівалентної дози хронічного опромінення органів та тканин при яких термінове втручання безумовно виправдане ------------------------------------------------------------------ Орган або тканина | Річна еквівалентна доза | Зв.рік-1 ------------------------------------+----------------------------- Гонади | 0 2 Кришталик ока | 0 1 Кістковий мозок | 0 4 ------------------------------------------------------------------ Додаток 7 Невідкладні контрзаходи Д.7.1. Основними та найбільш ефективними невідкладними контрзаходами на початковій фазі аварії є: укриття евакуація йодна профілактика та обмеження перебування осіб з населення на відкритому повітрі таблиця Д.7.1 . Крім цих основних контрзаходів для яких вводяться рівні виправданості та безумовної виправданості на цій фазі аварії застосовуються ціла низка допоміжних контрзаходів доцільність введення яких розглядається у кожному конкретному випадку але для яких рівні втручання не вводяться. До подібних допоміжних контрзаходів відносяться: а заходи пилоподавлення; б часте миття доріг з твердим покриттям; в запобігання пиління узбіччя доріг та спеціальні обмеження для автотранспорту щодо з'їзду на узбіччя; г спеціальний режим роботи шкіл дитячих садків ясел; д зміна режиму роботи лікувально-оздоровчих закладів; е переведення великої рогатої худоби з пасовищного на стійлове утримання; є обмеження лісокористування заборона полювання та рибної ловлі у місцевих водоймах; ж інші контрзаходи. Д.7.2. Основні невідкладні контрзаходи маючи високу ефективність за величиною відвернутої дози опромінення є у той же час досить дискомфортними для населення дорого коштують та вимагають значних організаційних зусиль для своєї реалізації. В таблиці Д.7.1 приведені найнижчі межі виправданості та рівні безумовної виправданості введення основних невідкладних контрзаходів. Д.7.3. Згідно з положеннями п.п.7.32 та 7.33 межі виправданості та рівні безумовної виправданості для основних контрзаходів трактуються як: а Укриття населення в будинках чи спеціальних спорудах в основному цегляних бетонних товстостінних має за мету запобігання передусім дозам зовнішнього опромінення а при відповідній герметизації - і внутрішнього опромінення пов'язаного з інгаляційним надходженням радіойоду а також випадінням газоаерозолів на відкриті ділянки шкіри. При цьому якщо відвернута при такій акції доза на все тіло щитовидну залозу та шкіру виявиться меншою за 5 мЗв 50 мГр та 100 мГр відповідно то особа яка відповідає за прийняття рішення про проведення укриття населення має всі підстави відмовитися від введення цього досить дискомфортного заходу. З іншої сторони якщо дозиметричні розрахунки показують що укриття може забезпечити відвернення доз на все тіло щитовидну залозу та шкіру що досягають і навіть перевищуючих 50 мЗв 300 і 500 мГр відповідно то введення такого контрзаходу не тільки доцільне але і чим швидше вона буде застосована тим більшого ефекту вдасться досягти. Таблиця Д.7.1 - Найнижчі межі виправданості та рівні безумовної виправданості для невідкладних контрзаходів ------------------------------------------------------------------ Контрзахід |Відвернута доза за перші 2 тижні після аварії| |---------------------------------------------| |Межі виправданості | Рівні безумовної | | | виправданості | |---------------------+-----------------------| | мЗв | мГр | мЗв | мГр | |-----+---------------+------+----------------| |На |На щито-|На | На |На щито-| На | |все |видну |шкіру | все |видну | шкіру | |тіло |залозу | | тіло |залозу | | -------------------+-----+--------+------+------+--------+-------| Укриття | 5 | 50 | 100 | 50 | 300 | 500 | -------------------+-----+--------+------+------+--------+-------| Евакуація | 50 | 300 | 500 | 500 | 1000 | 3000 | -------------------+-----+--------+------+------+--------+-------| Йодна профілактика | | | | | | | Діти | - | 50* | - | - | 200* | - | Дорослі | - | 200* | - | - | 500* | - | -------------------+-----+--------+------+------+--------+-------| Обмеження перебу- | | | | | | | вання на відкрито- | | | | | | | му повітрі | | | | | | | Діти | 1 | 20 | 50 | 10 | 100 | 300 | Дорослі | 2 | 100 | 200 | 20 | 300 | 1000 | ------------------------------------------------------------------ * Очікувана доза при внутрішньому опроміненні радіоізотопами йоду що надходять до організму протягом перших двох тижнів після початку аварії. б Евакуація пов'язана з терміновим переміщенням населення із зони аварії на звичайно обмежений строк і є однією з найбільш дорого коштуючих дискомфортних та організаційно важких акцій. Для введення цього контрзаходу необхідне виключно серйозне та коректне дозиметричне обгрунтування. Про це свідчать числові значення найнижчих меж виправданості та рівні безумовної виправданості які в 3-10 разів вищі ніж відповідні межі та рівні для укриття населення. На практиці якщо дози не досягають рівнів безумовної виправданості рішення про евакуацію може бути прийнято з використанням будь-якого значення відвернутої дози але при виконанні трьох умов: І обраний виправданий рівень - більше найнижчої межі виправданості; ІІ цей рівень встановлено внаслідок оптимізаційної процедури зважування користі та збитку пов'язаного з евакуацією; ІІІ при проведенні оптимізаційної процедури повинні бути враховані: кількість людей які евакуюються наявність транспортних засобів підготовленість та впорядкованість місць розміщення евакуйованих відстань та стан шляхів можливість перевезення необхідного майна нарешті морально-психологічна прийнятність самої евакуації для населення яке захищається та економічні витрати що супроводжують евакуацію. Перераховані вище труднощі проведення евакуації повинні бути проігноровані якщо шляхом евакуації відвертаються дози відповідні рівням безумовної виправданості та вищі за ці рівні . Хоча евакуація розглядається як тимчасовий захід але якщо дозиметричний прогноз показує що реевакуація людей буде супроводжуватися опроміненням в дозах що перевищують рівні прийнятності п.п. 7.30 7.48 навіть при застосуванні інших довгострокових контрзаходів тоді необхідно розглянути питання про доцільність переселення евакуйованих людей. в Запобігання дозі внутрішнього опромінення щитовидної залози шляхом масового вживання препаратів стабільного йоду йодна профілактика - виключно ефективний організаційно не дуже складний і відносно дешевий захисний захід. Проте потрібно брати до уваги що ефективність йодної профілактики різко спадає якщо прийом стабільного йоду затримано на декілька годин після початку надходження радіоізотопів йоду інгаляційно чи з продуктами харчування. Різниця в 2 5-4 рази між рівнями невідкладного втручання для цього контрзаходу стосовно дитячої та дорослої частин населення пов'язано з тим що по-перше дози на одиницю надходження у дітей в декілька разів вищі ніж у дорослих та по-друге ризик радіаційно обумовлених раків щитовидної залози у дітей на одиницю дози приблизно у два рази вищий ніж у дорослих. г Важливим та відносно доступним є такий невідкладний захід як обмеження перебування населення на відкритому повітрі. Для організованих дитячих колективів цей контрзахід реалізується шляхом збільшення тривалості "подовженого дня" у школах та скорочення чи виключення прогулянок а для дорослих робота яких пов'язана з перебуванням на відкритому повітрі відповідним змінам на обмежений термін режиму роботи. Цей контрзахід приблизно в два рази менш ефективний з точки зору відвернутої дози ніж наприклад укриття. Тому межі виправданості та рівні втручання для нього мають значення відповідно у 2-5 разів нижчі. Додаток 8 Довгострокові контрзаходи Д.8.1. Довгострокові контрзаходи тимчасове відселення переселення. дезактивація території і радіоактивно забруднених будівель та споруд обмеження вживання радіоактивно забрудненої води і продуктів харчування на досить тривалий час сільськогосподарські та інші включаючи індустріально-технічні проводяться в умовах коли: а дані радіаційного моніторингу дозволяють зробити досить надійний прогноз розвитку ситуації; б організації які відповідають за проведення довгострокових контрзаходів. мають для цього достатньо ресурсів матеріально-технічних транспортних запасів продовольства та ін. ; в процедура оптимізації показує і виправданість і необхідність такої акції тобто користь від дози відвернутої довгостроковим контрзаходом перевищує збиток яким подібне втручання супроводжується; г є досить надійна науково-технічна експертиза ефективності запланованих довгострокових контрзаходів. Д.8.2. При формуванні рішення про проведення довгострокових контрзаходів стосовно кожної конкретної аварійної ситуації в процедурі оптимізації мають бути враховані: а масштаб аварії; б кількість населених пунктів і загальна чисельність жителів в них до яких планується застосування таких довгострокових контрзаходів як тимчасове відселення чи переселення в наявність відсутність необхідних для реалізації довгострокового контрзаходу ресурсів; г загальна площа угідь на яких передбачається здійснити сільськогосподарські контрзаходи; д стан транспортних комунікацій і засобів перевезення людей чи підвозу продуктів фуражу і техніки ; е інших факторів які визначають можливість проведення відповідних контрзаходів. Д.8.3. Втручання слід вважати безумовно виправданим якщо довгостроковим контрзаходом відвертається така прогнозна доза яка перевищує значення рівнів наведених у таблиці Д.8.1 або пов'язаних з ними рівнів дії . Таблиця Д.8.1 - Нижні межі виправданості безумовно виправдані рівні втручання і рівні дії для прийняття рішення про переселення ------------------------------------------------------------------ Критерії для прийняття рішення |Нижні ме-|Безумовно | |жі випра-|виправда- | |вданості |ні рівні | | |втручання | | |і рівні дії| -------------------------------------------+---------+-----------| Доза відвернута за період переселення Зв | 0 2 | 1 | -------------------------------------------+---------+-----------| Доза відвернута за перші 12 місяців після | | | аварії Зв | 0 05 | 0 5 | -------------------------------------------+---------+-----------| Щільність радіоактивного забруднення | | | території довгоживучими радіонуклідами | | | кБк ·м-2: | | | - 137Сs | 400 | 4000 | - 90Sr | 80 | 400 | - а-випромінювачі 238 239 240Рu 241Аm | | | та ін. | 0 5 | 4 | -------------------------------------------+---------+-----------| Потужність дози гамма-випромінювання в | | | повітрі на відкритій радіоактивно забруд- | | | неній месцевості нГр.сек -1: | | | - мононуклідне забруднення 137 СS | 0 3 | 3 | - забруднення свіжою осколочною сумішшю | | | на 15-день після початку аварійних | | | випадінь | 5 | 50 | ------------------------------------------------------------------ Д.8.4. Значення безумовно виправданих рівнів дії виражені в термінах щільності випадіння 137Сs 90Sr і а-випромінювачів розраховані так що вони відповідають накопиченій за період переселення дозі 1 Зв і містять коефіцієнт запасу від 2 до 10 за внутрішнім опроміненням. Цей коефіцієнт введений із-за варіабельності узагальнених коефіцієнтів переходу із грунту в місцевий раціон а також у зв'язку з коливаннями коефіцієнтів вітрового підйому трансуранових елементів. Д.8.5. Значення такого рівня дії як потужність дози зовнішнього опромінення в повітрі суттєво залежить від радіонуклідного складу випадінь. Ті рівні дії які наведені в таблиці Д.8.1 відповідають осколочній реакторній суміші випадінь чорнобильського типу. Проте у випадку значної сепарації в сторону зростання частки довгоживучих гамма-випромінювачів ці рівні мають бути знижені крайній випадок - забруднення території одним лише 137Сs . Якщо має місце збідніння суміші довгоживучими гамма-випромінювачами то навпаки значення рівнів дії зростають. В силу цього необхідно попереднє ретельне вивчення радіонуклідного складу забруднення території. І тільки після такого уточнення можна використовувати рівень дії виражений в одиницях потужності дози зовнішнього опромінення в повітрі. Д.8.6. Відносно малі значення нижніх меж виправданості втручання і дії для переселення наведені в другому стовпчику таблиці Д.8.1 пов'язані з тим що для аварій локального типу в яких залучається невелика кількість жителів з одного-двох будинків частини чи одного-двох населених пунктів переселення може виявитися економічно організаційно і соціально-психологічно одним з найбільш прийнятних контрзаходів збиток від якого виявиться менше ніж отримана користь від відвернення навіть не дуже великої дози. Цілком очевидно що при регіональних і глобальних аваріях коли розглядається питання про переселення тисяч сімей створення для них в місцях переселення нової соціально-побутової інфраструктури і нових робочих місць будівництва тисяч будинків шкіл і т.і. застосування оптимізаційної процедури приведе до значення виправданого рівня набагато більшого ніж нижня межа виправданості. Д.8.7. Застосування такого втручання як тимчасове відселення* таблиця Д.8.2 вимагає поєднання ряду наступних особливостей і умов які випливають із прогнозу динаміки розвитку радіаційної обстановки: * Тимчасове відселення і евакуація передбачають переміщення людей із зони аварії на деякий обмежений час. Проте евакуація здійснюється в режимі екстреного контрзаходу на ранній фазі аварії тоді як тимчасове переселення проводиться лише після детального вивчення радіаційної обстановки звичайно середня і навіть пізня фази . а відносно високий темп прогнозованого покращення радіаційної обстановки через відсутність у складі радіоактивного забруднення території таких довгоживучих радіонуклідів як 60Со 134 137Сs 90Sr 226Rа 210Ро ізотопів плутонію 241Аm та ін.; б радіоактивне забруднення території будівель і споруд навіть довгоживучими радіонуклідами носить досить локальний характер так що за період тимчасового відселення виявиться можливим і виправданим здійснити ефективні дезактиваційні роботи після чого можна повернути населення на попереднє місце проживання; в відсутня можливість проведення повноцінного радіаційного моніторингу що в свою чергу не дозволяє зробити однозначний прогноз радіонуклідного складу а значить і темпів спаду рівнів радіоактивного забруднення місцевості; у цьому випадку якщо є необхідні ресурси а затрати на тимчасове відселення прийнятні то на протязі періоду відселення слід здійснити уточнюючий радіаційний моніторинг за даними якого можна скласти досить надійний прогноз розвитку радіаційної обстановки і це дозволить або уточнити строки повернення людей або у відповідності з пунктом 7.45 б прийняти рішення про переведення цього контрзаходу в категорію "переселення'. Таблиця Д.8.2 - Найнижчі межі виправданості і безумовно виправдані рівні втручання і дії для прийняття рішення про тимчасове відселення ------------------------------------------------------------------ Критерії для прийняття рішення |Найнижчі |Безумовно | |межі випра-|виправдані | |вданості |рівні втру-| | |чання і | | |рівні дії | -----------------------------------------+-----------+-----------| Сумарна відвернута доза за період тимча- | | | сового відселення* Зв | 0 1 | 1 | -----------------------------------------+-----------+-----------| Середньомісячна доза на протязі періоду | | | тимчасового відселення* мЗв·місяць-1 | 5 | 30 | -----------------------------------------+-----------+-----------| Потужність дози гамма-випромінювання в | | | повітрі на відкритій радіоактивно | | | забрудненій місцевості нГр ·сек -1 | 3 | 30 | ------------------------------------------------------------------ * При виконанні умов пункту Д.8.7 а Д.8.8. Вилучення заміна чи обмеження вживання радіоактивно забруднених продуктів харчування будучи важливим довгостроковим контрзаходом одночасно потребує для своєї реалізації значних ресурсних і економічних витрат. Тому в інтервалі значень між нижньою межею виправданості і безумовною виправданістю таблиця Д.8.3 необхідно кожний раз проводити процедуру оптимізації. Причому треба мати на увазі що можливості заміни важливих компонентів раціону м'яса молока картоплі хліба та ін. звичайно далеко не безмежні. Д.8.9. Заборона чи обмеження споживання продуктів харчування місцевого виробництва вводиться на ранній середній і частково пізній фазах аварії. Проте застосування значень рівнів дії вказаних у таблиці Д.8.3 потребує постійного застосування процедури зважування "користь - збиток" оскільки не виключені ситуації коли при вкрай обмежених можливостях підвозу чистих продуктів харчування заборона чи обмеження споживання місцевих продовольчих ресурсів може визвати пряму загрозу голоду. При цьому наслідки для здоров'я людей гострого дефіциту продуктів можуть виявитися набагато тяжчими ніж ті які пов'язані з радіаційним фактором. Таблиця Д.8.3 - Найнижчі межі виправданості і безумовно виправдані рівні втручання і дії для прийняття рішення про вилучення заміну і обмеження* вживання радіоактивно забруднених продуктів харчування ------------------------------------------------------------------ Критерії для прийняття рішення |Найнижчі |Безумовно | |межі випра-|виправдані | |вданості |рівні втру-| | |чання і | | |рівні дії | -----------------------------------------+-----------+-----------| Відвернута доза внутрішнього опромінення | 5 | 30 | за рахунок вживання радіоактивно | | | забруднених продуктів харчування мЗв | | | - за перший післяаварійний рік | 1 | 30 | - за другий і наступні роки після аварії | 1 | 5 | Радіоактивне забруднення молока** | | | кБк·л -1 | | | - 131І для дорослих | 0 4 | 1 | для дітей | 0 1 | 0 2 | - 134 137Сs | 0 1 | 0 4 | - 90Sr для дорослих | 0 02 | 0 2 | для дітей | 0 005 | 0 05 | ------------------------------------------------------------------ * Рішення про обмеження чи про повне вилучення або заміну окремих продуктів харчування є об'єктом оптимізації ** Для інших немолочних продуктів харчування рівні дії вдвоє вищі. Д.8.10. Для таких довгострокових контрзаходів як дезактивація територій будівель та споруд сільськогосподарські протирадіаційні заходи залуження вапнування грунтів спеціальні норми внесення добрив глибоке переорювання застосування спеціальних хімічних речовин типу ферроцину і нарешті зміна структури землекористування чи технології вирощування м'ясо-молочної худоби і т.і. не вводяться ні межі виправданості ні безумовні рівні втручання. Рішення про проведення подібних контрзаходів приймаються кожного разу на основі процедури зважування "користь-збиток". Додаток 9 Використання поняття ризику в практиці протирадіаційного захисту людини Д.9.1. Ліміти доз опромінення населення і персоналу включаючи і дози при запланованому підвищеному опроміненні встановлюються з урахуванням шкали ризиків завдяки якої імовірність несприятливих наслідків у сфері практичної діяльності пов'язаної з дією або використанням джерел іонізуючого випромінювання може бути зіставлена з імовірністю втрати здоров'я або життя в інших сферах не пов'язаних з радіаційним фактором. Д.9.2. При використанні величини ризику оперують такими поняттями як знехтуваний ризик прийнятний ризик і верхня границя індивідуального ризику. У відповідності з міжнародною практикою рівень знехтуваного ризику приймається рівний 10 -6 за рік величина прийнятного ризику для персоналу приймається рівною 10 -4 за рік а для населення - 10 -5 за рік границя індивідуального ризику для опромінення осіб із персоналу приймається рівною 10 -3 за рік а для населення – 5 ·10-5 за рік. Д.9.3. Поняття ризику вводиться як для стохастичних так і для детерміністичних ефектів. Д.9.4. Індивідуальний r і колективний - R ризик виникнення стохастичних ефектів від опромінення визначається відповідно: r = rЕ · Е R = гЕ · SЕ де Е SЕ - індивідуальна і колективна ефективні дози відповідно; rЕ - коефіцієнт ризику для виникнення раку із смертельним і несмертельним кінцем та серйозних спадкових ефектів. Д.9.5. Коефіцієнт ризику на одиницю індивідуальної або колективної дози у відповідності до Додатку 1 п.4 приймається рівним: rE = 5 6 • 10-2 Зв-1 для професійного опромінення і rE = 7 3 •10-2 Зв-1 для населення. Д.9.6. При опроміненні у дозах які викликають детерміністичні нестохастичні ефекти приймається що ризик важких наслідків дорівнює імовірності виникнення самого наслідку: r = р Е R = р SЕ • N де р Е р SЕ - імовірність подій які створюють дози Е і SЕ відповідно; N - чисельність популяції яка зазнала радіаційного впливу з еквівалентними дозами Е > 0 5 Зв. Д.9.7. Одним із принципів забезпечення радіаційної безпеки є принцип оптимізації який передбачає зниження ризиків до якомога низького рівня і здійснюється в діапазоні від верхньої межі граничного ризику до нижньої яка визначається як знехтуваний ризик нижче від якого подальше зниження ризику недоцільне. Д.9.8. Принцип оптимізації слід здійснювати з урахуванням того що границя ризику регламентує потенційне опромінення від усіх можливих джерел тому для кожного джерела при оптимізації встановлюється своя границя ризику. Д.9.9. Зниження доз нижче встановлених границь пов'язане з додатковими витратами на захист. Витрати вважаються виправданими при виконанні умови: R < V – P – X / a R < V – P – X / aN де V - грошовий вираз валового повного прибутку отриманого в наслідок виробничої діяльності; Р - витрати на основне виробництво; Х - витрати на захист; N - кількість опромінених осіб; а - грошовий еквівалент одиниці ризику. Д.9.10. Величина грошового еквіваленту ризику розраховується із величини валового національного прибутку на одного жителя економічна компонента і з урахуванням компенсації за психологічне сприйняття ризику психологічна або соціальна компонента . Як правило в практиці оптимізації захисту економічна компонента складає 5-10 % від психологічної. Додаток 10 Довідковий матеріал Д.10.1. Зв'язок між потужністю експозиційної дози кермою в повітрі та потужністю ефективної дози наведено в таблиці Д.10.1. Таблиця Д.10.1 - Перехід між потужністю експозиційної дози кермою в повітрі та потужністю ефективної дози Потужність експозиційної дози Керма в повітрі Потужність ефективної дози мкР ·год-1 нГр ·год -1 мкГр ·год -1 пГр ·с -1 нЗв ·год -1 мкЗв ·год -1 мЗв ·рік -1 1 8 73* 8.73 ·10-3 146 6.46 6.46 ·10-3 5.67 ·10-2 0.115 1 10-3 16 7 0 74** 7.4 ·10-4 6 49 ·10-3 115 1000 1 1.67 ·104 740 0.74 6 49  6.87 ·10-3 6 ·10- 2 6 ·10-5 1 4.44 ·10-2 4.44 ·10-5 3.89 ·104 0.155 1.35 1.35 ·10-3 22.5 1 10-3 8.77 ·10-3 155 1350 1.35 2.25 ·104 1000 1 8.77 17.7 154 0.154 2570 114 0.114 1 * Защита от ионизирующих излучений: В 2 т Т.1 Физические основы защиты от излучений: Учебник для вузов / Н.Г.Гусев В.А.Климанов В.П.Машкович А.П.Суворов; Под ред. Н.Г. Гусева. - 3-е изд. перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат 1989. - 512 с.: ил. ** Sоursеs аnd Еffесts оf lоnztng Rаdіаtіоn: UNSСЕАR 1993// Rероrt tо thе Gеnеrаl Аssеmbly.-Nеw Yоrk: UNSСЕАR Unіtеd Nаtіоns. - 1993. - 922 р. Таблиця Д.10.2 - Співвідношення між позасистемними та одиницями в системі Сl Величина Стара одиниця Нова одиниця Коефіцієнти переводу Сі в позасистемні позасистемні в СІ Активність Кюрі Кі Бекерель 1Бк = с-1 -2 7 ·10-11 3 7 · 1010 Питома активність Кі · r -1  Еман  Махе  Тритієва одиниця Бк · кг-1 Бк · л-1 Бк · л-1 Бк · л-1 -2 7 ·10-14  -2 7·10-1  -7 4 ·10-2  -8 3 3 7 · 1013 3 7  13 5  -1 2·10-1 Щільність забруднення Кі · км-2 Бк · м-2 -2 7 · 10-6 3 7 ·104 Експозиційна доза Рентген Р Кулон на кілограм Кл · кг-1 3 9 · 103 2 6 ·10-4 Поглинута доза Рад Грей 1 Гр = Дж · кг -1 1 · 102 1 ·10-2 Еківалентна доза Біологічнчй еквівалент раду бер Зіверт 1 Зв = Дж · кг-1 1 · 102 1 ·10-2 Ефективна доза Біологічний еквівалент раду бер Зіверт 1 Зв = Дж · кг-1 1 ·102 1 ·10-2 Д.10.2 Формули зв'язку між масою радіонукліда та його активністю m = A? T ? / 0 693 ? A / NA де А - активність в Бк m - маса в грамах А - атомна маса NA = 6.022*1023 моль-1 - число Авогадро Т1/2 - період напіврозпаду радіонукліду A = 0 693 m / T? ? NA / A   Таблиця Д.10.3 - Множники і префікси для утворення десяткових кратних та дольних одиниць їх назви та позначення ------------------------------------------------------------------ Множник | Префікс | Позначення | --------------------+----------------------+---------------------| 10 в ст.18 | екса | Е | 10 в ст.15 | пета | П | 10 в ст.12 | тера | Т | 10 в ст.9 | гіга | Г | 10 в ст.6 | мега | М | 10 в ст.3 | кіло | к | 10 в ст.2 | гєкто | г | 10 в ст.1 | дека | да | 10 в ст.-1 | деци | д | 10 в ст.-2 | санти | с | 10 в ст.-3 | мілі | м | 10 в ст.-6 | мікро | мк | 10 в ст.-9 | нано | н | 10 в ст.-12 | піко | п | 10 в ст.-15 | фемто | ф | 10 в ст.-18 | атто | а | ------------------------------------------------------------------ Таблиця Д.10.4 - Пороги детерміністичних ефектів для яєчок яєчників кришталику ока та кісткового мозку дорослої людини Публікація 60 МКРЗ ------------------------------------------------------------------ Орган тканина | Поріг та ефект |------------------------------------------ |Сумарна |Сумарна |Середньорічна| |еквівалентна|еквівалентна |потужність | |доза отри- |доза отримана|дози при ви-| |мана при од-|при високофра-|сокохронічно-| |нократному |кціонованому |му опромінен-| |опроміненні |або хронічному|ні на протязі| | Зв |опроміненні |багатьох ро- | | | Зв |ків Зв рік | | | |в ст.-1 | -----------------------+------------+--------------+-------------| Яєчка | | | | Тимчасова безплідність | 0 15 |Не застосовний| 0 4 | Постійна безплідність | 3 5-6 0 |Не застосовний| 2 0 | Яєчники | | | | Безплідність | 2 5-6 0 | 6 0 | >0 2 | Кришталики ока | | | | Помутніння що | 0 5-2 0 | 5 | >0 1 | діагностується | | | | Катаракта | 5 0 | >8 | >0 15 | Кістковий мозок | | | | Пригнічення | | | | кровотворення | 0 5 |Не застосовний| >0 4 | ------------------------------------------------------------------ Додаток 11 Основні терміни що використовуються в НРБУ-97 Аварія глобальна - це комунальна радіаційна аварія під вплив якої підпадає значна частина або вся території країни та її населення. Аварія комунальна - це така радіаційна аварія наслідки якої не обмежуються приміщеннями об'єкту і його проммайданчиком а поширюються на оточуючі території де проживає населення яке може реально або потенційно зазнавати опромінення. Аварія локальна - це комунальна радіаційна аварія якщо в зоні аварії проживає населення загальною чисельністю до десяти тисяч чоловік. Аварійне опромінювання - непередбачене підвищення опромінення персоналу та/або населення внаслідок радіаційної аварії. Аварійний план - план дій у випадку аварії на будь-якому об'єкті де здійснюється практична діяльність пов'язана з радіаційними або радіаційно-ядерними технологіями. Аварія промислова - це така радіаційна аварія наслідки якої не поширюються за межі території виробничих приміщень і проммайданчика об'єкту 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 і достатні умови: - втрата контролю над джерелом; - реальне або потенційне опромінення людей пов'язане з втратою контролю над джерелом. Аварія 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 самочинної ланцюгової реакції. Аварія регіональна - це така комунальна радіаційна аварія при якій в зоні аварії опиняються території декількох населених пунктів один чи декілька адміністративних районів і навіть областей з загальною чисельністю населення більше десяти тисяч чоловік. Аварія транскордонна - це така глобальна радіаційна аварія коли зона аварії поширюється за межі державних кордонів країни в якій вона відбулася. Аеродинамічний діаметр dае - діаметр сферичної частки одиничної щільності 1 г?см-3 що має таку ж швидкість гравітаційного осідання як і аерозольна частка що розглядається. Активність - величина яка визначається відношенням кількості спонтанних перетворень ядер dN за інтервал часу dt А = dN / dt Одиниця вимірювання - беккерель Бк . Альфа-випромінювання а-випромінювання - корпускулярне іонізуюче випромінювання яке складається з альфа-часток ядер гелію що випромінюються при радіоактивному розпаді чи при ядерних реакціях перетвореннях. Атомна електрична станція АЕС - атомна станція призначена для виробництва електричної енергії. Атомна станція АС - підприємство що використовує ядерний реактор реактори для виробництва енергії. Атомна станція теплопостачання АСТ - атомна станція призначена для виробництва гарячої води. Атомна теплоелектроцентраль АТЕС - атомна станція призначена для виробництва теплової і електричної енергії. Безпосередньо іонізуюче випромінювання - іонізуюче випромінювання що складається з заряджених часток електронів протонів альфа-часток та ін. які мають кінетичну енергію достатню для іонізації атомів і молекул речовини. Бета-випромінювання b-випромінювання - корпускулярне електронне або позитронне іонізуюче випромінювання з безперервним енергетичним спектром що виникає при перетвореннях ядер чи нестабільних часток наприклад нейтронів . Характеризується граничною енергією спектру Еb чи середньою енергією спектру. Відвернута доза - доза яка відвертається внаслідок застосування конкретного контрзаходу і вираховується як різниця між дозою без застосування контрзаходу і дозою після припинення дії введеного контрзаходу. Відкладення - первинні процеси проникнення аерозолю в морфологічні структури дихальної системи що визначають кількість аерозолю який залишається в дихальній системі. Після початкового відкладення відбувається перерозподіл домішки за рахунок домішки за рахунок муко-ціліарного механізму фізико-хімічної трансформації переносу в рідини тіла тощо. Внутрішнє опромінення - опромінювання тіла людини та окремих її органів і тканин від джерел іонізуючих випромінювань що знаходяться в самому тілі. 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. Втручання безумовно виправдане - таке втручання якщо значення відвернутих ним доз настільки великі що користь для здоров'я від даного втручання явно перевищує той сумарний збиток яким ця акція супроводжується. Втручання безумовно виправдане термінове - таке втручання при реалізації якого відвернута доза пов'язана із загрозою виникнення гострих клінічних проявлень променевого ураження: променевої хвороби променевих опіків шкіри радіаційних тиреоідітів та ін. Втручання виправдане - таке втручання якщо користь для здоров'я від відвернутої ним дози більше загального збитку завданого введенням цього втручання. Втручання невиправдане - таке втручання при якому величина відвернутої ним дози менше деякого мінімального рівня визначеного як межа виправданості. Межі виправданості відповідає така величина відвернутої дози що користь для здоров'я від втручання виявиться менше величини завданого ним збитку. Газо-аерозольний викид викид - надходження в атмосферу радіоактивних речовин з технологічних контурів та систем вентиляції підприємства. Гальмівне випромінювання - електромагнітне випромінювання що виникає при розсіюванні гальмуванні швидкої зарядженої частки в кулонівському полі атомних ядер та електронів. Є суттєвим для легких часток - електронів та позитронів. Спектр гальмівного випромінювання безперервний максимальна енергія дорівнює початковій енергії зарядженої частки. Приклади: гальмівне рентгенівське випромінювання в рентгенівській трубці гальмівне гама-випромінювання швидких електронів прискорювача при їх попаданні в мішень тощо. Гамма-випромінювання у-випромінювання - короткохвильове електромагнітне випромінювання з довжиною хвилі <0 1 нм що виникає при розпаді радіоактивних ядер переході ядер із збудженого стану в основний при взаємодії швидких заряджених часток з речовиною див. гальмівне випромінювання анігіляції електронно-позитронних пар тощо. Джерело іонізуючого випромінювання джерело випромінювання - об'єкт що містить радіоактивну речовину або технічний пристрій який створює або в певних умовах здатний створювати іонізуюче випромінювання. Добровольці - особи які не відносяться до категорії персоналу які свідомо та добровільно надають допомогу пацієнтам при проведенні рентгенологічних чи радіологічних процедур або беруть участь у проведенні медико-біологічних досліджень. Доза - в рамках даного документа скорочена назва ефективної дози. Доза в органі DТ - середня в органі чи тканині поглинена  доза яка розраховується за формулою: Dт = ет / mт де ет - сумарна енергія що виділилася в органі чи тканині Т mт - маса органа чи тканини. Доза еквівалентна в органі або тканині Т Нт - величина яка визначається як добуток поглиненої дози Dт в окремому органі або тканині T на радіаційний зважуючий фактор WR: Hт = Dт ? WR Одиниця еквівалентної дози в системі СІ - зіверт Зв . 1 Зв = 100 бер Доза ефективна Е - сума добутків еквівалентних доз НТ в окремих органах i тканинах на відповідні тканинні зважуючі фактори Wт E = ? HT ? WT Використання поняття ефективної дози допускається при значеннях еквівалентних доз що знаходяться в області значень нижчих за поріг виникнення детерміністичних ефектів. Доза колективна еквівалентна - сума індивідуальних еквівалентних доз опромінення певної групи населення за певний період часу ? S T = ? H T dN / dH T ? dHT 0 або сума добутків середньогрупових еквівалентних доз на число осіб у відповідних групах що утворюють колектив для якого вона розраховується: S T = ? HTi Ni  i Одиниця вимірювання - людино-зіверт люд?Зв . Доза колективна ефективна - сума індивідуальних ефективних доз опромінення в конкретній групі населення за певний період часу ? S T = ? Е dN / dЕ ? dЕ 0 або сума добутків середньогрупових ефективних доз на число осіб у відповідних групах що утворюють колектив для якого вона розраховується: S T = ? Еi Ni  i Одиниця вимірювання - людино-зіверт люд?Зв . Доза на одиницю концентрації об'ємної g? в повітрі чи питній воді - річна ефективна доза внутрішнього опромінення для одного з шести референтних віків ? що розрахована за формулою: g?  = e? V?  V?  - референтний об'єм повітря що вдихається на протязі одного року або референтний об'єм споживання питної  води для індивідуумів з референтним віком ?   Доза на одиницю перорального/інгаляційного надходження е? - річна ефективна доза внутрішнього опромінення для одного з шести референтних віків ? що розрахована при одиничному 1 Бк пероральному або інгаляцІйному надходженні.  Доза питома максимальна еквівалентна - відношення потужності максимальної еквівалентної дози Нm в органі в усьому тілі до щільності потоку часток або фотонів ф: hм = Нm/ф Доза поглинена D - відношення середньої енергії dе що передана іонізуючим випромінюванням речовині в елементарному об'ємі до маси dm речовини в цьому об'ємі: D = dе/dm Одиниця вимірювання в системі Сі - грей Гр. Дозовий рівень виключення "де мінімус" dе mіnіmus - дозовий рівень нижче якого облік наприклад включення до величини колективної дози і реєстрація не здійснюється. Допустимий викид ДВ - регламентований максимальний рівень газоаерозольного викиду. ДВ - викид при якому сумарна річна ефективна доза представника критичної групи населення за рахунок всіх радіонуклідів присутніх у викиді не перевищує квоту ліміту дози. Допустима концентрація в питній воді ДКіngеst В - допустимий рівень що забезпечує неперевищення ліміту дози для будь-якого з референтних віків населення. Допустима концентрація в повітрі ДКіnhаl А ДКіnhаl Б ДКіnhаl Б або в загальному випадку ДКіnhаl - допустимий рівень що забезпечує неперевищення ліміту дози за будь-яких поєднань віку АМАD і типу сполуки інгальованої домішки. Для населення розглядаються всі референтні віки для персоналу - тільки референтний вік "Дорослий". Допустиме надходження через органи травлення ДНіngеst - річне надходження радіонукліду через органи травлення допустимий рівень що забезпечує неперевищення ліміту дози для будь-якого з референтних віків населення. Допустиме надходження через органи дихання ДНіnhаl А ДНіnhаl Б ДНіnhаl В або в загальному випадку ДНіnhаl - річне надходження радіонукліду через органи дихання допустимий рівень що забезпечує неперевищення ліміту дози за будь-яких поєднань віку АМАD та типу сполуки інгальованої домішки. Для персоналу розглядається тільки референтний вік "Дорослий". Допустимий рівень ДР - похідний норматив для надходження радіонуклідів в організм людини за календарний рік усереднених за рік потужності еквівалентної дози концентрації радіонуклідів в повітрі питній воді та раціоні щільності потоку часток і т.п. розрахований для референтних умов опромінення із значень лімітів доз. Допустимий скид ДС - регламентований максимальний рівень рідинного скиду ДС - скид при якому сумарна річна ефективна доза представника критичної групи населення за рахунок присутніх у скиді радіонуклідів не перевищує квоту ліміту дози. Допустима потужність дози ДПД - допустимий рівень усередненої за рік потужності еквівалентної дози на все тіло при зовнішньому опроміненні. Чисельно дорівнює відношенню ліміту дози ЛД до часу опромінення t протягом календарного року: ДПД = ЛД/t. Для осіб категорії А та Б значення е = 1700 год для осіб категорії В t = 8760 год. Допустиме радіоактивне забруднення поверхні ДЗ - допустимий рівень встановлений на рівні що не допускає перевищення ліміту дози за рахунок радіоактавного забруднення поверхні робочих приміщень обладнання індивідуальних засобів захисту і шкіряних покривів для осіб категорії А та робочих поверхонь. Допустима щільність потоку часток фотонів ДЩП - допустимий рівень усередненої за рік щільності потоку часток. ДЩП чисельно дорівнює відношенню допустимої потужності дози ДПД до питомої максимальної дози hм Зв?см2/част. від зовнішнього опромінення: ДЩП = ДПД/hм У разі бета-опромінення шкіри для розрахунку ДПД застосовується основний ЛД для шкіри - 500 мЗв. Питома максимальна доза hм розраховується для шару шкіри товщиною 5 мг/кв.см під поверхневим шаром товщиною 5 мг/кв.см. На долонях товщина поверхневого шару - 40 мг/кв.см. Ефекти детерміністичні нестохастичні - ефекти радіаційното впливу що виявляються тільки при перевищенні певного дозового порогу і тяжкість наслідків яких 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 їх тяжкість виявлень опромінення від дози не залежить. До стохастичних ефектів належать злоякісні новоутворення соматичні стохастичні ефекти та генетичні зміни що передаються нащадкам спадкові ефекти . Збиток - загальна міра всіх несприятливих ефектів опромінюваної групи людей шкоди здоров'ю від стохастичних та детерміністичних ефектів занепокоєності і збентеження індивідуумів за своє здоров'я та здоров'я своїх близьких і усі наслідки що негативно позначаються на комфорті цих індивідуумів і які пов'язані з обмеженнями внаслідок самого опромінення та застосування відповідних контрзаходів з врахуванням імовірності скрутності та часу проявлення цих ефектів. Зовнішнє опромінення - опромінення об'єкту наприклад тіла людини від джерел іонізуючих випромінювань які знаходяться поза цим об'єктом. 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 Державним регулюючими органами органами Державної влади України . Зона контрольована - територія в якій передбачено посилений дозиметричний контроль. Зона санітарно-захисна СЗЗ - територія навколо радіаційно-ядерного об'єкта де рівень опромінення людей в умовах нормальної експлуатації може перевищити ліміт дози. В СЗЗ забороняється проживання осіб категорії В встановлюються обмеження на виробничу діяльність що не має відношення. до радіаційно-ядерного об'єкту та де проводиться радіаційний контроль. Зона спостереження - територія на якій можливий вплив радіоактивних скидів та викидів радіаційно-ядерного об'єкта та де здійснюється моніторинг технологічних процесів з метою забезпечення радіаційної безпеки радіаційно-ядерното об'єкта. Ізотоп радіоактивний - радіоактивні атоми з однаковим числом протонів у ядрі наприклад радіоактивний ізотоп йоду - йод-125 -127 -129 -131 -132 -133 і т.д. Індустріальне джерело - джерело іонізуючого випромінювання штучного або природного походження яке цільово використовується у виробничій науковій медичній та інших сферах з метою отримання матеріальної чи іншої користі на всіх етапах від видобутку стеорення до захоронення утилізації . Корпорований радіонуклід - радіонуклід що надійшов до організму. Іонізуюче випромінювання - випромінювання електромагнітне корпускулярне яке при взаємодії з речовиною безпосередньо або непрямо викликає іонізацію та збудження її атомів і молекул. 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 в приміщеннях та на промислових майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть отримувати додаткове опромінення. Категорія В - все населення. Квота ліміту дози - доля ліміту дози ЛД для категорії В що виділена для режиму нормальної експлуатації окремого індустріального джерела. Керма від англ. "kеrmа" - kіnеtіс еnеrgy rеlеаsеd іntо mаtеrbаl - відношення суми первинних кінетичних енергій dWk всіх заряджених частинок утворених під впливом непрямо іонізуючого випромінювання в елементарному об'ємі речовини до маси dm речовини в цьому об'ємі К = dWk/dm Одиниця вимірювання керми - грей Гр . Контрзахід - будь-яка дія яка призводить до зменшення існуючих індивідуальних та/або колективних доз опромінення або імовірності опромінення внаслідок аварії чи ситуації хронічного опромінення та/або зменшення збитку здоров'ю завданого самим фактом наявності аварії чи хронічного опромінення. Контрзаходи термінові - контрзаходи проведення яких має за мету відвернення таких рівнів доз гострого та/або хронічного опромінення осіб з населення які створюють загрозу виникнення гострих клінічних радіаційних проявів. Контрзаходи невідкладні - контрзаходи реалізація яких спрямована на відвернення порогових детерміністичних ефектів. Контрзаходи непрямі - контрзаходи які не призводять до запобігання індивідуальних і колективних доз опромінення населення але зменшують компенсують величину збитку для здоров'я пов'язаного з аварійним опроміненням. Контрзаходи прямі - контрзаходи реалізація яких призводить до запобігання індивідуальних та/або колективних доз аварійного опромінення населення. 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 радіаційно-гігієнічний - контроль за дотриманням Норм радіаційної безпеки та усіх пов'язаних з ними регламентів інструкцій і правил рекомендацій і т.п. включаючи контроль рівнів опромінення. Здійснюється органами Державного санітарного-епідеміологічного нагляду позавідомчий а також відповідними службами радіаційної безпеки відомчий . Контроль регулюючий радіаційний - контроль в рамках практичної діяльності за виконанням "Норм радіаційної безпеки України" "Основних санітарних правил роботи з джерелами джерелами іонізуючого випромінювання" та інших регламентуючих практичну діяльність документів а також отримання інформації про рівні опромінення людей радіаційну обстановку на об'єктах та у навколишньому середовищі. Контрольні рівні КР - радіаційно-гігієнічні регламенти першої групи чисельні значення яких встановлюються виходячи з фактично досягнутого на даному радіаційно-ядерному об'єкті або території рівня радіаційного благополуччя. Величина КР встановлюється керівництвом установи за узгодженням з органами Державного санітарно-епідеміологічного нагляду з метою обмеження опромінення персоналу та/чи населення нижче значень лімітів доз а також для проведення радіаційно-дозиметричного контролю. Користь - в загальному розумінні - певні позитивні наслідки блага вигоди. Користь в галузі протирадіаційного захисту - це міра позитивних для здоров'я людини наслідків втручання за рахунок відвернутої внаслідок цього втручання дози опромінення. 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. Ліміт дози ЛД - основний радіаційно-гігієнічний норматив метою якого є обмеження опромінення осіб категорії А Б ІВ від усіх індустріальних джерел іонізуючого випромінювання в ситуаціях практичної діяльності. В НРБУ-97 встановлені ліміт ефективної дози та ліміти еквівалентної дози зовнішнього опромінення. Медіанний за активністю аеродинамічний діаметр АМАD - характеристика статистичного розподілу активності полідисперсного аерозолю за аеродинамічним діаметром dае. Половина активності аерозолю що розглядається асоційована з частками які мають dае більший ніж АМАD. Використовується коли домінуючими механізмами що визначають відкладення в органах дихання є інерційне та гравітаційне осадження як правило при АМАD більших 0 5 мкм. При відсутності фактичних даних припускається логнормальний розподіл часток. Медіанний за активністю термодинамічний діаметр АМАD - характеристика статистичного розподілу активності полідисперсного аерозолю за термодинамічним діаметром dth. Половина активності що розглядається асоційована з частками які мають dth більший ніж АМАD. Використовується коли дифузія є домінуючим механізмом що визначає відкладення в дихальній системі як правило при АМАD менших 0 5 мкм. Медичне опромінення - це опромінення людини пацієнтів внаслідок медичних обстежень чи лікування та добровольців. Моніторинг радіаційний аварійний - визначення вмісту радіонуклідів в об'єктах навколишнього середовища продуктах харчування воді доз опромінення населення та їх прогнозування з метою забезпечення інформацією яка потрібна для прийняття рішень щодо необхідності втручання та визначення його форми масштабу та тривалості. Моноенергетичне іонізуюче випромінювання - іонізуюче випромінювання що складається з часток одного виду або фотонів однакової енергії. Надходження до організму - проникнення радіоактивних речовин через дихальну систему систему травлення або шкіру. Надходження інгаляційне - проникнення радіоактивних речовин через органи дихання. Надходження пероральне - проникнення радіоактивних речовин в систему травлення через ротову порожнину. Надходження системне - проникнення радіоактивних речовин в рідини тіла з дихальної системи системи травлення або через шкіру. Найнижча межа виправданості межа виправданості - така величина відвернутої дози при якій користь для здоров'я від введеного контрзаходу виявиться практично рівною величині завданого цим втручанням збитку. Непрямо іонізуюче випромінювання - іонізуюче випромінювання що складається з фотонів та/або незаряджених часток які внаслідок взаємодії речовиною створюють безпосередньо іонізуюче випромінювання. Обмежене звільнення - звільнення регулюючим органом практичної діяльності чи джерела іонізуючого випромінювання в рамках практичної діяльності від певних видів регулюючого контролю. Опромінення - вплив на людину іонізуючого випромінювання від джерел що знаходяться поза організмом зовнішнє опромінення або від джерел що знаходяться всередині організму внутрішнє опромінення . Пацієнт - особа якій лікарем з діагностичною або терапевтичною метою призначена радіологічна чи рентгенологічна процедура. Період напіврозпаду - характеристика радіонукліду - час протягом якого число ядер даного радіонукліду внаслідок спонтанних ядерних перетворень зменшується удвічі. Період аварії йодний - період ранньої фази аварії - при наявності значних викидів радіоізотопів йоду - на протязі якого існує серйозна загроза надходження в організм людини цих радіонуклідів інгаляційно та з продуктами харчування і як наслідок опромінення щитовидної залози осіб з населення особливо дітей. Переселення на постійне місце проживання - переселення на невизначено довгий термін населення з радіаційного забруднених внаслідок комунальної аварії територій до регіонів з низькими нульовими величинами індивідуальних доз аварійного опромінення. Персонал аварійний - особи що беруть участь в роботах на аварійному об'єкті. Складається з основного та залученого персоналу. Персонал основний - персонал аварійного об'єкта а також члени спеціальних заздалегідь підготовлених аварійних бригад медичні бригади швидкого реагування дозиметричні аварійні групи спеціально підготовлені для робіт в умовах радіаційної аварії пожежні команди бригади для ремонтно-відновлювальних робіт та інші подібні формування . Персонал залучений - залучені до аварійних робіт особи які мають бути наперед навчені та інформовані про радіаційну обстановку в місцях виконання робіт. Повне звільнення - повне звільнення без подальшого розгляду регулюючим органом практичної діяльності чи джерела іонізуючого випромінювання в рамках практичної діяльності від вимог НРБУ-97. Потенційна альфа-енергія - сумарна енергія альфа-часток яка виділиться при повному розпаді суміші короткоживучих дочірніх продуктів розпаду радону полонію-218 свинцю-214 вісмуту-214 та полонію-214 до свинцю-210. Потужність поглиненої в повітрі дози ППД - потужність дози що поглинена в одиниці об'єму повітря. Практччна діяльність - діяльність людини спрямована на досягнення матеріальної чи іншої користі що 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 опромінюваних людей. Принцип виправданості - принцип радіологічного захисту який вимагає щоб користь від вибраної людської діяльності перевищувала пов'язаний з цією діяльністю сумарний збиток для суспільства чи людини. Принцип неперевищення - принцип радіологічного захисту який вимагає обмеження неперевищення величин опромінення пов'язаних з вибраною людською діяльністю встановлених рівнів. Принцип оптимізації - принцип радіологічного захисту який вимагає щоб користь від вибраної людської діяльності не тільки перевищувала пов'язаний з нею збиток але й була максимальною. Природний радіаційний фон - опромінення що створюється космічними джерелами та теригенними властивими Землі радіонуклідами за виключенням техногенно-підсилених джерел природного походження. Зменшення опромінення цими джерелами завжди є недоцільним. Пристрій для генерування іонізуючого випромінювання нерадіонуклідне джерело - технічний пристрій рентгенівська трубка прискорювач генератор і т.д. в якому іонізуюче випромінювання виникає за рахунок зміни швидкості заряджених часток їх анігіляції або ядерних реакцій. Протирадіаційний захист - сукупність нормативно-правових проектно-конструкторських медичних технічних та організаційних заходів що забезпечують радіаційну безпеку. Радіаційна безпека - стан радіаційно-ядерних об'єктів та навколишнього середовища що забезпечує неперевищення основних дозових лімітів виключення будь-якого невиправданого опромінення та зменшення доз опромінення персоналу і населення нижче за встановлені дозові ліміти настільки наскільки це може бути досягнуто і економічно обгрунтовано. Радіаційний зважуючий фактор - коефіцієнт що враховує відносну біологічну ефективність різних видів іонізуючого випромінювання. Використовується винятково при розрахунку ефективної та еквівалентної доз. Таблиця Д.11.1 - Значення радіаційних зважуючих факторів WR ------------------------------------------------------------------ Вид випромінювання | WR | --------------------------------------------+--------------------| Фотони всі енергії | 1 | Електрони і мюони всі енергії | 1 | Протони з енергією >2 МеВ | 5 | Нейтрони з енергією <10 кеВ | 5 | з енергією 10-100 кеВ | 10 | з енергією від 100 кеВ до 2 МеВ | 20 | з енергією 2-20 МеВ | 10 | з енергією >20 МеВ | 5 | Альфа-опромінення важкі ядра віддачі | 20 | ------------------------------------------------------------------ Радіаційний ризик - імовірність того що у особи внаслідок опромінення виникне певний стохастичний ефект. Радіаційний фактор впливу - будь-який тип радіаційного впливу який приводить чи може призвести до опромінення людини або радіоактивному забрудненню навколишнього середовища. Радіаційно-ядерний об'єкт - будь-які речовини пристрої та споруди що містять чи можуть вміщувати ядерні матеріали або джерела іонізуючого випромінювання енергетичні промислові дослідні експериментальні реактори пристрої установки стенди обладнання прилади склади сховища транспортні засоби а також електростанції виробництва технологічні комплекси які використовують такі технічні засоби у тому числі пов'язані з розробкою виробництвом дослідженням випробуванням переробкою транспортуванням збереженням ядерних вибухових пристроїв . Радіоактивність - властивість радіонуклідів спонтанно перетворюватися в атоми інших елементів нукліди чи радіонукліди внаслідок переходу ядра з одного енергетичного стану в інший що супроводжується іонізуючим випромінюванням. Радіоактивне забруднення - наявність або розповсюдження радіоактивних речовин понад їх природного вмісту в навколишньому середовищі та/чи у тілі людини. Радіонуклід - радіоактивні атоми з даним масовим числом і атомним номером. Радіонукліди одного й того ж хімічного елемента називаються його радіоактивними ізотопами. Радіоактивне забруднення поверхні що знімається нефіксоване - частина забруднення поверхонь радіонуклідами радіоактивними речовинами що спонтанно або при експлуатації переходять із забрудненої поверхні в навколишнє середовище або знімаються засобами дезактивації. Регламент радіаційно-гігієнічний - будь-які затверджені правила умови критерії для прийняття рішення в т.ч. у формі числових значень нормативів контрольних рівнів та ін. а також методи і засоби вимірювань що забезпечують однозначність і єдність вимог радіаційної безпеки і засобів радіаційного контролю. Рекомендований рівень медичного опромінення - величина дози потужності дози чи радіоактивності що встановлюється Міністерством охорони здоров'я для типових рентгенологічних та радіологічних діагностичних і терапевтичних процедур з урахуванням кращого світового та вітчизняного технічного та методичного рівня. Рентгенівське проміння - електромагнітне випромінювання з довжиною хвилі 10-5 - 10-2 нм. Випромінюється при гальмуванні швидких електронів в речовині безперервний спектр та при переходах електронів з зовнішніх електронних оболонок атому на внутрішні лінійчастий спектр . Джерела - рентгенівська трубка деякі радіоактивні ізотопи прискорювачі та накопичувачі електронів синхротронне випромінювання . Референтна людина - серія вік-залежних математичних моделей організму людини математичних фантомів що застосовується з метою радіаційно-гігієнічного нормування опромінення. Референтне значення величини параметру тощо - це таке значення яке використовується для узагальнення різноманітностей пов'язаних як з людиною професійною віковою та статевою структурою популяції умовами проживання діяльності так і з навколишнім середовищем і умовами опромінення. Референтне індустріальне джерело - неспецифіковане явним чином стандартне джерело опромінення населення що застосовується з метою радіаційно-гігієнічного нормування. Референтному індустріальному джерелу відповідає референтна дозова квота. Референтний вік РВ - один з шести фіксованих віків що використовуються в системі нормування опромінення. Шкала референтних віків наведена в Таблиці Д.2.3. Референтний клас відкладення газів та пари - один з трьох стандартних класів пари чи газу класифікованих у відповідності до їх розчинності і реактивності: Клас SR-0 - нерозчинні і нереактивні. Відкладення в дихальній системі зневажливо мале. Клас SR-1 - розчинні або реактивні. Повне або часткове відкладення в дихальній системі з наступним пролонгованим переносом в рідини тіла. Клас SR-2 - високого ступеню розчинні або реактивні. Повне відкладення в дихальній системі з практично миттєвим переносом в рідини тіла. Референтні маси органів і тканин що опромінюються - масм органів і тканин референтної людини див. таблицю Д.2.10 . Референтний об'єм питної води що споживається на протязі одного року - об'єм питної води що відповідає референтному віку категорії В див. таблицю Д.2.5 . Референтний об'єм повітря що вдихається на протязі одного року - об'єм повітря що відповідає референтному віку і категорії див. таблицю Д.2.8 . Референтні параметри дихальної системи і шлунково-кишкового тракту - параметри моделей бар'єрних органів що використовуються для розрахунку ДР. Приведені в Публікаціях 30 і 66 МКРЗ. Референтні параметри системного метаболізму - параметри моделей метаболізму що використовуються для розрахунку ДР. Приведені в Публікаціях 30 56 67 69 71 МКРЗ. Референтні параметри статистичного розподілу активності аерозолю за розмірами часток - в даному документі для розрахунку ДР прийнято логарифмічно-нормальний розподіл його характеристиками є АМАD і стандартне геометричне відхилення. Референтний розподіл фізичного навантаження - стандартизована таблиця тривалості референтних рівнів фізичного навантаження. Референтний тип аерозолю - один з стандартних типів фізико-хімічних станів речовин класифікованих у відповідності до їх швидкості проникнення з дихальної системи в рідини тіла: Тип V Vеrі Fаst - речовини що відклалися в дихальній системі практично миттєво переходять в рідини тіла. Тип F Fаst - речовини що відклалися швидко переходять в рідини тіла. Тип М Моdеrаtе - речовини що відклалися мають проміжну швидкість переходу в рідини тіла. Тип S Slоw - речовини що відклалися погано розчинні і повільно переходять в рідини тіла. Референтний тип хімічної сполуки елементу - типи хімічних елементів що і розглядаються в даному документі. Як правило береться до уваги весь спектр хімічних сполук елементу. Для окремих елементів таких як водень вуглець сірка - спеціально виділені органічні і неорганічні форми. Референтна тривалість опромінення - сумарна тривалість зовнішнього опромінення і надходження радіонуклідів на протязі одного року. В даному документі прийняті наступні значення: Таблиця Д.11.2 ------------------------------------------------------------------ Референтний | 3 міс.|1 рік |5 років|10 років|15 років|"Дорослий"| вік | | | | | |----------| | | | | | |Категорія | | | | | | |----------| | | | | | |А Б | В | -------------+-------+------+-------+--------+--------+-----+----| Тривалість | | | | | | | | годин | 8760 | 8760 | 8760 | 8760 | 8760 |1700 |8760| ------------------------------------------------------------------ Референтні умови опромінення - сукупність узагальнених параметрів величин умов і т.і. що найбільш точно характеризує опромінення людини в конкретній ситуації для цілей її протирадіаційного захисту. Референтна щільність часток аерозолю і фактор форми - прийняті значення: щільність - 3 г.см в ст.-3 фактор форми - 1 5. Ризик - кількісна міра імовірність завдати шкоду внаслідок певних подій в тому числі внаслідок опромінення. Визначається кількістю випадків на певну кількість населення. Рівень виправданості - величина відвернутої дози така що користь для здоров'я від введеного контрзаходу виявиться менше величини завданого цим втручанням збитку. Рівень втручання - рівень відвернутої дози опромінення при перевищенні якої потрібно застосовувати конкретний контрзахід у випадку аварійного чи хронічного опромінення. Рівень дії - величина похідна від рівнів втручання яка виражається у термінах таких показників радіаційної обстановки 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 інші. Рівень дози залишковий невідвернутий - частина дози опромінення від даного аварійного джерела яка завжди зберігається після реалізації контрзаходу. Рівень прийнятного опромінення - залишковий рівень дози який вважається прийнятним з точки зору впливу опромінення на здоров'я людини. Рідинний скид скид - надходження зі стічними водами в навколишнє середовище радіоактивних речовин що утворилися чи застосовуються на підприємстві. Річна ефективна доза РЕД - сума ефективної дози зовнішнього опромінення з протязі року та очікуваної ефективної дози внутрішнього опромінення що сформована надходженням радіонуклідів на протязі одного року. Період за який розраховується очікувана доза внутрішнього опромінення складає: - для референтного віку "Дорослий" - 50 років; - для інших референтних віків - інтервал часу між моментом надходження як правило використовується значення референтного віку - Таблиця Д.2.3 та віком 70 років. Річна еквівалентна доза в органі або тканині Т - сума еквівалентної дози в органі Т зовнішнього опромінення на протязі року та очікуваної еквівалентної дози внутрішнього опромінення в органі Т що сформована надходженням радіонуклідів на протязі одного року. Період за який розраховується очікувана доза внутрішнього опромінення складає: - для референтного віку "Дорослий" - 50 років; - для інших референтних віків - інтервал часу між моментом надходження як правило використовується значення референтного віку - Таблиця Д.2.3 та віком років. Річне надходження радіонукліду - активність радіонукліду що надійшла до організму на протязі одного року. Робоче місце - місце приміщення постійного чи тимчасового перебування персоналу у процесі трудової діяльності пов'язаної з джерелами іонізуючих випромінювань. Якщо робота з джерелами іонізуючих випромінювань здійснюється в різних ділянках приміщення то робочим місцем вважається все приміщення. Середньорічна еквівалентна рівноважна активність радону - 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. Термодинамічний діаметр dth - діаметр сферичної частки що має такий же коефіцієнт дифузії в повітрі що і аерозольна частка яка розглядається. Техногенно-підсилені джерела природного походження ТПДПП - джерела іонізуючого випромінювання природного походження які в результаті господарської та виробничої діяльності людини були піддані концентруванню або збільшилася їхня доступність внаслідок чого утворилося додаткове до природного радіаційного фону опромінення. Тканинний зважуючий фактор - коефіцієнт який відбиває відносний стохастичний ризик опромінення окремої тканини. Використовується вннятково при розрахунку ефективної дози. Таблиця Д.11.3 - Значення тканинних зважуючих факторів Wr ------------------------------------------------------------------ Тканина або орган | WТ | ---------------------------------------+-------------------------| Гонади | 0 20 | Кістковий мозок червоний | 0 12 | Товста кишка | 0 12 | Легені | 0 12 | Шлунок | 0 12 | Сечовий міхур | 0 05 | Молочна залоза | 0 05 | Печінка | 0 05 | Стравохід | 0 05 | Щитовидна залоза | 0 05 | Шкіра | 0 01 | Поверхня кістки | 0 01 | Інші органи | 0 05 | ------------------------------------------------------------------ Тканинноеквівалентна речовина - матеріал у якого електронна щільність ефективний атомний номер і елементний склад близькі до цих характеристик тканин людини. Фаза аварії рання гостра - фаза комунальної аварії тривалістю від декількох годин до одного-двох місяців після початку аварії яка включає наступні події: а газо-аерозольні викиди і рідинні скиди радіоактивного матеріалу із аварійного джерела; б процеси повітряного переносу і інтенсивної наземної міграції радіонуклідів; в радіоактивні опади і формування радіоактивного сліду. Фаза аварії середня фаза стабілізації - фаза комунальної аварії яка починається через один-два місяці і завершується через 1-2 роки після початку радіаційної аварії на якій відсутні із-за радіоактивного розпаду короткоживучі осколочні радіоізотопи телуру і йоду 140Ва + 140Lа але у формуванні гамма-поля зростає роль 95Zr + 95Nb ізотопів рутенію і церію 134Сs 136Сs і 137Сs. Основними джерелами внутрішнього опромінення на середній фазі аварії є радіоізотопи цезію 134Сs 136Сs 137Сs і стронцію 89Srг 90Sr які надходять з продуктами харчування виробленими на радіоактивно забруднених територіях. Фаза аварії пізня фаза відновлення - фаза комунальної аварії що починається через 1-2 роки після початку аварії коли основним джерелом зовнішнього опромінення є 137Сs у випадах на грунт а внутрішнього - 137Сs і 90Sr в продуктах харчування які виробляються на забруднених цими радіонуклідами територіях. Фонове опромінювання - опромінення від джерел що створюють природний радіаційний фон. Фіксоване що не знімається радіоактивне забруднення поверхні - частина забруднення поверхонь радіонуклідами радіоактивними речовинами які спонтанно або при експлуатації не переходять в навколишнє середовище і не може бути видалено методами дезактивації без порушення їх цілісності . Хронічне опромінювання - опромінювання на протязі тривалого часу як правило більше одного року. Характеристичне випромінювання - фотонне випромінювання з дискретним енергетичним спектром яке виникає при зміні енергетичного стану електронів атому. Шкода - термін що застосовується для означення несприятливих ефектів для здоров'я людини що клінічно спостерігаються - стохастичні та детерміністичні ефекти опромінення. Ядерний матеріал - вихідний або спеціально створений матеріал який спроможний розщеплюватися за схемою ланцюгової реакції в спеціальних технологічних умовах наприклад плутоній-239 уран збагачений ізотопами урану-235 -233 і т.п. . Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97 ; Державні гігієнічні нормативи.- Київ: Відділ поліграфії Українського центру держсанепіднагляду МОЗ України 1997.-121 с. МІНІСТЕРСТВО ОХОРОНИ ЗДОРОВ'Я УКРАЇНИ ГОЛОВНИЙ ДЕРЖАВНИЙ САНІТАРНИЙ ЛІКАР УКРАЇНИ ЗАТВЕРДЖЕНО Постанова Головного державного санітарного лікаря України 12.07.2000 N 116 НОРМИ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ УКРАЇНИ доповнення: Радіаційний захист від джерел потенційного опромінення НРБУ-97/Д-2000 6. Радіаційна гігієна. 6.1. Іонізуюче випромінювання радіаційна безпека. 6.2. Природна радіоактивність. 6.3. Джерела іонізуючого випромінювання в медицині. 6.4. Джерела іонізуючого випромінювання в народному господарстві. 6.5. Атомна енергетика та випромінювання. ДЕРЖАВНІ ГІГІЄНІЧНІ НОРМАТИВИ ДГН 6.6.1. - 6.5.061-2000 СПАДКОЄМНІСТЬ ТА НОВИЗНА Даний документ: "Радіаційний захист від джерел потенційного опромінення" доповнює та розширює сферу дії "Норм радіаційної безпеки України" НРБУ-97 залучаючи до системи радіаційно-гігієнічного регламентування джерела потенційного опромінення. Таким чином збережено спадкоємність і загальна логічна структура гігієнічного нормування в галузі радіаційної гігієни. Відповідно до цього встановлено і повну назву цього документа: "Норми радіаційної безпеки України; доповнення: "Радіаційний захист від джерел потенційного опромінення" або у формі абревіатури: "НРБУ-97/Д-2000" . Від моменту його затвердження Міністерством охорони здоров'я України на НРБУ-97/Д-2000 поширюються усі передбачені для НРБУ-97 умови застосування: - правовий статус документа; - ареал застосування; - термінологія; - обов'язковість виконання усіма фізичними та юридичними незалежно від форми власності особами які діють на території України; - нерозповсюдження положень документа на ситуації опромінення від природного радіаційного фону а також опромінення в умовах повного звільнення практичної діяльності джерел іонізуючого випромінювання із сфери санітарного нагляду. НРБУ-97/Д-2000 використовує найновіші досягнення накопичені світовим співтовариством у галузі радіаційного захисту від потенційного опромінення і зокрема при поводженні з радіоактивними відходами узагальнені в Публікаціях МКРЗ 46 60 64 76 77 81 МАГАТЕ в Директивах Євратому та матеріалах НКРЗ США. У даний документ введено наступні нові положення: - концепція потенційного опромінення; - чотири групи джерел потенційного опромінення; - система регламентів що містить референтні рівні доз і ризиків потенційного опромінення а також референтні ймовірності критичних подій; - класифікація радіоактивних відходів яка відповідає вимогам Закону України "Про поводження з радіоактивними відходами" 1995. АБРЕВІАТУРИ ТЕРМІНИ ВИЗНАЧЕННЯ МАГАТЕ - Міжнародне Агентство з Атомної Енергії. МКРЗ - Міжнародна Комісія з Радіологічного Захисту. НРБУ-97 - Норми радіаційної безпеки України 1997 р. ОСПУ-2000 - Основні санітарні правила протирадіаційного захисту України. 200 ОУ - Об'єкт "Укриття". СППРВ - Санітарні правила поводження з радіоактивними відходами. РАВ - радіоактивні відходи. Відмова системи - порушення її нормального функціювання яке полягає у тому що реалізувалася хоча б одна з наступних подій: - не виконуються передбачені проектом послідовності операцій; - не досягається проектний результат мета протягом передбаченого проектом часу; - не зберігаються передбачені проектом параметри властивості характеристики системи або окремих її елементів вузлів підсистем. Групи джерел потенційного опромінення: Перша група - Джерела потенційного опромінення що можуть призвести до опромінення окремого індивіда або невеликої групи людей. Друга група - Джерела потенційного опромінення пов'язані з радіаційною аварією наслідками якої можуть стати опромінення значних контингентів населення та/або радіоактивне забруднення об'єктів довкілля. Третя група - Джерела потенційного опромінення реалізація яких пов'язана з подіями які можуть відбутися у майбутньому в тому числі віддаленому на звільнених від санітарного нагляду об'єктах в результаті природних аномальних процесів та катастроф а також ненавмисного втручання людини через що під опромінення може підпасти населення що проживає в момент цієї події. Четверта група - Джерела потенційного опромінення пацієнтів яким проводять радіотерапевтичні та радіо-діагностичні процедури. Дерево відмов - модель що застосовується для побудови логічної структури сценаріїв та оцінки ймовірностей критичних подій у тому числі часткових критичних подій . В моделі "дерево відмов" розгляд починається з певної критичної події це може бути й часткова критична подія і далі аналізуються послідовно-паралельні ланцюги проміжних відмов разом з імовірностями їхнього виникнення які можуть спричинити критичну подію що розглядається. Дерево подій - модель що застосовується для побудови логічної структури сценаріїв та оцінки ймовірностей критичних подій у тому числі часткових критичних подій . Модель типу "дерево подій" використовує початкову подію в якості вихідної початкової позиції розвитку сценарію критичної події. Далі через послідовно-паралельні ланцюги проміжних подій виникнення яких характеризується значеннями ймовірності їхнього виникнення оцінюється ймовірність реалізації кінцевої окремої критичної події. Джерело іонізуючого випромінювання джерело випромінювання - об'єкт який містить радіоактивну речовину або технічний пристрій що створює або в певних умовах здатний створювати іонізуюче випромінювання. На стадії проектування будь-якої практичної діяльності джерело іонізуючого випромінювання розглядається як джерело як поточного так і потенційного опромінення. Довгоіснуючі радіоактивні відходи - див. радіоактивні відходи. Доза потенційного опромінення - доза опромінення персоналу або населення яка є результатом реалізації критичної події. Захоронення глибинне у стабільних геологічних формаціях - вид захоронення РАВ що використовує систему інженерних та природних бар'єрів що розміщується на глибині сотень метрів від поверхні землі і глибше з метою тривалої на період часу порівняний з часом життя сотень майбутніх людських генерацій ізоляції РАВ від попадання їх у біосферу. Захоронення поверхневе приповерхневе - вид захоронення РАВ у спорудах які розташовані на поверхні або у поверхневих шарах землі коли товща захисного покриття складає декілька метрів або захоронення у печерах на глибині декількох десятків метрів від поверхні землі. Захоронення радіоактивних відходів - розміщення РАВ у об'єкті призначеному для поводження з радіоактивними відходами без намірів їхнього використання. В рамках прийнятої в даному документі підрозділу видів збереження РАВ наведеному загальному визначенню захоронення РАВ відповідає: захоронення РАВ - це такий вид постійного збереження РАВ при якому використання їх у будь-яких сучасних або майбутніх технологічних процесах неможливе. Збереження радіоактивних відходів - частина проектного технологічного процесу поводження з РАВ яка передбачає розміщення РАВ в межах інженерної споруди що відвертає проникнення радіоактивнихречовин у довкілля в кількостях що перевищують встановлені для даного об'єкту значення допустимих газо-аерозольних викидів та водних скидів. Збереження РАВ поділяється на їхнє зберігання та захоронення. Зберігання - вид тимчасового збереження РАВ. При цьому тимчасовий характер зумовлено тим що або проектною технологією передбачене попереднє зберігання РАВ протягом певного терміну або необхідність тимчасового збереження РАВ виникла при ліквідації мінімізації наслідків аварії. Звільнення - звільнення обмежене або повне практичної діяльності або джерела іонізуючого випромінювання у рамках практичної діяльності від санітарного нагляду з боку органу Державного регулювання - Державної санітарно-епідеміологічної служби Міністерства охорони здоров'я України. ~ обмежене - непоширення окремих положень вимог санітарного законодавства та видів санітарного нагляду на джерело яке розглядається або практичну діяльність. ~ обмежене РАВ у сховищах надається якщо рівні вилучення за критерієм питомої активності який встановлено ОСПУ перевищені однак гарантовано: а неперевищення річної ефективної дози поточного -1 опромінення критичної групи населення 0 01 мЗв*рік та колективної річної ефективної дози поточного опромінення 1 люд.-Зв; б неперевищення референтного дозового рівня Б потенційного -1 опромінення 1 мЗв*рік . Якщо у разі виконання умови а величина потенційного опромінення виявляється в інтервалі між референтними рівнями Б та -1 А 1-50 мЗв*рік на розсуд Держсанепідемслужби Міністерства охорони здоров'я України обмежене звільнення РАВ у сховищах може бути надане зі спеціальними вимогами перелік яких встановлюється СППРВ або спеціальними документами затвердженими центральними органами Державної санітарно-епідеміологічної служби Міністерства охорони здоров'я України. ~ повне - непоширення всіх положень і вимог санітарного законодавства а також видів санітарного нагляду на джерело яке розглядається або практичну діяльність. ~ повне РАВ у сховищах - надається за умов: а неперевищення рівнів вилучення за критерієм питомої активності регламентованих ОСПУ для кожного з радіонуклідів які містяться в РАВ; б неперевищення річної ефективної дози поточного опромінення критичної групи населення від нормально функціонуючого -1 сховища 0 01 мЗв*рік та колективної річної ефективної дози поточного опромінення 1 люд.-Зв; в неперевищення референтного рівня Б потенційного -1 опромінення 1 мЗв*рік . - рівень - граничне значення радіоактивності або радіоактивного забруднення або дози поточного і потенційного опромінення при неперевищенні яких радіоактивні відходи та РАВ у сховищах можуть бути звільнені повністю або частково від контролю з боку органів державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки а в рамках даного документа - з боку органів Державної санітарно-епідеміологічної служби. Короткоіснуючі радіоактивні відходи - див. радіоактивні відходи. Критична подія - подія що безпосередньо спричиняє реалізацію потенційного опромінення. Критична подія може бути об'єднанням множин часткових критичних подій. - окрема - подія виникнення якої безпосередньо спричиняє реалізацію потенційного опромінення у сукупності з іншими такими подіями визначається як критична подія. - референтна ймовірність - значення ймовірності критичної події яка забезпечує неперевищення референтних ризиків при різних рівнях доз потенційного опромінення. Обмежене звільнення - див. звільнення. Обмежене звільнення РАВ у сховищах - див. звільнення. Опромінення - вплив на людину іонізуючого випромінювання від джерел які перебувають поза організмом людини зовнішнє опромінення або від джерел що перебувають всередині організму людини внутрішнє опромінення . - потенційне - опромінення персоналу та населення яке розглядається при проектуанні практичної діяльності і яке реалізується безпосередньо після деякої непередбаченої нормальним технологічним процесом критичної події ймовірність виникнення -2 -1 якої не перевищує 1 x 10 рік . - поточне - заплановане опромінення персоналу та населення яке у межах запланованого проектом технологічного процесу завжди супроводжує або з високою ймовірністю може супроводжувати практичну діяльність. Органи державного регулювання ядерної і радіаційної безпеки - Міністерство охорони здоров'я України Міністерство охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України інші органи державної виконавчої влади згідно законодавства України * . --------------- * Ст. 23 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку" . Повне звільнення РАВ у сховищах - див. звільнення. Потенційне опромінення - див. опромінення. Прийнятний ризик - див. ризик. Радіоактивні відходи РАВ - матеріальні об'єкти і субстанції активність радіонуклідів або радіоактивне забруднення яких перевищує рівні встановлені діючими нормативами за умови що використання цих об'єктів і субстанцій не передбачається. Відповідно до цього загального визначення РАВ розглядаються як особливий вид радіоактивних матеріалів у будь-якому агрегатному стані відносно яких: - встановлено що ні зараз і ніколи в майбутньому вони не можуть бути використані або - ще нема остаточного рішення відносно того яким чином ці матеріали можуть бути використані в рамках сучасних або створених у майбутньому технологічних процесів а також - вміст питома активність радіонуклідів у цих відходах перевищує встановлені "Основними Санітарними правилами забезпечення протирадіаційного захисту України" ОСПУ рівні вилучення цих радіонуклідів із сфери санітарного нагляду. * довгоіснуючі - радіоактивні відходи рівень звільнення яких від контролю органу державного регулювання досягається через триста років та більше після їхнього захоронення; * короткоіснуючі - радіоактивні відходи рівень звільнення яких від контролю з боку органу державного регулювання досягається раніше ніж через триста років після їхнього захоронення. Регулюючий контроль - див. санітарний нагляд. Референтна ймовірність критичних подій - див. критична подія. Референтний ризик - див. ризик. Референтний сценарій критичної події - див. сценарій критичної події. Референтні дозові рівні потенційного опромінення - два рівні А та Б середньорічних ефективних доз потенційного опромінення населення які використовуються при прийнятті рішення відносно типу сховища а також форми і часу звільнення у майбутньому даних РАВ від регулюючого контролю у сховищі яке розглядається. Ризик узагальнений ризик - міра шкоди для здоров'я людини що опинилася у сфері дії опромінення яка чисельно дорівнює добутку двох величин: - ймовірності опромінення в одиницю часу рік ; - ймовірності реалізації радіологічних стохастичних та нестохастичних детерміністичних гострих клінічних наслідків для здоров'я осіб що можуть стати об'єктами цього опромінення. Числове значення ймовірності нестохастичних наслідків опромінення дорівнює одиниці якщо величина цього опромінення перевищує відповідні дозові пороги в протилежному випадку - ця ймовірність дорівнює нулю. ~ ризик який ігнорується - величина ризику нижча -7 -1 5 x 10 рік ; ~ прийнятний - величини ризиків які покладені в основу встановлених НРБУ-97 лімітів доз для персоналу а також лімітів доз в умовах практики і дозових рівнів припинення втручання для населення; ~ референтний - числові значення ризиків які було встановлено для обмеження потенційного опромінення персоналу та населення що не перевищують рівні прийнятного ризику. Ризик що ігнорується - див. ризик. Рівень звільнення - див. звільнення. Санітарний нагляд у рамках даного документа - регулюючий контроль за забезпеченням радіаційної безпеки - здійснення Міністерством охорони здоров'я України органами Держсанепідемслужби : а функцій Державного санітарно-епідеміологічного нагляду відповідно до Закону України "Про забезпечення санітарного та епідеміологічного благополуччя населення" та Положення про державний санітарно-епідеміологічний нагляд в Україні; б функцій Органу державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки відповідно до ст. 23 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку". Санітарний нагляд базується на всій системі законодавчих нормативно-правових регламентуючих документів санітарного законодавства чинних в Україні. Сховище радіоактивних відходів - в рамках даного документа - споруда для зберігання тимчасове збереження або захоронення постійне збереження РАВ з обов'язковим забезпеченням інженерних геологічних фізичних та інших бар'єрів які перешкоджають міграції радіонуклідів у навколишнє середовище у кількостях що перевищують встановлені для даного сховища допустимі значення скидів і викидів радіоактивних речовин. * глибинне - сховище РАВ призначене для їх захоронення в глибоких стабільних геологічних формаціях здатних забезпечити надійну та тривалу порівняну з часом зміни сотень майбутніх людських генерацій ізоляцію РАВ від попадання їх у біосферу; * поверхневе приповерхневе - сховище РАВ призначене для їх захоронення та таке яке є спорудою розташованою на поверхні або в приповерхневому шарі землі спеціально обладнане й конструкційно оформлене таким чином щоб гарантувати тривалу ізоляцію РАВ від попадання їх у біосферу а також забезпечувати дотримання вимог і регламентів встановлених Санітарним Законодавством для подібного типу сховищ. Сценарій критичної події - послідовно-паралельний ланцюг подій відмов який містить початкові й проміжні події відмови і спричиняє в кінцевому підсумку критичну подію. * референтний - сценарій формування критичної події визначений НРБУ-97/Д-2000 як обов'язковий при прийнятті рішення щодо типу захоронення. Узагальнений ризик - див. ризик. Часткова критична подія - див. критична подія. 1. ЗАГАЛЬНІ ПОЛОЖЕННЯ 1.1 Даний документ вводить нове розуміння опромінення персоналу та населення в умовах практичної діяльності * поділяючи це опромінення на дві категорії: поточне та потенційне. --------------- * Далі скорочено "практика". 1.2 У рамках даного документа під поточним опроміненням розуміється опромінення яке в рамках передбаченого проектом технологічного процесу завжди супроводжує або з високою ймовірністю може супроводжувати практичну діяльність. Система регламентів що обмежує поточне опромінення визначена розділом 5 НРБУ-97 "Радіаційно-Гігієнічні регламенти першої групи". 1.3 Опромінення персоналу та населення в умовах практики розглядається на стадії проектування як потенційне якщо: - воно реалізується безпосередньо після певної непередбаченої проектним технологічним процесом події що визначається як критична; ця подія в свою чергу є прямим або опосередкованим результатом порушень технології виходів з ладу та відмов обладнання неправильних дій персоналу аномальних зовнішніх впливів включаючи природні та інших подібних процесів і явищ; - ймовірність такої критичної події не перевищує -2 -1 1 х 10 рік . 1.4 Відповідно до положень пп. 1.1 - 1.3 визначення джерела іонізуючого випромінювання що наведене у Додатку 11 НРБУ-97 стосовно практики розширюється так що на стадії проектування воно розглядається як джерело як поточного так і потенційного опромінення. 1.5 Стосовно потенційного опромінення обмеженню підлягають: - ймовірність виникнення критичної події; - величина дози потенційного опромінення. 1.6 При регламентуванні ймовірності критичної події остання в загальному випадку оцінюється з урахуванням імовірностей * всіх можливих окремих критичних подій виникнення кожної з яких неминуче супроводжується опроміненням. Після реалізації критичної події людина опиняється у полі цього опромінення з імовірністю яка дорівнює одиниці. --------------- * Критична подія є поєднанням множини окремих критичних подій. 1.7 Такого роду регламентування базується на обмеженні узагальненого ризику та доз потенційного опромінення шляхом введення системи референтних ризиків та їхніх квот референтних імовірностей і референтних дозових рівнів. 1.8 Три основних принципи протирадіаційного захисту в умовах практики п. 1.7 НРБУ-97 стосовно потенційного опромінення формулюються таким чином. * Принцип виправданості. Будь-яка практична діяльність внаслідок якої можливе потенційне опромінення людей не повинна здійснюватися якщо вона не є більш корисною для осіб які опромінювалися та суспільства в цілому у порівнянні зі шкодою яку ця діяльність може завдати як нинішньому так і майбутнім генераціям у зв'язку з можливим виникненням критичної події. * Принцип неперевищення. Усі види практичної діяльності що підлягають санітарному нагляду не повинні супроводжуватися перевищенням тих значень доз та імовірностей потенційного опромінення що регламентуються цим документом. * Принцип оптимізації. Ймовірності критичних подій та дози потенційного опромінення а також і кількість осіб які можуть опинитися у сфері впливу подібних джерел повинні бути настільки низькими наскільки це можливо з урахуванням економічних та соціальних факторів. 1.9 Принципи протирадіаційного захисту в редакції п. 1.8 застосовуються на стадії планування практичної діяльності. Однак після реалізації критичної події система протирадіаційного захисту населення повинна терміново перебудовуватися відповідно до принципів обґрунтування втручань у випадку радіаційно-ядерних аварій п. 1.10 та розділ 7 НРБУ-97 . Загальні вимоги до дій персоналу в цих умовах регламентуються пп. 7.12 - 7.21 НРБУ-97. 1.10 Застосування принципів неперевищення й оптимізації для джерел потенційного опромінення має бути спрямоване на те щоб після їх реалізації дози опромінення населення виявилися нижчими за рівні виправданості при втручаннях. 1.11 Залежно від видів і масштабів наслідків реалізації різноманітних критичних подій плануючи практичну діяльність встановлюють чотири групи джерел потенційного опромінення. Перша група. Джерела потенційного опромінення що можуть спричинити опромінення окремого індивіда або обмеженої групи людей. Реалізація потенційного опромінення від цієї групи джерел є головною причиною "радіаційних нещасних випадків на виробництві" а також променевих травм у осіб з населення що опинилися в ситуації випадкового контакту з загубленими викраденими джерелами іонізуючого опромінення. Друга група. Джерела пов'язані з радіаційними аваріями наслідками яких можуть стати: - опромінення значних контингентів населення; - радіоактивне забруднення об'єктів довкілля. Третя група. Джерела реалізація потенційного опромінення від яких пов'язана з подіями які можуть відбутися в майбутньому у тому числі і віддаленому на звільнених від санітарного нагляду об'єктах внаслідок природних аномальних процесів і катастроф а також ненавмисних втручань людини у зв'язку з чим під опромінення може підпадати населення що опинилося в момент цієї події в полі дії подібного джерела. Цей тип ситуацій повинен враховуватися при проектуванні сховищ радіоактивних відходів РАВ . Четверта група. Особливий випадок джерел потенційного опромінення пацієнтів яким проводять радіорентгентерапевтичні та радіорентгендіагностичні процедури. 1.12 Головні відмінності між джерелами першої другої та четвертої груп з одного боку та джерелами третьої групи - з іншого пов'язані з різницями в системах регламентів потенційного опромінення які полягають у наступному. * Потенційне опромінення від джерел першої другої та четвертої груп розглядається тільки в період зберігання санітарного нагляду: на стадіях пусконалагоджувальних робіт експлуатації об'єкту а також після припинення його функціювання в тому числі і в процесі виведення об'єкту з експлуатації. * Для сховищ РАВ що функціонують навіть тих що припинили прийом відходів і експлуатуються в режимі консервації існує ймовірність реалізації потенційного опромінення від джерел першої та другої груп а після виведення сховища яке функціювало у режимі захоронення з експлуатації і надання йому повного або обмеженого звільнення виникає можливість реалізації потенційного опромінення від джерел третьої групи. * При проектуванні будь-яких об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями висока надійність протиаварійних систем повинна забезпечити зниження ймовірностей потенційного опромінення від джерел першої другої та четвертої груп до і нижче регламентованих референтних значень. * Відповідні розрахункові процедури для кожного типу подібних об'єктів технологій встановлюються спеціальними нормативно-регламентуючими документами * . Стосовно джерел третьої групи відповідні процедури використовуються для отримання розрахункових оцінок доз потенційного опромінення величина яких не повинна перевищувати значень референтних дозових рівнів. --------------- * Наприклад стосовно атомних електростанцій що проектуються відповідні протиаварійні регламенти повинні міститися у СП АЕС у "Загальних вимогах до проектування АЕС" у відповідних стандартах на пректну документацію тощо. 2. РИЗИКИ ОПРОМІНЕННЯ 2.1 Як міру шкоди для здоров'я людини що опинилася в сфері впливу опромінення НРБУ-97/Д-2000 вводить величину узагальненого ризику далі скорочено "ризик" що підлягає обмеженню. Величина такого ризику визначається добутком двох величин: - ймовірності опромінення в одиницю часу рік ; - ймовірності реалізації радіологічних стохастичних детерміністичних гострих клінічних * наслідків для здоров'я осіб які стали об'єктами цього опромінення. --------------- * Ймовірність детерміністичних та гострих клінічних ефектів при досягненні дозових порогів їхнього виникнення приймається такою що дорівнює одиниці а при дозах нижче цих порогів - нулю. -7 -1 5 х 10 рік . 2.2 На стадії проектування системи протирадіаційного захисту принципи "неперевищення" і "оптимізації" реалізуються так щоб пов'язана з потенційним опроміненням шкода виражена в одиницях ризику не перевищувала і виявилася настільки наскільки це може бути досягнуто нижче встановлених даним документом рівнів референтних ризиків. 2.3 Значення референтних ризиків для джерел першої та другої груп встановлені так щоб величини цих ризиків були прийнятними для індивідів і суспільства в цілому. 2.4 Під прийнятними розуміються такі ризики величини яких покладено в основу встановлених НРБУ-97 лімітів доз для персоналу а також лімітів доз і дозових рівнів припинення втручання для населення. 2.5 У даному документі встановлено наступні числові значення референтних ризиків потенційного опромінення які не перевищують рівні прийнятності п. 2.4 а також враховують гетерогенність розподілу індивідуальних доз у працівників: -4 -1 - для персоналу: 2 х 10 рік ; -5 -1 - для населення: 5 х 10 рік . -7 -1 2.6 Якщо величини ризиків нижчі за 5 х 10 рік то відповідні цим ризикам рівні опромінення не беруться до уваги а вказане граничне значення ризику визначається як "ризик що ігнорується". 2.7 Для практичного застосування встановлюються наступні значення референтних імовірностей критичних подій пов'язаних з джерелами потенційного опромінення першої групи Таблиці 2.1 та 2.2 . Таблиця 2.1 - Референтні ймовірності критичних подій які супроводжуються реалізацією потенційного опромінення населення від джерел першої групи Інтервал ефективних доз потенційного опромінення мЗв на подію Референтна ймовірність рік-1 не перевищує 50 1 х 10 -2 вище 50 * 2 х 10 -5 --------------- * Ймовірність подій внаслідок яких за короткий час можуть реалізуватися летальні дози опромінення не повинна перевищувати -7 -1 5 х 10 рік . Таблиця 2.2 - Референтні ймовірності критичних подій які супроводжуються реалізацією потенційного опромінення персоналу від джерел першої групи Інтервал доз потенційного опромінення Референтна ймовірність рік -1 Ефективна доза мЗв на подію не перевищує 100 1 х 10 -2 вище 100 2 х 10 -4 Еквівалентна доза мЗв на подію 150 - 500 2 х 10 -4 Поглинута доза мГр на подію вище 1000 5 х 10 -7 2.8 Вимоги до проектної документації для тих об'єктів у процесі експлуатації яких може виникнути потенційне опромінення пов'язане з джерелами другої групи комунальні радіаційні аварії визначаються спеціальними документами Міністерства охорони здоров'я України * . --------------- * Наприклад СП АЕС в яких спеціальний розділ "Проектування ..." повинен містити відповідну систему регламентів які обмежують ймовірності критичних подій і дози потенційного опромінення що супроводжують їх реалізацію. 2.9 Відповідно до особливості джерел потенційного опромінення третьої групи п. 1.11 яка полягає в тому що вони пов'язані з тими критичними подіями які можуть відбутися у віддаленому майбутньому через сотні й тисячі років і як наслідок спричинити опромінення майбутніх поколінь людей цей документ встановлює додатковий принцип регламентування потенційного опромінення від подібної групи джерел. Цей принцип вимагає щоб майбутнім поколінням був забезпечений принаймні такий же рівень радіаційного захисту від дій які мають місце в теперішній час який забезпечується нинішнім поколінням. Виконання цього принципу досягається за рахунок того що встановлюється вимога неперевищення шкоди для здоров'я майбутніх поколінь такої величини яка відповідає значенню ризику що ігнорується ** . --------------- ** Більш детально реалізація положень п. 2.9 розглядається в Розділі 4. 2.10 Ймовірність критичних подій пов'язаних з ризиками потенційного опромінення пацієнтів від медичних джерел а також система регламентів що обмежує і ці ризики і дози подібного опромінення визначаються спеціальним документом що розроблюється та затверджується Міністерством охорони здоров'я України. 3. ДЖЕРЕЛА ПОТЕНЦІЙНОГО ОПРОМІНЕННЯ ПЕРШОЇ ТА ДРУГОЇ ГРУП 3.1 Аналіз імовірності критичних подій. Загальні вимоги 3.1.1 Основою аналізу ймовірності критичної події є послідовний розгляд початкових проміжних і кінцевих подій що спричиняють критичну. Такий розгляд повинен містити: - ідентифікацію сценаріїв послідовностей розвитку подій або відмов що спричиняють припинення нормального функціонування системи * і які завершуються критичною подією; --------------- * Система вважається такою що нормально функціонує якщо вона: а виконує всі передбачені проектом послідовності операцій; б досягає проектного результату мети протягом передбаченого проектом часу; в зберігає всі передбачені проектом параметри властивості характеристики. Порушення хоча б однієї з умов а б або в розглядається як відмова системи. - оцінки ймовірностей часткових критичних подій з урахуванням оцінок імовірності проміжних подій відмов ; - оцінку ймовірності критичної події; - оцінку доз потенційного опромінення персоналу та населення пов'язаних з критичною подією; - порівняння отриманих імовірнісних і дозових оцінок з відповідними регламентами Таблиці 2.1 та 2.2 . 3.1.2 Аналіз критичних подій для джерел потенційного опромінення першої та другої груп повинен зокрема розглядати наступні події: - помилки неправильні дії персоналу; - відмови конструктивних елементів системи блоків вузлів або системи у цілому вихід з ладу руйнування стаціонарних конструкцій; - відмови пов'язані з не планованими процесами в матеріалах; - відмови пов'язані з порушеннями у системі протирадіаційного захисту враховуючи вихід з ладу пасивних та активних елементів бар'єрних конструкцій; - неповернення джерела іонізуючого випромінювання на передбачені технологічним процесом позиції наприклад неповернення в положення зберігання ; - загублення крадіжки джерел; - непередбачені зміни технологічних позицій орієнтацій локалізацій джерела в процесі його транспортування "транспортні аварії" ; - незаплановане попадання радіоактивних речовин джерел у довкілля з можливим наступним його розпорошенням або без нього; - зовнішні аномальні події в тому числі природні. 3.1.3 Для прогнозу поведінки системи та оцінки ймовірності виникнення відмов на різних рівнях організації цієї системи використовується побудова логічних структур які описують послідовно-паралельний взаємозв'язок та взаємозалежність між її системоутворювальними блоками вузлами та елементами. 3.1.4 Процедура оцінки ймовірності критичних подій у тому числі з використанням рівнянь Додатка 1 звичайно проводиться послідовно для таких сукупностей окремих критичних подій що спричиняють дози опромінення: - населення Таблиця 2.1 : * менше 50 мЗв ефективної дози на подію; * понад 50 мЗв ефективної дози на подію; - персоналу Таблиця 2.2 : * менше 100 мЗв ефективної дози на подію; * понад 100 мЗв ефективної дози на подію; * еквівалентна доза в окремому органі 150 - 500 мЗв на подію; * поглинута доза в окремому органі понад 1000 мГр на подію. 3.1.5 Детальні вимоги до процедур аналізу дерев подій і дерев відмов особливо у випадках коли умови незалежності у сукупності не виконуються а також загальні вимоги до програмних продуктів що реалізують ці процедури визначаються спеціальним методичним документом затвердженим Міністерством охорони здоров'я України. 3.2 Загальні вимоги до проектної документації стосовно джерел потенційного опромінення першої та другої груп 3.2.1 При проектуванні нових або модернізації наявних об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями в розділах пов'язаних з виконанням вимог радіаційної безпеки повинні міститися розрахункові оцінки ймовірностей критичних подій і пов'язаних з ними доз потенційного опромінення з обґрунтуванням та описом процедур їх отримання а також обґрунтуванням заходів які знижують ці ймовірності та дози до регламентованих значень. 3.2.2 Спеціальний документ що доповнює передпроектну та проектну документацію який містить аналіз джерел потенційного опромінення першої групи повинен мати: - обґрунтування проектного набору сценаріїв критичних подій; - повний опис проектних сценаріїв відповідних даним конкретним конструктивно-технологічним рішенням; - вибір та обґрунтування параметрів необхідних для побудови ймовірних характеристик початкових і проміжних подій а також дерев відмов; - вибір та обґрунтування розрахункових процедур якщо такі згідно з п. 3.1.1 не регламентовані спеціальними методичними документами затвердженими Міністерством охорони здоров'я України; - кількісні оцінки ймовірностей окремих критичних подій критичних подій і доз потенційного опромінення що прогнозуються; - обґрунтування прийнятих у проекті протирадіаційних і протиаварійних конструкторсько-технологічних рішень які забезпечують зниження ймовірності критичних подій і доз потенційного опромінення до значень що не перевищують регламентовані; - обґрунтування зонування приміщень об'єкту що враховує ймовірності виникнення в різних технологічних зонах приміщеннях критичних подій і пов'язаних з цими подіями доз потенційного опромінення персоналу. Цей документ - частина проекту: "Захист від потенційного опромінення" підлягає узгодженню з Держсанепідслужбою Міністерства охорони здоров'я України. 3.2.3 Для зниження ймовірності виникнення критичних подій спричинених помилками персоналу спеціальні регламентувальні документи затверджувані органами державного регулювання повинні передбачати вимоги до навчання та регулярних тренувань персоналу враховуючи використання різного типу тренажерів а проектна документація повинна містити необхідні для цієї мети проектні рішення та ресурси. 3.2.4 Проектом мають бути передбачені заходи що забезпечують необхідний рівень фізичного та технологічного захисту від несанкціонованого доступу до блоків вузлів систем відмова яких може спричинити критичну подію * . --------------- * До цих заходів належать зокрема вимоги до режиму функціювання об'єкту і технічних приладів які обмежують доступ на об'єкт у цілому або на його проммайданчик. 4. ЗАХОРОНЕННЯ РАВ І ДЖЕРЕЛА ПОТЕНЦІЙНОГО ОПРОМІНЕННЯ ТРЕТЬОЇ ГРУПИ 4.1 Загальні положення 4.1.1 Основною метою протирадіаційного захисту відносно джерел потенційного опромінення третьої групи є: - зведення до прийнятного рівня потенційних збитків пов'язаних зі шкідливими ефектами іонізуючого опромінення для окремих індивідів сучасного суспільства в цілому а також довкілля; - мінімізація усіх видів збитків що можуть бути нанесені майбутнім поколінням та середовищу їхнього існування у випадку реалізації критичних подій; - забезпечення захисту майбутніх поколінь від потенційного опромінення на рівні не нижчому прийнятного у сучасному суспільстві до того ж без будь-яких припущень щодо можливості використання більш низької ефективності цього захисту у зв'язку з очікуваним прогресом вдосконаленням майбутніх протирадіаційних засобів і технологій а також фармакологічних засобів підвищення радіорезистентності. 4.1.2 У рамках даного розділу встановлюються основні принципи та підходи до обмеження потенційного опромінення від таких джерел третьої групи які пов'язані з можливими критичними подіями в місцях захоронення РАВ. При цьому вибір та обґрунтування типу та потужності сховища РАВ яке проектується для функціонування у режимі "захоронення" вимагає оцінки ймовірності критичних подій і пов'язаних з ними доз потенційного опромінення на цих об'єктах як у період збереження санітарного нагляду джерела потенційного опромінення першої та другої груп так і після звільнення повного або обмеженого об'єкту від санітарного нагляду джерела потенційного опромінення третьої групи . 4.1.3 Усі головні принципи та підходи щодо обмеження потенційного опромінення стосовно сховищ РАВ які викладені в даному розділі поширюються також на інші об'єкти що містять джерела потенційного опромінення третьої групи. 4.1.4 У рамках даного документа під радіоактивними відходами РАВ розуміється особливий вид радіоактивних матеріалів у будь-якому агрегатному стані відносно яких: - встановлено що ні зараз і ніколи в майбутньому вони не можуть бути використані або - ще нема остаточного рішення відносно того яким чином ці матеріали можуть бути використані в рамках сучасних або створених у майбутньому технологічних процесів а також - вміст питома активність радіонуклідів у цих відходах перевищує встановлені "Основними Санітарними правилами забезпечення протирадіаційного захисту України" ОСПУ рівні вилучення цих радіонуклідів із сфери санітарного нагляду. 4.1.5 Встановлюються дві форми збереження РАВ: - зберігання: вид тимчасового збереження РАВ коли тимчасовий характер зумовлений тим що або проектною технологією передбачене попереднє зберігання РАВ протягом певного терміну або необхідність тимчасового збереження РАВ виникла при ліквідації мінімізації наслідків аварії * ; --------------- * У Додатку 2 надано обґрунтування того що унікальний для світової практики об'єкт "Укриття" підпадає під дію тієї частини п. 4.1.5 яка визначає збереження РАВ у режимі "зберігання". - захоронення: такий вид постійного збереження РАВ при якому використання цих РАВ в будь-яких сучасних або майбутніх технологічних процесах виключається. 4.1.6 Положення та регламенти Розділу 4 і відповідних Додатків даного документа поширюються лише на сховища РАВ що функціонують у режимі "захоронення" оскільки тільки для цього режиму експлуатації розглядаються джерела потенційного опромінення третьої групи. Стосовно сховищ які експлуатуються в режимі "зберігання" тимчасове збереження розглядаються вимоги до обмеження доз потенційного опромінення пов'язаного з джерелами першої та другої груп Розділ 3 і Додатки 1 та 2 . 4.1.7 Загальна структура формування рішень відносно сховищ РАВ як джерел поточного та потенційного опромінення наведена у Додатку 3 а детальні процедури які використано при оцінці величини потенційного опромінення для джерел третьої групи встановлюються спеціальними регламентувальними документами Міністерства охорони здоров'я України * . --------------- * Для РАВ таким документом є "Санітарні правила поводження з радіоактивними відходами України" в яких повинні бути враховані вимоги і положення даного розділу; для ОУ - "Санітарні правила радіаційної безпеки при роботах на Об'єкті "Укриття" а також "Методичні рекомендації вказівки " які встановлюють єдині процедури оцінки ймовірності критичних подій і доз потенційного опромінення. 4.2 Основні принципи радіаційного захисту при захороненні РАВ 4.2.1 Відповідно до загальної стратегії протирадіаційного захисту яка регламентується НРБУ-97 заходи щодо мінімізації доз опромінення персоналу та населення під час усіх видів діяльності пов'язаної з захороненням РАВ реалізуються в межах двох часових періодів: - при проведенні практичної діяльності протягом усього періоду що передує звільненню захоронення РАВ від регулюючого контролю - після звільнення захоронення РАВ від санітарного нагляду. 4.2.2 На стадії коли зберігається санітарний нагляд регламенти які обмежують дозу потенційного опромінення населення внаслідок критичної події на сховищах РАВ встановлюються у формі референтних імовірностей критичних подій у відповідності з п. 2.7; 4.2.3 Реалізація основного принципу захисту майбутніх генерацій від можливого радіаційного впливу джерел потенційного опромінення третьої групи п. 2.9 пов'язаних з захороненнями РАВ після їхнього повного або часткового звільнення від санітарного нагляду досягається за рахунок встановлення наступних імовірнісних і дозових регламентів: а імовірність критичної події що може спричинитися до реалізації потенційного опромінення майбутніх ґенерацій не -2 -1 повинна перевищувати 1 х 10 рік відповідно до визначення потенційного опромінення п. 1.3 ; б величина потенційного опромінення обмежується введенням референтних дозових рівнів: - референтний рівень А який числово дорівнює 50 мЗв на рік перевищення якого у випадку реалізації потенційного опромінення відповідає умовам виправданості або безумовної виправданості відповідних втручань; - референтний рівень Б який числово дорівнює 1 мЗв на рік неперевищення якого у випадку виникнення потенційного опромінення визначає що будь-які втручання є невиправданими п. 7.47 НРБУ-97 . 4.2.4 З урахуванням максимального значення критичної події -2 -1 що дорівнює 1 х 10 рік див. п. 4.2.3 референтному рівню Б -7 -1 відповідає значення ризику 5 х 10 рік ризик що ігнорується що у свою чергу можна порівнювати з ризиком від поточного -1 опромінення 10 мкЗв*рік . 4.2.5 При розгляді джерел потенційного опромінення третьої групи стосовно поховань РАВ всі критичні події поділяються на: - події пов'язані з природними у тому числі катастрофічними процесами та явищами; - події пов'язані з ненавмисним втручанням людини. 4.2.6 До критичних подій пов'язаних з природними процесами належать ті для яких числові значення ймовірності їхнього виникнення можуть бути оцінені на підставі частотного аналізу історико-геологічної інформації про навколишнє середовище а також про інженерно-конструкційні властивості сховища. Це зокрема: - процеси що спричиняють такі зміни утримувальних і фізико-хімічних властивостей матеріалів РАВ у сховищі які підвищують їхні фільтраційно-міграційні характеристики; - процеси зміни і деградації утримувальних бар'єрних властивостей контейнерів з РАВ та інженерних конструкцій сховища; - природні процеси що супроводжуються затопленням сховища РАВ: зміна русла річок аномальні паводки аномальні підвищення рівня ґрунтових вод тощо; - катастрофічні процеси спричинені землетрусами у регіонах розміщення сховищ РАВ тощо. 4.2.7 Критичні події пов'язані з ненавмисним втручанням людини у тіло сховища РАВ можуть виникнути: - у процесі буріння свердловин під час геолого-розвідувальних і гірських робіт; - під час ґрунтових і будівельно-монтажних робіт; - під час буріння з метою будівництва джерел питного водопостачання. Такі втручання супроводжуються повним частковим руйнуванням інженерних і природних бар'єрів сховища винесенням матеріалу сховища на поверхню і як наслідок можливим опроміненням населення. 4.2.8 Оскільки оцінка імовірності критичних подій пов'язаних з ненавмисним втручанням людини завжди ускладнена виконання умови а у п. 4.2.3 при аналізі такого роду подій повинно виконуватися за рахунок: - заборони відведення майданчиків під поверхневі або приповерхневі заглиблені сховища у межах територій перспективних з точки зору родовищ корисних копалин враховуючи наявність підземних водних ресурсів придатних для питного водопостачання; - заглиблення приповерхневих сховищ до відміток що зменшують імовірність пошкодження тіла сховища при будівельних та сільськогосподарських роботах; - введення спеціальних заходів спрямованих на тривале збереження інформації про місце поховання враховуючи довгочасові попереджувальні знаки-споруди в рамках виконання спеціальних умов обмеженого звільнення; - відмови від проектних рішень пов'язаних з будівництвом сховища поверхневого приповерхневого типу та переходу до розгляду захоронення РАВ у глибоких стабільних геологічних формаціях що істотно зменшує імовірність ненавмисного втручання людини у сховища подібного типу. 4.2.9 Для сховищ РАВ повною мірою застосовуються три головні принципи радіологічного захисту від потенційного опромінення п. 1.8 у формулюваннях що враховують специфіку подібних об'єктів: * Принцип виправданості. Діяльність пов'язана з поводженням з РАВ враховуючи їх поховання в наявні сховища а за необхідності - будівництво нових сховищ визначається як виправдана якщо: - збитки від цієї діяльності враховано в сумі повних сумарних збитків пов'язаних з функціюванням РАВ-утворюючої технології об'єкту компанії галузі в цілому та - величина сумарних збитків не перевищує величину користі від даної технології пов'язаної з функціюванням РАВ-утворюючого об'єкту компанії галузі. Це формулювання стосується також і випадків коли РАВ утворилися від практики яка з тих чи інших причин припинена * . --------------- * Наприклад у результаті радіаційно-ядерної аварії або припинення робіт на металургійних об'єктах уранової переробки через скорочення припинення видобутку уранових руд. * Принцип неперевищення. Всі види діяльності пов'язані з захороненням РАВ не повинні: а спричиняти дози що перевищують середньорічні ліміти доз для персоналу та дозові квоти поточного опромінювання для членів критичної групи населення п. 5.5 НРБУ-97 ; б спричиняти дози та ймовірності потенційного опромінення що перевищують числові значення відповідних регламентів встановлених даним документом. * Принцип оптимізації. Повинні вживатися всі необхідні зусилля для зниження настільки наскільки це можливо і досяжно з урахуванням економічної і соціальної доцільності: а доз поточного опромінення населення в інтервалі значень нижчих за встановлені середньорічні дозові квоти; б ймовірностей реалізації критичних подій в інтервалі значень нижчих за референтні імовірності критичних подій; в доз потенційного опромінення в інтервалі значень нижчих за референтні дозові рівні. 4.2.10 При практичній реалізації принципу оптимізації необхідно використовувати процедури зваження співвідношень "шкода-користь" так щоб загальні витрати на подальше зниження рівнів поточного і потенційного опромінення населення не спричинили б порушення принципу виправданості всієї РАВ-утворюючої практики в цілому. 4.3 Радіаційно-гігієнічні регламенти стосовно сховищ РАВ 4.3.1 Відповідно до пп. 2.7 і 4.2.3 даного документа а також пп. 5.4 та 9.4 НРБУ-97 для сховищ РАВ встановлюються числові значення регламентів що обмежують дози поточного і потенційного опромінення: Таблиця 4.1. 4.3.2 Відповідно до Закону України "Про поводження з радіоактивними відходами" 1995 р. застосування регламентів Таблиці 4.1 здійснюється з метою: - поділення всіх РАВ на: * короткоіснуючі та * довгоіснуючі; - обґрунтування вибору типу захоронень: * приповерхневі поверхневі ; * в глибинних стабільних геологічних формаціях. 4.3.3 До короткоіснуючих РАВ відносяться ті рівень звільнення яких від контролю з боку органів державного регулювання досягається раніше ніж через триста років після їх захоронення. 4.3.4 До довгоіснуючих відносяться всі РАВ у відношенні яких умова п. 4.3.3 не може бути виконана. Таблиця 4.1 Основні радіаційно-гігієнічні регламенти при захороненнях РАВ Регламент Застосування Числові значення Квота річної ефективної дози та дозовий рівень звільнення Поточне опромінення населення від газо-аерозольних викидів і водних скидів пов'язаних з нормальним функціонуванням сховищ РАВ - При збереженні контролю з боку органів державного регулювання - -1 0 04 мЗв*рік - На момент і після звільнення від контролю з боку органів державного регулювання - -1 0 01 мЗв*рік Квоти референтних ризиків радіологічних наслідків * Потенційне опромінення на стадії контролю з боку органу державного регулювання -4 -1 - Персонал 2 х 10 рік - Критична група з -5 -1 населення 2 х 10 рік Референтні ймовірності критичної події Потенційне опромінення на стадії контролю з боку органу державного регулювання Числові значення наведені в Таблицях 2.1 та 2.2 Референтні рівні потенційного опромінення А і Б Потенційне опромінення населення при реалізації критичних подій пов'язаних із природними аномальними подіями і ненавмисним втручанням людини після звільнення від контролю з боку органу державного регулювання - Референтний рівень А: -1 50 мЗв*рік - Референтний рівень Б: -1 1 мЗв*рік Примітка. "Квоти референтних ризиків радіологічних наслідків" є базовими при регламентуванні винятково стохастичних ефектів потенційного опромінення і в практичних розрахунках не застосовуються. 4.3.5 Повне звільнення РАВ у сховищах від санітарного нагляду з боку Органу Державного Регулювання - Державної санітарно-епідеміологічної служби Міністерства охорони здоров'я України надається за умов: а неперевищення рівнів вилучення регламентованих ОСПУ за критерієм питомої активності для кожного з нуклідів що містяться в РАВ; б неперевищення річної ефективної дози поточного -1 опромінення критичної групи населення 0 01 мЗв*рік та колективної річної ефективної дози поточного опромінення 1 люд.-Зв розділ 9 НРБУ-97 v0062282-97 . в неперевищення референтного рівня Б потенційного -1 опромінення 1 мЗв*рік . 4.3.6 Обмежене звільнення РАВ у сховищах від санітарного нагляду з боку Органу Державного Регулювання - Державної санітарно-епідеміологічної служби Міністерства охорони здоров'я України надається якщо рівні вилучення за критеріями встановленими ОСПУ перевищені однак гарантується: а неперевищення річної ефективної дози поточного -1 опромінення критичної групи населення 0.01 мЗв*рік та колективної річної ефективної дози поточного опромінення 1 люд.-Зв; б неперевищення референтного дозового рівня Б потенційного -1 опромінення 1 мЗв*рік . 4.3.7 Якщо при виконанні умови а п. 4.3.6 величина потенційного опромінення знаходиться в інтервалі між референтними -1 рівнями Б та А 1-50 мЗв*рік на розсуд Держсанепідемслужби Міністерства охорони здоров'я України обмежене звільнення РАВ у сховищах може бути надане зі спеціальними вимогами * перелік яких встановлюється СППРВ або спеціальними документами затвердженими центральними органами Державної санітарно-епідеміологічної служби Міністерства охорони здоров'я України. --------------- * Під спеціальними вимогами розуміються такі що сформульовані регулюючими органами спеціально для даної конкретної ситуації. 4.3.8 Детальні правила та умови повного і обмеженого звільнення РАВ у сховищах від санітарного нагляду визначаються спеціальним нормативно-регламентувальним документом Міністерства охорони здоров'я України. 4.3.9 Захоронення твердих РАВ які відповідають вимогам п. 4.3.5 а тверді РАВ які відповідають вимогам п. 4.3.6 4.3.7 - на розсуд Органу Державного Регулювання допускається у сховищах поверхневого приповерхневого типу. В іншому випадку захоронення повинно здійснюватися лише в глибоких стабільних геологічних формаціях. 4.3.10 Допустимість захоронень РАВ у сховищах поверхневого приповерхневого типів не усуває можливість захоронення подібних РАВ у стабільних глибоких геологічних формаціях. 4.4 Загальні вимоги до класифікації РАВ 4.4.1 Усі види РАВ повинні бути кваліфіковані відповідно до повної системи їх класифікації яка регламентується спеціальним документом затвердженим органами державного регулювання. 4.4.2 Встановлюється обов'язковий перелік характеристик РАВ врахування яких необхідно для віднесення їх до тієї або іншої класифікаційної групи на стадії проектування технологій що утворюють РАВ а також при виборі та обґрунтуванні вимог до сховищ цих відходів: а радіонуклідний склад; б фізико-хімічні властивості зумовлені радіонуклідним складом хімічною формою та агрегатним станом РАВ тверді рідкі та газоподібні ; в об'єми РАВ; г питома та загальна радіоактивність РАВ як за окремими радіонуклідами так і за групами і за сполученнями груп : альфа- бета- та гама-випромінювачі. 4.4.3 При побудові класифікацій РАВ повинні враховуватися наступні їхні властивості та особливості: - наявність у складі РАВ короткоживучих з періодом радіоактивного напіврозпаду менш ніж 10 років середньоживучих з періодом радіоактивного напіврозпаду від 10 до 100 років і довгоживучих з періодом радіоактивного напіврозпаду понад 100 років радіонуклідів; - наявність у складі РАВ радіонуклідів які належать до різних груп радіаційної небезпеки згідно з класифікацією ОСПУ ; - наявність радіоактивних ланцюжків розпаду що утворюють послідовності материнських і дочірніх радіонуклідів; - тепловиділення; - необхідність попереднього перед захороненням зберігання передбаченого технологічним процесом. 4.4.4 У залежності від задач які вирішуються допускається використання різних робочих класифікацій РАВ: а класифікації призначені для міждержавного обміну інформацією у тому числі для зв'язку з міжнародними організаціями МАГАТЕ Євратом та ін. ; б класифікації що використовуються для оперативного радіологічного контролю за упаковками РАВ а також для забезпечення необхідного рівня безпеки при збиранні первинній обробці транспортуванні та прийманні на пунктах зберігання захоронення РАВ; в основі подібних класифікацій використовуються найпростіші радіаційні характеристики: потужність дози гамма-випромінювання на фіксованій відстані від упаковки рівні поверхневого бета-забруднення та ін.; в класифікації що використовуються при прийнятті рішень про можливість неможливість захоронення РАВ у конкретних типах сховищ поверхневих при-поверхневих глибинних . 4.4.5 Розподіл РАВ на короткоіснуючі та довгоіснуючі пп. 4.3.3 та 4.3.4 є класифікацією типу в п. 4.4.4. Належність до того або іншого типу РАВ визначається шляхом порівняння доз поточного та потенційного опромінення з відповідними регламентами встановленими даним документом Таблиця 4.1 . В узагальненій формі яка базується на використанні критеріїв обмеження доз потенційного опромінення від джерел третьої групи рівні А та Б ця класифікація подається в Таблиці 4.2. Таблиця 4.2 Класифікація РАВ яка базується на критеріях допустимості недопустимості їх захоронень у сховищах різних типів Тип РАВ Дози потенційного опромінення через 300 років після захоронення Тип можливого звільнення у період до 300 років після захоронення Допустимий тип захоронення РАВ Короткоіснуючі Нижче рівня Б Повне обмежене Поверхневий або приповерхневий Визначається за погодженням з органами державного регулювання Вище рівня Б але нижче рівня А Дозволяється обмежене Визначається за погодженням з органами державного регулювання Довгоіснуючі Вище рівня А Не розглядається У стабільних глибоких геологічних формаціях 4.4.6 Вимоги щодо загального порядку розрахунків необхідних для віднесення РАВ до тієї або іншої класифікаційної групи Таблиця 4.2 яка визначає можливість неможливість захоронення цих РАВ у поверхневих або приповерхневих сховищах сформульовані та проілюстровані в Додатках 3 - 5 які містять: - структуру формування рішень; - вимоги до аналізу сценаріїв що формують критичні події та референтні сценарії опромінення; - схеми розрахунків та значення ключових параметрів. 4.4.7 У рамках референтних сценаріїв і параметрів для кожного конкретного випадку повинні враховуватися фактичний радіонуклідний склад об'єми та значення питомої радіоактивності РАВ а також ландшафтно-географічні та геологічні умови на майданчику майбутнього сховища. 4.4.8 Вимоги до величин газо-аерозольних викидів і рідинних скидів із сховищ РАВ на стадії їх функціонування включаючи періоди консервації та звільнення від санітарного нагляду полягають у неперевищенні дозової квоти опромінення населення в ці періоди. 5. ДЖЕРЕЛА ПОТЕНЦІЙНОГО ОПРОМІНЕННЯ ЧЕТВЕРТОЇ ГРУПИ МЕДИЧНЕ ОПРОМІНЕННЯ 5.1 Регламенти введені даним розділом розширюють і доповнюють другу групу регламентів встановлених НРБУ-97 п. 4.2 та розділ 6 НРБУ-97 . 5.2 Принципи протирадіаційного захисту що враховують джерела потенційного опромінення пацієнтів а також добровольців внаслідок медичних обстежень або лікування та положення що доповнюють п. 6.3 НРБУ-97 формулюються наступним чином: - додатковою умовою виправданості є необхідність того щоб користь для здоров'я пацієнта пов'язана з такого роду діагностикою та лікуванням переважала також і можливі збитки від потенційного опромінення яке може реалізуватися у зв'язку з відмовами технічних приладів а також з помилками або ненавмисними діями персоналу при здійсненні цих процедур; - принцип неперевищення означає що за всіх можливих сценаріїв виникнення критичної події пов'язаної з можливою реалізацією потенційного опромінення пацієнта треба прагнути до того щоб величина можливого опромінення здорових тканин та організму в цілому виявилася нижче за поріг детерміністичних ефектів; - принцип оптимізації величини потенційного опромінення пацієнта та ризику виникнення такого роду критичних подій вимагає щоб при плануванні та реалізації медичних процедур величина доз потенційного опромінення та ризику виникнення відповідних критичних подій були настільки малими наскільки це розумно і досяжно з урахуванням економічних і соціальних факторів а також з урахуванням стану пацієнта та медичних показань до проведення даної процедури. 5.3 При радіорентгенодіагностичних і терапевтичних процедурах джерела потенційного опромінення повинні розглядатися: - на стадіях розробки та проектування приладів і апаратів а також технологій виконання цих процедур; - на стадії виконання процедур у зв'язку з можливими відмовами приладів а також помилками персоналу приклад у розділі Д.1.3 Додатка 1 . 5.4 Детальний перелік вимог і правил що обмежують потенційне опромінення пацієнтів під час діагностичних і терапевтичних процедур встановлюється спеціальним нормативно-регламентувальним документом Міністерства охорони здоров'я України причому тими його розділами що визначають вимоги до проектування радіорентгендіагностичних і терапевтичних приладів і технологій а також вимог до кваліфікації навчання і заходів попередження помилок медичного персоналу. 5.5 Особлива ситуація в умовах терапевтичного застосування випромінювань у медицині виникає внаслідок таких помилок персоналу або відмов радіотерапевтичних приладів що спричиняють недоотримання пацієнтом показаної терапевтичної дози * . Система вимог до персоналу радіо рентген-терапевтичних відділень а також до приладів і технологій з метою мінімізації ймовірності попередження подібних критичних подій визначається відповідними розділами спеціального нормативно-регламентуючого документа Міністерства охорони здоров'я України див. п. 5.4 . --------------- * Суворо кажучи цей випадок може розглядатися як "негативне потенційне опромінення" що супроводжується шкодою для здоров'я пацієнта так що ця шкода пов'язана з недоотриманням тієї дози яка забезпечує терапевтичний ефект. 5.6 Вимоги до захисту персоналу від джерел потенційного опромінення під час проведення діагностичних і терапевтичних процедур що супроводжуються медичним опроміненням визначаються другим і третім розділами даного документа а також відповідними розділами профільних регламентуючих документів Міністерства охорони здоров'я України. Додаток 1 АНАЛІЗ ІМОВІРНОСТЕЙ КРИТИЧНИХ ПОДІЙ З ВИКОРИСТАННЯМ МОДЕЛЕЙ ТИПУ "ДЕРЕВО ПОДІЙ" ТА "ДЕРЕВО ВІДМОВ" ДЖЕРЕЛА ПОТЕНЦІЙНОГО ОПРОМІНЕННЯ ПЕРШОЇ ГРУПИ Д.1.1 Загальні положення Д.1.1.1 Матеріал даного Додатка базується на рекомендаціях МКРЗ Публікація 76 "Захист від Потенційного Опромінення: Застосування до Окремих Джерел" 1996 р. . Д.1.1.2 Для побудови логічної структури сценаріїв та оцінки ймовірності окремих критичних подій застосовуються два типи моделей: - моделі типу "дерево подій"; - моделі типу "дерево відмов". Д.1.1.3 Модель типу "дерево подій" використовує початкову подію як вихідну точку розвитку сценарію. Далі через послідовно-паралельні ланцюги проміжних подій кожному з яких відповідає деяка ймовірність його виникнення оцінюється сукупна ймовірність виникнення кінцевої окремої критичної події. Д.1.1.4 Модель типу "дерево відмов" характеризується тим що спочатку розглядається деяка конкретна критична подія це може бути й окрема критична подія . Після цього аналізуються можливі послідовно-паралельні ланцюги проміжних подій-відмов разом з їх імовірностями що могли спричинити критичну подію яка розглядається. Д.1.1.5 Критична подія може бути наслідком n незалежних у сукупності i-тих окремих критичних подій повний перелік яких заздалегідь ідентифікований. Якщо виникнення кожної з зазначених окремих подій характеризується ймовірністю P тоді ймовірність i критичної події P визначається рівнянням: n P = 1 - П 1 - P Д.1.1 i=1 i Звичайно P << 1 тоді з прийнятною точністю: i ~ n P = S P Д.1.2 i=1 i S - знак суми Д.1.1.6 Наближення у рівнянні Д.1.2 пункту Д.1.1.5 дає цілком задовільні оцінки імовірності критичної події P оскільки -2 -1 для всіх критичних подій ймовірність яких вища за 1 х 10 рік або пов'язане з ним опромінення відповідно до п. 1.3 переводиться в категорію поточного або проектом передбачається додатковий комплекс заходів які істотно зменшують імовірність критичної події що розглядається. Д.1.1.7 У будь-якій гілці дерева подій виділяються три найбільш важливі: а початкова подія ПП без реалізації якої ймовірність подальшого формування самого дерева тривіально дорівнює нулю; б центральна проміжна подія * ЦПрП досягнення якої створює пряму загрозу реалізації критичної події або окремої критичної події ; --------------- * виділяється для зручності аналізу. в критична подія КП окрема критична подія виникнення якої негайно спонукає до реалізації потенційного опромінення. Д.1.1.8 Між ПП та ЦПрП а також між ЦПрП та КП розташовуються гілки проміжних подій ПрП для кожної з яких оцінюються ймовірності їх реалізації. Д.1.1.9 Усі події що розглядаються в даному контексті поділяються на ті які пов'язані: - з людським фактором ступінь професіоналізму досвід і тренованість персоналу; пильність і дисциплінованість працівника; схильність до ігнорування попереджувальних сигналів тощо ; - з технічною надійністю безвідмовністю приладів і захисних бар'єрів а також інформувальних в тому числі аварійних попереджувальних аудіовізуальних систем. Д.1.1.10 Для формування структури типу "дерево подій" усі робочі приміщення повинні бути заздалегідь поділені на "радіаційно небезпечні" та "інші" радіаційно-гігієнічне зонування приміщень яке відповідає вимогам останнього абзацу п. 3.2.2 . Д.1.1.11 Джерела іонізуючих випромінювань у свою чергу доцільно поділити на три групи: - "нерадіонуклідні" * рентгенівські діагностичні терапевтичні та дефектоскопічні апарати прискорювачі усіх типів ; --------------- * інколи їх називають "електрофізичними". - "радіонуклідні" засновані на використанні радіонуклідів - випромінювачів; - "змішані" яким певною мірою властиві ознаки і тих і інших. Д.1.1.12 Відповідно до визначення моделі типу "дерево відмов" п. Д.1.1.4 реконструюється та досліджується граф подій відмов які могли спричинити до критичної події. Д.1.2 Ілюстративна модель типу "дерево подій" Д.1.2.1 Розглядається потенційне опромінення персоналу пов'язане з джерелом першої групи яке може виникнути при експлуатації дослідницького прискорювача ** . --------------- ** Описаний далі приклад реалізації потенційного опромінення робітника що мав місце на дослідницькому прискорювачі взято з розділу 5 Публікації 76 МКРЗ. Разом з тим доволі подібний нещасний випадок мав місце у березні 1976 р. під час пусконалагоджувальних робіт прискорювача У-240 Інституту Ядерних Досліджень АН УРСР. "Дерево подій" що відповідає цьому випадку мало чим відрізняється від того яке описане далі у тексті та наведене на Рис. Д.1.1 Важливою особливістю У-240 було те що всередині залу прискорювача кнопки аварійної зупинки апарату взагалі не були передбачені. Але це формально відповідає негативним альтернативам проміжних подій що відповідають позиціям 13 та 14 на Рис. Д.1.1. Д.1.2.2 Приміщення прискорювача у відповідності з п. Д.1.1.10 можна поділити на зони: - підвищеної радіаційної небезпеки до якої належить зал прискорювача у який виводиться струмінь частинок високої енергії; - низької радіаційної небезпеки де розміщена система дистанційного управління прискорювачем струменем а також допоміжні та обслуговуючі прискорювач системи вакуумні електричні системи діагностики тощо . Д.1.2.3 Зал прискорювача ізольований від інших приміщень достатньо потужним біологічним захистом. Вхід до залу можливий через спеціальний прохід з захисними дверима який обладнано системою блокувальних замків. Д.1.2.4 Для запобігання "зменшення ймовірності до прийнятно низького рівня" події "вхід персоналу в зал прискорювача при працюючому "включеному" струмені" передбачена система аварійно-блокувальних та інформаційно-запобіжних пристроїв: - запобіжні знаки пасивного типу знаки радіаційної небезпеки ; - запобіжні знаки активного типу які включаються у момент несанкціонованих "небезпечних" дій ; - попереджувальні знаки постійної дії що інформують про стан апарату "включено" "виключено" ; - дверні замки на вході до залу прискорювача пасивного типу які реагують на механічний чи електронний ключ або активні які реагують на ключ у поєднанні з електричним сигналом що підтверджує стан апарату: "виключено" ; - прилади які автоматично виключають прискорювач при позаштатних діях персоналу пов'язаних з відчиненням дверей і спробою входу до залу прискорювача; - система кнопок аварійного вимикання прискорювача всередині залу. Д.1.2.5 Першим кроком у процедурі оцінки ймовірності критичної події окремої критичної події пов'язаної з можливим опроміненням особи яка увійшла до залу прискорювача є встановлення деякої кількісної характеристики початкової події. За таку характеристику у даній конкретній ситуації приймається "кількість спроб увійти до залу прискорювача" протягом року. Д.1.2.6 Звичайно серед багатьох спроб "увійти до залу прискорювача" які щорічно здійснюються значна частина є технологічно зумовленою причому такого роду технологічний доступ персоналу завжди здійснюється при виключеному струмені * . --------------- * Взагалі термін "виключений прискорювач" завжди означає й "виключений струмінь" але і при відсутності струменя багато систем прискорювача можуть бути включеними електричні вакуумні примусового охолодження та ін. . Тоді небезпека "нещасного випадку на виробництві" може зберігатися але не від радіаційного фактору а від наприклад удару електричним струмом. Д.1.2.7 Звернімося до схеми на Рис. Д.1.1 яка ілюструє "дерево подій" пов'язаних з реалізацією потенційного опромінення на вершинах частини "гілок" цього дерева позиція 15 . Д.1.2.8 Усе дерево у відповідності з прийнятими у п. Д.1.1.7 визначеннями початкової центральної проміжної і критичної подій доцільно поділити як це зроблено на схемі Рис. Д.1.1 на дві частини: * А - частина що охоплює послідовність подій від ПП позиція 1 до ЦПрП позиція 10 ; * Б - завершальна частина "дерева" що охоплює групу проміжних подій ПрП позиції 11 - 15 послідовна реалізація яких як правило з різним ступенем імовірності може закінчитися опроміненням персоналу. Д.1.2.9 Структура усього дерева подій сформована так що загальна схема захисту персоналу від потенційного опромінення струменем прискорювача враховує поєднання загально-дисциплінуючих "людських" факторів і конструкційно-технологічних бар'єрів які фізично перешкоджають проникненню персоналу до залу прискорювача при працюючому струмені. До групи "людських" факторів належать: дотримання правил техніки безпеки режиму позиція 3 додержання ігнорування попереджувальних знаків та інформуючих сигналів позиція 5 реакція на критичну ситуацію зокрема натиск кнопки аварійної зупинки позиція 13 . До конструкційно-технологічної групи належать: наявність струменю позиція 2 спрацьовування попереджувальних сигналів позиції 4 та 11 правильне функціонування дверей і дверних замків позиції 6 та 7 у тому числі спеціальних блокувальних пристроїв позиція 9 наявність і збереження грат які огороджують струмінь позиція 8 дієздатність систем аварійної зупинки апарату позиції 12 та 14 . Д.1.2.10 Ймовірністні оцінки що проводяться нижче мають суто ілюстративний характер. При аналізі реальних конструктивно-технологічних рішень пов'язаних з функціюванням дослідних прискорювачів повинні використовуватись характеристики надійності які відповідають даному рішенню. Д.1.2.11 Важливою особливістю проміжної події яка безпосередньо слідує за початковою є стан струменя: "вимкнутий" - "не вимкнутий". На схемі цій ПрП відповідає позиція "2" ПрП2 . Оцінкою ймовірності того що при спробі входу струмінь виявляється невимкнутим тут прийнято значення 0 05 одна така подія приблизно на 20 спроб входу . Очевидно що входу в ситуації вимкнутого струменя з імовірністю 0 95 відповідають гілки які не спричиняють критичну подію. Д.1.2.12 Аналогічно конструюються розгалуження які відображають реалізацію нереалізацію проміжних подій ПрП3 - ПрП10 . На схемі Рис. Д.1.1.А показано характер розгалужень дерева подій і наведено оцінки їх імовірностей "так" - реалізація відповідних ПрП "ні" - нереалізація . Д.1.2.13 Оскільки всі ПрП вважаються незалежними а реалізація кожної наступної ПрП відбувається лише за умови реалізації попередньої події агрегована ймовірність ЦПрП "вхід у небезпечну зону" є добутком імовірностей альтернативних реалізацій кожної з ПрП. Значення цих агрегованих ймовірностей реалізації ЦПрП представлені числами у прямокутниках розташованих у вершин тих гілок позначених кружками що з ненульовою ймовірністю досягають ЦПрП на схемі - позиція 16 . Д.1.2.14 Зі схеми Рис. Д.1.1.А видно що при даній композиції ймовірностей окремих ПрП є лише одна головна гілка дерева подій на схемі виділена подвійними лініями з потовщенням що відповідає максимальній імовірності входу до -5 небезпечної зони 3 5 х 10 на рік на одну спробу входу . Ймовірність для всіх інших "ненульових" гілок на 2 5-5 порядків нижча. Це означає що при подальшому аналізі ці "мало-імовірні" гілки можна не враховувати. По суті перша частина аналізу полягає в ідентифікації обмеженої кількості головних гілок які ведуть до ЦПрП. Д.1.2.15 Наступним кроком імовірнісного аналізу є дослідження тих окремих імовірностей ПрП що входять у дану гілку реалізація яких власне і є причиною "високого значення" агрегованої ймовірності "входу до небезпечної зони" за ланцюгом подій що утворюють головну гілку. У даному випадку - це подія проникнення людини крізь огороджувальні грати позиція 8 ймовірність якої - неприпустимо висока 0 2 . Д.1.2.16 З другої частини схеми Рис. Д.1.1Б випливає що серед чотирьох гілок-послідовностей ПрП які можуть реалізуватися після входу до небезпечної зони і завершитися КП тільки дві мають достатньо високі і порівняні за величиною агреговані ймовірності реалізації цього КП. Причиною однієї з них є "ненатиск" кнопки аварійного відключення струменю хоча ця система і функціонує позиція 13 а в іншій гілці яка спричиняє -5 найбільшу ймовірність окремого КП 1 7 х 10 найважливішим ПрП є неспрацювання системи аварійного виключення струменю позиція 12 . Д.1.2.17 Весь попередній імовірнісний аналіз по суті стосувався формування окремих КП. Ймовірність власне КП що оцінюється за формулою Д.1.2 пункту Д.1.1.5 є сумою тих імовірностей значення яких розміщені в рамках на Рис. Д.1.1Б. З урахуванням цієї обставини оцінка агрегованої -5 ймовірності КП становитиме 2 3 х 10 на рік на одну спробу входу до залу прискорювача. Д.1.2.18 Значення агрегованої ймовірності КП наведене в попередньому пункті дозволяє перейти до аналізу відповідності даної конструкції прискорювача та його штатних засобів протирадіаційного захисту від потенційного опромінення робітників а також технології роботи дослідницького і обслуговуючого персоналу тим радіаційно-гігієнічним нормативам що регламентуються даним документом. Рис. Д.1.1 "Дерево подій" що використовується для імовірностного аналізу ЦПрП "вхід до небезпечної зони" А та реалізації потенційного опромінення Б у зв'язку зі спробою проникнення людини в зал прискорювача при невиключеному струмені Д.1.2.19 Якщо відповідно до проектної технології прискорювач у середньому працює m днів на рік а середня кількість щоденних 1 відвідувань залу прискорювача становить m то середньорічна 2 кількість початкових подій "спроба увійти" становить M = m * m . Тоді ймовірність КП збільшиться у M разів у 1 2 порівнянні з тією яка оцінена з розрахунку на одну спробу входу протягом року. Д.1.2.20 У досить типовому випадку коли прискорювач працює 3-4 місяці на рік m = 100 днів а середня технологічна потреба 1 входу до залу m не перевищує 10 відвідувань на день ймовірність 2 -2 -1 КП для такого режиму роботи вже становить 2 3 х 10 рік при М = 1000 . Д.1.2.21 У випадку реалізації критичної події рівні ефективних доз опромінення робітника який опинився у залі можуть перевищити 100 мЗв а поглинута доза в окремому органі частині тіла може бути вища за 1000 мГр. Д.1.2.22 Згідно з вимогами п. 2.7 для означених у п. Д.1.2.21 рівнів доз референтні ймовірності критичної події не повинні -4 -1 -7 -1 перевищувати 2 х 10 рік за ефективною дозою і 5 х 10 рік за критерієм поглинутої дози . Зіставлення цих регламентів з отриманою у п. Д.1.2.17 оцінкою агрегованої ймовірності КП що -5 -1 дорівнює 2 3 х 10 рік свідчить що рівень захисту від потенційного опромінення персоналу абсолютно недостатній як за критерієм ефективної дози так і тим більше за критерієм поглинутої дози: у першому випадку розрахункова ймовірність КП перевищує референтне значення більш ніж на два а в другому - більш ніж на п'ять порядків. Д.1.2.23 Заключний етап аналізу полягає в обґрунтуванні таких змін покращень конструкції та технології які мають бути внесені до проекту з тим щоб забезпечити нормативні рівні захисту персоналу від потенційного опромінення: * Необхідно різко посилити бар'єрні функції захисних грат з тим щоб практично вилучити можливість проникнення крізь них ймовірність ПрП за позицією 8 має бути зменшена з 0 2 до -4 2 х 0 . * Доцільно істотно посилити вимоги і передбачити відповідні заходи з покращання професійної підготовки і дисциплінованості персоналу з тим щоб імовірність ПрП пов'язана з "ігноруванням попереджувальних знаків і систем" була знижена з 0 5 принаймні до 0 05 позиція 5 на схемі Рис. Д.1.1А . * Цілком неприпустимо щоб кожний другий робітник "ігнорував" процедуру аварійної зупинки струменю якщо він опиниться у залі прискорювача позиція 12 . Навченість тренованість і дисциплінованість персоналу повинна підтримуватися на такому -2 рівні щоб імовірність такого роду подій не перевищувала 1 х 10 . * Доведена до автоматизму процедура натискування кнопки аварійного виключення має забезпечувати ймовірність реалізації цієї дії до величини близької до одиниці а не 0 7 як у позиції 13 . Можна вважати що прийнятною ймовірністю випадків -3 ігнорування процедури натискування аварійної кнопки буде 3 х 10 . Д.1.2.24 У разі реалізації усіх покращень сформульованих у попередньому пункті схема на Рис. Д.1.2 ймовірність ЦПрП по колишній головній гілці повинна зменшитися до -9 3 5 х 10 і зрівнятися з іншими двома гілками агреговані -9 -9 ймовірності ЦПрП яких 5 х 10 та 2 5 х 10 позиція 10 Рис. Д.1.2.А . З урахуванням нових значень імовірностей ЦПрП по кожній окремій гілці повна агрегована ймовірність цієї події - -8 1 2 х 10 а агрегована ймовірність критичної події зменшиться до -10 1 7 х 10 на 1 спробу на рік. Д.1.2.25 Повертаючись до оціненого у п. Д.1.2.20 значення M = 1000 входів на рік нове значення ймовірності КП становить -7 1 7 х 10 на рік на повне число спроб M що виявляється вже прийнятним і за критерієм ефективно і за критерієм поглинутої дози потенційного опромінення Таблиця 2.2 . Д.1.3 Ілюстративна модель типу "дерево відмов" Д.1.3.1 Розглядається "дерево відмов" пов'язане з реалізацією критичної події яка спричинила переопромінення пацієнта при отриманні призначеної йому радіотерапевтичної дози джерело потенційного опромінення четвертої групи . Рис. Д.1.2 "Дерево подій" з новими значеннями ПП ЦПрП та окремих КП що забезпечують неперевищення нормативних референтних значень імовірностей КП пояснення у тексті Д.1.3.2 Основні узагальнені конструкційно-технологічні характеристики гама-терапевтичної установки ГТУ такі: - радіаційний блок є системою радіально розташованих окремих 60 радіонуклідних Со джерел гама-квантів які розміщені у потужному захисному контейнері вагою 8 тон; - гама-випромінювання від джерел завдяки їх радіальному розташуванню а також наявності системи взаємозамінних і керованих коліматорів фокусується у "точці" малій області онкоосередка де власне і реалізується терапевтична доза; саме завдяки такій геометрії гама-поля опромінення здорових тканин що розташовані поза онкоосередком утримується на прийнятно низькому рівні головне призначення такого роду ГТУ - лікування пухлин мозку ; - пацієнта спочатку розміщують на спеціальному процедурному столі що є конструктивною частиною ГТУ а його голова фіксується всередині спеціального пристрою "шолому" до якого підведена система полеутворюючих змінних коліматорів; - переміщення процедурного столу здійснюється за допомогою гідравлічної системи а фіксація положення пацієнта всередині поля гама-випромінювачів забезпечується системою мікроелектричних вимикачів; - до складу такого роду ГТУ входить також загальний пульт управління апаратом та комп'ютерна система планування індивідуальних дозових схем лікування. Д.1.3.3 Конкретний приклад відмови в системі ГТУ що спричинила більш ніж двократне переопромінення пацієнта відповідає реальній ситуації описаній Джонсом з співавторами 1996 цитується за Публікацією 76 МКРЗ 1996 р. . Критична ситуація зокрема розвивалася за наступним сценарієм. * Наприкінці експозиції гідравлічна система що забезпечує зворотний рух процедурного столу не спрацювала. * Персонал який ідентифікував відмову двохпозиційного клапану гідросистеми соленоїд керуючий клапаном виявився заклиненим у позиції: "стіл усередині" відповідального за включення гідропомпи спробував спочатку дистанційно усунути блокування клапана а після цього запустити гідропомпу вручну. * Відразу ж після описаних вище безрезультатних спроб включити систему виведення пацієнта з зони опромінення персонал увійшов до процедурного залу вручну визволив фіксатори колімаційного шолому зняв тиск у гідросистемі і вручну викотив процедурний стіл після чого пацієнт опинився поза гама-полем радіаційного блоку. Ці дії зайняли близько 4-х хвилин протягом яких пацієнт продовжував опромінюватися так що сумарна доза виявилася вдвічі більшою ніж планова. Д.1.3.4 На схемі Рис. Д.1.3 показані гілки "дерева відмов" причому та гілка що відповідає описаному вище інциденту вона може бути умовно названа "гілка відмов гідросистеми" виділена потовщеними стрілками а самі елементарні відмови в рамках цієї гілки стисло описані всередині прямокутників з темно-сірим фоном. Д.1.3.5 Хоча в описаному вище прикладі розглянута конкретна відмова окремої системи до критичної події "переопромінення пов'язане з відмовою ГТУ" можуть спричинитися аварії іншого роду: механічні заклинювання процедурного столу - лівий верхній прямокутник на схемі або електричні пов'язані з відмовами мікроперемикачів або таймера що спричиняють неправильну експозицію група відмов що утворюють гілку у правій частині "дерева відмов" . Д.1.3.6 Рис. Д.1.3 ілюструє побудову і якісний аналіз "дерева відмов" яке пов'язане лише з технічними властивостями елементів конструкції ГТУ. Однак до переопромінення пацієнта можуть спричинити такі події як "неправильна помилкова дія персоналу". В останньому випадку доцільно додатково внести гілки такого роду подій в загальне дерево "відмов". Д.1.3.7 На схемі Рис. Д.1.3 вказані окремі ймовірності різних елементарних відмов позначені літерами: a b c d e f g h k l а також наведено формальні операції що застосовуються при оцінці агрегованих імовірностей відмов окремих систем і ймовірності реалізації самої критичної події. Рис. Д.1.3 "Дерево відмов" яке використовується для ймовірного аналізу критичної події яка приводить до переопромінення пацієнта у зв'язку з аварією ГТУ що виникла в процесі проведення процедури Таблиця Д.1.1 Приклад експертних оцінок імовірностей елементарних подій і відмов елементів даної ГТУ які розглядаються при аналізі критичної події що спричинила переопромінення пацієнта Відмови Інтервал імовірносних оцінок Відмова аудіо-візуального зв'язку 0 02-0 10 Втручання персоналу до процедури опромінення лікування припинено або аварійно перервано 0 01-0 02 Відмова блокувального пристрою вхідних дверей 0 01-0 02 Необхідність аварійних дій 0 01 Недбалі дії персоналу 0 002-0 010 Заклинювання процедурного столу при спробі видалення з опромінювала 0 002-0 010 Неможливість повного закриття дверей 0 001-0 002 Вихід із ладу таймера лічильника 0 001-0 002 Відмови кнопок пульту управління ГТУ 0 001-0 002 Відмова або неправильні показники моніторів гама-поля дози 0 001-0 002 Відмови електричних компонент 0 001-0 002 Відмови в мережі електропостачання 0 001-0 002 Відмови елементів гідравлічної системи 0 001-0 002 Виток робочого тіла гідросистеми з втратою тиску 0 001-0 002 Зупинки процедурного столу при переміщеннях 0 001 Недостатня підгонка шолома з внутрішнім коліматором 0 001 Відмови у роботі мікро перемикачів шолома 0 001 Вихід із ладу дверного замка 0 001 Відмова світлового індикатора стану ГТУ 0 001 Відмова системи аварійної зупинки 0 001 Вихід із ладу важелю аварійного вивільнення фіксації 0 001 Д.1.3.8 Отримання числових значень окремих імовірностей елементарних відмов або подій пов'язане з рядом серйозних труднощів подолання яких можливе з використанням експертних оцінок. У Таблиці Д.1.1 наведено інтервальні оцінки такого роду ймовірностей стосовно ГТУ тип якого описано у п. Д.1.3.2 і які отримано внаслідок спеціальної експертизи виконаної групою лікарів-радіологів дозиметристів і інженерів-розробників. Д.1.3.9 Наведені в Таблиці Д.1.1 експертні оцінки відносних імовірностей нормовані на одну процедуру і ілюструють лише загальний підхід до побудови "дерева відмов" "дерева подій" стосовно деякого конкретного джерела потенційного опромінення четвертої групи. Детальні вимоги до методичних процедур повинні розглядатися і регламентуватися спеціальним документом Міністерства Охорони Здоров'я України див. розділ 5 "Джерела потенційного опромінення четвертої групи Медичне опромінення " . Додаток 2 ПРО КВАЛІФІКАЦІЮ ОБ'ЄКТУ "УКРИТТЯ" ОУ ЯК ТИМЧАСОВОГО СХОВИЩА РАВ Д.2.1 Створення повної системи регламентів правил і вимог що гарантують безпечну для персоналу та населення експлуатацію будь-якого об'єкту неможливо без детального гігієнічного аналізу основних його властивостей з метою обґрунтованої кваліфікації. Це положення в повній мірі стосується такого унікального складного об'єкту яким є "Укриття". Метою цього Документа і є встановлення кваліфікації ОУ що ґрунтується на результатах радіаційно-гігієнічного аналізу сучасних властивостей даного об'єкту. Д.2.2 У точній відповідності зі встановленим у п. 4.1.4 визначенням РАВ як такого виду радіоактивних матеріалів "стосовно яких... ще нема рішення відносно того яким чином ці матеріали можуть бути використані..." а також визначенням поняття "зберігання" "як ... виду тимчасового збереження РАВ..." об'єкт "Укриття" у нинішньому його стані слід кваліфікувати як "місце поверхневого зберігання неорганізованих РАВ "тимчасове сховище неорганізованих РАВ які знаходяться в стадії стабілізації і реконструкції" ". Ця кваліфікація ОУ обов'язкова для використання в сфері регулювання радіаційної безпеки персоналу і населення. Д.2.3 Підставою для кваліфікації ОУ як "тимчасового сховища РАВ" є те що: - вміст "Укриття" є "особливим видом відходів відносно яких..." є підстава припускати "... що ні зараз і ніколи в майбутньому вони не можуть бути використані" п. 4.1.4 ; - питома активність радіонуклідів в ОУ "перевищує встановлені ОСПУ рівні вилучення цих радіонуклідів із сфери санітарного нагляду" п. 4.1.4 ; - саме "Укриття" "є спорудою розташованою на поверхні... землі спеціально обладнаною та конструкційно оформленою таким чином щоб гарантувалася тривала ізоляція РАВ від попадання їх у біосферу..." див. розділ: "Абревіатури терміни визначення" . Д.2.4 Надзвичайні обставини що вимагали екстреного зведення "Укриття" були причиною того що вимоги до подібних споруд які полягають у тому зокрема щоб "...гарантувалась тривала ізоляція РАВ від попадання їх у біосферу..." були виконані лише частково. Саме тому всі роботи на ОУ здійснюються як у напрямі максимального наближення до означених вимог стадія "стабілізації" так і в напрямі пошуку оптимальних проектних рішень спрямованих на радикальну реконструкцію цього об'єкту стадія "перетворення" з тим щоб справді і повністю були забезпечені гарантії тривалої ізоляції РАВ ОУ від навколишнього середовища. Д.2.5 При підготовці санітарного паспорту й інших документів необхідних для здійснення поточного санітарного нагляду обов'язковим є визначення статусу кваліфікація будь-якого об'єкту з радіаційно-ядерними технологіями і джерелами іонізуючих випромінювань. У процесі визначення статусу кваліфікації повинні зважати на: - відомості історичного характеру відносно виникнення даного об'єкта стосовно ОУ - це "...зруйнований запроектною аварією блок N 4 ЧАЕС..." ; - узагальнені характеристики та цілі робіт які проводилися раніше на ОУ - це "першочергові заходи для зменшення наслідків аварії..." ; - загальна характеристика робіт на час визначення статусу об'єкта в нинішній час на ОУ "тривають роботи по забезпеченню ядерної та радіаційної безпеки" ; - загальна характеристика джерела поточного та потенційного опромінення на ОУ - це багатотонні неорганізовані маси речовини та матеріалів що містять значну кількість довгоіснуючих уламкових та паливних радіонуклідів ; - загальна характеристика споруд що виконують бар'єрні функції які полягають як у запобіганні несанкціонованих контактів людини з радіоактивними речовинами так і в утриманні цих речовин від проникнення у навколишнє середовище для об'єкту що розглядається - головним спорудженням такого призначення є саме "Укриття" ; - відомості що стосуються майбутніх запланованих робіт з реконструкції даного об'єкта особливо у напрямі захисту людей і навколишнього середовища для ОУ - це "стабілізація" "перетворення в екологічно безпечний стан" з можливим перезахороненням радіоактивних матеріалів що зберігаються всередині "Укриття" в спеціально пристосовані для цієї мети поховання ; - інформація про наявність структуру та матеріально-технічну забезпеченість як усієї системи протирадіаційного захисту так і служби внутрішньої та зовнішньої дозиметрії. Д.2.6 Перелік відомостей що містяться у п. Д.2.5 відносно деяких загальних властивостей об'єкту "Укриття" є необхідним але недостатнім для кваліфікації цього об'єкту. Умова достатності може бути виконана якщо буде проаналізовано і враховано до якого роду об'єктів за своїми конструкційними та технологічними характеристиками найбільшою найменшою мірою близький ОУ. * Важливим для цілей кваліфікації є те що ОУ втратив всі не тільки технологічні функціональні властивості енергоблоку АЕС але й всі конструкційні ознаки як енергетичного ядерного реактора так і енергоблока в цілому. Тому кваліфікація ОУ в рамках даного класу об'єктів "реактор" "енергоблок" неможлива. * І склад і організація і перспективи реутилізації радіоактивних речовин які містяться зараз в ОУ та виникли внаслідок аварійного розрушення реактора 4-го енергоблока ЧАЕС а також в результаті контраварійних заходів на найранішній стадії аварії такі що ці матеріали найбільшою мірою відповідають визначенню радіоактивних відходів див п. Д.2.3 . Д.2.7 З положень пп. Д.2.3 Д.2.4 а також аналізу виконаного у пп. Д.2.5 Д.2.6 витікає: * Хоча нове джерело і виникло внаслідок аварії ядерного реактора а не внаслідок деякої РАВ-утворюючої технології це джерело вміст "Укриття" є радіоактивними відходами неорганізованими якраз внаслідок їхнього "аварійного" а не технологічного походження . * Сама ж ця споруда "Укриття" відповідно до свого функціонального призначення об'єктивно набуває всіх властивостей місця тимчасового зберігання РАВ які утворилися внаслідок аварії. * Такий статус буде розповсюджуватися на об'єкт "Укриття" принаймні доти доки або не вдасться розробити та реалізувати відповідні технології вилучення переробки та переміщення паливно-містких мас у сховища постійного типу "захоронення" або сам ОУ не буде перетворено на таке сховище. Д.2.8 З урахуванням попередніх положень на всіх стадіях проектування робіт зі стабілізації та або перетворення ОУ повинні розглядатися джерела потенційного опромінення першої та другої груп. Стосовно тих проектних рішень які передбачають перетворення ОУ на місце постійного захоронення РАВ повинні розглядатися також і джерела потенційного опромінення третьої групи. Додаток 3 ЗАГАЛЬНА СТРУКТУРА ФОРМУВАННЯ РІШЕНЬ ЩОДО ВИДІВ ЗАХОРОНЕННЯ РАВ Д.3.1 На схемі рисунка Д.3.1 подано загальну структуру ітераційного процесу прийняття рішень відносно допустимості захоронення даних РАВ у сховищах поверхневого типу. Д.3.2 Як видно із схеми Рис. Д.3.1 першим кроком у процедурі вибору та обґрунтування є визначення мети: - можливість неможливість здійснювати захоронення даних РАВ у спорудах поверхневого типу; - обговорення варіантів звільнення повне обмежене або обмежене зі спеціальними вимогами через 300 років після захоронення; - розгляд ландшафтно-географічних гідрогеологічних соціально-економічних та інших умов на тій території де планується відведення дільниці під сховище з точки зору природоохоронної та соціально-економічної прийнятності подібного рішення. Д.3.3 Далі процедура повинна містити: - розгляд властивостей РАВ і локальних характеристик майданчика для майбутнього сховища; - встановлення необхідних для розгляду в даній ситуації сценаріїв які можуть спричинити критичні події пов'язані з природними процесами і ненавмисним втручанням людини а також оцінка їхньої імовірності; - отримання розрахункових дозових оцінок відповідно до референтних сценаріїв опромінення Додаток 4 звичайно за допомогою спеціального узгодженого з органами санітарного нагляду програмно-математичного апарату ; - інтерпретація отриманих розрахункових дозових оцінок та порівняння їх з регламентами безпеки відповідно до поверхневих захоронень. Д.3.4 На схемі Рис. Д.3.1 особливо виділений ряд головних альтернативних результатів інтерпретації кінцевих оцінок: - чи задовольняють оцінки імовірності реалізації критичних -2 -1 подій регламенту: неперевищення ймовірності 1 х 10 рік ; у випадку невиконання цієї умови опромінення від такого джерела слід вже розглядати як поточне і далі перевірити чи задовольняють очікувані дози умові неперевищення їх регламенту для поточного -1 опромінення: 10 мкЗв*рік ; невиконання також і цієї другої умови означає що поверхневе захоронення неприпустиме; - чи відповідають отримані розрахункові дозові оцінки регламентам і обмеженням які накладаються цим документом на прийняття рішення про поверхневе захоронення РАВ що розглядаються у даному конкретному місці; якщо відповідь позитивна то приймається рішення про допустимість поверхневого захоронення; у цьому випадку встановлюється також який варіант звільнення можливий через 300 років стосовно даної конкретної ситуації див. схему на Рис. Д.3.2 ; - якщо отримані розрахункові дозові та імовірнісні оцінки не відповідають встановленим регламентам і обмеженням то наступним важливим кроком є розгляд питання про можливість і необхідність нових ітерацій але з переглянутими модіфікованими уточненими наборами параметрів; подібний перегляд доцільний лише у тому випадку якщо вдається справді уточнити характеристики РАВ отримати більш детальну історико-геологічну та гідрологічну інформацію про дану місцевість нарешті залучити до розгляду більш надійні відомості про бар'єрні властивості конструкцій і матеріалів запланованої інженерної споруди; - якщо всі розумні можливості перегляду й модифікації параметрів вичерпані то приймається рішення про недопустимість поверхневого захоронення. Рис. Д.3.1 Загальна структура ітераційного процесу прийняття рішень відносно типу захоронення Д.3.5 Надзвичайно важливими для прийняття рішень є результати зіставлення отриманих розрахунково-сценарних оцінок з регламентами встановленими цим документом. Тому на Рис. Д.3.2 показана детальна структура як самих цих регламентів так і їх місце у загальній процедурі прийняття рішень. Далі окремі блоки цієї схеми роз'яснюються більш докладно: * У правій частини схеми на рисунку Д.3.2 виділені чотири блоки що відображують форми звільнення РАВ які надаються Державним регулюючим органом: "повне" "обмежене" "обмежене зі спеціальними вимогами" а також випадок коли протягом заданого періоду "звільнення" "не надається" ні в одній з названих форм. * У лівій частині схеми демонструється з якого роду регламентами необхідно зіставляти проектні значення доз потенційного опромінення ненавмисне втручання людини природні процеси та явища . * Рівні доз оцінені для різноманітних сценаріїв реалізації потенційного опромінення порівнюються з встановленими п. 4.2.3 референтними дозовими рівнями А та Б: - "вище рівня А" - звільнення не надається ні за яких обставин; - "нижче рівня Б" - форма звільнення може бути будь-яка залежно від поєднання інших проектних показників поточної та майбутньої радіаційної обстановки у місці розташування сховища РАВ а також запропонованих конструктивно-технологічних рішень і властивостей РАВ; - нарешті при попаданні розрахункових проектних доз потенційного опромінення в інтервал значень між рівнями А та Б звільнення може надаватися лише у формі обмеженого зі спеціальними вимогами. * До групи блоків об'єднаних терміном "регламенти" належить також рівень допустимого поточного опромінення що дорівнює 10 мкЗв на рік неперевищення якого є необхідною умовою надання звільнення. * Обов'язковою у схемі прийняття рішень є процедура зіставлення проектних радіаційних характеристик РАВ з рівнями вилучення встановленими ОСПУ. * У нижній правій частині схеми показані три блоки овальної форми що демонструють три типи рішень відносно можливості або неможливості захоронення даних РАВ у сховищах поверхневого типу. Ці три варіанти рішень формулюються так: - "захоронення допускається в поверхневих сховищах" що проте не забороняє використовувати для захоронення сховища глибинного типу ; - "найбільш прийнятним є глибинне захоронення" при певному поєднанні умов які допускають обмежене звільнення зі спеціальними вимогами можливі також рішення про захоронення РАВ у поверхневі сховища ; - властивості РАВ і зіставлення проектних радіаційних показників з регламентами такі що "захоронення можливе лише в глибоких стабільних геологічних формаціях". * Фонове штрихування блоків що відповідають формам звільнення і видам захоронень на схемі виконано так щоб ці блоки можна було легко зіставити з двома основними типами РАВ "короткоіснуючі" та "довгоіснуючі" які визначені Законом України "Про поводження з РАВ" 1995 та цим Документом. * Під типом РАВ який на схемі коротко визначено як "такий що визначається індивідуально" розуміється що можуть бути випадки коли остаточне рішення відносно кваліфікації типу РАВ коротко- або довгоіснуючі встановлюється за індивідуальним погодженням з Регулюючим Органом. Рис. Д.3.2 Загальна схема формування рішень про типи РАВ та види захоронень Додаток 4 ЗАГАЛЬНІ ВИМОГИ ДО АНАЛІЗУ СЦЕНАРІЇВ КРИТИЧНОЇ ПОДІЇ І РЕФЕРЕНТНИХ СЦЕНАРІЇВ ОПРОМІНЕННЯ ДЖЕРЕЛА ПОТЕНЦІЙНОГО ОПРОМІНЕННЯ ТРЕТЬОЇ ГРУПИ Д.4.1 Відповідно до п. 4.2.5 при аналізі джерел потенційного опромінення третьої групи повинні розглядатися наступні два типи сценаріїв що можуть призвести до реалізації критичної події яка спричиняє руйнування порушення цілісності сховища РАВ та проникнення радіоактивних речовин у навколишнє середовище. а Сценарії в рамках яких порушення сховища можливе внаслідок природних процесів та явищ у тому числі катастрофічних: - землетруси; - потужні паводки аномальні випадіння опадів зміни русла річок та інші явища і процеси що спричиняють повне або часткове затоплення сховища; - оповзні; - урагани смерчі; - виверження вулканів. б Сценарії в рамках яких руйнування сховища можливе внаслідок ненавмисного втручання діяльності людини: - будівельні роботи з застосуванням землерийних машин та механізмів; - геологічні і гірські роботи що виконуються з метою пошуку і розвідки корисних копалин враховуючі буріння свердловин проходження гірських виробіток; - гірські роботи будівництво та експлуатація шахт кар'єрів експлуатаційних свердловин які здійснюються з метою видобутку корисних копалин. Д.4.2 Для оцінки імовірності реалізації в певній місцевості критичної події пов'язаної зі сценаріями типу а п. Д.4.1 повинна залучатися й аналізуватися вся наявна інформація відносно природних аномальних процесів та явищ накопичена як у відповідних службах спостереження так і в історико-архівних документах. Зокрема перевірці підлягають відомості щодо частоти та інтенсивності зареєстрованих у минулому землетрусів паводків ураганів. У результаті ретроспективного аналізу всієї інформації відносно частоти та інтенсивності аномальних природних процесів та явищ що спостерігалися у минулому оцінюється: - імовірність кожного з вищезгаданих явищ для території що розглядається; - зіставлення отриманих імовірнісних оцінок з значенням що -2 -1 регламентоване даним документом 1 х 10 рік максимальне значення імовірності неперевищення якого є критерієм належності цього джерела до категорії "джерело потенційного опромінення" ; - оцінка інтенсивності катастрофічних природних явищ що спостерігалися у минулому з точки зору їх руйнівних властивостей наприклад для землетрусів це оцінка їхньої бальності як чинника який визначає вимоги до надійності та стійкості конструкції сховища. Д.4.3 Стосовно сценаріїв в яких порушення цілісності сховища може бути зумовлене ненавмисними втручаннями людини пов'язаними з перерахованими в п. Д.4.1. б діями повинні оцінюватися результати виконаних геологопошукових та геологорозвідувальних робіт з точки зору довготривалої перспективності площ що розглядаються на наявність корисних копалин у тому числі і водоносних пластів. Якщо такого роду аналіз демонструє перспективність площ що розглядаються як джерел корисних копалин ці території повинні вилучатися з розгляду як можливе місце будівництва сховищ РАВ. Д.4.4 При розгляді альтернативних варіантів відведення майданчиків під будівництво сховищ РАВ повинна надаватися перевага тим майданчикам і проектним рішенням в яких за інших рівних умов імовірності реалізації критичних подій в сценаріях типу а та б виявляються найменшими. Для зменшення імовірності реалізації сценаріїв пов'язаних з будівельними роботами може розглядатися варіант приповерхневого сховища на глибині більше 10 - 20 метрів. Вимоги що стосуються вибору з різних варіантів майданчика і технічного рішення таких що імовірності зруйнування сховища в майбутньому виявляються не тільки прийнятно низькими відповідними регламентам але й нижче встановлених регламентів є однією з важливих форм застосування принципу оптимізації п. 4.2.9 . Д.4.5 При отриманні дозових оцінок потенційного опромінення від джерел третьої групи не має принципового значення який із типів вищенаведених сценаріїв критичної події реалізувався: чи була це природна катастрофа чи ненавмисне втручання людини. Тому далі встановлюється обов'язковий набір з п'яті референтних сценаріїв опромінення * який відповідає п'яти головним шляхам формування доз: --------------- * У рамках даного додатка розвиток всіх подій розглядається як послідовність реалізації двох типів сценаріїв: "сценаріїв критичної події" що охоплюють процеси і явища які спричиняють порушення цілісності сховища РАВ та "референтних сценаріїв опромінення" в яких розглядаються різні форми діяльності і режими поведінки людини а також професійно-вікові групи населення. Далі якщо це не породжує непорозуміння допускається використання скорочення "сценарій". - Надходження радіонуклідів з питною водою. - Надходження радіонуклідів з продуктами харчування. - Інгаляційний. - Зовнішнє гама-опромінення дистанційне та контактне бета-опромінення шкіри. - Випадкове проковтування дрібних фрагментів речовини РАВ. Д.4.6 Для кожного з п'яти обов'язкових референтних сценаріїв опромінення далі встановлюється мінімальний але достатній набір референтних параметрів і характеристик припущень допущень що забезпечують і необхідну консервативність і реалістичність сценарних дозових оцінок. Д.4.7 Якщо для даної місцевості де планується відведення майданчика під сховище РАВ а також для конкретного складу цих РАВ і запропонованих конструктивно-технологічних рішень є дані відносно інших у порівнянні з референтними значень сценарних параметрів використання яких спричиняє більш високі розрахункові дози потенційного опромінення тоді повинен використовуватися саме цей а не референтний набір параметрів. Д.4.8 Набори сценарних параметрів які відрізняються від референтних і використання яких призводить до менш консервативних дозових оцінок ніж у випадку референтних наборів допускається лише за умови надання у органи Держсанепідслужби детального обґрунтування такого вибору і отримання відповідного узгодження. Д.4.9 Сценарій 1. Надходження радіонуклідів з питною водою. * При формуванні даного сценарію припускається що незалежно від типу критичної події яка викликала заповнення тіла сховища водою протікання атмосферних опадів підтоплення внаслідок ординарних або аномальних паводків поступове обводнення місцевості через зміни річищ водних артерій питома активність цієї води виявляється з одного боку максимальною а з іншого - ця концентрація за рахунок збалансованості водних джерел і стоків підтримується постійною умова стаціонарності . * Перерахованим вище умовам відповідає окремий сценарій заповнення водою сховища за яким постійним "маловодним" джерелом є атмосферні опади. Всі інші більш "багатоводні" джерела підвищення рівня ґрунтових вод паводки та ін. спричиняються до істотно більшого розбавлення активності радіонуклідів відповідно меншої їхньої концентрації у потенційному джерелі питного водопостачання а отже і до менш консервативних дозових оцінок. * Приймається що джерело питного водопостачання наприклад криниця споруджене або безпосередньо над тілом обводненого сховища РАВ або на несуттєвій відстані від сховища. * В обох випадках консервативно приймається що питома радіоактивність питної води не відрізняється від питомої радіоактивності води у зруйнованому сховищі. * Через зміни бар'єрних властивостей конструкцій і фізико-хімічних форм матеріалів які перебувають у сховищі на час його звільнення агрегована парціальна швидкість переходу -5 -1 радіоактивності з РАВ у воду становить 1 х 10 рік не менше . * Прийнято що обводнення тіла сховища відбувається за -1 рахунок атмосферних опадів інтенсивністю 0 6 м. рік характерне для України середньорічне значення . При такому референтному значенні опадів джерело є консервативно маловодним а самий сценарій такого роду стає незалежним від розміру сховища. * Обсяг питної води що споживається з забрудненого джерела однією людиною в залежності від віку дорівнює референтним значенням наведеним в НРБУ-97. Д.4.10 Сценарій 2. Надходження радіонуклідів з продуктами харчування. * У цьому сценарії припускається що радіоактивне забруднення ґрунту відбувається за рахунок рівномірного змішування з ним РАВ зі зруйнованого сховища. Це зокрема може відбуватися у випадку екскаваційних або інших ґрунтових робіт. * У кінцевому підсумку питома радіоактивність продуктивного шару ґрунту досягає 0.1 від питомої активності РАВ. Значення менш ніж 0.1 не відповідають умові консервативності сценарних оцінок а вміст у ґрунті більше 10% матеріалів РАВ може зробити такий ґрунт непридатним для сільськогосподарського використання. * Серед різних варіантів землекористування картоплярство та рослинництво в цілому є й достатньо розповсюдженим видом сільськогосподарської діяльності і водночас забезпечує достатньо консервативні оцінки доз внутрішнього опромінення. Використання подібних радіоактивно забруднених ґрунтів під луки та пасовища м'ясо-молочне виробництво менш значуще з точки зору формування дози. * Для виконання розрахунків у рамках даного сценарію встановлюються референтні значення агрегованих коефіцієнтів переходу B "ґрунт - продукти харчування рослинного походження" vs наведені в Таблиці Д.4.1. * Використовуються також референтні значення річного споживання продуктів рослинництва вироблених на забруднених РАВ ґрунтах НРБУ-97 . Д.4.11 Сценарій 3. Інгаляція радіоактивних аерозолів. Цілісність сховища порушена внаслідок рекультивації екскаваційних або інших ґрунтових робіт і опромінення населення відбувається за рахунок вдихання радіоактивних аерозолів що утворюються при вітряному або механічному антропогенному підйомі. Розглядаються три окремих сценарних варіанти інгаляції. Як підсумкове приймається максимальне значення дози отримане в результаті розрахунків що використовують як весь заданий в кожному з сценаріїв інтервал AMAD так і шість референтних вікових груп разом з трьома референтними типами системного надходження Додаток 2 п. Д.2.2.6 НРБУ-97 . * Підсценарій 3а. Населення що проживає безпосередньо на території колишнього сховища інгалює аерозолі в умовах слабкого запилення. Для цього окремого сценарію встановлюється наступний набір референтних параметрів: -3 - Вміст пилу в приземному шарі повітря - 200 мкг*м ; - Частка радіоактивних матеріалів у складі пилу що інгалюється - 10%; - Час інгаляції протягом року радіоактивних аерозолів - 8760 годин; - AMAD радіоактивних аерозолів перебуває в діапазоні 0.01 - 30 мкм. * Підсценарій 3б. Населення періодично присутнє або безпосередньо на території колишнього сховища або в межах території забрудненої матеріалами з тіла сховища наприклад якщо територія ввійшла до складу зони рекреації та використовується для спортивних ігор . Референтні параметри сценарію 3б: -3 - Вміст пилу в приземному шарі повітря - 1000 мкг*м ; - Частка радіоактивних матеріалів у складі інгальованого пилу - 100%; - Сумарний час протягом року інгаляції радіоактивних аерозолів - 100 годин; - AMAD радіоактивних аерозолів - у діапазоні 0.01 - 30 мкм; * Підсценарій 3в. Опромінюються особи зайняті в будівельних дорожніх або сільсько-господарських роботах з інтенсивним запиленням на території колишнього сховища. Референтні параметри сценарію 3в: -3 - Вміст пилу в приземному шарі повітря - 5000 мкг*м ; - Частка радіоактивних матеріалів у складі інгальованого пилу 30%; - Сумарний час протягом року інгаляції радіоактивних аерозолів - 100 годин; - AMAD радіоактивних аерозолів - у діапазоні 0.1 - 100 мкм. Таблиця Д.4.1 - Референтні значення узагальнених коефіцієнтів переходу B * "ґрунт - продукти харчування рослинного vs походження". Застосовуються для аналізу доз потенційного опромінення населення що перебуває в зоні впливу приповерхневих сховищ РАВ. Елемент B vs Елемент B vs Елемент B vs Ac 0 001 Gd 0 002 Pr 0 002 Ag 0 004 Ge 0 4 Pt 0 1 Al 0 004 Ha 0 002 Pu 0 001 Am 0 001 Hf 0 003 Ra 0 04 As 0 08 Hg 0 3 Rb 0 2 At 0 2 Ho 0 002 Re 0 2 Au 0 1 I 0 02 Rf 0 003 B 0 01 In 0 003 Rh 0 03 Ba 0 01 Ir 0 03 Ru 0 03 Be 0 004 K 0 3 S 0 6 Bi 0 1 La 0 002 Sb 0 01 Bk 0 001 Li 0 001 Sc 0 002 Br 0 4 Lr 0 002 Se 0 1 Ca 0 5 Lu 0 002 Si 0 02 Cd 0 5 Md 0 002 Sm 0 002 Ce 0 002 Mg 0 03 Sn 0 3 Cf 0 001 Mn 0 3 Sr 0 3 Cl 20 Mo 0 1 Ta 0 002 Cm 0 001 N 7 5 Tb 0 002 Co 0 08 Na 0 05 Tc 5 Cr 0 01 Nb 0 01 Te 0 1 Cs 0 2 Nd 0 002 Th 0 001 Cu 0 05 Ni 0 05 Ti 0 001 Dy 0 002 No 0 002 Tl 0 2 Er 0 002 Np 0 02 Tm 0 002 Es 0 001 O 0 6 U 0 002 Eu 0 002 Os 0 03 V 0 002 F 0 02 P 1 W 0 8 Fe 0 001 Pa 0 01 Y 0 002 Fm 0 002 Pb 0 004 Yb 0 002 Fr 0 03 Pd 0 1 Zn 0 4 Ga 0 003 Pm 0 002 Zr 0 001 Po 0 001 -1 Бк. кг-1 свіжих продуктів овочі фрукти зернові на Бк*кг сухого ґрунту. Додатково до трьох викладених вище варіантів сценарію інгаляції в деяких випадках необхідно розглядати інгаляційне надходження радіоактивних пари та газів що виділяються з тіла сховища якщо внаслідок властивостей РАВ можливо їхнє утворення. Всі сценарії накладають обмеження як на сумарну активність окремих радіонуклідів у захороненні так і на локальну питому активність їх у складі РАВ. Д.4.12 Сценарій 4. Зовнішнє опромінення. Зовнішнє опромінення населення може мати місце як в випадку збереження цілісності сховища так і при його руйнуванні. Опроміненню може підлягати: - населення яке безпосередньо проживає в межах території колишнього сховища; - населення віддалених територій якщо ґрунт з території сховища був переміщений у результаті ґрунтових робіт ; - населення що періодично присутнє на території колишнього сховища наприклад якщо територія увійшла до складу зони рекреації . Сценарій обмежує як сумарну активність окремих радіонуклідів у сховищі так і їхню локальну питому активність у складі РАВ при розгляді контактного бета-опромінення шкіряних покривів . Референтні параметри сценарію 4: * Матеріали що містяться у сховищі утворюють верхній шар ґрунту завтовшки 0.15 м. * Час опромінення протягом року - 2000 годин. Д.4.13 Сценарій 5. Проковтування дрібних фрагментів речовини РАВ. Розглядається випадкове проковтування часток радіоактивних матеріалів або забрудненого радіонуклідами ґрунту наприклад з забруднених рук при виконанні будівельних ґрунтових та сільськогосподарських робіт. Для дітей може бути характерне випадкове проковтування часток ґрунту та дрібних фрагментів з тіла сховища. Сценарій обмежує як сумарну активність окремих радіонуклідів у сховищі так і їхню локальну питому активність у складі РАВ при розгляді випадкового ковтання дрібних фрагментів з тіла сховища . Як референтні параметри цього сценарію розглядається річне -1 надходження радіоактивних матеріалів: 0.05 кг*рік -1 0.14 г день . Д.4.14 При розрахунку доз потенційного опромінення максимальна консервативність одержуваних оцінок досягається за рахунок виконання ряду умов: - повинні враховуватися всі без винятку i-ті радіонукліди присутні в РАВ; - для кожного i-того радіонукліду що є родоначальником ланцюга радіоактивного розпаду у розрахунок повинні залучатися всі його j-ті дочірні продукти розпаду а також всі можливі k-ті референтні хімічні форми як для материнських так і для дочірніх радіонуклідів; - дози повинні розраховуватися для кожного s-того референтного сценарію. Д.4.15 Ефективна річна доза опромінення отримана на час t після захоронення РАВ деяким індивідуумом віку t враховуються всі вікові групи населення в тому числі діти які опромінюються внутрішньоутробно та новонароджені до яких радіонуклід може надходити з молоком матері від j-того дочірнього продукту розпаду i-того радіонукліда окремо для кожної хімічної форми та p-того шляху опромінення буде позначатися індексованим символом де d означає референтне значення AMAD аерозолів що вдихаються тільки для інгаляційного шляху надходження . Д.4.16 Дотримання вимоги консервативності оцінок річної ефективної дози забезпечується тим що обирається максимальне значення з того ряду результатів який отриманий для різних груп населення. Оператор "МАХ" визначає процедуру вибору максимуму серед всіх розглядуваних s-тих сценаріїв вікових груп t і часів t для яких досягається максимум. Формально це записується у вигляді формули Д.4.1 в якій складання проводиться в будь-якій точці: max j F = MAX S S S MAX F t тау Д.4.1 t тау s p i j k d if i s p k d де: i - індекс радіонукліда наявного в складі РАВ у початковий момент часу; j - індекс дочірніх продуктів розпаду i-того радіонукліда; p - індекс шляху формування доз опромінення у випадку реалізації даного сценарію s; s - індекс референтного сценарію; k - індекс референтного типу хімічної сполуки; d - індекс референтного значення AMAD; t - час з моменту захоронення РАВ розглядається інтервал часу що починається з моменту надання звільнення ; t - вік групи населення що розглядається; f - ефективна річна доза; S - знак суми. Д.4.17 Річна еквівалентна доза в кришталику ока або шкіряних покривах розраховується так: max i H = MAX S S H t тау Д.4.2 lens l skin t тау s i j lens l skin i s S - знак суми де - річна еквівалентна доза в кришталику ока або шкіряних покривах що формується при реалізації s-того сценарію. Д.4.18 Для оцінки річних еквівалентних доз в органах та тканинах використовується формула: max i H = MAX S S S MAX H t тау Д.4.3 T t тау s p i j k d if T i s p k d p = inhal S - знак суми i де - H t тау річна еквівалентна доза в органі T i s p k d або тканині Т що формується при реалізації s-того сценарію. Д.4.19 У розрахунках доз потенційного опромінення використовується така саме система референтних параметрів як і в Додатку 2 НРБУ-97. Необхідні додаткові референтні параметри вказані окремо в описі сценаріїв. Додаток 5 СХЕМА ПОПЕРЕДНЬОЇ ОЦІНКИ ПРИПУСТИМОСТІ ПРИПОВЕРХНЕВОГО ЗАХОРОНЕННЯ РАВ Д.5.1 При вирішенні питання щодо припустимості неприпустимості захоронення твердих РАВ у сховище поверхневого типу склад проекту подібного об'єкту повинен відповідати всім вимогам даного документа включаючи повний опис тих розрахункових процедур що обґрунтовують запропоновані технічні рішення. Д.5.2 В порядку попередньої кількісної оцінки припустимості приповерхневого захоронення РАВ може виявитися корисним застосування спрощених розрахунків які в цілому відповідають положенням даного документа але приводять до істотно більш консервативних оцінок. Інакше кажучи якщо результати отримані по схемі викладеного нижче попереднього аналізу свідчать про припустимість захоронення у приповерхневих сховищах цих РАВ тоді і результати обов'язкових детальних розрахунків по формулам Д. 4.1 - Д. 4.3 скоріше за все підтвердять цей висновок. В той же час якщо по схемі попередньої оцінки отримано негативного висновку то це зовсім не означає що до такого ж негативного результату приведуть і розрахунки по обов'язковій повній схемі. Д.5.3 В основу розрахункової схеми попередньої оцінки покладені наступні умови. * Для кожного з радіонуклідів що входять до складу РАВ розглядається лише такий рівень питомої активності який відповідає її максимальному значенню дози на всьому часовому інтервалі. * Якщо радіонуклід не створює ланцюжка радіоактивного розпаду то максимальне значення дози від нього співпадає з моментом: "300 років після захоронення". У разі радіоактивних ланцюжків розраховувся максимум дози від суми всіх членів що 7 входять в склад ланцюжка на інтервалі часу 300-10 років і значення цього максимуму приписується материнському радіонукліду. * Максимуму максимальному значенню дози від кожного i-того радіонукліду відповідає деяке значення його допустимої активності у сховищі РА а також допустимої його активності у будь-якому i малому фрагменті масою 10 міліграмм Р альфа . i Значення коефіцієнтів РА та Р альфа розраховані таким i i -1 чином щоб гарантувати неперевищення 1 мЗв*рік рівня В якщо РАВ містить тільки один i-тий радіонуклід. Очевидно що для таких "монорадіонуклідних" РАВ умовою припустимості захоронення їх у приповерхневе сховище є одночасне виконання двох простих нерівностей: A /PA <= 1 та альфа /P альфа <= 1 де A та i i i i i альфа - відповідно активність РАВ у сховищі та активність у i малому фрагменті РАВ масою 10 мг. Д.5.4 Для РАВ які містять суміш i-тих радіонуклідів виконання умов п. Д.5.3 трансформується таким чином що одночасно повинні виконуватися нерівності у лівій частині яких стоять суми парціальних внесків кожного i-того радіонукліда в дозу потенційного опромінення яка в кінцевому результаті не повинна -1 перевищувати рівня Б 1 мЗв*рік : -- | A | i | S --- <= 1 а | i PA < i Д.5.1 | альфа | i | S ------- < 1 б | i Pa | i -- де: A - сумарна активність i-того радіонукліду в сховищі; i PA - розрахункова допустима активність окремого i-того i радіонукліду; альфа - активність i-того радіонукліду що міститься в i будь-якому малому фрагменті РАВ масою 10 мг; Pa - розрахункова допустима активність i-того радіонукліду в i довільному об'ємі РАВ масою 10 мг; S - знак суми. Д.5.5 Справедливість нерівності Д.5.1 а забезпечує достатнє обмеження потенційного опромінення за рахунок процесів до яких втягується вся маса РАВ або її значна частка . При цьому вважається що в цьому разі неоднорідності концентрації радіонуклідів в складі РАВ не виявляють істотного впливу на рівень опромінення наприклад сценарій забруднення питної води . Виконання Д.5.1 б забезпечує достатнє обмеження потенційного опромінення в сценаріях при яких критичним є високий вміст радіонуклідів у малих кількостях РАВ і є необхідність обмежувати дози пов'язані з випадковим ковтанням дрібних фрагментів матеріалів з колишнього захоронення або обмежувати дози що зумовлені інгаляцією радіоактивних часток. Розраховані заздалегідь величини PA та P альфа необхідні для використання в i i схемі попередньої оцінки наведені в Таблиці Д.5.1. Таблиця Д.5.1 - Значення коефіцієнтів PA та P альфа для i i найбільш важливих довгоіснуючих радіонуклідів і відповідні їм значення питомих активностей Радіонуклід i PA i P альфа i Питома активність Середня по сховищу * Середня по фрагменту 10 мг Бк Бк*кг -1 Бк*кг -1 Sr-90 9E+14 2E+03 9E+06 2E+05 Zr-93 1E+15 1E+02 1E+07 1E+04 Nb-94 3E+11 2E+01 3E+03 2E+03 Tc-99 1E+12 4E+01 1E+04 4E+03 I-129 5E+12 8E-01 5E+04 8E+01 Cs-135 3E+13 8E+01 3E+05 8E+03 Cs-137 9E+14 2E+04 9E+06 2E+06 U-235 9E+10 3E-02 9E+02 3E+00 U-236 7E+12 1E+00 7E+04 1E+02 U-238 1E+11 1E-02 1E+03 1E+00 NP-237 3E+11 8E-02 3E+03 8E+00 Pu-238 1E+13 5E+00 1E+05 5E+02 Pu-239 9E+11 4E-01 9E+03 4E+01 Pu-240 9E+11 5E-01 9E+03 5E+01 Pu-241 5E+13 2E+01 5E+05 2E+03 Pu-242 9E+11 5E-01 9E+03 5E+01 Am-241 2E+12 8E-01 2E+04 8E+01 Am-243 1E+12 5E-01 1E+04 5E+01 розраховано для "референтного" приповерхневого сховища сумарним об'ємом 100 тисяч куб.м з коефіцієнтом використання -3 об'єму - 50% та середньою питомою вагою РАО - 2 т*м .