Глава 1. Общие положения

1. Настоящие гигиенические нормативы к обеспечению радиационной безопасности (далее – нормативы) разработаны в соответствии с подпунктом 113) пункта 15 Положения о Министерстве здравоохранения Республики Казахстан, утвержденного постановлением Правительства Республики Казахстан от 17 февраля 2017 года № 71 (далее – Положение) и устанавливают гигиенические нормативы к обеспечению радиационной безопасности.

Сноска. Пункт 1 - в редакции приказа Министра здравоохранения РК от 21.04.2025 № 39 (вводится в действие по истечении десяти календарных дней после дня его первого официального опубликования).

2. В настоящих нормативах использованы следующие понятия:

1) ионизирующее излучение – излучение, состоящее из заряженных, незаряженных частиц и фотонов, которые при взаимодействии со средой образуют ионы разных знаков;

2) персонал – физические лица, постоянно или временно работающие с источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям труда в сфере их воздействия (группа Б).

3. Нормативы распространяются на следующие виды воздействия источников ионизирующего излучения (далее – источник излучения) на человека:

1) в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

2) в результате радиационной аварии;

3) от природных источников излучения;

4) при медицинском облучении.

Нормативы к обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.

4. Нормативы распространяются на виды воздействия источников излучения на человека, указанные в пункте 3 настоящих нормативов, за исключением следующих источников излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

1) индивидуальную годовую эффективную дозу 10 микрозиверт (далее – мкЗв) и менее;

2) индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже 50 миллизиверт (далее – мЗв) и менее и в хрусталике 15 мЗв и менее;

3) коллективную эффективную годовую дозу 1 человеко-зиверта (далее – чел-Зв) и менее, либо когда при коллективной дозе более 1 чел-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы;

4) космическое излучение на поверхности земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

Глава 2. Нормативы к обеспечению радиационной безопасности

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

6. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется по формулам соответственно. , где r, R – индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответственно; Е – индивидуальная эффективная доза; p_i(Е)dE, – вероятность для i-го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до E+dE; r_Е – коэффициент пожизненного риска сокращения длительности периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и не смертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от смертельного рака), равный:

1) для производственного облучения:

r_E = 5,6×10^-2 1/ чел-Зв при Е < 200 миллизиверт в год (далее – мЗв/год);

r_E = 1,1×10^-1 1/ чел-Зв при Е³ ≥ 200 мЗв/год.

2) для облучения населения:

r_E = 7,3×10^-2 1/ чел-Зв при Е < 200 мЗв/год;

r_E = 1,5×10^-1 1/ чел-Зв при Е ≥ 200 мЗв/год.

7. Для целей радиационной безопасности при облучении в течение года индивидуальный риск сокращения длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов консервативно принимается равным: r_i,_Д=Р_i[D>Д], где P_i[D>Д], – вероятность для i-го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года; Д – пороговая доза для детерминированного эффекта.

8. Для наиболее полной оценки вреда, наносимого здоровью в результате облучения в малых дозах, используется понятие радиационного ущерба, количественно учитывающего как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В соответствии с общепринятой линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, в соответствии с приложением 1 к настоящим нормативам.

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

В условиях нормальной эксплуатации ядерных, радиационных и электрофизических установок пределы доз техногенного облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного радиационного риска: для персонала – 1×10-3, для населения – 5×10^-5.

Уровень пренебрежимо малого риска составляет 10^-6.

При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением): для персонала – 2,0×10^-4, год^-1, для населения 1,0×10^-5, год^-1.

9. Контроль за выполнением нормативов к обеспечению радиационной безопасности осуществляется в соответствии с приложением 2 к настоящему нормативу.

Параграф 1. Нормативы к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях

10. Для категорий облучаемых лиц (персонал группы А, Б и население) устанавливаются три класса нормативов:

1) основные пределы доз (далее – ПД), приведенные в приложении 3 к настоящим нормативам;

2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: предел годового поступления (далее – ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (далее – ДОА), среднегодовые удельные активности (далее – ДУА), мощность эквивалентной дозы (далее – МЭД);

3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков). Их значения учитывают достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивают условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

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

12. Эффективная доза для персонала составляет за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв и менее, для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв и менее.

13. Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения соответствует пределам доз, установленным в подпункте 1) пункта 10 настоящих нормативов.

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

14. В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в параграфе 6 настоящих нормативов, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе соответствует числовым значениям ПГП и ДОА, приведенным в пунктах 68 и 69 настоящих нормативов, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

В нестандартных условиях допустимые уровни МЭД, среднегодовая ДОА персонала и эквивалентная равновесная объемная активность (далее – ЭРОА) радона определяются расчетным путем, с учетом времени пребывания персонала в радиационно-опасной зоне.

15. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов распада изотопов радона (Rn-222 и Rn-220) – Po-218 (RaA), Pb-214 (RaB), Bi-214 (RaC), Pb-212 (ThB), Bi-212 (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности (для ДОА) составляют: ПГП: 0,10 П_RaA + 0,52 П_RaB + 0,38 П_RaC = 3,0 МБк;

0,91 П_ThB+ 0,09 П_ThC = 0,68 МБк;

ДОА: 0,10 А_RaA+ 0,52 А_RaB + 0,38 А_RaC = 1200 Бк/м³;

0,91 А_ThB + 0,09 А_ThC = 270 Бк/м³, где П_i и А_i – годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.

16. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота составляет 1 мЗв и менее в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год составляет 1/20 ПГП и менее для персонала.

Администрация организации переводит беременную женщину на работу, не связанную с источниками излучения, со дня получения информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка.

17. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы соответствуют значениям, установленным для персонала группы Б.

18. При ликвидации или предотвращении аварии подвергается планируемому повышенному облучению персонал группы А выше установленных пределов доз (приведенных в подпункте 1) пункта 10 настоящих нормативов) только при необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Подвергаются планируемому повышенному облучению мужчины старше 30 лет только при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

19. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах двукратных и менее значений, приведенных в подпункте 1) пункта 10 настоящих нормативов, согласовывается с территориальным подразделением государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения (областного уровня, городов республиканского значения, столицы), облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз согласовывается с государственным органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения.

20. Повышенному облучению не подвергаются:

1) работники, ранее уже облученные в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз (приведенных в подпункте 1) пункта 10 настоящих нормативов);

2) лица, имеющие медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

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

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, немедленно выводятся из зоны облучения и направляются на медицинское обследование. Вопрос о последующей работе с источниками излучения этим лицам рассматривается в индивидуальном порядке, с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

22. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных, спасательных и аналогичных работ, осуществляемых на радиоактивно загрязненных территориях, оформляются и приступают к работам как персонал группы А.

Параграф 2. Нормативы к защите от природного облучения в производственных условиях

23. Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, составляет 5 мЗв в год и менее в производственных условиях (любые профессии и производства).

24. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 часов в год (далее – ч/год), средней скорости дыхания 1,2 кубический метр в час (далее – м³/ч) и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

1) мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте – 2,5 микрозиверт час (далее – мкЗв/ч);

2) ЭРОА_Rn в воздухе зоны дыхания – 310 беккерель на кубический метр (далее – Бк/м³);

3) ЭРОА_Tn в воздухе зоны дыхания – 68 Бк/м³;

4) удельная активность в производственной пыли U-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда 40/f килобеккерель на килограмм (далее – кБк/кг), где f – среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, миллиграмм на кубический метр (далее – мг/м³);

5) удельная активность в производственной пыли Th-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, – 27/f, кБк/кг.

При многофакторном воздействии сумма отношений воздействующих факторов к указанным значениям составляет 1 и менее.

25. При выборе участков территорий под строительство зданий и сооружений производственного назначения, отводятся участки с гамма-фоном 0,6 мкЗв/ч и менее, а плотность потока радона с поверхности грунта 250 миллибеккерель на квадратный метр в секунду (далее – мБк/(м²×с)) и менее.

26. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях и составляет 5 мЗв в год и менее.

Параграф 3. Нормативы к ограничению техногенного и природного облучения населения в нормальных условиях

27. Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и атмосферном воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1 мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовых коэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом их распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучения людей. Значения дозовых коэффициентов для критических групп населения, ДОА и ПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения, приведены в приложении 4 к настоящим нормативам.

28. При проектировании новых зданий жилого и общественного назначения среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОА_Rn+4,6×ЭРОА_Tn составляет 100 Бк/м³ и менее, а мощность эффективной дозы гамма-излучения на открытой местности составляет более чем на 0,2 мкЗв/ч и менее.

29. В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых помещений ЭРОА_Rn+4,6×ЭРОА_Tn составляют 200 Бк/м³ и менее. При более высоких значениях объемной активности проводятся защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия проводятся также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

30. При выборе участков территорий под строительство жилых домов и зданий социально-бытового назначения отводятся участки с гамма-фоном составляющим 0,3 мкЗв/ч и плотностью потока радона с поверхности грунта 80 мБк/(м²×с) и менее.

31. Эффективная удельная активность (далее – Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и аналогичные строительные материалы), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и аналогичные отходы промышленного производства) и готовой продукции составляет:

1) для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс): А_эфф=А_Ra+1,3A_Th+0,09A_K ≤ 370Бк/кг, где А_Ra и А_Th – удельные активности Rа-226 и Тh-232, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, А_K – удельная активность К-40 (Бк/кг);

2) для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки. Для наружной отделки жилых, общественных и производственных зданий, фонтаны, культурные и аналогичные сооружения при условии, что ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, при планируемом виде их использования составляет 10 мкЗв и менее, а годовая коллективная эффективная доза составляет 1 чел-Зв и менее. Не используются для строительства и внутренней отделки жилых и общественных зданий, детских, подростковых, медицинских организаций (II класс): А_эфф ≤ 740 Бк/кг;

3) для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс): А_эфф ≤ 1500 Бк/кг;

4) при 1,5 кБк/кг < А_эфф < 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с территориальным подразделением государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения.

При А_эфф > 4,0 кБк/кг материалы не используются в строительстве.

32. Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей по показателям радиационной безопасности дается по удельной суммарной альфа-активности (А_a) и бета-активности (А_b). При значениях А_a и А_b ниже 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно, дальнейшие исследования воды не являются обязательными. В случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания радионуклидов в воде. Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие: , где А_i – удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;

УВ_i – соответствующие уровни вмешательства (УВ) по пункту 70 настоящих нормативов, Бк/кг, то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательным.

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

33. Критическим путем облучения людей за счет Rn-222, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для Rn-222 в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определяется удельная активность Rn-222 в питьевой воде из подземных источников при децентрализованном водоснабжении.

При возможном присутствии в воде H-3, C-14, I-131, Pb-210, Ra-228, Th-232, U-232 (в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальной опасности) определяется удельная активность этих радионуклидов в воде.

34. Санитарно-эпидемиологическая экспертиза пищевой продукции, а также готовой к употреблению пищевой продукции из фруктов, овощей, ягод (консервированные овощи, грибы, варенья, джемы, сиропы, концентраты, напитки, соки) и ограничение облучения населения осуществляется путем регламентации содержания допустимых уровней радионуклидов Cs-137 и Sr-90 в соответствии с приложением 5 к настоящим нормативам.

35. Содержание радионуклидов в чае (черный, зеленый, плиточный) составляет по Cs-137 – 400 Бк/кг и менее, Sr-90 – 200 Бк/кг и менее.

36. Содержание радионуклидов в кофе (в зернах, молотый, растворимый) составляет по Cs-137 – 300 Бк/кг и менее, Sr-90 – 100 Бк/кг и менее.

37. Содержание радионуклидов в БАД-ах на растительной основе, в том числе цветочная пыльца (сухие чаи), жидкие (эликсиры, бальзамы, настойки) составляет по Cs-137 – 200 Бк/кг и менее, Sr-90 – 100 Бк/кг и менее.

38. Содержание радионуклидов в лекарственных растениях (травы, кора, корневище, плоды) составляет по Cs-137 – 400 Бк/кг и менее, Sr-90 – 200 Бк/кг и менее.

39. Содержание радионуклидов в табаке и табачных изделиях составляет по Cs-137 – 120 Бк/кг и менее, Sr-90 – 50 Бк/кг и менее.

40. Оценка радиоактивности твердого топлива (уголь) включает:

1) показатели мощности дозы гамма-излучения и определение однородности участка. Участки месторождения (пласта) считаются однородными при разности значений мощности эквивалентной дозы гамма излучения 30 % и менее на всей поверхности;

2) удельную активность природных радионуклидов угля и золы.

Предварительная оценка радиоактивности твердого топлива производится на стадии разведки месторождения или поверхностной съемки территории для открытого карьера или пласта в забое скважины.

Индивидуальная годовая эффективная доза составляет 10 мкЗв и менее, а коллективная эффективная годовая доза – 1 чел-Зв и менее.

Установление системы ограничений и вида безопасного использования топлива производится на основании анализа удельной активности природных радионуклидов. Сумма отношений удельной активности радионуклидов урана (радия) и тория к минимально значимым удельным активностям (С^уголь), определяется по формуле: С^уголь=A_U(Ra)/1000+A_Th/1000, где А_U(Ra), А_Th – удельная активность U (Ra-226), Th-232, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно, Бк/кг.

1000 – минимально значимая удельная активность (МЗУА) природного урана и тория, Бк/кг.

В зависимости от значения С^уголь устанавливается класс радиационной опасности угля в соответствии с приложением 6 настоящих нормативов.

41. Объект недропользования по добыче твердого топлива при отводе земельного участка и население, при эксплуатации твердого топлива проходят санитарно-эпидемиологическую экспертизу, в соответствии с Правилами проведения санитарно-эпидемиологической экспертизы, утвержденными приказом Министра здравоохранения Республики Казахстан от 30 декабря 2020 года № ҚР ДСМ-334/2020 (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 22007) (далее – Приказ № ҚР ДСМ-334/2020) и получают результат, в котором указывается предел доз облучения от природного радиационного фона (исходные данные).

Установленный предел доз служит критерием безопасности среды обитания человека без средств индивидуальной защиты от воздействия природных и техногенных источников излучения при проведении радиационного мониторинга, при рекультивационных работах и передаче этих земель в народно-хозяйственные угодия.

42. Установление класса радиационной опасности золы и вида ее безопасного использования в качестве строительного материала осуществляется по показателю удельной эффективной активности в соответствии с приложением 7 настоящих нормативов.

Оценка и прогнозирование удельной эффективной активности золы, образующейся при сжигании топлива, проводится по результатам радиационных испытаний угля и определяется по формуле: А^зола_{эфф.прогн}.=А^уголь_эфф.×К_К+∆^уголь, где А^уголь_эфф – удельная эффективная активность природных радионуклидов в пробе угля; Dуголь– абсолютная погрешность определения Аугольэфф.

К_к – коэффициент концентрации радионуклидов в золе, определяется по формуле: К_К=100% / А^d, где А^d – зольность угля, %.

В зависимости от значения удельной активности устанавливается класс радиационной опасности и вид использования.

43. Технология разведки, добычи, транспортировки и переработки нефтяной и нефтеводяной суспензии исключает возможность загрязнения естественными радионуклидами технологического оборудования и объектов окружающей среды выше уровней, предусмотренных настоящими нормативами.

При содержании в нефти природных радионуклидов в количестве 10 уровней вмешательства (УВ) и менее для воды (пункт 70 настоящих нормативов), она используется без ограничения. При содержании радионуклидов более 10 уровней вмешательства для воды нефть к переработке подлежит только после ее очистки до указанной величины (10 УВ).

44. Содержание естественных радионуклидов в пластовых водах, закачиваемых в нефтегазоностный горизонт в процессе добычи нефтепродуктов не нормируется. При закачке их в водоносные горизонты или сбросе на рельеф местности концентрация естественных радионуклидов (ЕРН) в них составляет 10 УВ и менее для воды.

45. Удельная активность природных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах составляет: A_U+1,5∙A_Th≤1,0кБк/кг, где А_U и А_Th – удельные активности U-238 (Ra-226) и Th-232 (Th-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно.

Допустимое содержание К-40 в минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении с материалами, содержащими К-40, соблюдаются требования по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения, установленные в пунктах 23 и 24 настоящих нормативов.

46. Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах составляет: A_U+1,5∙A_Th ≤ 4,0 кБк/кг, где А_U и А_Th – удельные активности U-238 (Ra-226) и Th-232 (Th-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов соответственно.

47. Для обеспечения радиационной безопасности населения и работников организаций и планирования видов и объема радиационного контроля при обращении с материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов (бокситы, огнеупорные глины, шамот и магнезиты, полирующие порошки, огнеупорные составы (цирконовый, рутиловый, танталовый, молибденовый и вольфрамовый концентраты, бадделеит и аналогичные); легирующие добавки с редкометалльными и редкоземельными компонентами (скандием, иттрием, лантаном, церием и аналогичные) вводится следующая их классификация:

1) I класс: А_эфф ≤ 740 Бк/кг;

2) II класс: 0,74 < A_эфф ≤ 1,5 кБк/кг;

3) III класс: 1,5 < A_эфф ≤ 4,0 кБк/кг;

4) IV класс: А_эфф ≥ 4,0 кБк/кг.

48. Обращение с материалами I класса в производственных условиях осуществляется без каких-либо ограничений. В строительстве не используются материалы 4 класса.

Радиационная безопасность при обращении с материалами II, III и IV класса обеспечивается по результатам санитарно-эпидемиологической экспертизы (гигиенической оценки), в соответствии с Приказом № ҚР ДСМ-334/2020.

49. Организация до начала разработки месторождения строительных материалов, минеральных удобрений, мелиорантов и топливно-энергетического сырья проходит, санитарно-эпидемиологическую экспертизу (гигиеническую оценку), в соответствии с Приказами № ҚР ДСМ-334/2020 и получает результат о степени его радиационной опасности и условии безопасного использования.

Параграф 4. Норматив по ограничению медицинского облучения

50. Радиационная защита пациентов при медицинском облучении основывается на необходимости получения полезной диагностической информации и (или) терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьших уровнях облучения (для лучевой терапии это требование относится к здоровым, не намеренно облучаемым, органам и тканям). Для обеспечения радиационной защиты пациентов применяются принципы обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов. При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц составляет 1 мЗв и менее.

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

52. Пациенты, проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, выписываются из клиники при условии, что уровень гамма-излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям пункта 51 настоящих нормативов. Пациенты выписываются после терапии радионуклидами, если введенная или остаточная активность радионуклидов в теле или измеренная мощность дозы в воздухе, вблизи тела пациента, ниже соответствующих значений, приведенных в приложении 8 настоящих нормативов. Перед выпиской пациентам дают письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности, которые принимаются с тем, чтобы защитить от облучения членов семьи, с которыми они вступают в контакт. Такие же требования предъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.

53. В случае смерти пациента, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела проводится после удаления источника.

54. При планировании и проведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, в медицинской организации определяются и регистрируются дозы у всех лиц, подвергающихся медицинскому облучению.

Параграф 5. Норматив по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии

55. Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимы защитные мероприятия проводятся, если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток (далее – сут.)) достигает уровней, при превышении которых возможны детерминированные эффекты (приложение 9 к настоящим нормативам).

56. При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия обязательны, если годовые поглощенные дозы превышают уровни хронического облучения, создающие риск серьезных детерминированных эффектов, указанных в приложении 10 к настоящим нормативам.

57. Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для начала временного отселения – 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза находится выше указанных уровней в течение года, решается вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.

58. При проведении противорадиационных вмешательств, пределы доз (подпункт 1) пункта 10 настоящих нормативов) не используются.

59. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения.

60. Критерии для принятия решений о мерах защиты населения при крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводятся на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в приложении 11 к настоящим нормативам. Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов и воды, приведены в приложениях 12 и 13 к настоящим нормативам.

61. Общие критерии реагирования для защитных действий и мер реагирования, принимаемых в ситуациях аварийного облучения с целью снижения риска стохастических эффектов, приведены в приложении 14 настоящих нормативов.

62. Уровни доз облучения для аварийных работников приведены в приложении 15 настоящих нормативов.

63. На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий.

64. Нормативы вмешательства на загрязненных территориях приведены в приложении 16 к настоящим нормативам.

Параграф 6. Значения допустимых уровней радиационного воздействия в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения

65. Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено таким образом, чтобы при указанном уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года значение дозы равнялось величине соответствующему годовому пределу дозы (усредненному за пять лет), указанному в подпункте 1) пункта 10 настоящих нормативов.

66. Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:

1) объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

2) временем облучения t в течение календарного года;

3) геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.

Для персонала установлены следующие значения стандартных параметров: V_перс = 2,4×10³ м³ в год; t_перс = 1700 ч в год; M_перс = 0. Для населения установлены следующие значения стандартных параметров: t_нас = 8800 ч в год; M_нас = 730 кг в год для взрослых.

Годовой объем вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от возраста и составляет следующее:

1) V = 1000 м³/год – для возрастной группы "новорожденные до 1 года";

2) V = 1900 м³/год – для возрастной группы "дети в возрасте 1-2 года";

3) V = 3200 м³/год – для возрастной группы "дети в возрасте 2-7 лет";

4) V = 5200 м³/год – для возрастной группы "дети в возрасте 7-12 лет";

5) V = 7300 м³/год – для возрастной группы "дети в возрасте 12-17 лет";

6) V = 8100 м³/год – для возрастной группы "взрослые (старше 17 лет)".

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

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

2) тип "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут.^-1;

3) тип "Б" (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут.^-1.

Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы "Г" (Г1 – Г3) газов и паров соединений некоторых элементов.

Распределение соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в приложении 17 настоящих нормативов.

68. Приведенные в приложении 18 и в пункте 27 настоящих нормативов значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГП персонала (далее – ПГП_перс), ПГП населения (далее – ПГП_нас), ДОА персонала (далее – ДОА_перс) и ДОА населения (далее – ДОА_нас) для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 микрометр и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5.

69. В приложении 18 настоящих нормативов для персонала на случай поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГПперс, допустимой среднегодовой объемной активности ДОА_перс. В приложении 18 настоящих нормативов не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего облучения, а также изотопы радона с продуктами их распада. Природные радионуклиды Rb-87, In-115, Nd-144, Sm-147 и Re-187 не включены в приложение 18 настоящих нормативов, поскольку они нормируются по их химической токсичности. Из-за химической токсичности урана поступление через органы дыхания его соединений типов Б или П составляет 2,5 мг в сут. и менее и 500 мг в год и менее.

Если химическая форма соединения данного радионуклида неизвестна, то используются данные из приложения 18 настоящих нормативов для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и, соответственно, наименьшими значениями ПГП_перс и ДОА_пер.

70. Значения дозовых коэффициентов ℇ (мЗв/Бк) при поступлении радионуклидов в организм взрослых людей с водой и уровни вмешательства УВ (Бк/кг) по содержанию отдельных радионуклидов в питьевой воде приведены в приложении 19 к настоящим нормативам.

71. Числовые значения эквивалентных доз облучения и среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении лиц из персонала приведены в приложении 20 настоящих нормативов. Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц (моноэнергетические электроны, бета частицы, моноэнергетические фотоны и нейтроны) даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2p или 4p) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняя геометрия (далее – ПЗ)).

72. Значения допустимых уровней радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожных покровов, специальной одежды, специальной обуви и средств индивидуальной защиты персонала приведены в приложении 21 настоящих нормативов. Для кожных покровов, специальной одежды, специальной обуви и средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и не снимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.

Уровни общего радиоактивного загрязнения кожных покровов определены с учетом проникновения доли радионуклида в кожу и в организм. Расчет проведен в предположении, что общая площадь загрязнения составляет 300 см² и менее.

73. Допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных веществ и материалов приведены в приложении 22 настоящих нормативов.

74. Минимально значимые удельная активность (далее – МЗУА), минимальная значимая активность (далее – МЗА) радионуклидов для открытых и закрытых радионуклидных источников приведены в приложении 23 настоящих нормативов.

При уровнях активности радионуклидов, меньше приведенных в приложении 23 к настоящему нормативу и условии применения МЗУА и МЗА одновременно, индивидуальная эффективная годовая доза облучения лиц из персонала и населения составляет 10 мкЗв и менее и в аварийных случаях – 1 мЗв и менее, а коллективная эффективная доза – 1 чел-Зв и менее при любых условиях использования. Эквивалентная доза на кожу составляет 50 мЗв в год и менее.

Природные радионуклиды оценивались при их попадании в потребительские товары из техногенных источников (например, Ra-226, Po-210) или по их химической токсичности (для тория, урана и аналогичных природных радионуклидов).

Если присутствует несколько нуклидов, то сумма отношений активности к их табличным значениям составляет единицу и менее. Радионуклиды, приведенные в приложении 23 к настоящему нормативу, в зависимости от минимально значимой суммарной активности делятся на 4 группы радиационной опасности:

1) А – 1×10³ Бк;

2) Б – 1×10⁴ Бк и 1×10⁵ Бк;

3) В – 1×10⁶ Бк и 1×10⁷ Бк;

4) Г – 1×10⁸ Бк и 1×10⁹ Бк, а также Kr-83m, Kr-85m и Xe-135m.

75. Категории опасности закрытых радионуклидных источников, используемых в деятельности организации, приведены в приложении 24 настоящих нормативов.

76. Уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств соответствуют значениям, установленным настоящим нормативом. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств приведены в приложении 25 настоящих нормативов.

77. Мощность эквивалентной дозы, используемой при проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения приведены в приложении 26 настоящих нормативов. В указанном приложении приведены значения мощности дозы от техногенных источников излучения, имеющихся в организации. Переход от измеряемых значений эквивалентной дозы к эффективной дозе осуществляется по специальным методическим рекомендациям.

78. В зависимости от группы радиационной опасности радионуклида, которая устанавливается в зависимости от МЗА, и его фактической активности, на рабочем месте устанавливается класс работ. Виды классов работ с открытыми источниками ионизирующего излучения приведены в приложении 27 настоящих нормативов.

79. Допустимые удельные активности основных долгоживущих радионуклидов для неограниченного использования металлов после предварительной переплавки или переработки и изделий на основе этих металлов приведены в приложении 28 настоящих нормативов.