Основные пределы дозы

Нормируемые величины*		Годовой предел дозы
		персонал (группа А)**	население
Эффективная доза		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 глаза	150 мЗв		15 мЗв
коже	500 мЗв		50 мЗв
кистях и стопах	500 мЗв		50 мЗв

Примечания: * Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам. ** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

2.2. Допустимые уровни.

Оперативный контроль радиационной обстановки и качества систем защиты от внешнего и внутреннего облучения осуществляется сравнением уровней облучения с их нормируемыми значениями - допустимыми уровнями (табл.2). Допустимые уровни - это нормативные значения мощности дозы, поступления радионуклидов в организм, их концентрация в воздухе (для населения и в воде), загрязненность поверхности и т.п., рассчитанные из значений основных пределов доз (табл.4). Для условий внешнего облучения нормируется допустимая мощность дозы (ДМД). Присутствие человека в условиях, в которых не превышаются ДМД, не будет сопровождаться накоплением доз, превышающих основные пределы доз. Величина ДМД используется только для ориентировочной оценки радиационной обстановки; и кратковременные превышения ДМД не позволят судить, имело ли место переоблучение персонала. ДМД может быть рассчитана из соотношения ДМД = ГПД/Т, где Т - время облучения, для категории А Т = 1700 ч = 10⁵ мин = 6,1•10⁶ с.

Поступление радиоактивных веществ в организм в течение года не должно превышать предела годового поступления ПГП. Величина поступлений на уровне ПГП в течение года при монофакторном воздействии приравнивается к облучению дозой, равной ГПД (табл.4). При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз [6,8].

Таблица 4.

Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала

Радионуклид	Период полураспада	Тип соединения при ингаляции*	Дозовый коэффициент для воздуха εперс, Зв/Бк	Предел годового поступления ПГПперс,Бк в год	Допустимая среднегодовая объемная активность ДОАперс, Бк/м^3
H-3	12,3 лет	Г1	1,8·10^-11	1,1·10^9	4,4·10^5
		Г2	1,8·10^-15	1,1·10^13	4,4·10^9
		Г3	1,8·10^-13	1,1·10^11	4,4·10^7
Be-7	53,3 сут	Иные соединения (П)	4,8·10^-11	4,2·10^8	1,7·10^5
		Оксиды, галогениды, нитраты (М)	5,2·10^-11	3,8·10^8	1,5·10^5
Be-10	1,60·10^6 лет	Иные соединения (П)	9,1·10^-9	2,2·10^6	8,8·10^2
		Оксиды, галогениды, нитраты (М)	3,2·10^-8	6,3·10^5	2,5·10^2
C-11	0,340 час	Элементарный углерод (Г1)	3,2·10^-12	6,2·10^9	2,5·10^6
		Диоксид углерода (Г2)	2,2·10^-12	9,1·10^9	3,6·10^6
		Оксид углерода (Г3)	1,2·10^-12	1,7·10^10	6,7·10^6

Радионуклид	Период полураспада	Тип соединения при ингаляции*	Дозовый коэффициент для воздуха εперс, Зв/Бк	Предел годового поступления ПГПперс,Бк в год	Допустимая среднегодовая объемная активность ДОАперс, Бк/м^3
C-14	5,73·10^3 лет	Элементарный углерод (Г1)	5,8·10^-10	3,4·10^7	1,4·10^4
		Диоксид углерода (Г2)	6,2·10^-12	3,2·10^9	1,3·10^6
		Оксид углерода (Г3)	8,0·10^-13	2,5·10^10	1,0·10^7
F-18	1,83 час	Соединения с H,Li,Na,K,Rb,Cs,Fr	3,0·10^-11	6,7·10^8	2,7·10^5
		Иные соединения (П)	5,7·10^-11	3,5·10^8	1,4·10^5
		Соединения с лантоноидами (М)	6,0·10^-11	3,3·10^8	1,3·10^5
Na-22	2,60 лет	Все соединения (Б)	1,3·10^-9	1,5·10^7	6,2·10^3

Примечание: * тип соединения при ингаляции

Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

- тип "М" (медленно растворимые соединения), при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут^-1;

- тип "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью):

при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут^-1;

- тип "Б" (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут^-1. Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы "Г" (Г1 - Г3) газов и паров соединений некоторых элементов. Допустимая среднегодовая объемная активность радионуклидов в воздухе (ДОА) также рассчитана исходя из того, что работая в условиях, в которых не превышаются ДОА, накопленная за год эквивалентная доза не превысит ГПД. Между пределом годовых поступлений и ДОА существует ориентировочная зависимость ДОА = ПГП/V, где V - объем воздуха, с которым радиоактивные вещества поступают в организм. Для персонала категории А и Б объем вдыхаемого воздуха принимается равным 2,4•10³ л/год.

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей установлены исходя из наиболее неблагоприятных условий работы и предположения максимальных их поступлений в организм человека [9].

Таблица 5

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи (в течение рабочей смены), спецодежды и средств индивидуальной защиты, част/(мин•см²)

Объект загрязнения	Альфа-активные нуклиды^*		Бета- активные нуклиды
	отдельные^**	прочие
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты	2	2	200
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви	5	20	2000
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования	5	20	2000
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования	50	200	10000
Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемой в саншлюзах	50	200	10000

Примечания:^* Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей - суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение; ^**К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м³.