111

УТВЕРЖДЕНО

Приказ МЗ Украины

от 02.02.2005 № 54

ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ УКРАИНЫ

1. Общие положения

1.1. Действие Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности Украины (далее - Правила) распространяется на все виды производственной деятельности, а также на все ситуации вмешательства, в условиях которых происходит или может происходить облучение человека на производстве и/или в быту любыми источниками естественного и/или искусственного происхождения (кроме тех, которые в соответствии с пунктом 1.11 исключены из сферы действия Правил).

1.2. Действие Правил распространяется на планирование, проектирование и осуществление практической деятельности, а также на использование источников ионизирующего излучения в рамках практической деятельности, а именно:

производство и использование источников ионизирующего излучения или радиоактивных веществ в медицине, промышленности, сельском хозяйстве, образовании, научных исследованиях, включая любую связанную с таким использованием деятельность, где существует или возможно облучение человека;

производство ядерной энергии, включая любую деятельность в пределах всего или любой части ядерного топливного цикла, где существует или возможно облучение персонала и/или населения;

практическую деятельность, связанную с облучением от естественных источников, которые определены Правилами как требующие контроля.

1.3. Правила определяют облучение работников в рамках практической деятельности от любых индустриальных и техногенно-усиленных источников естественного происхождения как производственное. При этом профессиональное облучение рассматривается как особая форма производственного облучения персонала при его профессиональном контакте с индустриальными и техногенно-усиленными источниками ионизирующих излучений естественного происхождения в рамках предусмотренных проектом радиационно-ядерных технологий.

1.4. Правила устанавливают также общие требования к ограничению доз облучения лиц, которые не относятся к персоналу категории А и Б в производственных условиях от техногенно-усиленных источников естественного происхождения.

1.5. Источники ионизирующего излучения (далее - ИИИ) в рамках любой практической деятельности, на которую распространяются требования Правил, включают:

радиоактивные вещества и устройства, содержащие радиоактивные вещества, или устройства, которые создают излучение, включая потребительскую продукцию, закрытые источники, открытые источники, генераторы излучения, включая передвижное радиографическое оборудование;

установки и объекты, имеющие радиоактивные вещества или устройства, создающие излучение, включая излучающие установки, рудники и предприятия по переработке радиоактивных руд, установки по переработке радиоактивных веществ, ядерные установки в части, попадающей под определение источника ионизирующего излучения, и установки (технологические линии) для обращения с радиоактивными отходами.

1.6. Требования Правил применяются к любому отдельному источнику излучения в установке или на объекте, а также ко всей установке, технологической линии или объекта в целом.

1.7. На стадии планирования и проектирования любые ИИИ должны рассматриваться как:

источники текущего облучения;

источника потенциального облучения.

1.8. Основные радиационно-гигиенические регламенты и положения относительно защиты от источников потенциального облучения определенны НРБУ‑ 97/Д‑ 2000.

1.9. Под применением Правил понимают следующее:

ни одна практическая деятельность не должна:

вводиться;

осуществляться;

ни один источник в рамках практической деятельности не может быть, соответственно, предметом:

планирования, проектирования, конструирования;

добычи, переработки, обработки;

изготовления, сооружения, сбора;

купли, импорта, экспорта, продажи, займа, аренды;

владения, использования, получения, передачи;

размещения на земельном участке, установки, введения в эксплуатацию;

эксплуатации, обслуживания, ремонта, модернизации;

снятия из эксплуатации, демонтажа;

перевозки, сохранения или захоронения,

если это не отвечает требованиям санитарного законодательства.

1.10. Правилами устанавливаются общие требования к организации противорадиационной защиты в ситуациях, требующих вмешательства, а также в условиях практической деятельности во время медицинского облучения пациентов.

1.11. Из сферы действия Правил исключены следующие источники излучения естественного происхождения:

источники, связанные с фоновым содержанием естественных радионуклидов в организме человека и окружающей среде;

теригенная и космическая компоненты естественного фона на уровне почвы;

другие не модифицированные человеческой деятельностью источники естественного происхождения, относительно которых Министерством здравоохранения Украины не предусмотрены специальные условия регулирования и контроля.

1.12. В Правилах использованны следующие сокращения:

AMAД – медианный по активности аэродинамический

диаметр;

ДВ – допустимый выброс;

ДЗ – допустимое загрязнение поверхностей радиоактивными

веществами;

ИИИ – источник ионизирующего излучения;

ДУ – допустимый уровень;

ДС – допустимый сброс;

ЗН – зона наблюдения;

ИДК – индивидуальный дозиметрический контроль;

СИЗ – средства индивидуальной защиты;

СИЗОД – средства индивидуальной защиты органов

дыхания;

КУ – контрольный уровень;

МЗА – минимально значащая активность;

МКРЗ – международная комиссия по радиологической защите;

МЗ Украины – Министерство здравоохранения Украины;

НРБУ-97 – Нормы радиационной безопасности Украины;

НРБУ-97/Д-2000 – Нормы радиационной безопасности Украины, Дополнение: радиационная защита от источников потенциального облучения,2000 г.;

РАО – радиоактивные отходы;

РБ – радиационная безопасность;

СДК – система дозиметрического контроля;

СЗЗ – санитарно-защитная зона;

СПОРО – Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами;

ТУЕ – трансурановые элементы.

1.13.В Правилах термины употребляются в следующем значении:

Аварийное облучение – см. облучение.

Аварийный план – план действий в случае аварии на любом объекте, где осуществляется практическая деятельность, связанная с радиационными или радиационно-ядерными технологиями.

Авария промышленная – это такая авария, следствия которой не распространяются за границы территории производственных помещений и промплощадки объекта, а аварийное облучение испытает лишь персонал.

Авария радиационная – любое незапланированное событие на любом объекте с радиационной или радиационно-ядерной технологией, если при возникновении этого события выполняются два необходимые и достаточные условия:

потеря контроля над источником;

реальное (или потенциальное) облучение людей, связанное с потерей контроля над источником.

Глобальная – коммунальная радиационная авария, под влияние которой попадает значительная часть территории или вся территория страны и ее население.

Коммунальная – радиационная авария, последствия которой не ограничиваются помещениями объекта и его промплощадкой, а распространяются на окружающие территории, где проживает население, которое может реально или потенциально получить облучение.

Локальная - коммунальная радиационная авария, во время которой в зоне аварии проживает население общей численностью до десяти тысяч человек.

Промышленная – радиационная авария, последствия которой не распространяются за границы территории производственных помещений и промплощадки объекта, а аварийное облучение получает только персонал.

Радиационно-ядерная – любое незапланированное событие на объекте с радиационно-ядерной технологией, которое происходит с одновременной потерей контроля над цепной ядерной реакцией и возникновением реальной или потенциальной угрозы спонтанной цепной реакции.

Региональная – коммунальная радиационная авария, во время которой в зоне аварии оказываются территории нескольких населенных пунктов, одних или несколько административных районов и даже областей с общей численностью населения более десяти тысяч человек.

Трансграничная – глобальная радиационная авария, когда зона аварии распространяется за пределы государственных границ страны, в которой она состоялась.

Аэродинамический диаметр (d_ae) – диаметр сферической частицы единичной плотности (1 гсм^-3), имеющей такую же постоянную скорость гравитационного оседания, как и рассматриваемая аэрозольная частица.

Активность – величина, определяемая отношением количества спонтанных преобразований ядер dN за интервал времени dt:

.

Единица измерения - беккерель (Бк).

Альфа-излучение (-излучение) – см. излучение.

Атомная станция (далее - АС) – предприятие, используещее ядерный реактор (реакторы) для производства энергии.

Электрическая станция (далее - АЭС) – атомная станция, предназначенная для производства электрической энергии.

Станция теплоснабжения (далее - АСТ) – атомная станция, предназначенная для производства горячей воды.

Теплоэлектроцентраль (далее - АТЕЦ) – атомная станция, предназначенная для производства тепловой и электрической энергии.

Непосредственное ионизирующее излучение - см. излучение.

Бета-излучение (-излучение) – см. излучение.

Биофизические измерения – определение количества или концентрации радиоактивных веществ в организме (органах) человека или биопробах (моча, кал, мазки и т.п.).

Косвенные (измерения in vitro) – измерения содержания радионуклидов в продуктах екскреции или других биопробах.

Прямые (измерения in vivo) – определение содержания радионуклидов в организме человека с использованием систем детектирования.

Излучение:

альфа (-излучение) - корпускулярное ионизирующее излучение, состоящее из альфа-частиц (ядер гелия), излучаемых при радиоактивном распаде или при ядерных реакциях, преобразованиях;

бета (-излучение) – корпускулярное электронное или позитронное ионизирующее излучение с непрерывным энергетическим спектром, возникающее при преобразованиях ядер или нестабильных частиц (например, нейтронов). Характеризуется предельной энергией спектра Е_, или средней энергией спектра;

гамма (-излучение) – коротковолновое электромагнитное излучение с длиной волны < 0,1 нм, возникающее при распаде радиоактивных ядер, переходе ядер из возбужденного состояния в основное, взаимодействии быстрых заряженных частиц с веществом (см. тормозное излучение), аннигиляции электронно-позитронных пар и т.п.;

непосредственно ионизирующее - ионизирующее излучение, состоящее из заряженных частиц (электронов, протонов, альфа-частиц и т.п.), имеющих кинетическую энергию, достаточную для ионизации атомов и молекул вещества;

тормозное – электромагнитное излучение, возникающее при рассеянии (торможении) быстрой заряженной частицы в кулоновском поле атомных ядер и электронов. Является существенным для легких частиц - электронов и позитронов. Спектр тормозного излучения непрерывный, максимальная энергия равняется начальной энергии заряженной частицы. Примеры: тормозное рентгеновское излучение в рентгеновской трубке, тормозное гамма-излучение быстрых электронов ускорителя при их попадании в мишень и т.п.;

ионизирующее (электромагнитное, корпускулярное) - излучение, которое при взаимодействии с веществом непосредственно или косвенно вызывает ионизацию и возбуждение ее атомов и молекул;

моноэнергетическое - ионизирующее излучение, состоящее из частиц одного вида или фотонов одинаковой энергии;

косвенное ионизирующее - ионизирующее излучение, состоящее из фотонов и/или незаряженных частиц, которые вследствие взаимодействия с веществом создают непосредственное ионизирующее излучение;

рентгеновское – электромагнитное излучение с длиной волны 10^‑5‑10^‑2 нм. Излучается во время торможения быстрых электронов в веществе (беспрерывный спектр) и во время перехода электронов с внешних электронных оболочек атома на внутренние (линейный спектр). Источники – рентгеновская трубка, некоторые радиоактивные изотопы, ускорители и накопители электронов (синхротронное излучение);

характеристическое - фотонное излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома.

Внутреннее облучение - см. облучение.

Водный сброс (сброс) – поступление сточных вод в окружающую среду (за пределы промплощадки) радиоактивных веществ, которые образовались или применяются на предприятии.

Вмешательство – вид деятельности в сфере радиационной защиты, который всегда направлен на снижение и предотвращение неконтролируемого и непредвиденного облучения или вероятности облучения в ситуациях:

аварийного облучения (острого, кратковременного или хронического);

хронического облучения от техногенно-усиленных источников естественного происхождения;

других ситуациях временного облучения, определенных регулирующим органом, как таковых, которые требуют вмешательства.

Безусловно оправданное – вмешательство, при котором значения предотвращенных им доз настолько велики, что польза для здоровья от данного вмешательства явно превышает тот суммарный убыток, каким эта акция сопровождается.

Безусловно оправданное срочное – вмешательство, при реализации которого предотвращена доза, связанная с угрозой возникновения острых клинических проявлений лучевого поражения: лучевой болезни, лучевых ожогов кожи, радиационных тиреоидитов и т.п..

Оправданное – вмешательство, при котором польза для здоровья от предотвращаемой дозы будет больше общего убытка, причиненного введением вмешательства.

Неоправданное – вмешательство, при котором величина предотвращаемой дозы является меньше некоторого минимального уровня, определенного как граница оправданности. Границе оправданности отвечает такая величина предотвращаемой дозы, при которой польза (для здоровья) от вмешательства окажется меньше величины причиненного убытка.

Газо-аэрозольный выброс (выброс) – поступление в атмосферу радиоактивных веществ из технологических контуров и систем вентиляции предприятия.

Группы источников, облучающих потенциально:

первая группа – источники, которые облучают потенциально и могут привести к облучению отдельного индивида или ограниченной группы людей;

вторая группа – источники, которые облучают потенциально и связанны с радиационной аварией, последствиями которой могут стать облучение значительных контингентов населения и/или радиоактивное загрязнение объектов окружающей среды;

третья группа – источники, которые облучают потенциально и реализация которых связанна с событиями, которые могут состояться в будущем (в том числе отдаленном) на освобожденных от санитарного надзора объектах в результате естественных аномальных процессов и катастроф, а также неумышленного вмешательства человека, из-за чего под облучение может попадать население, проживающее в момент этого события;

четвертая группа – источники, которые облучают потенциально пациентов, которым проводят радиорентгенотерапевтические и радиорентгенодиагностические процедуры.

Дезактивация – удаление радиоактивных веществ с любой поверхности или из любой среды или снижение уровня загрязнения физическими или химическими средствами.

Источник ионизирующего излучения (источник излучения) (далее - ИИИ) - объект, содержащий радиоактивное вещество, или техническое устройство, создающее или в определенных условиях способное создавать ионизирующее излучение. На стадии проектирования любой практической деятельности источник ионизирующего излучения рассматривается как источник текущего, так и потенциального облучения.

Открытый – радионуклидный источник, во время проведения работ с которым возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду; любой источник, который не подходит под определение закрытого источника.

 Закрытый – радиоактивное вещество, полностью заключенное в твердую защитную оболочку из нерадиоактивного материала или инкапсулированное в твердую защитную оболочку, достаточно крепкую, чтобы предотвратить любое рассредоточение вещества при нормальных условиях эксплуатации и износа на протяжении установленного срока службы, а также в условиях непредвиденных неполадок. Понятие “закрытый источник” включает как радиоактивное вещество, так и оболочку или капсулу, за исключением следующих случаев:

капсула и оболочка предназначенны только для целей хранения, транспортирования и захоронения;

радиоактивное вещество в ядерном реакторе или тепловыделяющий элемент (далее - ТВЭЛ).

 Индустриальный - источник ионизирующего излучения искусственного или естественного происхождения, целенаправленно используемое в производственной, научной, медицинской и других сферах с целью получения материальной или другой выгоды.

 Техногенно-усиленного естественного происхождения (ТУИЕП) - источник ионизирующего излучения естественного происхождения, который в результате хозяйственной и производственной деятельности человека был подвергнут концентрированию или увеличилась его доступность, вследствие чего возникло дополнительное (к естественному радиационному фону) излучение.

Источник ионизирующего излучения открытый - см. источник ионизирующего излучения.

Источник ионизирующего излучения закрытый - см. источник ионизирующего излучения.

Источник ионизирующего излучения индустриальный - см. источник ионизирующего излучения.

Добровольцы – лица, которые не относятся к категории персонала, но сознательно и добровольно предоставляют помощь пациентам во время проведения рентгенологических или радиологических процедур или принимают участие в проведении медико-биологических исследований.

Долгоживущие радиоактивные отходы – см. радиоактивные отходы.

Доза (в рамках данного документа) - обобщенное название эффективной, эквивалентной или поглощенной дозы.

В органе (D_T) – средняя в органе или ткани поглощенная доза, которая рассчитывается по формуле:

,

где – суммарная энергия, выделившаяся в органе или ткани T;

m_Т – масса органа или ткани.

Эквивалентная в органе или ткани T (H_T) – величина, определяемая как произведение поглощенной дозы D_T в отдельном органе или ткани T на радиационный взвешенный фактор w_R:

.

Единица эквивалентной дозы в системе СИ - зiверт (Зв). 1 Зв = 100 бэр.

Эффективная (E) - сумма произведений эквивалентных доз H_T в отдельных органах и тканях на соответствующие тканевые взвешенные факторы w_T:

.

Использование понятия эффективной дозы допускается при значениях эквивалентных доз ниже порога возникновения детерминированных эффектов.

Коллективная эквивалентная - сумма индивидуальных эквивалентных доз облучения определенной группы населения за определенный период времени:

,

где - число лиц, получающих эквивалентную дозу в пределах отH_T до H_T+dH_T,

или сумма произведений среднегрупповых эквивалентных доз на число лиц в соответствующих группах, составляющих коллектив, для которого она рассчитывается:

,

где - средняя эффективная доза на подгруппу населенияі;

N_i - количество лиц в подгруппе.

Единица измерения - человеко-зiверт (чел.-Зв).

Коллективная эффективная – сумма индивидуальных эффективных доз облучения в конкретной группе населения за определенный период времени:

,

или сумма произведений середнегрупповых эффективных доз на число лиц в соответствующих группах, составляющих коллектив, для которого она рассчитывается:

,

где dN - число лиц, получающих эффективную дозу в границах от Е до Е+dЕ;

- средняя эффективная доза на подгруппу населения i;

N_i - число лиц в подгруппе.

Единица измерения - человеко-зіверт (чел.-Зв).

На единицу концентрации (объемной) (g_) в воздухе или питьевой воде – годовая эффективная доза внутреннего облучения для одного из шести референтных возрастов , рассчитываемая по формуле:

,

где V_ – референтный объем воздуха, вдыхаемого на протяжении одного года, или референтный объем потребления питьевой воды для индивидуумов с референтным возрастом .

На единицу перорального/ингаляционного поступления (e_) – годовая эффективная доза внутреннего облучения для одного из шести референтных возрастов , рассчитанная при единичном (1 Бк) пероральном или ингаляционном поступлении.

Ожидаемая эквивалентная в органе или ткани T (H_T(,)), накопленная к возрасту  при поступлении радионуклида в возрасте , рассчитывается по формуле:

,

где значение  выбирается следующим образом:

для референтного возраста “Взрослый” интервал интегрирования составляет 50 лет ( ‑  = 50 лет);

для остальных референтных возрастов  = 70 лет;

- мощность ожидаемой эквивалентной дозы в органе или ткани Tу в момент времени t.

Ожидаемая эффективная (E(,)), накопленная к возрасту  при поступлении радионуклида в возрасте , рассчитывается по формуле:

,

где значение  выбираются следующим образом:

для референтного возраста “Взрослый” интервал интегрирования мощности дозы составляет 50 лет ( -  = 50 лет);

для остальных референтных возрастов  = 70 лет;

суммирование осуществляется по двенадцати органам и тканям, для которых указан взвешенный фактор w_Т;

H_T(, ) - ожидаемая эквивалентная доза к возрасту  в органе или ткани T;

w_rem – тканевий взвешенный фактор для остатльных органов;

H_rem(, ) – ожидаемая эквивалентная доза в остальных органах, накопленнная к возрасту  при поступлении в возрасте , рассчитывается по формуле:

,

где - мощность ожидаемой эквивалентной дозы в остальных органах в момент времени t, которая рассчитывается следующим образом:

,

где H_max – максимум ожидаемых эквивалентных доз в двенадцати органах и тканях, для которых указан взвешивающий фактор w_Т;

- максимум ожидаемых эквивалентных доз в органах и тканях, которые входят в список “Остальные органы”: надпочечники, головной мозг, дыхательные пути загрудинной области, тонкая кишка, почки, мышцы, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая железа и матка (T' - орган, на который приходится максимум);

m_Т – референтная масса органа T.

Удельная максимальная эквивалентная - отношение мощности максимальной эквивалентной дозы Н_m в органе (во всем теле) к плотности потока частиц или фотонов :

.

Поглощенная (D) – отношение средней энергии d_, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

.

Единица измерения в системе СИ – грей, Гр.

Потенциального облучения - доза облучения персонала или населения, являющаяся результатом реализации критического события.

Мощность в воздухе дозы – доза, поглощенная в единице объема воздуха за единицу времени.

Годовая эквивалентная в органе или ткани T – сумма эквивалентной дозы в органе T внешнего облучения на протяжении года и ожидаемой эквивалентной дозы внутреннего облучения в органе T, сформированной за счет поступления радионуклидов на протяжении одного года. Период, за который рассчитывается ожидаемая доза внутреннего облучения, составляет:

для референтного возраста “Взрослый” – 50 лет;

для других референтных возрастов – интервал времени с момента поступления (как правило, используется значение референтного возраста и возраста 70 лет).

Годовая эффективная доза (ГЭД) – сумма эффективной дозы внешнего облучения на протяжении года и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, сформированной за счет поступления радионуклидов на протяжении одного года. Период, за который рассчитывается ожидаемая доза внутреннего облучения, составляет:

для референтного возраста “Взрослый” – 50 лет;

для других референтных возрастов – интервал времени с момента поступления (как правило, используется значение референтного возраста и возраста 70 лет).

Предотвращаемая – доза, которую предотвращают вследствие применения контрмеры. Рассчитывается как разность между дозой без применения контрмеры и дозой после прекращения действия введенной контрмеры.

Разрешение - разрешительный документ (в рамках этого документа), выдаваемый государственной санитарно-эпидемиологической службой МЗ Украины в форме:

Санитарного паспорта на право проведения работ с источниками ионизирующих излучений в учреждениях Украины, который удостоверяет выполнение требований санитарного законодательства относительно обеспечения противорадиационной защиты персонала в рабочих помещениях и на рабочих местах, а также относительно противорадиационной защиты населения от деятельности с ИИИ;

радиационно-гигиенических регламентов "Допустимий скид підприємства", "Допустимий викид підприємства";

разрешение на право участия в радиационном мониторинге.

Дозиметрический контроль (персонала):

аварийный вводится в действие в случае обстоятельств, указывающих на возникновение внештатной или аварийной ситуации. Аварийный дозиметрический контроль может быть инициирован, например, сигналом тревоги систем текущего или операционного дозиметрического контроля;

операционный применяется к отдельным технологическим операциям или рабочим местам, на которых возможны повышенные уровни облучения, и отличается от текущего большей детальностью;

текущий выполняется в соответствии с заранее определенным регулярным графиком измерений;

специальный носит исследовательский характер и вводится для рабочих мест и технологических операций, для которых имеющаяся информация не гарантирует адекватность дозиметрического контроля. Этот вид контроля предназначен для получения более подробной радиационно-гигиенической информации и разработки регламентов операционного и текущего дозиметрического контроля. Специальный дозиметрический контроль, как правило, вводится для новых технологических операций в начальный период после реконструкции или изменения технологии на существующих объектах с радиационно-ядерными технологиями или после пуска новых объектов.

Допустимый (ая/ое):

выброс (ДВ) – регламентированный максимальный совокупный уровень газо-аэрозольного выброса. ДВ – выброс, при котором суммарная годовая эффективная доза представителя критической группы населения (за пределами СЗЗ) за счет всех радионуклидов, присутствующих в выбросе, равняется квоте лимита дозы;

концентрация в питьевой воде (PC^ingest) – допустимый уровень, ограничивающий удельную объемную активность радионуклида в питьевой воде. PC^ingest обеспечивает непревышение лимита дозы во всех возрастных группах населения при непосредственном поступлении отдельного радионуклида с питьевой водой;

концентрация в воздухе (,,или в общем случаеPC ^inhal) – допустимый уровень, ограничивающий удельную объемную активность радионуклида в воздухе. PC ^inhal обеспечивает непревышение лимита дозы во всех возрастных группах (для лиц категории А і Б рассматривается только референтный возраст “Взрослый”) при непосредственном ингаляционном поступлении отдельного радионуклида, для которого он установлен.

поступление через органы дыхания (,,или в общем случаеALI ^inhal) – см. Поступление;

поступление через органы пищеварения (ALI ^ingest) – см. Поступление;

мощность дозы (PDR) - допустимый уровень усредненной за год мощности эквивалентной дозы на все тело при внешнем облучении. Численно равен отношению лимита дозы (DL) к времени облучения (t) на протяжении календарного года:

.

Если специально не оговорено для лиц категории А и Б принимается t = 1700 ч., для лиц категории В - t = 8760 ч;

радиоактивное загрязнение поверхности (ДЗ) - допустимый уровень, установленный с учетом непревышения лимита дозы за счет радиоактивного загрязнения поверхности рабочих помещений, ооборудования, индивидуальных средств защиты и кожи лиц категории А и рабочих поверхностей;

уровень (ДР) – производный норматив для поступления радионуклидов в организм человека за календарный год, усредненных за год мощности эквивалентной дозы, концентрации радионуклидов в воздухе, питьевой воде и рационе, плотности потока частиц и др., рассчитанный для референтных условий облучения из значений лимитов доз;

сброс (ДС) – регламентированный максимальный совокупный уровень жидкого сброса. ДС – сброс, для которого суммарная годовая эффективная доза представителя критической группы населения за счет всех присутствующих в сбросе радионуклидов, равняется квоте лимита дозы;

плотность потока частиц (фотонов) (PFP) - допустимый уровень усредненной за год плотности потока частиц. PFP численно равняется отношению допустимой мощности дозы (PDR) к удельной максимальной дозе h_м (Звсм²част^-1) от внешнего облучения:

.

В случае бета-облучения кожи для расчета PDR применяется DL для кожи - 500 мЗв. Удельная максимальная доза h_м рассчитывается для слоя кожи толщиной 5 мгсм^-2, под поверхностным слоем- толщиной 5мгсм^-2. На ладонях толщина поверхностного слоя 40 мгсм^-2.

Эквивалентная равновесная объемная активность радона (ЭРОА) - значение объемной удельной активности радона в равновесии с его дочерними продуктами распада, которые имели бы такую же самую потенциальную альфа-энергию на единицу объема, как их существующая смесь.

Среднегодовая - усредненное за год значение объемной активности радона в равновесии с его дочерними продуктами распада, которые имели бы такую же самую потенциальную альфа-энергию на единицу объема, как их существующая смесь.

Эффекты детерминированные (нестохастические)     -     эффекты радиационного влияния, которые обнаруживаются только при превышении определенного дозового порога. Тяжесть следствий эффектов детерминированных зависит от величины полученной дозы (острая лучевая болезнь, лучевые ожоги и др.).

Эффекты стохастические - беспороговые эффекты радиационного влияния, вероятность возникновения которых существует при любых дозах ионизирующего излучения и возрастает с увеличением дозы, тогда как относительная тяжесть их проявлений от дозы не зависит. К стохастичним эффектам относятся злокачественные новообразования (соматические стохастические эффекты) и генетические последствия, которые передаются потомкам (наследственные эффекты).

Эффективная удельная активность естественных радионуклидов - взвешенная сумма удельных активностей естественных радионуклидов по отношении к радию-226.

Загрязнение радиоактивное – наличие или распространение радиоактивных веществ свыше их естественного содержания в окружающей среде и/или теле человека.

Поверхности снимаемое (нефиксированное) – загрязнение поверхности радионуклидами (радиоактивными веществами), которое самопроизвольно или при эксплуатации переходит с загрязненной поверхности в окружающую среду или снимается средствами дезактивации.

Поверхности неснимаемое (фиксированное) – загрязнение поверхности радионуклидами (радиоактивными веществами), которое самопроизвольно или при эксплуатации не переходит в окружающую среду и не удаляется методами дезактивации (без нарушения целостности поверхности).

Предупредительный санитарный надзор – см. санитарный надзор.

Средство индивидуальной защиты - техническое средство, предназначенное для защиты одного работающего от поступления радиоактивных веществ внутрь организма, радиоактивного загрязнения кожи и внешнего облучения.

Захоронение РАВ:

глубинное (в стабильных геологических формациях) – вид захоронения РАО, при котором используется система инженерных и естественных барьеров, размещаемых на глубине сотен метров от поверхности земли (и глубже), с целью продолжительной (на период времени, сравниваемый с течением времени жизни сотен будущих человеческих генераций) изоляции РАО от попадания их в биосферу;

поверхностное (приповерхностное) – вид захоронения РАО в сооружениях, расположенных на поверхности или в поверхностных пластах земли, если толща защитного покрытия составляет несколько метров, или захоронение в пещерах на глубине нескольких десятков метров от поверхности земли;

радиоактивных отходов - вид сохранения РАО в хранилищах, которые исключают использование этих РАО в любых современных или будущих технологических процессах.

Сохранение радиоактивных отходов - часть проектного технологического процесса обращения с РАО, предусматривающая размещение РАО в пределах инженерного сооружения, которое обеспечивает изоляцию радиоактивности от ее проникновения в окружающую среду в количествах, превышающих установленные для данного объекта величины допустимых газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов за счет естественных и искусственных конструкционных барьеров, с возможностью следующей выемки РАО для транспортирования, переработки и захоронения.

Сохранение – вид сохранения РАО, характеризующийся тем, что до тех пор, пока еще окончательно не ясно, могут ли эти отходы быть переработаны в рамках современных или созданных в будущем технологических процессах, проектом предполагается предшествующее их сохранение на протяжении определенного срока, причем это сохранение рассматривается как один из элементов проектной технологии.

Убыток – понятие, которое используется для обозначения совокупных потерь. Убыток включает как компоненту, которая обозначается понятием "вред для здоровья", так и экономические, социально-психологические и прочие потери.

Внешнее облучение – см. облучение.

Зона:

аварии – территория, которая в зависимости от масштабов аварии требует планирования и проведения определенных мероприятий, связанных с этим событием. Границы зоны аварии в каждом конкретном случае определяются государственными регулирующими органами;

контролируемая – территория, на которой предусмотрен усиленный дозиметрический контроль;

наблюдение - территория, на которой возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов радиационно-ядерного объекта и на которой осуществляется мониторинг;

строгого режима – территория, где возможно влияние на персонал радиационных факторов: внешнего гамма-бета-нейтронного излучения, загрязнение воздуха производственных помещений радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхности строительных конструкций и ооборудования радиоактивными веществами.

Ингаляционное поступление – см. поступление.

Индустриальный источник – см. источник ионизирующего излучения.

Инкорпорированный радионуклид – см. радионуклид.

Категория А – лица из числа персонала, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

Категория Б - лица из числа персонала, которые непосредственно не заняты работой с источниками ионизирующих излучений, но в связи с расположением рабочих мест в помещениях и на промышленных площадках объектов с радиационно-ядерными технологиями могут получать дополнительное облучение.

Категория В - все население.

Категория учреждения - характеристика предприятия по степени потенциальной опасности для населения при возникновении на нем радиационной аварии.

Квота лимита дозы – см. лимит дозы.

Керма (от англ. "kerma" – kinetic energy released into material) – отношение суммы первичных кинетических энергий dW_K всех заряженных частиц, образованных под влиянием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме:

.

Единица измерения кермы – грей (Гр).

Класс работ с открытыми источниками - характеристика работ с открытыми источниками ионизирующего излучения, обусловленная величиной имеющейся на рабочем месте активности.

Контрмеры – любые действия, которые приводят к уменьшению существующих индивидуальных и/или коллективных доз облучения или вероятности облучения вследствие аварии или ситуации хронического облучения и/или уменьшение убытка для здоровья, причиненного самим фактом наличия аварии или хронического облучения.

Неотложные – контрмеры, реализация которых направлена на предотвращение пороговых детерминированных эффектов.

Косвенные - контрмеры, которые не приводят к предупреждению индивидуальных и коллективных доз облучения населения, но уменьшают (компенсируют) величину убытка для здоровья, связанного с аварийным облучением.

Прямые – контрмеры, реализация которых приводит к предупреждению индивидуальных и/или коллективных доз аварийного облучения населения.

Срочные – контрмеры, проведение которых имеет целью предотвращение таких уровней доз острого и/или хронического облучения лиц среди населения, которые создают угрозу возникновения острых клинических радиационных проявлений.

Контроль дозиметрический (радиационно-дозиметрический) - система измерений и расчетов, направленных на оценку доз облучения отдельных лиц или групп людей, а также радиационного состояния производственной и окружающей среды.

Контроль индивидуальный дозиметрический - система контроля индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения лиц категорий А и Б.

Контроль регулирующий (радиационный) – контроль в рамках практической деятельности за выполнением Норм радиационной безопасности Украины, Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности Украины и других регламентирующих документов, а также получение информации об уровнях облучения людей, радиационное состояние на объектах и в окружающей среде.

Контрольные уровни (далее - КУ) – радиационно-гигиенические регламенты первой группы, числовые значения которых устанавливаются исходя из фактически достигнутого на данном радиационно-ядерном объекте или территории уровня радиационного благополучия. Величина КУ устанавливается администрацией и согласовывается территориальным учреждением государственной санитарно-эпидемиологической службы МЗ Украины с целью ограничения облучения персонала и/или населения ниже значений лимитов доз, а также для проведения дозиметрического контроля (радиационно-дозиметрического). КУ делят на :

эксплуатационные – КУ, которые устанавливаются на стадии эксплуатации объекта;

проектные – КУ, которые вводятся для заново спроектированных или модернизованных радиационно-ядерных объектов. Проектные КУ рассчитываются на основе проектных параметров дозиметрической обстановки на рабочих местах, в помещениях, на промплощадке, в санитарно-защитной зоне (далее - СЗЗ) и т.п.

Короткоживущие радиоактивные отходы – см. радиоактивные отходы.

Критическая группа - это часть населения, которая по своим половым, возрастным, социально-профессиональным условиям, местожительством и другими признаками получает или может получить наибольшие уровни облучения от данного источника излучения.

Критическое событие – событие, непосредственно приводящее к реализации потенциального облучения. Критическое событие может быть объединением множеств отдельных критических событий:

Отдельное – событие, возникновение которого непосредственно служит причиной реализации потенциального облучения. Совокупность таких событий определяется как критическое событие.

Референтная вероятность – значение вероятности критического события, которое обеспечивает непревышение референтных рисков при разных уровнях доз потенциального облучения.

Лимит дозы( далее - DL) - основной радиационно-гигиенический норматив, целью которого является ограничение облучения лиц категории А, Б и В от всех индустриальных источников ионизирующего излучения в ситуациях практической деятельности. В НРБУ-97 установлен лимит эффективной дозы и лимиты эквивалентных доз внешнего облучения.

Квота – часть лимита эффективной дозы (далее - DL_E) для категории В, выделенная для режима нормальной эксплуатации отдельного индустриального источника.

Медицинское облучение – см. облучение.

Мониторинг – сбор первичной информации (измерение мощности поглощенной в воздухе дозы, определение содержания радионуклидов в объектах окружающей среды, продуктах питания, воде и т.п.) с целью дальнейшего использования этой информации для контроля радиационно-гигиенического и контроля дозиметрического.

 Аварийный – мониторинг, который осуществляется с целью обеспечения информацией, необходимой для принятия решения о вмешательстве и определения формы, масштаба и продолжительности вмешательства.

Беспрерывный – вид мониторинга воздушной среды, который выполняется в режиме реального времени. Приборы, используемые для целей беспрерывного мониторинга производственной среды, должны иметь сигнализацию о превышении предварительно установленных порогов срабатывания.

 Производственной среды - при котором объектом контроля являются репрезентативные для данного помещения (рабочей зоны) пробы.

 Источника – вид мониторинга воздушной среды, направленный на раннее выявление (и сигнализацию) аномального, не предусмотренного проектом или планом проведения работ, образование радиоактивных аэрозолей. Пробоотбор при этом выполняется в месте наиболее возможного образования аэрозолей. Требование репрезентативности пробы при мониторинге источника не выдвигается.

 Зоны дыхания – вид мониторинга воздушной среды, при котором отбор проб воздуха осуществляется из области, воздух которой поступает в дыхательные пути (как правило слой воздуха на высоте от 1 до 2 метров).

 Персональный – вид мониторинга воздушной среды зоны дыхания, пробоотбор в которой осуществляется в непосредственной близости от носовых воздушных путей и рта (как правило, на расстоянии нескольких десятков сантиметров). Для этих целей используются, как правило, портативные приборы, которые закрепляются на работнике.

Воздушной среды – определение радиологических и физико-химических характеристик аэрозольного загрязнения воздушной среды, которое выполняется путем отбора проб воздуха и их последующего анализа. Анализ может осуществляться в режиме реального времени или в режиме отложенного (лабораторного) анализа.

Поступление (в организм) – проникновение радиоактивных веществ в организм через систему дыхания, систему пищеварения или кожу.

Допустимое через органы дыхания (,,или в общем случаеALI ^inhal) – годовое поступление радионуклида через органы дыхания (допустимый уровень). ALI ^inhal обеспечивает непревышение лимита дозы во всех возрастных группах (для лиц категории А и Б рассматривается только референтный возраст "Взрослый") при непосредственном ингаляционном поступлении отдельного радионуклида, для которого он установлен.

Допустимое ~ через органы пищеварения (ALI ^ingest) – годовое поступление радионуклида через органы пищеварения (допустимый уровень), который обеспечивает непревышение лимита дозы во всех возрастных группах населения при непосредственном поступлении отдельного радионуклида с питьевой водой.

 Ингаляционное – проникновение радиоактивных веществ в организм через органы дыхания.

 Пероральное – проникновение радиоактивных веществ в организм через ротовую полость.

 Подтвержденное поступление – поступление радионуклидов в организм человека, подтвержденное или дальнейшими биофизическими измерениями, или расследованием, или ассоциированное с известным инцидентом (например, с отказом СИЗОД) при выполнении работ.

Годовое радионуклида – активность радионуклидов, поступивших в организм на протяжении года.

 Системное – проникновение радиоактивных веществ в жидкости тела из дыхательной системы, системы пищеварения или через кожу.

Нижняя граница оправданности (граница оправданности) - величина преотвращаемой дозы, при этом польза (для здоровья) от введенной контрмеры окажется практически равной величине причиненного этим вмешательством убытка.

Объект государственной санитарно-эпидемиологической экспертизы – любая деятельность, технология, продукция и сырье, проекты строительства, проекты нормативных документов, реализация (функционирование, использование) которых может вредно повлиять на здоровье человека, а также действующие объекты и действующие нормативные документы в случаях, если их вредное влияние установлено в процессе функционирования (использования), а также в случае окончания установленного срока действия вывода государственной санитарно-эпидемиологической экспертизы.

Отдельное критическое событие – см. критическое событие.

Облучение - влияние на человека ионизирующего излучения от источников, которые находятся вне организма человека (внешнее облучение), или от источников, которые находятся внутри организма человека (внутреннее облучение). Различают:

аварийное – непредусмотренное повышенное облучение персонала и/или населения вследствие радиационной аварии;

производственное – облучение работников в рамках практической деятельности от любых индустриальных и естественных источников ионизирующих излучений;

внутреннее – облучение организма человека (его отдельных органов и тканей) источниками ионизирующих излучений, которые находятся в самом теле;

внешнее – облучение организма человека источниками ионизирующих излучений, которые находятся вне тела;

медицинское - это облучение пациентов в результате медицинских обследований или лечения, а также добровольцев;

 потенциальное – облучение персонала и населения, которое рассматривается при проектировании практической деятельности и которое реализуется непосредственно после некоторого незапланированного нормальным технологическим процессом критического события, вероятность возникновения которого не превышает 1^.10^-2 год^-1;

текущее – облучение персонала и населения, которое в границах предусмотренного проектом технологического процесса всегда сопровождает (или с высокой вероятностью может сопровождать) практическую деятельность;

профессиональное (пролонгированное) – особая форма производственного облучения персонала в случае его контакта с индустриальными и естественными техногенно-усиленными источниками ионизирующих излучений в рамках предусмотренных проектом радиационно-ядерных технологий;

рекомендованный уровень медицинского - величина дозы, мощности дозы или радиоактивности, которые устанавливаются Министерством здравоохранения Украины для типичных рентгенологических и радиологических диагностических и терапевтических процедур с учетом лучшего мирового и отечественного технического и методического уровней;

референтная продолжительность – суммарная продолжительность внешнего облучения и поступления радионуклидов на протяжении одного года;

хроническое – облучение на протяжении продолжительного времени, как правило, больше одного года.

Пациент - лицо, которому врачом с диагностической или терапевтической целью назначена радиологическая или рентгенологическая процедура.

Переселение (на постоянное местожительство) - переселение на неопределенно длительный срок населения из радиационно-загрязненных территорий в регионы с низкими (нулевыми) величинами индивидуальных доз аварийного облучения.

Период аварии йодный – см. фаза.

Период полураспада – интервал времени, на протяжении которого число ядер данного радионуклида уменьшается в два раза.

Персонал:

аварийный – лица, принимающие участие в работах на аварийном объекте. Состоит из основного и привлеченного персонала;

привлеченный - привлеченные к аварийным работам лица, которые должны быть в первую очередь обучены и проинформированы о радиационном состоянии в местах выполнения работ;

основной - персонал аварийного объекта, а также члены специальных, заранее подготовленных аварийных бригад (медицинские бригады быстрого реагирования, дозиметрические аварийные группы, специально подготовленные для работ в условиях радиационной аварии пожарные команды, бригады для ремонтно-возобновительных работ и прочие подобные формирования).

Удельная активность – активность, которая приходится на единицу массы (массовая удельная активность, А_m), объема (объемная удельная активность, А_v) или поверхности (поверхностная удельная активность, А_s):

,

,

,

где А - активность;

m – масса;

V – объем;

S – поверхность.

Единица измерения – беккерель на килограмм (Бккг^-1), беккерель на кубический метр (Бкм^‑3) или беккерель на квадратный метр (Бкг^-2).

Сообщение – заявление в произвольной форме, которое направляется юридическим или физическим лицом (заявителем) о намерении осуществить любое из действий (включая планирование и проектирование), связанное с радиоактивными веществами и источниками ионизирующего излучения.

Обращение с радиоактивными отходами (в рамках данного документа) - все виды деятельности, связанные со сбором, перевозкой, переработкой, сохранением и/или захоронением радиоактивных отходов.

Потенциальная альфа-энергия - суммарная энергия альфа-частиц, которая выделяется за время полного распада смеси короткоживущих дочерних продуктов распада радона (полония‑218, свинца-214, висмута-214 и полония-214) до свинца-210.

Потенциальное облучение – см. облучение.

Текущий санитарный надзор – см. санитарный надзор.

Мощность поглощенной в воздухе дозы - см. доза.

Практическая деятельность - деятельность человека, которая приводит или может привести к контролируемому и предвиденному заведомо:

некоторого увеличения дозы облучения;

и/или создания дополнительных путей облучения;

и/или увеличения количества облучаемых людей;

и/или изменения структуры путей облучения от всех, связанных с этой деятельностью, источников.

При этом может увеличиваться доза, вероятность облучения или количество облучаемых людей.

Принцип оправданности – принцип противорадиационной защиты, требующий, чтобы польза от избранной человеческой деятельности превышала связанный с этой деятельностью суммарный убыток для общества или человека.

Принцип непревышения – принцип противорадиационной защиты, требующий ограничения уровней облучения, связанных с избранной человеческой деятельностью.

Принцип оптимизации – принцип противорадиационной защиты, требующий, чтобы польза от избранной человеческой деятельности не только превышала связанный с нею убыток, но и была максимальной.

Естественный радиационный фон – облучение, которое создается космическими источниками и теригенными (присущими Земле) радионуклидами за исключением техногенно-усиленных источников естественного происхождения.

Устройство для генерирования ионизирующего излучения (нерадионуклидный источник) - техническое устройство (рентгеновская трубка, ускоритель, генератор и т.п.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.

Проектная авария – авария, совершение которой устанавливается действующей нормативно-технической документацией данной установки. Для такой аварии техническим проектом предполагается обеспечение радиационной безопасности персонала и населения; определенны выходные события и конечные состояния и предусмотренны системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной ошибки персонала ограничение его радиационных последствий, установленних для таких аварий пределами.

Проектный режим (предприятия, учреждения, объекта) – режим нормальной эксплуатации, отвечающий проектной документации.

Противорадиационная (радиологическая) защита - совокупность нормативно-правовых, проектно-конструкторских, медицинских, технических и организационных мероприятий, обеспечивающих радиационную безопасность.

Радиационная безопасность - состояние радиационно-ядерных объектов и окружающей среды, обеспечивающее непревышение лимитов доз, исключение любого неоправданного облучения и уменьшение доз облучения персонала и населения ниже установленных лимитов доз настолько, насколько это может быть достигнуто и экономически обосновано.

Радиационный взвешенный фактор - коэффициент, учитывающий относительную биологическую эффективность разных видов ионизирующего излучения. Используется исключительно при расчете эффективной и эквивалентной доз.

Радиационный фактор (влияние) - любой тип радиационного влияния, который приводит или может привести к облучению человека или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Радиационно-ядерный объект - любые вещества, устройства и сооружения, которые содержат или могут вмещать ядерные материалы или источники ионизирующего излучения (энергетические, промышленные, исследовательские, экспериментальные реакторы, устройства, установки, стенды, оборудование, приборы, склады, хранилища, транспортные средства, электростанции, производства, технологические комплексы, в том числе связанные с разработкой, производством, исследованием, испытанием, переработкой, транспортированием, сохранением ядерных взрывных устройств).

Радиоактивные отходы (далее - РАО) – материальные объекты и субстанции, активность радионуклидов или радиоактивное загрязнение которых превышает равные, установленные действующими нормативами, при условии, что использование этих объектов и субстанций не предполагается. РАО – особый вид радиоактивных материалов (в любом агрегатном состоянии), относительно которых:

установлено, что ни сейчас, ни потом в будущем они не могут быть использованы, или

еще нет окончательного решения относительно того, каким образом эти материалы могут быть использованы в рамках современных или созданных в будущем технологических процессов.

Долгоживущие – радиоактивные отходы, уровень освобождения которых от контроля со стороны органа государственного регулирования достигается через триста лет и больше после их захоронения;

Короткоживущие – радиоактивные отходы, уровень освобождения которых от контроля со стороны органа государственного регулирования достигается раньше, чем через триста лет после их захоронения.

Радиоактивность – спонтанное преобразование атомных ядер одних элементов в ядра других элементов. Сопровождается ионизирующим излучением. Известны четыре типа радиоактивности: альфа-распад, бета-распад, спонтанное деление атомных ядер, протонная радиоактивность.

Радионуклид – радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером. Радионуклиды одного и того же химического элемента, которые отличаются только массовым числом, атомный номер тот же, называются его радиоактивными изотопами.

Инкорпорированный – радионуклид, поступивший в организм.

Регламент радиационно-гигиенический – утвержденные правила, условия, критерии для принятия решения (в т.ч. в форме числовых значений нормативов, контрольных уровней и т.п.), а также методы и способы измерений и расчета доз облучения.

Регулирующий контроль – см. контроль регулирующий.

Рекомендованный уровень медицинского облучения – см. облучение.

Рентгеновское излучение – см. излучение.

Референтная вероятность критических событий – см. критическое событие.

Референтный человек – серия возрастно-зависимых математических моделей организма человека (математических фантомов), применяемых с целью радиационно-гигиенического нормирования облучения.

Референтная продолжительность облучения – см. облучение.

Референтное значение (величины, параметры и т.п.) – числовой параметр, который используется для обобщения разнообразия, связанного как с человеком, так и с окружающей средой и условиями облучения (индивидуальные особенности, профессиональная, возврастная и половая структура популяции, условия проживания и деятельности).

Референтный возраст (РВ) – один из шести фиксированных возрастов, которые используются в системе нормирования облучения.

Референтный объем питьевой воды, которая потребляется на протяжении одного года, - объем питьевой воды, которая отвечает референтному возрасту.

Референтный объем воздуха, который вдыхается на протяжении одного года, – объем воздуха, который отвечает референтному возрасту и категории А и Б.

Референтный радиационно-ядерный объект – неспецифицированный явным образом стандартный источник облучения населения. Понятие используется для целей радиационно-гигиенического нормирования. Референтному индустриальному источнику отвечает референтная квота лимита дозы.

Референтное распределение физической нагрузки – стандартизированная таблица продолжительности референтных уровней физической нагрузки.

Референтные дозовые уровни потенциального облучения – два уровня (А и Б) среднегодовых эффективных доз потенциального облучения населения, которые используются во время принятия решения относительно типа хранилища, а также формы и времени освобождения (в будущем) данных РАО от регулирующего контроля в рассматриваемом хранилище.

Референтные массы органов и тканей, которые облучаются – массы органов и тканей референтного человека.

Референтные процедуры расчета доз облучения – совокупность моделей, алгоритмов и правил расчета доз облучения, которая используется для целей противорадиационной защиты. Референтные процедуры расчета доз облучения утверждаются Министерством здравоохранения Украины.

Референтные условия облучения – совокупность обобщенных параметров, величин, условий и т.п., характеризующих облучение человека.

Риск (обобщенный риск) – мера вреда для здоровья человека, оказавшегося в сфере действия облучения, которая численно равняется произведению двух величин:

вероятности облучения в единицу времени (год);

вероятности реализации радиологических стохастических и нестохастических (детерминированных, острых клинических) последствий для здоровья лиц, которые могут стать объектами этого облучения. Числовое значение вероятности нестохастических последствий облучения равняется единице, если величина этого облучения превышает соответствующие дозовые пороги, в противном случае – эта вероятность принимается равной нулю.

Приемлемый – величина (значение) риска, который не противоречит установленным лимитам доз для персонала, а также лимитам и квотам доз (в условиях практики) и дозовым уровням прекращения вмешательства для населения.

Референтный – числовые значения рисков потенциального облучения персонала и населения, которые отвечают условиям, принятым при определении понятия приемлемого риска.

Который игнорируется – минимальное значение риска облучения, которое принимается во внимание.

Уровень изъятия радиоактивных отходов – предельное значение удельной активности радиоактивных отходов, непревышение которой на этапе предупредительного санитарного надзора разрешает квалифицировать эти отходы как нерадиоактивные. Значение данных уровней в зависимости от вида радионуклидов приведены в пункте 15.1.6 Правил.

Уровень оправданности - величина предотвращаемой дозы, при этом польза от введенной контрмеры становится больше величины причиненного контрмерой убытка.

Уровень вмешательства – уровень предотвращаемой дозы облучения, при превышении которой необходимым является применение контрмер.

Уровень действия - величина, производная от уровней вмешательства, которая выражается в терминах таких показателей радиационной обстановки, которые могут быть измерены: мощность поглощенной дозы в воздухе на открытой местности, объемная активность радионуклидов в воздухе, концентрация их в продуктах питания, плотность выпадений радионуклидов на почву и др.

Уровень дозы остаточный (непредотвращенный) – часть дозы облучения от данного аварийного источника, которая сохраняется после реализации контрмеры.

Уровень обязательных действий – радиационно-гигиенический регламент четвертой группы, величина, которая относится к тем же показателям радиационной обстановки, что и уровень действий, но при превышении которой вмешательство практически всегда является целесообразным и носит предупредительный характер.

Уровень приемлемого облучения - остаточный уровень дозы, которая считается приемлемой с точки зрения влияния облучения на здоровье человека.

Годовая эквивалентная доза в органе или ткани – см. доза.

Годовая эффективная доза – см. доза.

Годовое поступление радионуклида – см. поступление.

Рабочая зона – пространство, ограниченное по высоте 2 м над уровнем пола или площадки, на которой находятся места постоянного или непостоянного (временного) пребывания работников.

Рабочее место - место постоянного или временного пребывания персонала в процессе трудовой деятельности, связанной с источниками ионизирующих излучений. Если работа с источниками ионизирующих излучений осуществляется в разных участках помещения, то рабочим местом считается все помещение.

Постоянное – место, на котором работник находится на протяжении большей части своего рабочего времени (более 50 % или более 2 часов беспрерывно). Если при этом работа осуществляется в разных пунктах рабочей зоны, постоянным рабочим местом считается вся рабочая зона.

Санитарный надзор за обеспечением радиационной безопасности включает:

надзор за соблюдением условий разрешений на использование источников ионизирующего излучения, радиоизотопных приборов, веществ и обращения с РАО;

контроль за выполнением соответствующих требований норм радиационной безопасности и санитарно-гигиенических правил предприятиями, которые используют источники ионизирующего излучения, радиоизотопные приборы и вещества, осуществляют обращение с РАО;

проверка систем учета, сохранения и пользования источниками ионизирующего излучения и радиоизотопными приборами и веществами;

контроль аварийной готовности организаций, предприятий и учреждений, которые используют источники ионизирующего излучения, радиоизотопные приборы и вещества, осуществляют обращение с РАО;

выборочный контроль объектов окружающей среда;

применение соответствующих санкций в случае выявления нарушений санитарных норм и правил, условий санитарного паспорта.

Предупредительный – форма санитарного надзора, осуществляемого на стадии планирования практической деятельности (включая отведение площадки и проектирование работ по изготовлению, ремонту, модернизации и выведению из эксплуатации объектов с радиационно-ядерными технологиями и установок, содержащих источники), а также планирование контрмер в условиях вмешательств.

Текущий – форма санитарного надзора за любыми действиями с источниками и установками, содержащими ИИИ, а также за соответствием технологий проектным характеристикам и контрмерами, которые осуществляются в условиях вмешательства и были согласованы государственной санитарно-эпидемиологической службой на стадии предупредительного санитарного надзора.

Санитарный паспорт – см. разрешение.

Санитарно-защитная зона (далее - СЗЗ) - территория вокруг радиационно-ядерного объекта, где уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации может превысить квоту лимита дозы для категории В. В СЗЗ запрещается проживание населения, устанавливаются ограничение на производственную деятельность, которая не имеет отношения к радиационно-ядерному объекту и где проводится радиационный контроль.

Санпропускник – помещение, предназначенное для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожи, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала.

Саншлюз – помещение между зонами учреждения, предназначенное для предшествующей дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты.

Хранилище радиоактивных отходов (в рамках данного документа) - сооружение для хранения или захоронения РАО с обязательным обеспечением инженерных, геологических, физических и других барьеров, которые препятствуют миграции радионуклидов в окружающую среду в количествах, превышающих установленные для данного хранилища допустимые сбросы и выбросы радиоактивности.

Глубинное – хранилище РАО, расположенное в глубоких стабильных геологических формациях, способных обеспечить надежную и продолжительную (по сравнению со временем смены сотен будущих человеческих поколений) изоляцию РАО от попадания их в биосферу.

Поверхностное (приповерхностное) – хранилище РАО, представляющее собой сооружение, расположенное на поверхности или в приповерхностном слое земли, специально оборудованное и конструкционно оформленное таким образом, чтобы гарантировалась продолжительная изоляция РАО от попадания их в биосферу, а также обеспечивалось соблюдение требований и регламентов, установленных санитарным законодательством для подобного типа хранилищ.

Техногенно-усиленный источник естественного происхождения (ТУИЕП) - см. источник ионизирующего излучения.

Тканевый взвешенный фактор - коэффициент, который отображает относительную вероятность стохастических эффектов в ткани (органе). Используется исключительно при расчете эффективной дозы.

Тканеэквивалетное вещество - материал, электронная плотность эффективный атомный номер и элементный состав которого близки к соответствующим характеристикам тканей человека.

Обобщенный риск – см. риск.

Фаза аварии:

ранняя (острая) - фаза коммунальной аварии продолжительностью от нескольких часов до одного-двух месяцев после начала аварии, включающая следующие события:

газо-аэрозольные выбросы и жидкие сбросы радиоактивного материала из аварийного источника;

воздушный перенос и интенсивную наземную миграцию радионуклидов;

радиоактивные осадки и формирование радиоактивного следа;

йодная – период ранней фазы аварии при наличии значительных выбросов радиоизотопов йода, на протяжении которого существует угроза поступления в организм человека этих радионуклидов ингаляционно и с продуктами питания и, как следствие, угроза значительного облучения щитовидной железы лиц из населения;

средняя (фаза стабилизаци) - фаза коммунальной аварии, которая начинается через один-два месяца и заканчивается через 1-2 года после начала радиационной аварии, при которой отсутствуют (благодаря радиоактивному распаду) короткоживущие осколочные радиоизотопы теллура и йода, ¹⁴⁰Ba + ¹⁴⁰La, но в формировании гамма-поля возрастает роль ⁹⁵Zr+⁹⁵Nb, изотопов рутения и церия, ¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs и ¹³⁷Cs. Основными источниками внутреннего облучения на средней фазе аварии, как правило, являются радиоизотопы цезия (¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs, ¹³⁷Cs) и стронция (⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr), которые поступают с продуктами питания, выработанными на радиоактивно-загрязненных территориях;

поздняя (фаза восстановления) – фаза коммунальной аварии, которая начинается через 1-2 года после начала аварии, если основным источником внешнего облучения является ¹³⁷Cs в выпадениях на почву, а внутреннего – ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr в продуктах питания, которые вырабатываются на загрязненных этими радионуклидами территориях.

Характеристическое излучение – см. излучение.

Хроническое облучение – см. облучение.

Вред – понятие, применяемое для характеристики прямых радиационных потерь (детерминистические и стохастические эффекты), которые непосредственно касаются здоровья человека.

Плотность загрязнения - (удельная поверхностная активность, А) - активность данного радионуклида на данной поверхности площадью S:

.

Единица измерения - беккерель на квадратный метр (Бк·м^-2).

Ядерный материал - материал, способный расщепляться по схеме цепной реакции при специальных технологических условиях (например, плутоний-239, уран, обогащенный изотопами урана-235,-233 и т.п.).

Ядерные установки – объекты производства ядерного топлива, ядерные реакторы, включая критические и подкритические сборки; исследовательские реакторы; атомные электростанции; предприятия и установки по обогащению ядерных материалов, а также установки по переработке отработанного ядерного топлива и хранилища отработанного топлива.