Переклав: деф-ст Петровчук Р.Г.

ІНСТРУКЦІЯ

з радіаційної безпеки

Рівненської АЕС

132-1-Е-РБ

(На українській мові)

(Всі таблиці приведені нижче на російській мові)

ЗМІСТ

1 ЗАГАЛЬНІ ПОЛОЖЕННЯ..................................................................................................7

1.1 Умовні позначення та скорочення.................................................................7

1.2 Основні терміни та поняття..............................................................................9

1.3 Призначення інструкції......................................................................................17

1.4 Область і порядок застосування інструкції.....................................................17

2 ЗАГАЛЬНІ ПРАВИЛА РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ........................................21

2.1 Основні джерела радіаційної небезпеки................................................21

2.2 Вимоги до території і приміщень.........................................................22

2.3 Вимоги до персоналу РАЕС..........................................................................25

2.4 Вимоги до персоналу підрядних організацій і персоналу, відрядженому на РАЕС..............................................................................26

2.5 Організація санітарно-пропускного режиму..................................................27

2.6 Правила поведінки й особистої гігієни ЗСР...................................................30

2.7 Засоби індивідуального захисту та порядок їх застосування........................31

2.8 Радіоактивне забруднення і дезактивація....................................................38

2.9 Управління дозами і їх оптимізація..............................................................41

2.10 Порядок переміщення вантажів через кордони ЗСР..........................................43

3 ОРГАНІЗАЦІЙНІ ЗАХОДИ...................................................................45

3.1 Дозиметричний наряд.....................................................................................45

3.2 Персонал, відповідальний за безпеку робіт, його права і обов'язки.........................................................................................................46

3.3 Порядок видачі та оформлення дозиметричного наряду.............................48

3.4 Допуск до роботи бригади....................................................................................51

3.5 Нагляд під час роботи....................................................................................51

3.6 Оформлення перерв у роботі і її закінчення..........................................52

3.7 Допуск для гасіння пожежі...............................................................................53

4 ТЕХНІЧНІ ЗАХОДИ, ЩО ЗАБЕЗПЕЧУЮТЬ РАДІАЦІЙНУ БЕЗПЕКУ РОБІТ...........................................................................................54

4.1 Проведення відключень.................................................................................54

4.2 Виявлення чинників радіаційного впливу на місці робіт...............55

4.3 Організація саншлюзов....................................................................................55

4.4 Дезактивація робочих місць і інструменту......................................................56

4.5 Організація ремонтної зони............................................................................57

5 ПОВОДЖЕННЯ З РАДІОАКТИВНИМИ ВІДХОДАМИ.................................................59

5.1 Класифікація радіоактивних відходів...........................................................59

5.2 Організація поводження з радіоактивними відходами...................................61

6 ОРГАНІЗАЦІЯ ДОЗИМЕТРИЧНОГО КОНТРОЛЮ..............................................64

7 ЗАБЕЗПЕЧЕННЯ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ В УМОВАХ РАДІАЦІЙНОЇ АВАРІЇ........................................................................................69

7.1 Класифікація радіаційних аварій.............................................................69

7.2 Персонал в умовах радіаційної аварії....................................................70

7.3 Ліквідація наслідків аварії....................................................................... 73

Додаток 1 Обмеження опромінення..................................................................75

Додаток 2 Рівні загального радіоактивного забруднення................................81

Додаток 3 Надання першої допомоги при радіаційних уражень..........82

Додаток 4 Дозиметричний наряд..................................................................85

Додаток 5 Заявка для постановки на дозиметричний облік.........................87

Додаток 6 Дозиметрична довідка...............................................................89

Додаток 7 Перелік приміщень ЗСР, через які дозволено

переміщення вантажів........................................................................90

Додаток 8 Рекомендований обсяг знань правил радіаційної

безпеки....................................................................................91

Додаток 9 Інструкція по застосуванню препарату йодистого калію..............92

Додаток 10 Пам'ятка щодо дій персоналу на випадок радіаційної

аварії на АЕС.................................................................................93

Додаток 11 Порядок вимірювань на установці...................................................94

Додаток 12 Знаки радіаційної небезпеки......................................................95

Додаток 13 Короткі відомості про основи ядерної фізики.............................96

Додаток 14 Біологічна дія іонізуючого випромінювання.................. 101

Додаток 15 Розрахунок захисту від іонізуючого випромінювання.............................103

Додаток 16 Перелік нормативних документів, покладених в основу

інструкції......................................................................................106

Лист зауважень і пропозицій...............................................................................107

Лист ознайомлення.................................................................................................... 108

Лист перегляду.......................................................................................................109

Лист ознайомлення зі змінами.........................................................................110

"У документі всього 108 сторінок"

1 Загальні положення

1.1 Умовні позначення та скорочення

ALARA - настільки низько, наскільки розумно можливо;

ALfn9est - допустимі надходження через органи травлення;

ALfnhal - допустимі надходження через органи дихання;

D - поглинена доза;

DL - межа дози (ефективної або еквівалентної);

DLE - межа ефективної дози;

DLmax - максимальна межа ефективної дози за календарний рік;

DT - поглинена доза в органі Т;

Е - ефективна доза;

Нт - еквівалентна доза в органі:

PQingest -допустима концентрація в питній воді;

PQinhai _ допустима концентрація в повітрі;

PDR - допустима потужність дози;

PFP - допустима максимальна щільність потоку частинок;

S - колективна ефективна доза;

ST - колективна еквівалентна доза в органі Г;

WR - радіаційний зважуючий фактор;

WT - тканинний зважуючий фактор;

АЕС - атомна електрична станція;

БЩУ - блочний щит управління;

СКУ - внутрішньокорпусні пристрої;

ГР - горючі рідини;

РЕД - річна ефективна доза;

ДВ - допустимий викид;

ДЗ - допустимий радіоактивне забруднення поверхонь;

ДС - допустимий скидання;

ДТ - зона спостереження;

ЗСР - зона суворого режиму;

ІДК - індивідуальний дозиметричний контроль;

ДІВ - джерело іонізуючого випромінювання;

КЗ - контрольована зона;

КІП - контрольно-вимірювальний прилад;

КНИ - канали нейтронного вимірювання;

КПП - контрольно-пропускний пункт;

КУ - контрольний рівень;

ЛПК - лабораторно-побутової комплекс

ЛЗР - легкозаймисті рідини;

МОЗ - Міністерство охорони здоров'я України

МСЧ-3 - медична санітарна частина №3;

НРБУ-97 - норми радіаційної безпеки України;

НС АЕС - начальник смены АЕС;

ОСПУ - основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки України;

ВЯП - відпрацьоване ядерне паливо;

ПБПРМ - правила ядерної та радіаційної безпеки при перевезенні радіоактивних матеріалів;

ППО - підвищений плановане опромінення;

ПС СУЗ - поглинаючі стрижні системи управління і захисту

реактора;

РАО - радіоактивні відходи;

РАЕС - Рівненська атомна електростанція;

РБ - радіаційна безпека;

РК - радіаційний контроль;

РО - реакторне відділення;

РЩУ - резервний щит управління;

СББ - санітарно-побутової блок;

СВО - спеціальна водоочистка;

СДО - спеціальна газоочищення;

СЗЗ - санітарно-захисна зона;

ЗІЗ - засоби індивідуального захисту;

СІЧ - лічильник випромінювання людини;

ТРО - тверді радіоактивні відходи;

ХТРО - сховище твердих радіоактивних відходів;

ЦД і РАВ - цех дезактивації і радіоактивних відходів;

ЦРБ - цех радіаційної безпеки;

ЦЩРК - центральний щит радіаційного контролю;

ЩРК - щит радіаційного контролю.

1.2 Основні терміни та поняття

1.2.1 Аварійне опромінення - непередбачуване підвищення опромінення персоналу і (або) населення внаслідок радіаційної аварії.

1.2.2 Аварія радіаційна - будь-яке незапланована подія на будь-якому об'єкті з радіаційної або радіаційно-ядерною технологією, якщо при виникненні цієї події виконуються дві необхідні і достатні умови:

- втрата контролю над джерелом;

- реальне (або потенційне) опромінення людей, пов'язане з втратою контролю над джерелом.

1.2.3 Атомна електростанція (АЕС) - атомна станція, призначена для виробництва електричної енергії.

1.2.4 Біофізичні вимірювання - визначення кількості або концентрації радіоактивних речовин в тілі (органах) людини або біопробах, пов'язаних з ним (сеча, кал, мазки та ін.).

- непрямі (вимірювання in vitro) - вимірювання вмісту радіонуклідів у продуктах екскреції або інших біопробах.

- прямі (вимірювання in vivo) - визначення вмісту радіонуклідів в тілі людини з використанням зовнішніх систем детектування.

1.2.5 Зовнішнє опромінення - опромінення тіла людини джерелами іонізуючих випромінювань, які перебувають поза тілом.

1.2.6 Внутрішнє опромінення - опромінення тіла людини (його окремих органів і тканин) джерелами іонізуючих випромінювань, які знаходяться в самому тілі.

1.2.7 Шкода - поняття, що використовується для характеристики прямих радіаційних втрат (детерміновані та стохастичні ефекти), безпосередньо відносяться до здоров'я людини.

1.2.8 Річна ефективна доза - сума ефективної дози зовнішнього опромінення протягом року і очікуваної ефективної дози внутрішнього опромінення, яка сформована надходженням радіонуклідів протягом одного року.

1.2.9 Доза - в рамках цієї інструкції узагальнена назва ефективною, еквівалентній або поглиненої дози.

1.2.10 Доза в органі (DT) - середня в органі або тканини поглинена доза, яка розраховується за формулою:

DT=(1/mT) JD dm

тт

Де:

D- поглинена доза, у елементі маси dm органу або тканини М;

тт- маса органу або тканини.

Одиниця виміру в системі СІ - грей, Гр.

1.2.11 поглинена Доза - відношення приросту середньої енергії dE, переданої випромінюванням речовини в елементарному обсязі, до маси dm цього обсягу:

D=dE/dm

1.2.12 Доза колективна - еквівалентна сума індивідуальних еквівалентних доз опромінення певної групи населення за певний період часу. Одиниця виміру - людино-зіверт (чол.°3в).

1.2.13 Доза колективна ефективна (S) - сума індивідуальних доз опромінення в конкретній групі персоналу за певний період часу. Одиниця виміру - людино-зіверт (чол.-Зв).

1.2.14 еквівалентна Доза в органі або тканини Т (Нт) - величина, яка визначається як добуток поглиненої дози DT в окремому органі або тканини 7" на радіаційний зважуючий фактор WR:

HT = DT WR.

Одиниці еквівалентної дози в системі СІ -зіверт (Зв); 1 Зв = 100 бер.

1.2.15 ефективна Доза (Е) - сума добутків еквівалентних доз Нт в окремих органах і тканинах на відповідні тканинні зважуючі фактори WT:

E=IHr- WT.

1.2.16 Допустима концентрація в повітрі (Рсб , а РС'£ а , PCQ а або в загальному випадку Pdnhal) - допустимий рівень, що обмежує питому об'ємну активність радіонукліда в повітрі. pc?nhal забезпечує неперевищення межі дози у всіх вікових групах при безпосередньому інгаляційного надходження окремого радіонукліда, для якої він встановлений.

1.2.17 Допустима концентрація в питній воді (Pdn9est) - допустимий рівень, що обмежує питому об'ємну активність радіонукліда в питної воді. pc?ngest забезпечує неперевищення межі дози у всіх вікових групах населення при безпосередньому надходження окремого радіонукліда з питною водою.

1.2.18 Допустима потужність дози (PDR) - допустимий рівень усередненої за рік потужності еквівалентної дози на все тіло людини при зовнішньому опроміненні. Чисельно дорівнює відношенню межі дози (DL) до часу опромінення (t) протягом календарного року:

PDR =DLIt

Якщо спеціально не обумовлено, для осіб категорії А і Б приймається t = 1700 год; дня осіб У категорії - t = 8760 год.

1.2.19 Допустиме надходження через органи дихання (АИдЭ, ALI'^a ,

ALIg а або в загальному випадку ALlmhal) - річні надходження радіонукліда через органи дихання (допустимий рівень). ALImhal забезпечує не перевищення межі дози у всіх вікових групах (для осіб категорії А і Б розглядається тільки референтний вік "Дорослий") при безпосередньому інгаляційного надходження окремого радіонукліда, для якої він встановлений.

1.2.20 Допустиме надходження через органи травлення (ALfngest) - річні надходження радіонукліда через органи травлення (допустимий рівень), який забезпечує неперевищення межі дози у всіх вікових групах населення при безпосередньому надходження окремого радіонукліда з питною водою.

1.2.21 Допустиме радіоактивне забруднення поверхні (ДЗ) - допустимий рівень, установлений з урахуванням неперевищення межі дози за рахунок радіоактивного забруднення поверхні робочих приміщень, обладнання, індивідуальних засобів захисту і шкірних покривів для осіб категорії А і робочих поверхонь.

1.2.22 Допустимий викид (ДВ) - регламентований максимальний сукупний рівень газоаэрозольного викиду. ДВ - викид, при якому сумарна річна ефективна доза представника критичної групи населення (за межами СЗЗ) за рахунок всіх радіонуклідів, присутніх у викиді, дорівнює квотою межі дози.

1.2.23 Допустимий скидання (ДС) - регламентований максимальний сукупний рівень водного скидання. ДС - скидання, при якому сумарна річна ефективна доза представника критичної групи населення, за рахунок усіх присутніх в скиданні радіонуклідів, дорівнює квотою межі дози.

1.2.24 Допустимий рівень (ДУ) - похідний норматив для надходження радіонуклідів в організм людини в протягом календарного року, для середньорічних потужності еквівалентної дози, концентрації радіонуклідів в повітрі, питної води, раціоні і т.п., розрахований для референтних умов опромінення з значень меж доз.

1.2.25 Зона аварії - територія, яка залежно від масштабів аварії вимагає планування і проведення певних заходів, пов'язаних з цією подією. Межі зони аварії в кожному конкретному випадку визначаються Державними контролюючими органами (органами Державної влади України).

1.2.26 Зона контрольована (КЗ) - територія, на якій передбачено посилений дозиметричний контроль.

1.2.27, Зона спостереження - територія, на якій можливо вплив радіоактивних сбросов и выбросов радіаційно-ядерного об'єкту і де здійснюється моніторинг.

1.2.28 Зона санітарно-захисна (СЗЗ) - територія навколо радіаційно-ядерного об'єкту, де рівень опромінення людей в умовах нормальної експлуатації може перевищити квоту межі дози для категорії В. У СЗЗ забороняється проживання населення, встановлюються обмеження на виробничу діяльність, яка не має відношення до радіаційно-ядерного об'єкту, і проводиться радіаційний контроль.

1.2.29 Зона вільного режиму РАЕС - приміщення і будівлі РАЕС, де практично виключається вплив на персонал іонізуючого випромінювання.

1.2.30 Зона суворого режиму (ЗСР) РАЕС - приміщення, будівлі або споруди РАЕС, де можливий вплив на персонал зовнішнього випромінювання, забруднення повітряного середовища радіоактивними газами і аерозолями, забруднення поверхонь будівельних конструкцій і устаткування радіонуклідами або радіоактивними речовинами.

1.2.31 Инкорпорированный радіонуклід - радіонуклід, який вступив в організм.

1.2.32 Іонізуюче випромінювання - випромінювання (електромагнітне, корпускулярное), яке при взаємодії з речовиною безпосередньо або побічно викликає іонізацію і порушення його атомів і молекул.

- побічно іонізуюче випромінювання - іонізуюче випромінювання, що складається з фотонів і/або незаряджених частинок, які внаслідок взаємодії з речовиною створюють безпосередньо іонізуюче випромінювання.

- безпосередньо іонізуюче випромінювання - іонізуюче випромінювання, яке складається з заряджених частинок (електронів, протонів, альфа-частинок та ін.), які мають кінетичну енергію, достатню для іонізації атомів і молекул речовини.

1.2.33 Індустріальний джерело - джерело іонізуючого випромінювання штучного або природного походження, який цілеспрямовано використовується в виробничої, наукової, медичної та інших сферах з метою отримання матеріальної або іншого використання.

1.2.34 Джерелом іонізуючого випромінювання (джерело випромінювання) - об'єкт, який містить радіоактивна речовина, або технічний пристрій, який створює у певних умовах здатна створювати іонізуюче випромінювання.

1.2.35 Джерело випромінювання закритий - радіоактивна речовина, повністю укладена в тверду захисну оболонку з нерадіоактивної матеріалу або покладене у мішок у тверду захисну оболонку, достатньо міцні, щоб запобігти будь-яка розосередження речовини при нормальних умовах експлуатації і зносу протягом встановленого строку служби, а також в умовах непередбачених проблем. Поняття "закритий джерело" включає як радіоактивну речовину, так і оболонку або капсулу, за винятком наступних випадків:

а) капсула і оболонка призначені тільки для цілей зберігання, транспортування та захоронення;

б) радіоактивну речовину в ядерному реакторі або тепловиділяючих елементів (твелів).

1.2.36 Джерело випромінювання відкритий - радионуклидный джерело, при проведенні робіт з яким можливе надходження що містяться в ньому радіонуклідів в навколишнє середовище; будь-яке джерело, не підпадає під визначення закритого джерела.

1.2.37 Категорія А - особи з числа персоналу, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань.

1.2.38 Категорія Б - особи з числа персоналу, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, але у зв'язку з розташуванням робочих місць у приміщеннях та на промислових майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть отримувати додатковий опромінення.

1.2.39 Категорія - все населення.

1.2.40 Квота межі дози - частка межі ефективної дози (DLE) для категорії В, яка виділена для режиму нормальної експлуатації окремого індустріального джерела.

1.2.41 Контрзахід - будь-яка дія, що призводить до зменшення наявних індивідуальних і/або колективних доз опромінення або ймовірності опромінення внаслідок аварії або ситуації хронічного опромінення і/або зменшення шкоди здоров'ю, нанесеного самим фактом наявності аварії або хронічного опромінення.

1.2.42 Контрольні рівні (КР) - радіаційно-гігієнічні регламенти першої групи, числові значення яких встановлюються виходячи з фактично досягнутого на даному радіаційно-ядерному об'єкті або території рівня радіаційного благополуччя. Величина КУ встановлюється керівництвом підприємства за погодженням з органами Державного санітарно-епідеміологічного нагляду МОЗ України з метою обмеження опромінення персоналу і (або) населення нижче значень меж доз, а також для проведення радіаційно-дозиметричного контролю.

1.2.43 Опромінення - вплив на людину іонізуючого випромінювання від джерел, які знаходяться поза організму (зовнішнє опромінення), або від джерел, які знаходяться всередині організму (внутрішнє опромінення).

1.2.44 Персонал аварійний - особи, які беруть участь у роботах на аварійній об'єкті. Складається з основного та залученого персоналу.

1.2.45 Персонал основний - персонал аварійного об'єкта, а також члени спеціальних, попередньо підготовлених аварійних бригад (медичні бригади швидкого реагування, дозиметричні аварійні групи, спеціально підготовлені для робіт у умовах радіаційної аварії пожежні команди, бригади для ремонтно-відновлювальних робіт та інші подібні формування).

1.2.46 Персонал залучений - залучені до аварійних робіт особи, які повинні бути в першу чергу навчені і інформовані про радіаційну обстановку в місцях виконання робіт.

1.2.47 Практична діяльність - діяльність особи, спрямована на досягнення матеріальній чи іншій користі, яка призводить або може призвести до контрольованого і предвиденному заздалегідь:

- деякого збільшення дози опромінення;

- та/або створення додаткових шляхів опромінення;

- та/або збільшення кількості опромінюється людей;

- та/або зміни структури шляхів опромінення від всіх, пов'язаних з цією діяльністю джерел.

При цьому може збільшуватися доза, ймовірність опромінення або кількість опромінюється людей.

1.2.48 Межа дози (DL) - основний радіаційно-гігієнічний норматив, метою якого є обмеження опромінення осіб категорії А, Б і В усіх джерел індустріальних іонізуючого випромінювання в ситуаціях практичної діяльності. У НРБУ-97 встановлені межа ефективної дози і межі еквівалентної дози зовнішнього опромінення.

1.2.49 Принцип неперевищення - принцип протирадіаційного захисту, який вимагає обмеження рівнів опромінення, пов'язаних з обраної людською діяльністю.

1.2.50 Принцип виправданості - принцип протирадіаційного захисту, який вимагає, щоб користь від обраної людської діяльності перевищувала пов'язаний з цією діяльністю сумарний збиток для суспільства і людини.

1.2.51 Принцип оптимізації - принцип протирадіаційного захисту, який вимагає, щоб користь від обраної людської діяльності не тільки перевищувала пов'язаний з нею збиток, але і була максимальною.

1.2.52 Природний радіаційний фон - опромінення, утворене космічними джерелами і терригенными (властивими Землі) радіонуклідами за винятком техногенно-посилених джерел природного походження. Зменшення опромінення цими джерелами завжди є недоцільним.

1.2.53 Протирадіаційний (радіологічний) захист - сукупність нормативно-правових, проектно-конструкторських, медичних, технічних і організаційних заходів, які забезпечують радіаційну безпеку.

1.2.54 Робоче місце - місце (приміщення) постійного або тимчасового перебування персоналу в процесі трудової діяльності, пов'язаної з джерелами іонізуючих випромінювань. Якщо робота з джерелами іонізуючих випромінювань виконується в різних місцях приміщення, то робочим місцем вважається все приміщення.

1.2.55 Радіаційна безпека - стан радіаційно-ядерних об'єктів і навколишнього середовища, яке забезпечує неперевищення меж доз, виключення будь-якого необґрунтованого опромінення та зменшення доз опромінення персоналу і населення нижче встановлених меж доз настільки, наскільки це може бути досягнуто і економічно обґрунтоване.

1.2.56 Радіаційний зважуючий фактор WR - коефіцієнт, який враховує відносну біологічну ефективність різних видів іонізуючого випромінювання. Використовується виключно при розрахунку ефективної і еквівалентної дози.

Вид излучения	Wr
Фотоны, все энергии	1
Электроны и мюоны, все энергии	1
Протоны с энергией более 2 МэВ	5
Нейтроны с энергией менее 10 кэВ	5 !
с энергией 10-100 кэВ	10
с энергией от 100 кэВ до 2 МэВ	20
с энергией 2-20 МэВ	10
с энергией более 20 МэВ	5
Альфа-излучение, ядра отдачи	20

1.2.57 Радіоактивне забруднення - наявність або розповсюдження радіоактивних речовин понад їх природного змісту в навколишньому середовищі і (або) в тілі людини.

1.2.58 Радіоактивне забруднення поверхні не що знімається (фіксована) - частина забруднення поверхонь радіонуклідами (радіоактивними речовинами), яка самовільно або при експлуатації не переходить у навколишнє середовище і не видаляється методами дезактивації (без порушення цілісності поверхні).

1.2.59 Радіоактивне забруднення поверхні, що знімається (нефіксоване)

- частина забруднення радіонуклідами (поверхоньрадіоактивними речовинами), яка самовільно або при експлуатації переходить з забрудненої поверхні в навколишнє середовище або знімається способами дезактивації.

1.2.60 Радіоактивні відходи (РАО) - матеріальні об'єкти і субстанції, активність радіонуклідів або радіоактивне забруднення яких перевищує встановлені діючими нормативами, за умови, що використання цих об'єктів та субстанцій не передбачається.

Живучі - радіоактивні відходи, рівень звільнення яких від контролю з боку органу державного регулювання досягається через триста років і більше після їх захоронення;

Короткоживучі - радіоактивні відходи, рівень звільнення яких від контролю з боку органу державного регулювання досягається раніше, ніж через триста років після їх поховання.

1.2.61 Санпропускник - приміщення, призначене для зміни одягу, взуття, санітарної обробки персоналу, контролю радіоактивного забруднення шкірних покривів, засобів індивідуального захисту, спеціальної та особистої одягу персоналу.

1.2.62 Саншлюз - приміщення між зонами установи, призначене для попередньої дезактивації і зміни додаткових засобів індивідуального захисту.

1.2.63 Засіб індивідуального захисту - технічний засіб, призначений для індивідуального захисту працюючих від надходження радіоактивних речовин всередину організму, радіоактивного забруднення шкірних покривів і зовнішнього опромінення.

1.2.64 Тканинний зважуючий фактор (WT) - коефіцієнт, який відображає відносну ймовірність стохастичних ефектів в тканини (органі). Використовується виключно при розрахунку ефективної дози.

Ткань или орган	WT
Гонады	0,20
Красный костный мозг	0,12
Толстая кишка	0,12
Легкие	0,12
Желудок	0,12
Мочевой пузырь	0,05
Молочные железы	0,05
I Печень	0,05
I Пищевод	0,05
Щитовидная железа	0,05
| Кожа	0,01
I Поверхность кости	0,01
| «Остальные органы»	0,0512

Примітки.

1. При обчисленнях у список "Інші органи" включають наступні тканини і органи: наднирники, головний мозок, дихальні шляхи поза грудній області, тонку кишку, нирки, м'язи, підшлункову залозу, селезінку, вилочкову залозу і матку.

2. У разі, коли одна тканина або орган з входять в список "Інші органи" отримує еквівалентну дозу, що перевищує дозу в будь-якому з дванадцяти органів, для яких зазначено зважуючий фактор, до цієї тканини або органу застосовується зважуючий фактор 0,025; при цьому зважуючий фактор 0,025 використовується з середньою дозою в інших органах цього списку.

1.2.65 Рівень дослідження - значення величини, такий як ефективна доза, активність радіонуклідів або забрудненість одиничної площі або обсягу, при перевищенні якої слід ретельно виміряти дані і пов'язані з ними параметри і визначити причини перевищення рівня дослідження. Як рівнів дослідження застосовуються відповідні адміністративні рівні (АУ).

1.2.66 Збиток - поняття, що використовується для позначення сукупних втрат. Збиток включає як компоненту, що позначається поняттям шкоду для здоров'я, так і соціально-економічні, психологічні та інші втрати.

1.2.67 Ефекти детерміновані (не стохастичні) - ефекти радіаційного впливу, які проявляються тільки при перевищенні певного дозового порогу. Тяжкість наслідків ефектів детермінованих залежить від величини отриманої дози (гостра променева хвороба, променеві опіки та ін.).

1.2.68 Ефекти стохастичні - беспороговые ефекти радіаційного впливу, ймовірність виникнення яких існує при будь-яких доз іонізуючого випромінювання і зростає із збільшенням дози, тоді як відносна тяжкість їх прояву від дози не залежить. До стохастичним ефектами є злоякісні новоутворення (соматичні стохастичні ефекти) і генетичні наслідки, які передаються нащадкам (спадкові ефекти).