Для работников персонала средняя годовая эффективная допустимая доза облучения равна мзв зиверта

Содержание

На основании Федерального закона от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ* «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 г. N 554**, постановляю:

Ввести в действие санитарные правила и нормы «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований. СанПиН 2.6.1.1192-03», утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 14 февраля 2003 г., с 1 мая 2003 г.

Г.Г.Онищенко
_____________________________
* Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650
** Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст.3295
Зарегистрировано в Минюсте РФ 19 марта 2003 г.
Регистрационный N 4282

6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

Дата введения: 1 мая 2003 г.

1.1. Настоящие Санитарные правила и нормативы (далее — Правила) разработаны в соответствии с Федеральными законами от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650), от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст.141), от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, N 48, ст.4552), постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 г. N 554 «Об утверждении Положения о государственной санитарно-эпидемиологической службе Российской Федерации и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании» (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст.3295).

Правила являются нормативным документом, устанавливающим основные требования и нормы по обеспечению радиационной безопасности персонала, пациентов и населения при проведении медицинских рентгенологических процедур с диагностической, профилактической, терапевтической или исследовательской целями.

1.2. Правила обязательны для исполнения организациями, независимо от их подчиненности и формы собственности, и физическими лицами, деятельность которых связана с рентгеновскими исследованиями.

1.3. Правила распространяются на проектирование, строительство, реконструкцию (модернизацию) и эксплуатацию рентгеновских кабинетов, аппаратов, включая передвижные флюорографические кабинеты, аппараты.

Охрана труда

Скачивать документы могут только зарегистрированные пользователи! Пожалуйста, войдите или зарегистрируйтесь!

Опасность радиации, простыми словами

Министерство здравоохранения Российской Федерации
ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

от 18 февраля 2003 года N 8

О введении в действие СанПиН 2.6.1.1192-03
(с изменениями на 14 февраля 2006 года)
____________________________________________________________________
В документе учтено:
письмо Роспотребнадзора от 14 февраля 2006 года N 0100/1541-06-32 (исправление технической опечатки).
____________________________________________________________________

На основании Федерального закона от 30 марта 1999 года N 52-ФЗ* «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 года N 554**,
_______________
* Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650.

** Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст.3295.

Ввести в действие санитарные правила и нормы «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских аппаратов и проведению рентгенологических исследований. СанПиН 2.6.1.1192-03», утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 14 февраля 2003 года, с 1 мая 2003 года.

Зарегистрировано
в Министерстве юстиции
Российской Федерации
19 марта 2003 года,
регистрационный N 4282

УТВЕРЖДЕНЫ
Главным государственным
санитарным врачом
Российской Федерации,
Г.Г.Онищенко
14 февраля 2003 года

Дата введения: 1 мая 2003 года

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов,
аппаратов и проведению рентгенологических исследований

Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.1192-03
(с изменениями на 14 февраля 2006 года)

I. Область применения

1.1. Настоящие санитарные правила и нормативы (далее — Правила) разработаны в соответствии с Федеральными законами от от 30 марта 1999 года N 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999 , N 14, ст.1650), от 9 января 1996 года » N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст.141), от 21 ноября 1995 года N 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995 , N 48, ст.4552), постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 года N 554 «Об утверждении Положения о государственной санитарно-эпидемиологической службе Российской Федерации и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании» (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст.3295).

1.3. Правила распространяются на проектирование, строительство, реконструкцию (модернизацию) и эксплуатацию рентгеновских кабинетов аппаратов, включая передвижные флюорографические кабинеты, аппараты.

II. Общие положения

2.1. В соответствии с классификацией радиационных объектов по потенциальной опасности рентгенодиагностические и рентгенотерапевтические кабинеты относятся к IV категории.

2.2. Система обеспечения радиационной безопасности при проведении медицинских рентгенологических исследований должна предусматривать практическую реализацию трех основополагающих принципов радиационной безопасности — нормирования, обоснования и оптимизации.

2.2.1. Принцип нормирования реализуется установлением гигиенических нормативов (допустимых пределов доз) облучения.

Для работников (персонала) средняя годовая эффективная доза равна 20 мЗв (0,02 зиверта) или эффективная доза за период трудовой деятельности (50 лет) — 1000 мЗв (1 зиверт); допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 50 мЗв (0,05 зиверта) при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 20 мЗв (0,02 зиверта). Для женщин ввозрасте до 45 лет эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв (0,001 зиверта) в месяц.

Для практически здоровых лиц годовая эффективная доза при проведении профилактических медицинских рентгенологических процедур и научных исследований не должна превышать 1 мЗв (0,001 зиверта).

2.2.2. Принцип обоснования при проведении рентгенологических исследований реализуется с учетом следующих требований:

— приоритетное использование альтернативных (нерадиационных) методов;

— проведение рентгенодиагностических исследований только по клиническим показаниям;

— выбор наиболее щадящих методов рентгенологических исследований;

— риск отказа от рентгенологического исследования должен заведомо превышать риск от облучения при его проведении.

Принцип обоснования при проведении рентгенотерапии реализуется с учетом следующих требований:

— использование метода только в случаях, когда ожидаемая эффективность лечения с учетом сохранения функций жизненно важных органов превосходит эффективность альтернативных (нерадиационных) методов;

— риск отказа от рентгенотерапии должен заведомо превышать риск от облучения при ее проведении.

2.2.3. Принцип оптимизации или ограничения уровней облучения при проведении рентгенологических исследований осуществляется путем поддержания доз облучения на таких низких уровнях, какие возможно достичь при условии обеспечения необходимого объема и качества диагностической информации или терапевтического эффекта.

2.3. Обеспечение радиационной безопасности при проведении рентгенологических исследований включает:

— проведение комплекса мер технического, санитарно-гигиенического, медико-профилактического и организационного характера;

— осуществление мероприятий по соблюдению правил, норм и нормативов в области радиационной безопасности;

— информирование населения (пациентов) о дозовых нагрузках, возможных последствиях облучения, принимаемых мерах по обеспечению радиационной безопасности;

— обучение лиц, назначающих и выполняющих рентгенологические исследования, основам радиационной безопасности, методам и средствам обеспечения радиационной безопасности.

СанПиН 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)

В соответствии с Федеральным законом от 30.03.1999 N 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст. 1650; 2002, N 1 (ч. I), ст. 1; 2003, N 2, ст. 167; N 27 (ч. I), ст. 2700; 2004, N 35, ст. 3607; 2005, N 19, ст.

1752; 2006, N 1, ст. 10; N 52 (ч. I), ст. 5498; 2007, N 1 (ч. I), ст. 21; N 1 (ч. I), ст. 29; N 27, ст.

3213; N 46, ст. 5554; N 49, ст. 6070; 2008, N 24, ст. 2801; N 29 (ч. I), ст. 3418; N 30 (ч. II), ст. 3616; N 44, ст. 4984; N 52 (ч.

I), ст. 6223; 2009, N 1, ст. 17) и Постановлением Правительства Российской Федерации от 24.07.2000 N 554 «Об утверждении Положения о государственной санитарно-эпидемиологической службе Российской Федерации и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании» (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст. 3295; 2004, N 8, ст. 663; N 47, ст.

4666; 2005, N 39, ст. 3953) постановляю:

Утвердить санитарные правила СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» (приложение).
Ввести в действие СанПиН 2.6.1.2523-09 с 1 сентября 2009 г.
С момента введения СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» считать утратившими силу СП 2.6.1.758-99 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)» , утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 2 июля 1999 г.

Не нуждается в государственной регистрации Министерством юстиции, поскольку носит нормативно-технический характер и не содержит норм права (письмо Министерства юстиции от 29.07.99 N 6014-ЭР).

от 7 июля 2009 г. N 47

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Санитарные правила и нормативы

Область применения

1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 (далее — Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических и физических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации.

1.2. Настоящие Нормы устанавливают основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ионизирующего излучения по ограничению облучения населения в соответствии с Федеральным законом от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения».

1.3. Нормы распространяются на следующие источники ионизирующего излучения:

— техногенные источники за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

— техногенные источники в результате радиационной аварии;

Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст. 141; 2004, N 35, ст. 3607; 2008, N 30 (ч. II), ст. 3616.

1.4. Требования Норм не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

— индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв; и

— коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы;

— индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике глаза не более 15 мЗв.

Требования Норм не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

2.1. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

— непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

— запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

— поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

2.2. Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни устанавливается отдельными документами федерального уровня в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

2.3. Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, определяется ущерб, количественно учитывающий как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии с общепринятой в мире линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, приведенные в таблице:

Облучаемая группа населения

Коэффициент риска злокачественных новообразований, x 10 -2 Зв -1

Коэффициент риска наследственных эффектов, x 10 -2 Зв -1

Сумма, x 10 -2 Зв -1

Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 Зв -1 .

В условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска:

— для персонала — 1,0 x 10 -3 ;

— для населения — 5,0 x 10 -5 .

Уровень пренебрежимо малого риска составляет 10 -6 .

При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие граничные значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):

— персонал — 2,0 x 10 -4 , год -1 ;

— население — 1,0 x 10 -5 , год -1 .

III. Требования к ограничению техногенного облучения

в контролируемых условиях

3.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения

3.1.1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

— персонал (группы А и Б);

— все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

3.1.2. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:

— основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 3.1;

— допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие.

Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности, администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).

Основные пределы доз

персонал (группа А)

20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная доза за год в хрусталике

кистях и стопах

Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни воздействия персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонала приводятся только для группы А.

Относится к дозе на глубине 300 мг/см 2 .

Относится к среднему по площади в 1 см 2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см 2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см 2 . На ладонях толщина покровного слоя — 40 мг/см 2 . Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см 2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

3.1.3. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

3.1.4. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) — 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) — 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года.

3.1.5. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 3.1.

Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

3.1.6. В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе 8 Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в Приложениях 1 и 2, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются в соответствии с санитарным законодательством.

3.1.7. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов изотопов радона ( 222 Rn и 220 Rn) — 218 Po (RaA); 214 Pb (RaB); 214 Bi (RaC); 212 Pb (ThB); 212 Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют:

ПГП: 0,10 ПRaA + 0,52 ПRaB + 0,38 ПRaC = 3,0 МБк

0,91 ПThB + 0,09 ПThC = 0,68 МБк

ДОА: 0,10 ARaA + 0,52 ARaB + 0,38 ARaC = 1200 Бк/м 3

0,91 AThB + 0,09 АThC = 270 Бк/м 3 ,

где Пi и Ai — годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.

3.1.8. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.

На период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.

3.1.9. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

3.2. Планируемое повышенное облучение

3.2.1. Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1) при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

3.2.2. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровне субъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1 — допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Повышенное облучение не допускается:

— для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 3.1;

— для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

3.2.3. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Требования к защите от природного облучения

в производственных условиях

4.1. Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).

4.2. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м 3 /ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

— мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте — 2,5 мкЗв/ч;

— ЭРОАRn в воздухе зоны дыхания — 310 Бк/м 3 ;

— ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания — 68 Бк/м 3 ;

— удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, — 40/f кБк/кг, где f — среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м 3 ;

— удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, — 27/f, кБк/кг.

При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.

4.3. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях по п. 4.1.

Требования к ограничению облучения населения

5.1. Общие положения

5.1.1. Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения (п. 1.3). Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.

5.1.2. В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.

5.2. Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях

5.2.1. Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл. 3.1). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

5.2.2. При воздействии на население нескольких техногенных источников федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются величины воздействия для каждого источника с целью соблюдения основных пределов доз, указанных в таблице 3.1.

5.2.3. Облучение населения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечения сохранности источников излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.

5.2.4. Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1 мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовых коэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом их распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучения людей. Значения дозовых коэффициентов для критических групп населения, ДОА и ПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения приведены в Приложении 2.

5.3. Ограничение природного облучения

5.3.1. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения.

5.3.2. При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6 x ЭРОАTn не превышала 100 Бк/м 3 , а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.3. В эксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых и общественных помещений ЭРОАRn + 4,6 x ЭРОАTn не должна превышать 200 Бк/м 3 . При более высоких значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.4. Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), и готовой продукции не должна превышать:

— для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс):

где АRa и АTh — удельные активности 226 Ra и 232 Th, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, АK — удельная активность K-40 (Бк/кг);

— для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс):

— для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):

5.3.5. Предварительная оценка качества питьевой воды по показателям радиационной безопасности может быть дана по удельной суммарной альфа-() и бета-активности (). При значениях и ниже 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно, дальнейшие исследования воды не являются обязательными. В случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых при этом радионуклидов в воде устанавливается в соответствии с санитарным законодательством.

Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие:

где Аi — удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;

УВi — соответствующие уровни вмешательства по Приложению 2а, Бк/кг, то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.

При невыполнении указанного условия защитные мероприятия по снижению содержания радионуклидов в питьевой воде должны осуществляться с учетом принципа оптимизации.

Критическим путем облучения людей за счет 222 Rn, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для 222 Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности 222 Rn в питьевой воде из подземных источников является обязательным.

При возможном присутствии в воде 3 H, 14 C, 131 I, 210 Pb, 228 Ra и 232 Th (в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальной опасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.

Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.

5.3.6. Удельная активность природных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должна превышать:

где АU и АTh — удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно.

5.4. Ограничение медицинского облучения

5.4.1. Радиационная защита пациентов при медицинском облучении должна быть основана на необходимости получения полезной диагностической информации и/или терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьших возможных уровнях облучения . При этом не устанавливаются пределы доз для пациентов, но применяются принципы обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов.

Для лучевой терапии это требование относится к здоровым, не намеренно облучаемым, органам и тканям.

5.4.2. Проведение медицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно быть обосновано путем сопоставления диагностических или терапевтических выгод, которые они приносят, с радиационным ущербом для здоровья, который может причинить облучение, принимая во внимание имеющиеся альтернативные методы, не связанные с медицинским облучением.

5.4.3. Перед проведением диагностической или терапевтической процедуры, связанной с облучением женщины детородного возраста, необходимо определить, не является ли она беременной или кормящей матерью. Беременная или кормящая женщина, а также родители детей-пациентов должны быть информированы врачом о пользе планируемой процедуры и о связанном с ней радиационном риске для эмбриона/плода, новорожденных и детей младшего возраста для принятия сознательного решения о проведении процедуры или отказе от нее.

5.4.4. При проведении обоснованных медицинских рентгенорадиологических обследований в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур, а также рентгенорадиологических профилактических медицинских и научных исследований практически здоровых лиц, не получающих прямой пользы для своего здоровья от процедур, связанных с облучением, годовая эффективная доза не должна превышать 1 мЗв.

5.4.5. Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей и др.) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационной безопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и выписанными из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также для детей, контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклидной терапии или брахитерапии, предел дозы составляет 1 мЗв в год.

5.4.6. Пациенты, проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, могут быть выписаны из клиники при условии, что уровень гамма- и рентгеновского излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям п. 5.4.5. Выписка пациента после терапии радионуклидами, указанными в таблице 5.1, допускается, если введенная или остаточная активность радионуклидов в теле или измеренная мощность дозы в воздухе вблизи тела пациента ниже соответствующих значений, приведенных в этой таблице. Перед выпиской пациентам следует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности, которые они должны принимать с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи и других лиц, с которыми они могут вступать в контакт. Такие же требования предъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.

5.4.7. В случае смерти пациента, проходившего курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, патологоанатомическое исследование и кремация тела разрешается только после того, как остаточная активность в нем или мощность дозы уменьшится до уровня, удовлетворяющего требованиям п. 5.4.5. В случае смерти пациента, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела осуществляется только после удаления источника.

Активность радионуклидов в теле взрослого пациента

(ГБк) после радионуклидной терапии или брахитерапии

с имплантацией закрытых источников и мощность эквивалентной

дозы (мкЗв/ч) на расстоянии 1 м от поверхности тела,

при которых разрешается выписка пациента

Нормирование облучения

Из-за вредного воздействия рентгеновского излучения у врачей-рентгенологов часто наблюдаются следующие заболевания: лучевой дерматит, тромбоцитопения; сердечная патология; гипертония; неврологическое заболевание. В связи с этим для обеспечения радиационной безопасности персонала при проведении медицинских рентгенологических исследований необходимо предусматривать практическую реализацию одного из основополагающих принципов радиационной безопасности — принципа нормирования.

В соответствии с требованиями Санитарных правил и норм 2.6.1.8-38-2003 (п. 9) и Санитарных правил и норм 2.6.3.13-24-2006 (п. 16, 141) принцип нормирования реализуется установлением гигиенических нормативов (допустимых пределов доз) облучения.

Так, для работников (персонала) средняя годовая эффективная доза равна 20 мЗв (0,02 зиверта) или эффективная доза за период трудовой деятельности (50 лет) — 1000 мЗв (1 зиверт); допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 50 мЗв (0,05 зиверта) при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 20 мЗв (0,02 зиверта).

Для женщин в возрасте до 45 лет эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв (0,001 зиверта) в месяц.

В соответствии с требованиями Санитарных правил и норм 2.6.1.8-38-2003 (п. 129) с целью обеспечения безопасности персонала необходимо осуществлять радиационный контроль мощности дозы излучения на рабочих местах персонала, в помещениях и на территории, смежных с процедурной рентгеновского кабинета (проводится при технической паспортизации рентгеновского кабинета, получении санитарного паспорта); контроль технического состояния и защитной эффективности передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты (проводится не реже одного раза в два года); индивидуальный дозиметрический контроль категории персонал (проводится постоянно с регистрацией результатов измерений один раз в квартал).

Профилактика неблагоприятного воздействия ионизирующего облучения

В соответствии с требованиями Санитарных правил и норм 2.6.3.13-24-2006 (п. 9, 13, 35, 37, 45 — 52, 71 — 74, 82, 84 — 86, 90 — 93, 114 — 119, 133), а также Санитарных правил и норм 2.6.1.8-38-2003 (п. 12, 13, 19, 24, 27 — 33, 45, 48, 54, 55, 58, 75 — 78, 81, 83 — 100) установлены основные направления предотвращения неблагоприятного воздействия ионизирующего облучения.

Для уменьшения лучевой нагрузки при рентгенологических исследованиях большое практическое значение имеет планомерное, последовательное и настойчивое использование комплекса технических, методических и организационных мероприятий, направленных на уменьшение максимальных значений поглощенных доз в тканях критических органов, интегральных поглощенных доз в организме обследуемого.

Защита помещений, смежных с теми, где располагается рентгеновский аппарат, обеспечивается стационарными строительными конструкциями, к которым относятся верхнее и нижнее перекрытия стены, барьеры (стены не до потолка), а также защитные окна и двери.

В помещениях рентгеновского кабинета, где пол расположен непосредственно над грунтом или потолок находится под крышей, защиту от проникновения ионизирующих излучений через пол или потолок соответственно не предусматривают. Если в рентгеновском кабинете размещены два или более излучателей, включаемых не одновременно, рассчитывать защиту следует для излучателя с наибольшим значением номинального напряжения на трубке. Если два излучателя включаются одновременно, как это имеет место при двухпроекционной ангиографии, то защиту рассчитывают по суммарной мощности дозы, создаваемой обоими излучателями.

Защитные ограждения рентгеновских кабинетов чаще всего выполняют из баритобетона, бетона, кирпича и других тяжелых строительных материалов. При проектировании и устройстве стационарных защитных ограждений рентгеновских кабинетов следует учитывать наличие в них пустот, каналов, люков, необходимых для размещения средств коммуникаций, в частности для транспортеров, подающих кассеты, и для других целей, с тем чтобы защитные свойства ограждений ни в коем случае не были снижены. Защитные двери рентгеновских кабинетов должны обеспечивать равномерность ослабления излучения по всей площади двери, причем полотно двери должно перекрывать дверной проем не менее чем на 5 см. Усилие перемещения полотна двери должно быть не более 40 Н при установившемся движении. Усилие сдвига должно быть не более 45 Н. При больших усилиях следует оснащать двери электромеханическим приводом, допускающим открывание дверей вручную с обеих сторон.

Для наблюдения из пультовой за работой врача-рентгенолога устраивают смотровые защитные окна из просвинцованного стекла, которые должны располагаться в стороне от направления рабочего пучка излучения и иметь свинцовый эквивалент, обеспечивающий допустимое значение мощности дозы на рабочем месте.

К передвижным средствам коллективной защиты относятся защитные ширмы. Их устанавливают в кабинетах, где отсутствует комната управления, в помещениях для дентальных аппаратов, в помещениях для флюорографии, вообще во всех случаях, когда необходимо временно защитить часть помещения.

Как правило, защитные ширмы имеют прозрачное окно для наблюдения, выполненное из просвинцованного стекла. Основание ширмы снабжают колесами, которые позволяют перемещать ее по ровному полу. Помимо больших ширм существуют малые, предназначенные для установки на рабочем месте рентгенолога, перед поворотным столом — штативом. Эти ширмы также снабжены колесами.

Часто они имеют регулируемое по высоте сиденье и тормоз, препятствующий самопроизвольному перемещению ширмы при работе. Рентгенолог, сидящий за экраном для просвечивания, обязательно должен пользоваться передвижной малой ширмой.

Очень важны для обеспечения радиационной безопасности устройства сигнализации и знаки безопасности, предупреждающие персонал и больных о том, что в данном помещении проводится рентгенологическое исследование и рентгеновский аппарат работает. Рядом с выходной дверью в процедурную рентгеновского кабинета на высоте 1,6 м от пола должен быть установлен световой сигнал белого или красного цвета с надписью «Не входить», автоматически загорающийся при включении пульта рентгеновского аппарата.

При оборудовании рентгеновского кабинета должна быть полностью исключена возможность соприкосновения персонала с токоведущими частями электрических цепей в ходе проведения рентгенологических исследований.

Конструкция рентгеновского аппарата, как правило, предохраняет персонал от доступа к токоведущим частям. Все высоковольтные элементы снабжены изоляцией, защищены металлическими оболочками и заземлены. Также заземлены все металлические доступные для прикосновения части. Электрическую прочность изоляции проверяют при выпуске аппаратов с завода, а качество заземления — при сдаче рентгеновского кабинета в эксплуатацию.

Заземление рентгеновской аппаратуры должно осуществляться специальными проводами. Использование в качестве заземляющих проводников элементов металлических конструкций зданий, стальных труб, электропроводок, алюминиевых оболочек кабелей и т.п. допускается только как дополнительное мероприятие. Не разрешается использовать в качестве заземляющих проводников водопроводные трубы, проходящие в здании, сети центрального отопления, канализации, а также трубопроводы для горючих и взрывоопасных смесей.

Электрические кабели, соединяющие элементы рентгеновского комплекса друг с другом и электрической питающей сетью, должны быть проложены в углублениях пола и защищены металлическими кожухами от механических повреждений и химических воздействий.

В процессе нагрузки рентгеновской трубки, особенно при просвечиваниях, излучатель нагревается интенсивно. Допустимая температура нагревания излучателя 85 градусов C. Температура всех других частей аппарата, доступных для прикосновения, как правило, не должна превышать 50 градусов C.

Концентрация свинца и его неорганических соединений на поверхности стен пола и оборудования помещений рентгеновских кабинетов не должна превышать предельно допустимой величины 0,5 мг/кв.см.

Для ослабления вредного воздействия свинца на организм человека поверхность защитных устройств и приспособлений, изготовленных из свинца, должна быть покрыта двойным слоем масляной или эмалевой краски.

Средствами индивидуальной защиты персонала рентгеновского кабинета являются защитные перчатки, фартуки, юбки, очки. Свинцовый эквивалент этих средств составляет, как правило, не менее 0,3 мм. Все индивидуальные средства защиты должны иметь заводские штампы или отметки, указывающие их свинцовый эквивалент и дату проверки. Проверку свинцового эквивалента средств защиты производят не реже 1 раза в 3 года. Применять средства защиты, не имеющие требуемой маркировки, не разрешается.

При работе на рентгенодиагностическом аппарате при горизонтальном положении штатива все лица, участвующие в исследовании (врач-рентгенолог, анестезиолог, рентгенолаборант и др.), должны быть в защитных фартуках и по возможности в перчатках. Лица, помогающие проводить обследование детей младшего возраста (поддерживающие детей в случае отсутствия специальных приспособлений), также должны быть снабжены индивидуальными средствами защиты.

Врач-рентгенолог при проведении рентгеновских и специальных исследований обязан применять индивидуальные средства защиты. Количество и виды защитных средств определяются назначением рентгеновского кабинета, но в каждом кабинете должно быть не менее двух комплектов защитных фартуков, перчаток и юбок.

При пальпации с использованием люминесцирующего экрана врач должен работать в защитных перчатках, которые защищают не только кисти рук, но и предплечья. Однако, и работая в перчатках, необходимо по возможности сокращать время нахождения рук в зоне действия прямого излучения. Рентгенозащитные перчатки используют также для поддерживания ребенка при просвечивании и снимках.

По окончании перчатки следует вымыть с мылом, просушить и обработать спиртом. Внутренние поверхности рекомендуется присыпать тальком. Под перчатки из просвинцованной резины следует надевать тонкие хлопчатобумажные перчатки, чтобы уменьшить поверхность соприкосновения кожи рук со свинецсодержащим материалом перчаток.

Защитные фартуки и козырьки из просвинцованной резины помещают в пластиковые или клеенчатые футляры.

По окончании работы со средствами индивидуальной защиты из просвинцованной резины работники кабинета должны тщательно вымыть руки теплой водой с мылом.

При работе с электрорентгенографическими аппаратами в воздухе рабочих помещений образуются вредные примеси стирола, озона, окислов азота, пары ацетона и толуола. Предельно допустимые концентрации примесей в воздухе помещения составляют: стирол — 5 мг/куб.м, озон и окислы азота — 0,1 мг/куб.м, пары ацетона — 200 мг/куб.м, пары толуола — 50 мг/куб.м. Для снижения концентрации вредных примесей в воздухе обязательно используют принудительную вентиляцию, обеспечивающую кратность воздухообмена, равную 3. В комплект оснащения ксеролаборатории должны входить индивидуальные противопылевые респираторы по числу работающих.

Уровень шумовых нагрузок (звукового давления) на рабочих местах персонала не должен превышать 60 дБ, в помещениях периодического пребывания персонала — 70 дБ.

Поглощенная доза

Под понятием «поглощенная доза» определяется величина энергии радиации, которая была передана веществу. Выражена в качестве отношения энергии излучения, которая поглощена в данном объеме, к массе вещества в этом объеме.

Является основной дозиметрической величиной. Согласно международной системе единиц, ее измерение происходит в джоулях на кг (Дж/кг). Называется – «грей» (Гр, Gy). Не способна отразить биологический эффект облучения.

Оценка действия радиации на неживые объекты

Для определения нормы радиации при ее воздействии на неживые объекты используются показатели поглощенной дозы (количество поглощенной энергии веществом). При этом более информативной величиной считается экспозиционная доза, с помощью которой возможно определение степени воздействия на вещество разных типов радиации. Сложно говорить о нормах радиации на неживые объекты.

Если биологические ткани облучать различными типами радиации, обладающими одной и той же энергией, то последствия для организма будут отличаться. Иными словами, если при поглощении одной нормы радиации последствия будут серьезно разниться при альфа-излучении и гамма-излучении. Поэтому, чтобы оценить воздействие ионизирующего излучения на живые организмы, не хватает понятий экспозиционной и поглощенной дозы, также используется эквивалентная.

Это доза радиации, которая была поглощена живым организмом, помноженная на коэффициент k, который учитывает уровень опасности разных типов радиации. Измерение происходит с использованием Зиверт (Зв).

Распознавание профессиональных заболеваний и их дифференциальная диагностика

Вопросы распознавания развития профессиональной лучевой болезни у работников более подробно изложены в научной и учебной литературе по радиационной медицине (Пилипенко Н.И. «Радиационная медицина» (2013 год); Гребенюк А.Н., Стрелова О.Ю., Легеза В.И., Степанова Е.Н. «Основы радиобиологии и радиационной медицины» (2012 год); Стожаров А.Н., Квиткевич Л.А., Солодкая Г.А. и др. «Радиационная медицина» (2000 год) и др.).

Известно, что изменение состава периферической крови, сдвиги в деятельности нервной, сердечно-сосудистой системы, нарушения менструального цикла не являются строго специфическими, обусловленными только воздействием ионизирующей радиации. Они могут зависеть от многих других причин.

В связи с этим при периодических медосмотрах необходимо проводить по показаниям всестороннее клиническое обследование и тщательный анализ анамнестических данных для исключения в первую очередь различных общесоматических заболеваний. Основные источники ошибок при отнесении наблюдаемых отклонений к профессиональным зависят от недооценки хронических инфекций и интоксикаций (хронический тонзиллит, хронический холецистит, воспалительные процессы в женской половой сфере, туберкулез, особенно его висцеральная форма), а также фактора переутомления (совместительства, большая нагрузка, совмещение работы с учебой).

Для решения вопроса о наличии или отсутствии у обследуемого хронической лучевой болезни в каждом конкретном случае необходимо иметь следующие данные:

1. Тщательно собранный, подробный общий и профессиональный анамнез:

сведения о специальности, стаже работы с ионизирующим излучением;
источники ионизирующего излучения, с которыми имеет дело обследуемый (внешнее облучение, открытые изотопы или и то и другое, альфа-, бета- и гамма-излучатели, рентгеновское излучение, типы аппаратов, на которых работал обследуемый);
интенсивность облучения, доза или мощность дозы на рабочем месте (сколько времени за рабочий день обследуемый находится в сфере облучения, подвергается воздействию прямого пучка или рассеянного излучения, на каком расстоянии от источника работает);
наличие и использование защитных приспособлений и устройств на рабочем месте, их исправность (защита аппарата, защитные боксы, ширмы, дистанционный инструментарий, фартуки, перчатки);
средняя нагрузка на прием по различным видам исследований и процедур;
в каком объеме были и есть совместительства по специальности;
дополнительные профессиональные вреднодействующие факторы (сменный характер работы, освещение, вентиляция, местное воздействие на кожу рук химических и физических факторов).

2. Данные дозиметрического контроля: величина доз за рабочий день или суммарно за определенный срок (недели, месяцы, годы).

3. Сроки и последовательность появления имеющихся у больного жалоб (появились ли они до начала работы в сфере действия ионизирующей радиации или после начала работы и через какой срок).

4. Зависимость сроков появления, частоты и выраженности симптомов от длительности работы в условиях воздействия ионизирующей радиации. Динамика жалоб и симптомов в связи с общими условиями жизни и работы (переутомление, перенесенные заболевания, травмирующие психические факторы).

5. Наличие определенного симптомокомплекса, характеризующего данную форму лучевой болезни (лейкопения, тромбоцитопения, функциональные изменения нервной системы, нейроциркуляторная дистония гипотонического типа, трофические изменения кожи рук).

Подтверждением диагноза может служить наличие однотипных симптомов и заболеваний в группе лиц, работающих в одинаковых условиях.

Каждый очередной медосмотр должен завершаться обоснованным и четко сформулированным заключением о наличии того или иного клинического синдрома, его этиологической связи с воздействием радиации, а также рекомендацией необходимых лечебно-профилактических мероприятий.

Заболевание профессиональное (лучевой этиологии) является противопоказанием к продолжению работы с источниками радиации. Длительность отстранения определяется выраженностью клинических явлений (степенью тяжести заболевания). Минимальный срок профилактического перевода — 6 месяцев — 1 год. В отдельных случаях допустимо продолжение работы в условиях контакта с источниками радиации, если дозы облучения заведомо ниже предельно допустимого уровня.

Случаи общего заболевания с отягощающим влиянием профессионального фактора в зависимости от характера основного заболевания являются показанием к временному или постоянному трудоустройству с учетом ограничения общей и профессиональной трудоспособности.

Прекращение контакта с повреждающим фактором и рациональное трудоустройство наиболее существенны в системе лечебных мероприятий и сами по себе могут обеспечить обратное развитие лучевой болезни вплоть до полного клинического выздоровления.

ЗАПИСИ ПО ТЕМЕ:

Уголовная ответственность за нарушение правил охраны труда (статья 306 Уголовного кодекса Республики Беларусь)
Особенности ответственности должностных лиц за нарушения в сфере охраны труда
Какие ограничения, дополнительные требования по охране труда установлены законодательством для работника в период стажировки?
В организации нет должности специалиста по охране труда. На кого можно возложить эти обязанности? Могут ли обязанности специалиста по охране труда быть возложены на внешнего совместителя, ранее прошедшего в другой организации обучение по вопросам охраны труда?

Нормы радиации согласно СанПин

В соответствии с СанПиНом 2.6.1.2523-09, эффективная доза облучения естественными источниками излучения любых работников, в т. ч. медперсонала, не должна составлять более 5 мЗв в год в производственных условиях (любые типы профессий и производств).

Если говорить о конкретных нормах радиации, то усредненные показатели радиационных факторов в течение 12 месяцев, которые соответствуют при монофактором воздействии дозе в 5 мЗв при длительности рабочего процесса 2000 часов/год, примерной скорости дыхания 1,2 кубометра/час, условии радиоактивного равновесия радионуклидов ториевого и уранового рядов в пыли, составляют:

удельная активность на производстве тория 232 (пребывающего в радиоактивном равновесии с членами ряда) – 27/f, кБк/кг.;
ЭРОАtn в воздухе – 68 Бк/кубометр;
мощность эффективной дозы γ-излучения – 2,5 мкЗв/час;
ЭРОАFn в воздухе – 310 Бк/кубометр;
удельная активность на производстве урана 238 (пребывающего в радиоактивном равновесии с членами ряда) – 27/f, кБк/кг.

Данные нормы радиации весьма условны, потому что многое будет зависеть от конкретных производственных условий, специфики сферы деятельности и других факторов.

Смертельная доза

В любых нормах радиации обычно всегда прописывается доза, которая быстро приводит к летальному исходу. Опасность ее получения чаще всего наблюдается при возникновении техногенных аварий, несоблюдении условий хранения радиоактивных отходов (вне зависимости от того, какой тип облучения воздействует на человека).

Согласно нормам радиации, смертельная доза составляет от 6-7 Зв/час и больше. При этом даже в незначительной степени постоянно высокий радиационный фон с высокой долей вероятности будет причиной развития мутации клеток живого организма. Нормы радиации на рабочем месте или в домашних условиях можно отслеживать с помощью бытовых дозиметров.