Критерии вмешательства на загрязненных территориях
1. Защита населения на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению, осуществляется путем вмешательства на основе принципов безопасности при вмешательстве (п.6.2 настоящих правил). При любых восстановительных действиях необходимо обеспечить непревышение уровня пороговых детерминированных эффектов у населения.
2. Числовые значения критериев вмешательства для территорий, загрязненных в результате радиационных аварий, и вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений ("последствий прежней деятельности") различаются.
3. Критерии вмешательства на территориях, загрязненных в результате радиационных аварий.
3.1. На разных стадиях аварии вмешательство регулируется зонированием загрязненных территорий, основанным на величине годовой эффективной дозы, которая может быть получена жителями в отсутствии мер радиационной защиты. Под годовой дозой здесь понимается эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта за текущий год, обусловленная искусственными радионуклидами, поступившими в окружающую среду в результате радиационной аварии.
3.2. На территории, где годовая эффективная доза не превышает 1 мЗв, производится обычный контроль радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды и сельскохозяйственной продукции, по результатам которого оценивается доза облучения населения. Проживание и хозяйственная деятельность населения на этой территории по радиационному фактору не ограничивается. Эта территория не относится к зонам радиоактивного загрязнения. При величине годовой дозы более 1 мЗв загрязненные территории по характеру необходимого контроля обстановки и защитных мероприятий подразделяются на зоны.
|
|
|
3.3. Зонирование на ранней и промежуточной стадиях радиационной аварии определяется п.6.4 настоящего документа.
3.4. Зонирование на восстановительной стадии радиационной аварии.
3.4.1. Зона радиационного контроля - от 1 до 5 мЗв. В этой зоне помимо мониторинга радиоактивности объектов окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и доз внешнего и внутреннего облучения населения и его критических групп осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты населения.
3.4.2. Зона ограниченного проживания населения - от 5 до 20 мЗв. В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения, что и в зоне радиационного контроля. Добровольный въезд на указанную территорию для постоянного проживания не ограничивается. Лицам, въезжающим на указанную территорию для постоянного проживания, разъясняется риск ущербу здоровья, обусловленный воздействием радиации.
|
|
|
3.4.3. Зона отселения - от 20 до 50 мЗв. Въезд на указанную территорию для постоянного проживания не разрешен. В этой зоне запрещается постоянное проживание лиц репродуктивного возраста и детей. Здесь осуществляются радиационный мониторинг людей и объектов внешней среды, а также необходимые меры радиационной и медицинской защиты.
3.4.4. Зона отчуждения - более 50 мЗв. В этой зоне постоянное проживание не допускается, а хозяйственная деятельность и природопользование регулируются специальными актами. Осуществляются меры мониторинга и защиты работающих с обязательным индивидуальным дозиметрическим контролем.
4. Критерии вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений.
4.1. Уровень исследования - от 0,01 до 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационного воздействия источника на население, при достижении которого требуется выполнить исследование источника с целью уточнения оценки величины годовой эффективной дозы и определения величины дозы, ожидаемой за 70 лет.
4.2. Уровень вмешательства - более 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационного воздействия, при превышении которого требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Масштабы и характер мероприятий определяются с учетом интенсивности радиационного воздействия на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.
|
|
|
4.3. Решение о необходимости, а также о характере, объеме и очередности защитных мероприятий принимается территориальными подразделениями федеральных органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор с учетом следующих основных условий:
- местонахождения загрязненных участков (жилая зона: дворовые участки, дороги и подъездные пути, жилые здания, сельскохозяйственные угодья, садовые и приусадебные участки и пр.; промышленная зона: территория предприятия, здания промышленного и административного назначения, места для сбора отходов и пр.);
- площади загрязненных участков;
- возможного проведения на участке загрязнения работ, действий (процессов), которые могут привести к увеличению уровней радиационного воздействия на население;
- мощности дозы гамма-излучения, обусловленной радиоактивным загрязнением;
|
|
|
- изменения мощности дозы гамма-излучения на различной глубине от поверхности почвы (при загрязнении территории).
Приложение 6*
к НРБ 99/2009
(справочное)
________________
* На государственную регистрацию в Минюст России не представлялось. - Примечание изготовителя базы данных.
Нормативные ссылки
В настоящих санитарных правилах нашли отражение следующие нормативные документы:
- Федеральный закон Российской Федерации от 30 марта 1999 года N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии ; (в ред. федеральных законов от 30.12.2001 N 196-ФЗ , от 10.01.2003 N 15-ФЗ , от 30.06.2003 N 86-ФЗ , от 22.08.2004 N 122-ФЗ , от 09.05.2005 N 45-ФЗ , от 31.12.2005 N 199-ФЗ , от 18.12.2006 N 232-ФЗ , от 29.12.2006 N 258-ФЗ , от 30.12.2006 N 266-ФЗ , от 26.06.2007 N 118-ФЗ , от 08.11.2007 N 258-ФЗ , от 01.12.2007 N 309-ФЗ , от 14.06.2008* N 118-ФЗ );
________________
* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать "от 14.07.2008". - Примечание изготовителя базы данных.
- Федеральный закон Российской Федерации от 9 января 1996 года N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения" (в ред. Федерального закона от 22.08.2004 N 122-ФЗ );
- Федеральный закон Российской Федерации от 21 ноября 1995 года N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" (в ред. федеральных законов от 10.02.97 N 28-ФЗ ; от 10.07.2001 N 94-ФЗ ; от 28.03.2002 N 33-ФЗ ; от 11.11.2003 N 140-ФЗ ; от 22.08.2004 N 122-ФЗ );
- Федеральный закон Российской Федерации от 10 января 2002 года N 7-ФЗ "Об охране окружающей среды" (в ред. Федеральных законов от 22.08.2004 N 122-ФЗ , от 29.12.2004 N 199-ФЗ , от 09.05.2005 N 45-ФЗ , от 31.12.2005 N 199-ФЗ , от 18.12.2006 N 232-ФЗ , от 05.02.2007 N 13-ФЗ , от 26.06.2007 N 118-ФЗ , от 24.06.2008 N 93-ФЗ , от 14.07.2008 N 118-ФЗ );
- Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения. Разработаны совместно: Агентством по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (АЯЭ/ОЭСР); Всемирной организацией здравоохранения (ВОЗ); Международной организацией труда (МОТ); Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ); Панамериканской организацией здравоохранения (ПОЗ); Продовольственной и сельскохозяйственной организацией Объединенных Наций (ФАО). Серия изданий по безопасности N 115. Международное агентство по атомной энергии. Вена, 1997.
Приложение 7*
к НРБ 99/2009
(справочное)
________________
* На государственную регистрацию в Минюст России не представлялось. - Примечание изготовителя базы данных.
Термины и определения
Применительно к настоящим санитарным правилам приняты следующие термины и определения.
1. Авария радиационная - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которая могла привести или привела к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.
2. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:
,
где: dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7 x 10 
Бк.
3. Активность минимально значимая (МЗА) - активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности.
4. Активность минимально значимая удельная (МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности.
5. Активность удельная (объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:
 ,
| 
|
Единица удельной активности - беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности - беккерель на метр кубический, Бк/м 
.
6. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочерних продуктов изотопов радона - 
Rn и 
Rn - взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона - 
Po(RaA); 
Pb (RaB); Bi (RaC); 
Pb (ThB); Bi (ThC) соответственно:
(ЭРОА) 
=0,10 А 
+0,52 А 
+0,38 А А 
(ЭРОА) 
=0,91 А 
+0,09 А 
,
где А 
- объемные активности дочерних продуктов изотопов радона.
7. Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования настоящих санитарных правил.
8. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (W 
) - используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов:
| Фотоны любых энергий | 1 | ||
| Электроны и мюоны любых энергий | 1 | ||
| Нейтроны с энергией менее 10 кэВ | 5 | ||
| от 10 до 100 кэВ | 10 | ||
| от 100 кэВ до 2 МэВ | 20 | ||
| от 2 до 20 МэВ | 10 | ||
| более 20 МэВ | 5 | ||
| Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи | 5 | ||
| Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра | 20 | ||
Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении.
9. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (W 
) - множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:
| Гонады | 0,20 | |
| Костный мозг (красный) | 0,12 | |
| Толстый кишечник | 0,12 | |
| Легкие | 0,12 | |
| Желудок | 0,12 | |
| Мочевой пузырь | 0,05 | |
| Грудная железа | 0,05 | |
| Печень | 0,05 | |
| Пищевод | 0,05 | |
| Щитовидная железа | 0,05 | |
| Кожа | 0,01 | |
| Клетки костных поверхностей | 0,01 | |
| Остальное | 0,05 
|
_______________
При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторакальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.
10. Вмешательство - деятельность, направленная на снижение вероятности, либо дозы, либо неблагоприятных последствий облучения населения при радиационных авариях, при обнаружении радиоактивных загрязнений объектов окружающей среды или повышенных уровней природного облучения на территориях, в зданиях и сооружениях.
11. Группа критическая - группа лиц из населения (не менее 10 чел.), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.
12. Дезактивация - удаление радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды или его снижение.
13. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:
,
где:
- средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме,
- масса вещества в этом объеме.
Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж x кг-1), и имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.
14. Доза в органе или ткани (D ) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:
,
где:
m - масса органа или ткани,
D - поглощенная доза в элементе массы dm.
15. Доза эквивалентная (H 
) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W :
,
где:
- средняя поглощенная доза в органе или ткани Т,
- взвешивающий коэффициент для излучения R.
При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:
Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).
16. Доза эффективная (E) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:
,
где:
H - эквивалентная доза в органе или ткани Т,
W - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.
Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).
17. Доза эквивалентная (H ( 
)) или эффективная (E( 
)), ожидаемая при внутреннем облучении, - доза за время , прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:
,
,
где:
t 
- момент поступления,
- мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т.
Когда не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70 - t ) - для детей.
18. Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).
19. Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).
20. Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.
21. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные настоящими санитарными правилами.
22. Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.
23. Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.
24. Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.
25. Зона радиационной аварии - территория, на которой установлен факт радиационной аварии.
26. Захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.
27. Источник ионизирующего излучения - (в рамках данного документа - источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие настоящих санитарных правил.
28. Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих санитарных правил.
29. Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения, специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.
30. Источник радионуклидный закрытый - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
31. Источник радионуклидный открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.
32. Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
33. Место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения.
34. Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).
35. Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.
36. Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.
37. Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.
38. Облучение медицинское - облучение ионизирующим излучением, которому подвергаются: а) пациенты при прохождении ими диагностических или терапевтических медицинских процедур; б) лица (за исключением медицинского персонала), которые сознательно и добровольно помогают в уходе за пациентами в больнице или дома; в) лица, проходящие медицинские обследования в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур; и г) лица, участвующие в медицинских профилактических обследованиях и медико-биологических исследованиях.
39. Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.
40. Облучение потенциальное - облучение, которого нельзя ожидать с абсолютной уверенностью, но которое может иметь место в результате аварии с источником, либо события или последовательности событий гипотетического характера, включая отказы оборудования и ошибки во время эксплуатации.
41. Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.
42. Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.
43. Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.
44. Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.
45. Обращение с отходами радиоактивными - все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.
46. Объект радиационный - физический объект (сооружение, здание, огороженный комплекс зданий), где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.
47. Отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные настоящими санитарными правилами.
48. Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников (группа Б).
49. Предел дозы (ПД) - значение эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения населения и персонала за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта, которое не должно превышаться. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.
50. Предел годового поступления (ПГП) - уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.
51. Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.
52. Работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль.
53. Работа с радиоактивными веществами - все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль.
54. Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.
55. Санитарно-защитная зона - территория вокруг радиационного объекта, за пределами которой уровень облучения населения за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта не превышает установленную для него квоту.
56. Средство индивидуальной защиты - техническое средство, носимое человеком и используемое для предотвращения или уменьшения воздействия на человека вредных и/или опасных факторов, а также для защиты от загрязнения.
57. Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.
58. Уровень контрольный - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
59. Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение, - электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.
60. Эффекты облучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.
61. Эффекты облучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.
Приложение 8*
к НРБ 99/2009
(справочное)
________________
* На государственную регистрацию в Минюст России не представлялось. - Примечание изготовителя базы данных.
Библиографические данные
1. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. ч.1: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1982.
2. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. ч.2: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1983.
3. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением: Публикация 30 МКРЗ. ч.3: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1984.
4. Схема распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Публикация 38 МКРЗ. в 2 ч.: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1987.
5. Риск заболевания раком легких в связи с облучением дочерними продуктами распада радона внутри помещений: Публикация 50 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1992.
6. Данные для использования при защите от внешнего излучения. Защита пациента в ядерной медицине: Публикации 51, 52 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1993.
7. ICRP Publication 54. Individual Monitoring for Intakes of Radionuclides by Workers: Design and Interpretation. - Annals of the ICRP, v.19, N 1-3, 1988.
8. Publ. 55/Ann. ICRP. Optimization and decision-making in radiological protection. - 1989. - 20, N 1 P.1182-1188.
9. ICRP Publication 59. The Biological Basis for Dose Limitation in the Skin. - Annals of the ICRP, v.22, N 2, 1992.
10. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 год. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 года. Публ. 60, ч.1, 61 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994.
11. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 год. Публ. 60, ч.2 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994.
12. ICRP Publication 62. Radiological Protection in Biomedical Research. - Annals of the ICRP, v.22, N 3, 1992.
13. ICRP Publication 63. Principles for Intervention for Protection of the Public in a Radiological Emergency. - Annals of the ICRP, v.22, N 4, 1993.
14. ICRP Publication 65. Protection Against Radon-222 at Home and at Work. - Annals of the ICRP, v.23, N 2, 1994.
15. ICRP Publication 66. Human respiratory Tract Model for Radiological Protection. - Annals of the ICRP, v.24, N 1-3, 1994.
16. ICRP Publication 68. Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers. - Annals of the ICRP, v.24, N 4, 1994.
17. ICRP Publication 74. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation. - Annals of the ICRP, v.26, N 3/4, 1996.
18. ICRP Publication 103. Recommendations of the UCRP. Annals of the ICRP, v.37/2-4, 2007.
19. International Basic safety standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources. - Viena: IAEA (Safety series, 115), 1997.
20. Guidelines for Drinking-water Quality. Third Edition. V.1. Recommendation - World Health Organization. - Geneva, 2004.
21. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection Against Externac Radiation. ICRU Report 57 August 1998.
Электронный текст документа
подготовлен АО "Кодекс" и сверен по:
Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).
Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы.
М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии
Роспотребнадзора, 2009 год
Об утверждении СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) (Источник: ИСС "КОДЕКС")
Дата добавления: 2019-09-13; просмотров: 702; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!