Г осударственное санитарно-эпидемиологическое нормирование
Р оссийской Ф едерации

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ
ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Р адиационный контроль
и санитарно-эпидемиологическая оценка
жилых, общественных и производственных
зданий и сооружений
после окончания их строительства,
по показателям радиационной
безопасности

Методические указания

МУ 2.6.1.2838-11

Москва

2011

1. Разработаны Федеральным государственным учреждением науки «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева» Роспотребнадзора (И.П. Стамат - руководитель, В.А. Венков, А.В. Колотвина, Д.В. Кононенко, Т.А. Кормановская, А.В. Световидов); Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (В.С. Степанов); Управлением Роспотребнадзора по г. Санкт-Петербургу (Г.А. Горский); Управлением Роспотребнадзора по г. Москве (С.Е. Охрименко); ФГУЗ «Центр гигиены и эпидемиологии по г. Санкт-Петербургу» (А.В. Еремин); Управлением Роспотребнадзора по Калининградской области (Н.О. Гарри); ФГУП НТЦ Радиационно-химической безопасности и гигиены ФМБА России (А.М. Маренный); Центром метрологии ионизирующих излучений ФГУП «ВНИИФТРИ» (В.П. Ярына); группой компаний РЭИ (М.А. Маренный, Л.А. Белянина); Управлением Роспотребнадзора по Самарской области (С.А. Шерстнева).

2. Рекомендованы к утверждению Комиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию при Федеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (протокол от 28 декабря 2010 г. № 3).

3. Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 28 января 2011 г.

5. Введены взамен методических указаний «Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий. МУ 2.6.1.715-98 от 24.08.1998».

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Радиационный контроль
и санитарно-эпидемиологическая оценка жилых,
общественных и производственных зданий
и сооружений после окончания их строительства,
капитального ремонта, реконструкции
по показателям радиационной безопасности

Методические указания

МУ 2.6.1.2838-11

1. Область применения

1.1. Настоящие методические указания (далее - МУ) распространяются на организацию и порядок проведения радиационного контроля на соответствие санитарно-эпидемиологическим и гигиеническим требованиям по показателям радиационной безопасности жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений.

1.2. МУ предназначены для организаций, осуществляющих радиационное обследование жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений. Ими могут руководствоваться также индивидуальные предприниматели и юридические лица, деятельность которых связана с проектированием, строительством (капитальным ремонтом или реконструкцией) и эксплуатацией жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений, а также с проведением радиационного контроля.

1.3. Настоящими МУ руководствуются организации (структурные подразделения) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющие государственный санитарно-эпидемиологический надзор за обеспечением радиационной безопасности населения при облучении природными источниками излучения.

1.4. Показатели радиационной безопасности производственных помещений, расположенных в жилых и общественных зданиях, должны соответствовать требованиям, установленным для помещений производственных зданий и сооружений.

1.5. Владельцы зданий и сооружений, используемых в личных целях, соблюдают требования настоящих МУ на добровольной основе.

2. Нормативные ссылки

В настоящих методических указаниях использованы ссылки на следующие нормативные и методические документы:

2.1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009): СанПиН 2.6.1.2523-09 от 2.07.2009 (зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации 14 августа 2009 г., регистрационный номер 14534).

2.2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010): СП 2.6.1.2612-10 от 26.04.2010 (зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации 11 августа 2010 г., регистрационный номер 18115).

2.3. Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения: от 18.04.2003 (зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации 13 мая 2003 г., регистрационный номер 4535).

2.4. Санитарно-эпидемиологические требования к условиям проживания в жилых зданиях и помещениях: СанПиН 2.1.2.2645-10 от 10.06.2010 (зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации 15 июля 2010 г., регистрационный номер 17833).

2.5. Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка земельных участков под строительство жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения в части обеспечения радиационной безопасности: МУ 2.6.1.2398-08 от 02.07.2008.

3. Общие положения

3.1. Мощность дозы гамма-излучения и среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона в воздухе помещений зданий жилищного и общественного назначения, сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства, капитального ремонта и реконструкции, должна соответствовать требованиям п. 5.3.2 НРБ-99/2009 , а в помещениях производственных зданий и сооружений требованиям п. 5.2.1 ОСПОРБ-99/2010 .

3.2. Целью настоящих МУ является установление единых требований к организации и проведению радиационного контроля и санитарно-эпидемиологической оценки по показателям радиационной безопасности жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений, сдающихся в эксплуатацию. Требования настоящих МУ направлены на обеспечение соблюдения действующих нормативов по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения при проектировании, строительстве и эксплуатации жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений.

Оценка соответствия жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений санитарно-эпидемиологическим требованиям и гигиеническим нормативам радиационной безопасности при сдаче их в эксплуатацию производится по результатам радиационного контроля.

3.3. В соответствии с п.п. 2 и 3 статьи 15 Федерального закона «О радиационной безопасности населения» от 9.01.1996 № 3-ФЗ «В целях защиты населения и работников от влияния природных радионуклидов должны осуществляться: <...> приемка зданий и сооружений в эксплуатацию с учетом уровня содержания радона в воздухе помещений и гамма-излучения природных радионуклидов. <...> При невозможности выполнения нормативов путем снижения уровня содержания радона и гамма-излучения природных радионуклидов в зданиях и сооружениях должен быть изменен характер их использования».

3.4. Настоящие МУ устанавливают минимальный объем и порядок проведения радиационного контроля, необходимые для санитарно-эпидемиологической оценки соответствия жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений при вводе их в эксплуатацию по показателям радиационной безопасности.

3.5. При проведении радиационного контроля жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений определению подлежат следующие показатели радиационной безопасности:

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения (далее - мощность дозы) в помещениях зданий;

Среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений зданий.

3.6. Радиационный контроль помещений зданий включает поиск и выявление локальных радиационных аномалий в ограждающих конструкциях зданий.

Радиационный контроль зданий начинается с оценки мощности дозы гамма-излучения. При выявлении локальных радиационных аномалий в ограждающих конструкциях здания измерения ЭРОА радона в помещениях не проводятся до установления причин возникновения аномалий и при необходимости их полной ликвидации.

3.7. Радиационный контроль жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений для оценки их соответствия требованиям санитарных правил и гигиенических нормативов по показателям радиационной безопасности проводят испытательные лаборатории, аккредитованные в установленном порядке в соответствующих областях измерений (испытаний).

3.8. Результаты радиационного контроля жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений оформляются протоколом испытательной лаборатории.

4. Требования к методикам и средствам радиационного контроля

4.1. Методики выполнения измерений показателей радиационной безопасности жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения, результаты которых используются для оценки их соответствия требованиям санитарных правил и гигиенических нормативов, проходят аттестацию в порядке, установленном законодательством.

4.2. На средства измерений, используемые для контроля показателей радиационной безопасности жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений, следует иметь действующие свидетельства о государственной поверке.

4.3. Для измерений мощности дозы применяются дозиметры гамма-излучения с техническими характеристиками:

Для 1-го этапа (гамма-съемка ограждающих конструкций) применяются поисковые гамма-радиометры (например, типа СРП-68-01, СРП-88Н и др.) или высокочувствительные дозиметры гамма-излучения, имеющие поисковый режим работы со звуковой индикацией. Поисковые гамма-радиометры (высокочувствительные дозиметры в поисковом режиме работы) должны обеспечивать регистрацию потока гамма-квантов в диапазоне энергий 0,05 - 3,0 МэВ при скорости счета импульсов от 10 с -1 и выше;

Для 2-го этапа контроля (измерения мощности дозы гамма-излучения) применяются дозиметры, у которых нижний предел диапазона измерения мощности дозы гамма-излучения при суммарной относительной неопределенности (Р = 0,95) не выше 60 % должна составлять не более 0,1 мкЗв/ч; суммарная относительная неопределенность измерений мощности дозы на уровне 0,3 мкЗв/ч и выше должна быть не более 30 %.

4.4. Для определения ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений следует применять средства измерений с техническими характеристиками:

Нижний предел диапазона измерения ЭРОА радона (ОА радона) в воздухе на уровне не выше 20 Бк/м 3 (40 Бк/м 3) с суммарной относительной неопределенностью (Р = 0,95) не более 50 %;

Суммарная относительная неопределенность (Р = 0,95) измерения ЭРОА радона (ОА радона) в воздухе на уровне более 20 Бк/м 3 (40 Бк/м 3) - не более 30 %;

Нижний предел диапазона измерения ЭРОА торона в воздухе на уровне не выше 5 Бк/м 3 с суммарной относительной неопределенностью не более 30 %.

4.5. Ограничения на условия выполнения измерений при определении мощности дозы гамма-излучения и ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений устанавливаются в соответствующих методиках выполнения измерений.

Поиск и выявление локальных радиационных аномалий на прилегающей территории (при необходимости) и измерения мощности дозы гамма-излучения рекомендуется проводить при толщине снежного покрова на территории не более 0,1 м.

5. Определение мощности дозы гамма-излучения

5.1. Контролируемой величиной в жилых домах и общественных зданиях и сооружениях является разность между мощностью эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях и на прилегающей территории, которая не должна превышать 0,3 мкЗв/ч.

Контролируемой величиной в производственных зданиях и сооружениях, сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства, капитального ремонта или реконструкции, является мощность эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях, которая не должна превышать 0,6 мкЗв/ч с учетом фона.

5.2. Контроль мощности дозы гамма-излучения на территориях благоустройства жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений следует проводить в соответствии с п. 5 МУ 2.6.1.2398-08 .

5.3. Измерения мощности дозы гамма-излучения на прилегающей территории, результаты которых используются для оценки соответствия помещений требованиям НРБ-99/2009 , производятся вблизи обследуемого здания не менее чем в 5 точках, по возможности расположенных на расстоянии от 30 до 100 м от существующих зданий и сооружений.

Для измерений по возможности выбирают участки с естественным грунтом, не имеющим локальных техногенных изменений (щебень, песок, асфальт). При использовании дозиметров типа ДРГ-01Т1, ДБГ-06Т и т.п. число измерений в каждой точке должно быть не менее 10, а при использовании дозиметров с неограниченным временем интегрирования длительность измерения должна выбираться такой, чтобы статистическая погрешность результата измерения не превышала 20 %.

В качестве численного значения мощности дозы гамма-излучения в каждой контрольной точке на прилегающей территории принимают среднее значение по результатам измерений.

5.4. Контроль мощности дозы гамма-излучения в помещениях жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений следует проводить в два этапа.

5.5. На первом этапе проводится гамма-съемка поверхности ограждающих конструкций помещений здания с целью выявления и исключения в сдающемся здании мощных источников гамма-излучения, представляющих непосредственную угрозу жизни и здоровью населения.

Гамма-съёмка проводится с использованием поисковых радиометров со сцинтилляционными детекторами и удобными выносными датчиками типа СРП-68-01 и осуществляется путем обхода всех помещений здания по свободному маршруту по центру помещений при непрерывном наблюдении за показаниями поискового радиометра с постоянным прослушиванием скорости счета импульсов в головной телефон.

5.6. Если по результатам гамма-съемки в стенах и полах помещений не выявлено зон, в которых показания радиометра в 2 раза или более превышают среднее значение, характерное для остальной части ограждающих конструкций помещения, и при этом мощность дозы не превышает значения 0,3 мкЗв/ч в помещениях жилых и общественных зданий или 0,6 мкЗв/ч - в помещениях производственных зданий и сооружений, то считается, что локальные радиационные аномалии в конструкциях зданий отсутствуют.

При обнаружении локальных радиационных аномалий в конструкциях зданий принимаются меры по их устранению.

5.7. На втором этапе проводятся измерения мощности дозы гамма-излучения в квартирах жилых домов и помещениях общественных и производственных зданий и сооружений. При этом в число контролируемых обязательно включаются помещения, в которых зафиксированы максимальные показания поисковых радиометров (дозиметров), а также помещения после ликвидации обнаруженных локальных радиационных аномалий.

Измерения мощности дозы гамма-излучения в помещении выполняют в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола. Для измерений выбирают типичные помещения, ограждающие конструкции которых изготовлены из различных строительных материалов.

5.8. Объем контроля следует определять достаточным для выявления всех помещений, в которых мощность дозы гамма-излучения может превышать установленный норматив, а также для оценки ее максимальных значений в типичных помещениях (по функциональному назначению, занимаемой площади, на этаже, в подъезде, а также по типу использованных строительных материалов). Число квартир (помещений) выбирается в зависимости от этажности здания, общего числа квартир (помещений), наличия достоверных сведений о показателях радиационной безопасности земельного участка, содержании природных радионуклидов в строительном сырье и материалах и других характеристик здания.

Если имеются документальные сведения о соответствии показателей радиационной безопасности земельного участка требованиям п.п. 5.1.6 и 5.2.3 ОСПОРБ-99/2010 , а строительного сырья и материалов, использованных при строительстве здания , требованиям п. 5.3.4. НРБ-99/2009 , то объем контроля выбирается минимальным с учетом:

Для односемейных домов, школьных и дошкольных детских учреждений измерения проводятся во всех помещениях для постоянного пребывания людей;

В многоквартирных домах при числе квартир до 10 и зданиях и сооружениях общественного и производственного назначения при числе помещений для постоянного пребывания людей до 30 оптимальное число квартир (помещений), где проводятся измерения, может составлять 25 % от их общего числа;

В многоквартирных домах при числе квартир до 100 и зданиях и сооружениях общественного и производственного назначения при числе помещений для постоянного пребывания людей до 100 оптимальное число квартир (помещений), где проводятся измерения, может составлять 10 %;

При числе квартир в жилом здании (помещений для постоянного пребывания людей в зданиях и сооружениях общественного и производственного назначения) свыше 100 до 1000 оптимальное число обследуемых квартир (помещений), где проводятся измерения, может составлять 5 %, но не менее 20 квартир (помещений);

При большем числе квартир (помещений для постоянного пребывания людей в зданиях и сооружениях общественного и производственного назначения) оптимальное число обследуемых квартир (помещений), где проводятся измерения, может составлять 50 квартир (помещений).

При отсутствии достоверных сведений о соответствии показателей радиационной безопасности земельного участка и/или содержания природных радионуклидов в строительном сырье и материалах установленным требованиям объем контроля следует увеличить. Решение об увеличении объема контроля принимает организация, осуществляющая радиационное обследование здания .

5.9. В жилых многоквартирных домах измерения в каждой выбранной для контроля квартире следует проводить не менее чем в двух помещениях, которые отличаются по функциональному назначению. В общественных и производственных зданиях и сооружениях измерения мощности дозы следует проводить в помещениях, в которых время пребывания людей (работников) максимально.

В жилых многоэтажных домах (общественных и производственных зданиях и сооружениях) в число контролируемых следует включать квартиры (помещения) в каждом подъезде и обязательно помещения на первом этаже зданий.

МкЗв/ч, где (1)

Максимальное значение мощности дозы по результатам измерений в помещениях квартиры (в помещении общественного здания), мкЗв/ч 1 ;

Наименьшее из результатов измерений мощности дозы в контрольных точках на прилегающей территории по п. МУ, мкЗв/ч. При этом измерения мощности дозы гамма-излучения для расчета разности между мощностью дозы в помещении и на прилегающей территории выполняются одним и тем же экземпляром дозиметра.

1 Дозиметры гамма-излучения разного типа характеризуются разным значением собственного фона и отклика на космическое излучение (H ф+о ), значение которого при необходимости может быть определено над водной поверхностью при глубине воды не менее 5 м и расстоянии до берега не менее 50 м.

Для производственных зданий и сооружений определяют среднее значение мощности дозы гамма-излучения для каждого помещения, в котором проводились измерения.

5.11. Если для мощности дозы гамма-излучения в помещениях жилых и общественных зданий выполняется условие:

то они соответствуют требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 по данному показателю.

Помещения производственных зданий и сооружений соответствуют требованиям санитарных правил и гигиенических нормативов по мощности дозы гамма-излучения, если для них выполняется условие:

При соблюдении этих условий и предварительной выдержке здания при закрытых окнах и дверях (как в помещениях, так и в подъездах) и штатном режиме работы принудительной вентиляции (при ее наличии) не менее 12 ч, оценка среднегодового значения ЭРОА изотопов радона в воздухе здания проводится по формуле:

Измерения ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений по возможности следует проводить при наиболее высоком для данной местности барометрическом давлении и слабом ветре.

6.10. Если для всех обследованных помещений (не считая технических помещений в подвальных этажах) в жилых домах и общественных зданиях и сооружениях выполняется условие:

6.13. Обследование и оценку среднегодового значения ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений производственных зданий и сооружений проводят в соответствии с п.п. - МУ, при этом в правой части условий () и () вместо среднегодового значения ЭРОА изотопов радона 100 Бк/м 3 , принимают значение 150 Бк/м 3 .

7. Термины и определения

В дополнение к принятым в НРБ-99/09 и ОСПОРБ-99/2010 в настоящих МУ использованы следующие термины и определения:

7.1. Жилой дом - здание, предназначенное для постоянного или временного проживания людей, включая общежития.

7.2. Изотопы радона - 222 Rn (радон) и 220 Rn (торон).

7.3. Короткоживущие дочерние продукты радона (ДПР) и торона (ДПТ) - изотопы RaA (218 Po), RaB (214 Pb), RaC (214 Bi) и ThB (212 Pb), ThC (212 Bi) соответственно.

7.4. Природные радионуклиды - радиоактивные элементы рядов урана-238 (238 U ), тория-232 (232 Th) и калия-40 (40 К) 1 .

1 Перечисленные радионуклиды вносят основной вклад в облучение населения за счет природных источников излучения. Сведения о некоторых других наиболее распространенных природных радионуклидах приведены в .

7.5. Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие НРБ-99/2010. Проявление природных источников излучения связано с присутствием природных радионуклидов в объектах среды обитания и окружающей среды, а также с космическим излучением.

7.6. Локальная радиационная аномалия - ограниченная зона на участке контролируемой территории (ограждающих конструкций здания), в границах которой значение мощности дозы гамма-излучения на поверхности почвы (ограждающих конструкций здания) в 2 или более раз выше, чем на остальной территории.

7.7. Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения в помещении - мощность эквивалентной дозы гамма-излучения в воздухе, измеренная в центре помещения на высоте 1 м от пола. В условиях отсутствия в ограждающих конструкциях помещения радиационных аномалий она характеризует среднее значение мощности дозы гамма-излучения в помещении.

7.8. Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения на открытой местности - мощность эквивалентной дозы гамма-излучения в воздухе на высоте 1 м от поверхности земли на достаточном удалении от радиационных аномалий и зданий.

7.9. Общественные здания и сооружения - дома и дворцы культуры, выставочные здания и сооружения, театры, гостиницы, предприятия торговли и общественного питания, в т.ч. кафе, рестораны, стадионы и спортивные залы и т.п.

7.10. Ограждающие конструкции зданий (помещений) - наружные и внутренние стены помещений зданий, включая перегородки.

7.11. Помещение с постоянным пребыванием людей - помещение, в котором предусмотрено пребывание людей непрерывно в течение более 2 ч.

7.12. Производственные здания и сооружения - здания и сооружения, предназначенные для организации производственных процессов или обслуживающих операций с размещением постоянных или временных рабочих мест. На отдельных производствах рабочие места могут размещаться на открытой территории производственного здания или сооружения.

7.13. Прилегающая территория - территория вне контура застройки здания, в пределах которой проектом строительства предусмотрено благоустройство (территория благоустройства).

7.14. Протокол исследований (испытаний) - документ, удостоверяющий факт проведения исследования, испытания, содержащий порядок их проведения и полученные результаты.

7.15. Рабочее место - это неделимое в организационном отношении (в данных конкретных условиях) звено производственного процесса, обслуживаемое одним или несколькими рабочими, предназначенное для выполнения одной или нескольких производственных или обслуживающих операций, оснащенное соответствующим технологическим оборудованием.

7.16. Среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений - среднее за год значение ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений. Наилучшим приближением к действительному среднегодовому значению ЭРОА изотопов радона является его среднее значение по данным двух интегральных измерений с экспозицией не менее 2 месяцев каждое, выполненных в холодный и теплый периоды года.

7.17. Эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) изотопов радона А экв = А экв, Rn + 4,6 × А экв, T n - взвешенная сумма объемных активностей смеси ДПР и ДПТ в воздухе, которая создает такую же эффективную дозу внутреннего облучения, что и смесь ДПР и ДПТ, находящихся в радиоактивном равновесии с материнскими радионуклидами - 222 Rn и 220 Rn соответственно.

7.18. Экспертное заключение - документ, выдаваемый федеральными государственными учреждениями здравоохранения - центрами гигиены и эпидемиологии, другими аккредитованными в установленном порядке организациями, экспертами, подтверждающий проведение санитарно-эпидемиологической экспертизы, обследования, исследования, испытания и токсикологических, гигиенических и иных видов оценок в соответствии с техническими регламентами, государственными санитарно-эпидемиологическими правилами и нормативами, с использованием методов и методик, утвержденных в установленном порядке, и содержащий обоснованные заключения о соответствии (несоответствии) предмета санитарно-эпидемиологической экспертизы, обследования, исследования, испытания и токсикологических, гигиенических и иных видов оценок государственным санитарно-эпидемиологическим правилам и нормативам, техническим регламентам.

Приложение 1

М. П.

№ протокола, дата

Характеристика объекта:	здание общей площадью... м 2 , в т.ч. подземная автостоянка площадью... м 2 и встроенные офисные помещения на 1-м этаже здания площадью... м 2 ; подвал, ... секции по... этажей
Материал стен:	монолит
Тип фундамента:	бетонный
Тип окон:	двухкамерные стеклопакеты
Система вентиляции здания:	естественная, во встроенных помещениях - принудительная (в момент проведения измерений принудительная вентиляция включена)
Отопление:	выключено
Объект для измерений ЭРОА изотопов радона:	готов (не готов)
Цель обследования:	радиационное обследование после окончания строительства (реконструкции, капитального ремонта)
Дата и время:	закрытия окон и дверей в здании и включения системы вентиляции (при ее наличии): «__» _________ 20___ г. ___________________
Дата и время:	начала измерений ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений: «__» _________ 20___ г. ___________________

Средства измерений

, мкЗв/ч

	Тип прибора		№ свидетельства о госповерке	Срок действия свидетельства	Кем выдано свидетельство	Основная погрешность измерения
		Минимальное значение Н , мкЗв/ч	D Н , мкЗв/ч
	Юг, 20 м от здания
	Север, 10 м от здания
	Восток, 15 м от здания

2. Мощность дозы гамма-излучения в помещениях здания

		Дата измерения	Показания поискового прибора, мкР/ч	Результат измерения, , мкЗв/ч	D Н , мкЗв/ч
	1-й этаж, оф. 1
	1-й этаж, оф. 2

Примечания :

1. Поисковая гамма-съемка проведена во всех помещениях здания; мощность дозы гамма-излучения измерена в помещениях с максимальными показаниями поискового прибора.

2. Во всех остальных помещениях показания поискового прибора не превышают.... мкР/ч.

3. Поверхностных радиационных аномалий в конструкциях здания не обнаружено.

3. Результаты измерений ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений

	Место измерения: этаж, номер помещения	Дата измерения	ЭРОА ± D , Бк/м		Оценка среднегодовой ЭРОА изотопов радона, ССГ, Бк/м 3
	1-й этаж, оф. 2		63 ± 20	2 ± 0,6
	2-й этаж, кв. 122		42 ± 13	2 ± 0,6
	2-й этаж, кв. 126		80 ± 24	6 ± 1,8

Примечание :

Оценка численного значения С max производилась по формуле:

С max = (ЭРОА Rп + D контроля мощности дозы гамма -излучения

Порядок контроля ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений

1

1 ФГАОУ ВПО «Южный федеральный университет»

Проведена оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения природных и урбанизированных территорий Ростовской области, Краснодарского края и республики Адыгея. Представленные результаты в целом соответствуют среднемировым значениям гамма-фона. В отдельных районах были выявлены отклонения от типичных значений. Приведено объяснение полученных результатов для природных и урбанизированных территорий. В районах проведения исследований на территории республики Адыгея были обнаружены аномалии, в которых измеренные значения сильно отличались от средних показателей. Оценены годовые значения эквивалентной дозы для исследованных территорий. На основании полученных сведений был сделан вывод о необходимости дальнейших радиоэкологических наблюдений в данном регионе. Подчеркнута важность работы по выявлению радиоактивных аномалий с целью предотвращения получения излишней дозовой нагрузки населением.

гамма-излучение

эквивалентная доза

природные территории

промышленные территории

1. Джамилова С.М. Оценка характеристик гамма-поля территорий городов и поселков Акмолинской области // Вестник Алтайского государственного аграрного университета. – 2011. – № 9 (83).– С. 51–54.

2. Давыдов М.Г. Радиоэкология: учебник для вузов. / М.Г. Давыдов, Е.А. Бураева, Л.В. Зорина, В.С. Малышевский, В.В. Стасов. – Ростов-н/Д.: Феникс, 2013. – 635 с.

3. СанПин 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Утверждены и введены в действие постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации Г.Г. Онищенко от 7 июля 2009 г № 47 с 01 сентября 2009 г.

4. Chernyago B.P. Current radiation environment in the Central Ecological Zone of the Baikal Natural Territory / B.P. Chernyago, A.I. Nepomnyashchikh, V.I. Medvedev // Russian Geology and Geophysics. – 2012. – Vol. 53. – P. 926–935.

5. Chougankar M.P. Profiles of doses to population living in the high background radiation areas in Kerala / M.P. Chougankar, K.P. Eappen, T.V. Ramachandran // J. Environ. Radioact. – 2003. – № 71. – P. 275–295.

6. Fasasi M.K. Natural radioactivity of the tar-sand deposits of Ondo State, Southwest Nigeria / M.K. Fasasi, A.A. Oyawale, C.E. Mokobia, P. Tchosossa, T.R. Ajayi, F.A. Balogun // Nucl. Instrum. and Methods. – 2003. – № 505. – P. 449–453.

7. Gupta M. Measurement of natural radioactivity and radon exhalation rate in fly ash samples from a thermal power plant and estimation of radiation doses. / M. Gupta, A.K. Mahur, R. Varshney, R.G. Sonkawade, K.D. Verma, R. Prasad. // Radiation Measurements. – 2013. Vol. 50. – P. 160–165.

8. Hewamanna R. Natural radioactivity and gamma dose from Sri Lankan clay bricks used in building construction. / R. Hewamanna, C.S. Sumithrarachchi, P. Mahawatte, H.L.C. Nanayakkara, H.C. Ratnayake // Appl. Rad. Isotopes. – 2001. – Vol. 54. – P. 365–369.

9. Isinkaye O.M. Radiometric assessment of natural radioactivity levels of bituminous soil in Agbabu, southwest Nigeria // Radiation Measurements. – 2008. – Vol. 43. – P. 125–128.

10. Ravisankar R. Measurement of natural radioactivity in building materials of Namakkal, Tamil Nadu, India using gamma-ray spectrometry / R. Ravisankar, K. Vanasundari, A. Chandrasekaran, A. Rajalakshmi, M. Suganya, P. Vijayagopal, V. Meenakshisundaram // Appl. Rad. and Isotopes. – 2012. – Vol. 70. – P. 699–704.

11. Sabyasachi P. Detection of low level gaseous releases and dose evaluation from continuous gamma dose measurements using a wavelet transformation technique / P. Sabyasachi, D.D. Rao, P.K. Sarkar // Appl. Rad. and Isotopes. – 2012. – Vol. 70. – P. 2569–2580.

12. Shweikani R. Natural radiation background in the ancient city of Palmyra. / R. Shweikani, M.S. Al-Masri, M. Hushari, G. Raja, M. Aissa, R. Al-Hent // Radiation Measurements. – 2012. –Vol. 47. – P. 557–560.

13. Song G. Natural radioactivity levels in topsoil from the Pearl River Delta Zone, Guangdong, China / G. Song, D. Chen, Z. Tang, Z. Zhang, W. Xie. // J. of Env. Radioactivity. – 2012. – Vol. 103. – P. 48–53.

Изучению радиоактивности природных и урбанизированных территорий посвящено множество публикаций. В качестве основного критерия оценки загрязнения территории используется мощность эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД) . В зависимости от территориальных особенностей значения естественного гамма фона могут меняться в достаточно широких пределах. Значительные вариации МЭД связаны как с особенностями геологического и тектонического строения регионов, так и с наличием техногенного влияния - разработкой месторождений полезных ископаемых, выбросами в результате ядерных инцидентов, внесением удобрений и др. .

В большинстве исследуемых природных регионов мира гамма-фон варьируется в пределах 0,2-0,4 мкЗв/ч . В то же время существуют зоны с аномально высокими значениями МЭД, например, в Национальном парке Агбабу (юго-западная часть Нигерии) значения фона варьируются от 10 до 30 мкЗв/ч при среднем его значении 20 мкЗв/ч . На урбанизированных территориях гамма-фон также в целом составляет от 0,03-0,25 мкЗв/ч , при среднемировом значении 0,1 мкЗв/ч .

В целом достаточно широкие значения МЭД различных регионов и наличие радиоактивных аномалий на отдельных участках делают актуальной проблему оценки радиоактивности объектов и территорий. Подобные исследования позволяют определить естественный гамма-фон изучаемых районов, оценить дозы облучения населения от природных источников гамма-излучения и выявить непригодные для деятельности человека территории.

Материалы и методы их исследования

В качестве объектов исследования был выбран ряд участков, находящихся в Ростовской области, Краснодарском крае и Республике Адыгея.

В Ростовской области оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения проводилась в городах: Ростов-на-Дону, Новочеркасск, Таганрог, а также в ст. Старочеркасской. В качестве природных территорий Ростовской области в данной работе были выбраны целинные и залежные участки в Орловском, Аксайском, Цимлянском, Дубовском и Волгодонском районах, включая 30-километровую зону наблюдения Ростовской АЭС. Ландшафт Ростовской области представлен степями и пойменными участками реки Дон, почвы которых сформированы преимущественно на известняках, желтых глинах и аллювиальных отложениях. В данном регионе сильно развиты промышленность, производство, сельское хозяйство и атомная энергетика (Ростовская атомная электростанция).

В Краснодарском крае наблюдения на природных участках проводились в Кущевском районе. Урбанизированные территории Краснодарского края представлены в основном селами, расположенными в предгорной части Главного Кавказского хребта вдоль побережья Черного моря (Вардане, Верхнениколаевское, Высокое и др.). Краснодарский край делится рекой Кубань на две части: северную - равнинную (2/3 территории), расположенную на Кубано-Приазовской низменности, и южную - предгорную и горную (1/3 территории), расположенную в западной высокогорной части Большого Кавказа. Ведущее место в структуре промышленности принадлежит перерабатывающим производствам и пищевой отрасли. Достаточно развиты электроэнергетика, топливная отрасль, машиностроение и металлообработка, туризм и курортное дело. Доля химической, лесной и легкой промышленности незначительна.

Территорию Республики Адыгея можно условно разделить на северную часть, которая представлена равнинами и поймами рек, и южную, которая находится в предгорьях и горах Главного Кавказского хребта. Около 40 % территории занимают широколиственные леса. Оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения проводилась в г. Майкоп и ряде населенных пунктов Майкопского района, а также на луговых и лесных участках предгорий. Урбанизированные территории представлены населенными пунктами: г. Майкоп, п. Каменомостский, с. Победа, с. Никель, ст. Даховская, ст. Абадзехская, с. Севастопольское и с. Новосвободное и месторождениями полезных ископаемых Майкопского района. В основном населенные пункты данной территории имеют малую численность населения и невысокую плотность застройки.

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения измеряли пешеходной гамма-съемкой с помощью дозиметров-радиометров ДРБП-03, СРП-88н и ДКС-96 на высоте 1 м от поверхности почвенного покрова. Погрешность оценки МЭД не превышает 15 %.

Результаты исследования и их обсуждение

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения по районам Ростовской области и Краснодарского края варьируется в пределах от 0,05 до 0,29 мкЗв/ч, при среднем значении мощности эквивалентной дозы 0,15 мкЗв/ч (табл. 1, рисунок 1, а-г). На большинстве природных территорий данных регионов гамма-фон находится в пределах 0,08-0,20 мкЗв/ч (рисунок 1, б, г), что не превышает значений МЭД, установленных в (0,2 мкЗв/ч) и соответствует среднемировому гамма-фону (0,1 мкЗв/ч). Для г. Ростова-на-Дону мощность эквивалентной дозы гамма-излучения соответствует данным по Ростовской области (табл. 1).

Для городских (урбанизированных) территорий Ростовской области (рисунок 1, а) распределение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения неоднородное. Имеют место как районы с гамма-фоном на уровне 0,09-0,15 мкЗв/ч, так и участки с фоном в пределах 0,22-0,29 мкЗв/ч. Подобное распределение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на урбанизированных территориях связано с неоднородностью застройки, чередованием парковых зон и загруженных автомобильных магистралей, а также с использованием различных строительных материалов при возведении зданий и объектов.

Республика Адыгея имеет крайне неоднородный и сложный рельеф с горными и равнинными участками. Радиоактивность данных территорий в значительной мере зависит от глубины залегания материнских пород, наличия проявлений урана и зон тектонических разломов .

На природных территориях измерения проводились в ущельях рек Белая и Сюк, в смешанных лесах, прилегающих к пойме реки Белая, и на луговых территориях, в том числе на плато Лаго-Наки. Радиационный фон на данных территориях также варьируется в значительных пределах (табл. 2). Дополнительные дозовые нагрузки могут вносить эманации радона и выходы гранитов на поверхность Земли. Коренные породы залегают неглубоко - от 20 см до 1 м и вследствие оползней и селей могут быть оголены.

На территории Республики Адыгея имеют место радиоактивные аномалии с повышенным гамма-фоном. Они могут быть как естественного происхождения, например, участки с проявлениями урана, так и искусственного, например, штольни и отвалы, а также некоторые источники водоснабжения, которые ведут забор воды из водоносных слоев, сформированных на радиоактивных пластах. В табл. 2 приведены сведения для аномалий, которые были обнаружены как на территориях населенных пунктов, так и на природных участках в экспедициях 2003 и 2010-2012 гг. Разброс значений мощности эквивалентной дозы крайне велик. Сами аномалии распределены неравномерно.

а б в

г д е

Диаграмма распределения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения урбанизированных территорий Ростовской области (а), природных территорий Ростовской области (б), урбанизированных территорий Краснодарского края (в), природных территорий Краснодарского края (г), урбанизированных территорий Республики Адыгея (д), природных территорий Республики Адыгея (е)

Распределение мощности эквивалентной дозы варьируется в широких пределах (табл. 2, рисунок д-е). Источниками высоких значений мощности эквивалентной дозы урбанизированных районов могут служить объекты питьевого водоснабжения (колодцы, колонки, скважины), строительные материалы, а также эманации радона. 222Rn хорошо растворим в воде, обладает высокой скоростью эманации с поверхности земли и может свободно выходить на поверхность по трещинам и разломам горных пород.

Выявленные в аномалиях значения МЭД свыше 1 мкЗв/ч делают их потенциально опасными для здоровья человека. Измеренные величины свидетельствуют о высокой вероятности превышения предельно допустимых значений законодательно нормируемых характеристик установленных в для радионуклидов. Длительное нахождение в таком месте может привести к получению заметной дозы облучения. Отдельную опасность представляет случайное попадание концентрированных количеств радионуклидов из областей аномалий в организм человека. Поиск, локализация и изоляция таких участков является важной задачей. Пешеходная гамма-съемка хоть и дает хорошее разрешение, но не в силах охватить большие территории, на которых могут присутствовать радиоактивные аномалии, как например, на территории Республики Адыгея. Кроме того необходимо проводить учет аномальных участков и устанавливать в местах их нахождения предупреждающие знаки.

Таблица 1

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения

Таблица 2

Гамма-фон территорий Республики Адыгея

Также в данной работе оценивалась годовая эффективная доза для населения . Расчет годовой эффективной дозы проводился, исходя из принципа, что фон в течение года стабилен и человек облучается равномерно.

Таблица 3

Оценка годовой эффективной дозы для урбанизированных и природных территорий Ростовской области

Территории	Минимальное значение, мЗв/г	Максимальное значение, мЗв/г	Среднее значение, мЗв/г	Стандартное отклонение
Ростовская область
Урбанизированные
Природные
Краснодарский край
Урбанизированные
Природные
Республика Адыгея
Урбанизированные
Природные
Аномалии

В целом на урбанизированных и природных территориях население получает примерно одинаковые дозы (табл. 3). Однако годовая эффективная доза, получаемая населением на урбанизированных и природных территориях горных районов, может значительно разниться. Аномальные участки могут вносить значительный вклад в индивидуальную дозовую нагрузку человека как за счет внутреннего, так и внешнего облучения.

Допустимые значения для эффективной дозы в условиях воздействия естественных радионуклидов, согласно , не устанавливаются. Но существуют ограничения по МЭД на участках застройки, на которых её значение не должно превышать мощности дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч . Установлены нормы качества питьевой воды по радиационной безопасности в условиях воздействия как техногенных, так и природных радионуклидов .

Отметим, что в случае радиационной аварии, согласно , территории со значениями годовой эффективной дозы от 1 до 5 мЗв/г относятся к зонам радиационного контроля. При этом большинство исследуемых районов Северного Кавказа (табл. 3) относятся к территориям, в которых годовая эффективная доза гамма-излучения населения, обусловленная исключительно естественными радионуклидами также может составлять от 1 до 5 и даже более мЗв/г. Поэтому эти районы требуют организации радиоэкологического мониторинга.

Оценены мощности эквивалентных доз гамма-излучения природных и урбанизированных территорий (табл. 1, 2). Данные хорошо согласуются друг с другом и со среднемировыми значениями в интервале 0,1 мкЗв/ч.

На территории Республики Адыгея присутствуют радиоактивные аномалии. Определена годовая эффективная доза облучения населения природных и городских территорий для фоновых территорий и районов с радиоактивными аномалиями (табл. 3). Все исследованные участки относятся к зонам вмешательства, для которых требуется дозиметрический контроль объектов и территорий.

Работа выполнена при финансовой поддержке Минобрнауки России в рамках Федеральной целевой программы «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» (№ 14.А18.21.0633).

Рецензенты:

Вардуни Т.В., д.п.н., к.б.н., профессор, заведующая отделом экологических инноваций Научно-исследовательского института биологии, ФГАОУ ВПО «Южный федеральный университет», г. Ростов-на-Дону;

Симонович Е.И., д.б.н., старший научный сотрудник Научно-исследовательского института биологии, ФГАОУ ВПО «Южный федеральный университет», г. Ростов-на-Дону.

Работа поступила в редакцию 18.09.2013.

Библиографическая ссылка

Бураева Е.А., Малышевский В.С., Нефедов В.С., Тимченко А.А., Горлачев И.А., Семин Л.В., Шиманская Е.И., Триболина А.Н., Кубрин С.П., Гуглев К.А., Толпыгин И.Е., Мартыненко С.В. МОЩНОСТЬ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ПРИРОДНЫХ И УРБАНИЗИРОВАННЫХ ТЕРРИТОРИЙ СЕВЕРНОГО КАВКАЗА // Фундаментальные исследования. – 2013. – № 10-5. – С. 1073-1077;
URL: http://fundamental-research.ru/ru/article/view?id=32455 (дата обращения: 24.07.2019). Предлагаем вашему вниманию журналы, издающиеся в издательстве «Академия Естествознания»

Мощность экспозиционной дозы, рассчитанной по гамма-излучению - устаревший критерий дозы. Интенсивность потока ионов (собственно, физическая суть радиации) теперь считают иначе. По современным критериям применяют мощность эквивалентной дозы. Ее основа - замер биологических последствий ионизирующего излучения на организм за темпоральный промежуток (час, сутки и т. д.). МЭД считается более адекватным нуждам медицины, нежели более абстрактный замер «гаммы», не учитывающий многих параметров. Современные же требования экологии и радиобезопасности по работе в местах с повышенным излучением намного строже и должны быть направленными на отслеживание и ликвидацию возможных последствий превышения значений ионизирующего излучения.

Старые методики замеров до 1990 года

Существенным отличием от МЭД, основой «чернобыльских» нормативов, была экспозиционная доза, считавшая поток фотонов, ионизирующих воздух. Физиками этот процесс отлично исчисляется, однако сведения о мощности дозы не могли точно покрыть требования по медицинским анализам.

В формуле дозу рассчитывали в качестве электрозаряда ионов, которые образуются тормозящим излучением в сухом воздухе при делении на массу объема воздуха. В физических величинах это ампер в секунду, т. е. обоснование количества энергии, поглощенной объектом под потоком радиации.

В качестве же хрестоматийной системной единицы используется рентген в секунду. Рентген - устаревшая мера излучения, в наше время используют зиверты. Причина, почему именно с 1990 года совершена реформа - выход новых комплексных методичек по дозиметрам. Тем самым полностью обновлен модельный ряд детекторов и внедрены более современные стандарты радиобезопасности. На основе кумулятивного опыта радиационных аварий были установлены фундаментальные изъяны использования рентгенов в час в качестве единиц измерения:

• Слишком грубые замеры. «Формально» ионизирующий поток по формуле просчитан корректно. Однако недостаточно раскрыты второстепенные физические явления, показывающие изменения в итоговых масштабах облучения.
• Нет соотношения с воздействием в биологическом плане: экспозиционная доза в разных условиях плотности ионизации имеет весьма вариативные последствия.
• Старым методом было нереально проверить накопленное облучение за определенный период, также упускались многие биологические параметры.

Каковы современные методы, чтобы проверить мощность дозы гамма излучения?

Современная оценка ионизации базируется на измерении мощности дозы гамма излучения в виде эквивалентной дозы за фиксированный темпоральный промежуток. Именно так исследователи оценивают долгосрочные биологические изменения от ионизирующего излучения. Суммарная мощность складывается из суммы бета-фона, гамма-излучения, рентгеновских лучей, соответственно, принятым поправочным коэффициентам.

Измеряется мощность зивертами в единицу времени. Один зиверт - гигантская доза (например, шесть зивертов - это летальная лучевая болезнь), поэтому для расчета практики постоянного и временного облучения практикуют миллизиверты.

Однако даже новейший подход не справляется со всеми факторами, касающимися человеческого метаболизма под ионизирующим облучением. Ткани разной плотности и химического состава, кости, жидкости внутри организма по-разному радиопроницаемы и выводят нуклиды также специфически. Радиобиология сегодня учитывает как направление пучка лучей, так и расположение их внешнего источника, возрастные показатели, метеорологию и так далее.

Занимается дифференцированной дозиметрией и тем самым помогает определять мощность дозы согласно современным рекомендациям. В компании представлены наиболее чувствительные измерительные приборы, а также опытный персонал, занимающийся постановкой точных диагнозов. Заказать услуги инженеров «Радэк» можно по номеру телефона, указанному на сайте.

После развала СССР с методиками измерений начался кавардак - контроль безопасности почему-то стал сферой услуг, который должен самоокупаться и выживать в условиях рынка. Методики стали чьей-то частной интеллектуальной собственностью. Многообразие форм проведения измерений и интерпретации их результатов создали почву для манипулирования общественным мнением, взращиванию недоверия к оценкам профессиональных специалистов радиологов. Хорошо, что не везде рыночные механизмы разрушили советский опыт единообразия, реалистичной простоты и прозрачности методического обеспечения. К примеру на сайте Института радиологии в Белоруссии размещена официальная методика МВИ.МН 2513-2006 по проведению радиационного контроля территорий, предприятий, рабочих мест, лесных и сельскохозяйственных угодий, зданий, сооружений, техники, транспорта, металлолома и т.д. Что называется, пользуйтесь люди добрые! Уточняйте: каким образом проводили измерения, какие прогнозируемые дозы облучения, какая компетентность и ответственность человека, вещающего об очередной радиационной страшилке.

http://www.rir.by/metodiki.html
Согласно МВИ.МН 2513-2006:
> При обследовании территории измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД) проводят на высоте 1 м от поверхности. (При проведении преддезактивационного обследования для участков с повышенным радиационным фоном дополнительно проводят измерения МЭД на высоте 2-3 см от поверхности.)
> При обследовании зданий и сооружений измеряют МЭД в каждом помещении (комнате) в пяти точках на высоте 1 м над уровнем пола (четыре измерения по углам помещения и одно в центре).
> Обследование оборудования, техники, транспортных средств включает измерение МЭД в характерных точках (кабина водителя, салон автомобиля, рабочее место обслуживающего персонала и т.д.).
> Обследование металлолома производят вблизи поверхности (на расстоянии не более 0,1 м) партии (фрагмента) металлолома (за вычетом величины природного фона).
> При аттестации рабочих мест специалистов, работающих с источниками ионизирующих излучений, измерения проводятся на высотах 0,1; 0,9 и 1,5 м от поверхности пола.
> Обследование транспортных контейнеров осуществляют на поверхности и на расстоянии 2 м от контейнера.
> Измерение МЭД от поверхности защитного блока с источником ионизирующего излучения производится на расстоянии 1 м.

Результаты измерения МЭД существенно зависят от расстояния до источника (радиационный калькулятор - http://www.radprocalculator.com/Gamma.aspx), а в методике указываются такие, чтобы результаты позволяли достоверно оценивать возможный ущерб для здоровья человека - эффективную дозу радиационного облучения, как меру риска возникновения отдалённых последствий облучения с учетом радиочувствительности различных органов.

P.S. В дополнение приведу выдержки из МАГАТЭ: в IAEA-TECDOC-1092/R «Руководство по мониторингу при ядерных или радиационных авариях» МАГАТЭ, Вена, 2002
"А1: Разведка в облаке
Держать дозиметр внутри машины над сидением при закрытом окне. При регистрации уровней мощности амбиентной дозы в 5 раз выше фона и более уведомить Специалиста-радиолога о вашем местоположении и показаниях прибора.
Используя соответствующий прибор с открытым (β+γ) и закрытым (γ) окном, провести радиационную разведку, разместив прибор на уровне пояса (примерно 1 м над поверхностью земли) и на уровне земли (примерно 3 см над поверхностью земли) в положении прибора детектором вниз.
Определить, поднято ли облако над землей, находится ли оно на уровне земли, или прошло над территорией, сравнивая показания прибора с данными таблицы...

А2: Разведка выпадений на землю
Перемещаясь (на машине) вперед по каждой дороге по направлению к загрязненной территории, начинать измерения из машины на нижнем диапазоне измерений (закрытое окно детектора), регистрировать участки, где уровень мощности амбиентной дозы в два раза превышает фоновый. Также регистрировать участки, где мощность дозы в 10 раз превышает фоновые значения (примерно 1 мкЗв/час) и участки, на которых мощность дозы увеличивается на 10 мкЗв/час, доходя до 1 мЗв/ч.

А3: Дозиметрия окружающей среды
Поместить два дозиметра ТЛД в герметичный пластиковый пакет и крепко закрепить их на стойке или подставке, обратив их по направлению к центру следа облака или источнику. Установить ТЛД на высоте примерно одного метра над землей. Не помещать ТЛД на всходы или в положение контакта с поверхностью земли.

А4: Мониторинг источника
При смешанном бета- и гамма-излучении следует измерять мощность дозы с открытым и закрытым окном для бета-излучения. Это даст относительное указание на уровень мощности дозы бета- и гамма-излучения
Если ожидается присутствие бета- или альфа- излучения, следует располагать прибор вблизи поверхности источника. Необходимо позаботиться о том, чтобы прибор не оказался загрязнен радионуклидами.

А5: Разведка поверхностного загрязнения
Для мониторинга альфа-излучения и мягкого бета-излучения расположить зонд близко к поверхности (расстояние от окна зонда до исследуемой поверхности не должно превышать 0.5 см).
Влажные поверхности могут экранировать альфа-излучение. Необходимо провести повторный мониторинг альфа-излучения на влажных поверхностях после того, как они высохнут, либо отобрать пробы поверхностей для лабораторного анализа.
Зарегистрировать показания, характеризующие альфа-, бета+гамма, бета- и/или гамма- излучения

Разведка загрязнения транспортных средств
Провести общую разведку транспортных средств на предмет бета+гамма-излучения, начиная с решетки радиатора, брызговиков с арками колес, бамперов, и шин …
Если при внешнем радиационном контроле транспортного средства обнаружено загрязнение выше фонового уровня … провести разведу внутренних поверхностей транспортного средства: сидений, половиков, подлокотников, руля, переключателя передач

А8: Индивидуальный мониторинг
А8а: Индивидуальная дозиметрия – внешняя
прикрепить индивидуальный дозиметр к нагрудному карману под защитной одеждой
Периодически (в соответствии с заранее согласованным расписанием) проверять показания вашего дозиметра

А8б: Мониторинг щитовидной железы
Поместить детектор NaI(Tl) у шеи и проводить измерение между кадыком и перстневидным хрящом (твердый хрящ вблизи гортани на передней поверхности шеи)

А8в: Индивидуальный мониторинг загрязнения
Поместить датчик примерно на 1 см над поверхностью тела человека, соблюдая предосторожность, чтобы не дотронуться до него/нее. Начиная с макушки головы, перемещать датчик вниз по одной стороне шеи, вдоль воротника, наружной стороны плеча, предплечья, запястья, руки, внутренней стороны поверхности руки, подмышечной впадины, боковой поверхности тела, ноги, обшлага брюк, обуви. Провести мониторинг внутренней поверхности ног и другой стороны тела, как указано на Рисунке А5. Провести мониторинг передней и задней поверхностей туловища. Обратить особое внимание на ступни, ягодицы, локти, руки и лицо. Датчик следует перемещать со скоростью примерно 5 см в секунду. Любое радиоактивное загрязнение будет выявлено, прежде всего, с помощью звукового индикатора.
Следует также провести мониторинг всех личных вещей.
..."
http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1092R_prn.pdf

Раньше были сборники методик для общего использования, утвержденные или согласованные с главным санитарным врачем СССР. Такие сборники были в Мин.обороне, ЦГСЭН и гидрометеослужбе. Поделитесь их сканами если у кого есть.

Навигация по статье:

В каких единицах измеряется радиация и какие допустимые дозы безопасны для человека. Какой радиационный фон является естественным, а какой допустимым. Как перевести одни единицы измерения радиации в другие.

Допустимые дозы радиации

• допустимый уровень радиоактивного излучения от естественных источников излучения , иначе говоря естественный радиоактивный фон, в соответствии с нормативными документами, может быть в течении пяти лет подряд не выше чем

  0,57 мкЗв/час

В последующие года, радиационный фон должен быть не выше  0,12 мкЗв/час



• предельно допустимой суммарной годовой дозой, полученной от всех техногенных источников , является
  

Величина 1 мЗв/год, суммарно должна включать в себя все эпизоды техногенного воздействия радиации на человека. Сюда входят все типы медицинских обследований и процедур, включает флюорографию, рентген зуба и так далее. Так же сюда относятся полеты на самолетах, прохождение через досмотр в аэропорту, получение радиоактивных изотопов с пищей и так далее.

В чем измеряется радиация

Для оценки физических свойств радиоактивных материалов применяются такие величины как:

• активность радиоактивного источника (Ки или Бк)
• плотность потока энергии (Вт/м 2)

Для оценки влияния радиации на вещество (не живые ткани) , применяются:

• поглощенная доза (Грей или Рад)
• экспозиционная доза (Кл/кг или Рентген)

Для оценки влияния радиации на живые ткани , применяются:

• эквивалентная доза (Зв или бэр)
• эффективная эквивалентная доза (Зв или бэр)
• мощность эквивалентной дозы (Зв/час)

Оценка действия радиации на не живые объекты

Действие радиации на вещество проявляется в виде энергии, которую вещество получает от радиоактивного излучения, и чем больше вещество поглотит этой энергии, тем сильнее действие радиации на вещество. Количество энергии радиоактивного излучения, воздействующего на вещество, оценивается в дозах, а количество поглощенной веществом энергии называется - поглощенной дозой .

Поглощенная доза - это количество радиации, которое поглощено веществом. В системе СИ для измерения поглощенной дозы используется - Грей (Гр).

1 Грей - это количество энергии радиоактивного излучения в 1 Дж, которая поглощена веществом массой в 1 кг, независимо от вида радиоактивного излучения и его энергии.

1 Грей (Гр) = 1Дж/кг = 100 рад

Данная величина не учитывает степень воздействия (ионизации) на вещество различных видов радиации. Более информативная величина, это экспозиционная доза радиации.

Экспозиционная доза - это величина, характеризующая поглощённую дозу радиации и степень ионизации вещества. В системе СИ для измерения экспозиционной дозы используется - Кулон/кг (Кл/кг) .

1 Кл/кг= 3,88*10 3 Р

Используемая внесистемная единица экспозиционной дозы - Рентген (Р):

1 Р = 2,57976*10 -4 Кл/кг

Доза в 1 Рентген - это образование 2,083*10 9 пар ионов на 1см 3 воздуха

Оценка действия радиации на живые организмы

Если живые ткани облучить разными видами радиации, имеющими одинаковую энергию, то последствия для живой ткани будут сильно отличаться в зависимости от вида радиоактивного излучения. Например, последствия от воздействия альфа излучения с энергией в 1 Дж на 1 кг вещества будут сильно отличаться от последствий воздействия энергии в 1 Дж на 1 кг вещества, но только гамма излучения . То есть при одинаковой поглощенной дозе радиации, но только от разных видов радиоактивного излучения, последствия будут разными. То есть для оценки влияния радиации на живой организм недостаточно просто понятия поглощенной или экспозиционной дозы радиации. Поэтому для живых тканей было введено понятие эквивалентной дозы.

Эквивалентная доза - это поглощённая живой тканью доза радиации, умноженная на коэффициент k, учитывающий степень опасности различных видов радиации. В системе СИ для измерения эквивалентной дозы используется - Зиверт (Зв) .

Используемая внесистемная единица эквивалентной дозы - Бэр (бэр) : 1 Зв = 100 бэр.

Коэффициент k
Вид излучения и диапазон энергий	Весовой множитель
Фотоны всех энергий (гамма излучение)	1
Электроны и мюоны всех энергий (бета излучение)	1
Нейтроны с энергией < 10 КэВ (нейтронное излучение)	5
Нейтроны от 10 до 100 КэВ (нейтронное излучение)	10
Нейтроны от 100 КэВ до 2 МэВ (нейтронное излучение)	20
Нейтроны от 2 МэВ до 20 МэВ (нейтронное излучение)	10
Нейтроны > 20 МэВ (нейтронное излучение)	5
Протоны с энергий > 2 МэВ (кроме протонов отдачи)	5
Альфа-частицы , осколки деления и другие тяжелые ядра (альфа излучение)	20

Чем выше "коэффициент k" тем опаснее действие определенного вида радиции для тканей живого организма.

Для более лучшего понимания, можно немного по-другому дать определение "эквивалентной дозы радиации":

Эквивалентная доза радиации - это количество энергии поглощённое живой тканью (поглощенная доза в Грей, рад или Дж/кг) от радиоактивного излучения с учетом степени воздействия (наносимого вреда) этой энергии на живые ткани (коэффициент К).

В России, с момента аварии в Чернобыле, наибольшее распространение имела внесистемная единица измерения мкР/час, отражающая экспозиционная дозу , которая характеризует меру ионизации вещества и поглощенную им дозу. Данная величина не учитывает различия в воздействии разных видов радиации (альфа, бета, нейтронного, гама, рентгеновского) на живой организм.

Наиболее объективная характеристика это - эквивалентная доза радиации , измеряемая в Зивертах. Для оценки биологического действия радиации в основном применяется мощность эквивалентной дозы радиации, измеряемая в Зивертах в час. То есть это оценка воздействия радиации на организм человека за единицу времени, в данном случае за час. Учитывая, что 1 Зиверт это значительная доза радиации, для удобства применяют кратную ей величину, указываемую в микро Зивертах - мкЗв/час:

1 Зв/час = 1000 мЗв/час = 1 000 000 мкЗв/час.

Могут применяться величины, характеризующие воздействия радиации за более длительный период, например, за 1 год.

К примеру, в нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009 (пункты 3.1.2, 5.2.1, 5.4.4), указана норма допустимого воздействия радиации для населения от техногенных источников 1 мЗв/год .

В нормативных документах СП 2.6.1.2612-10 (пункт 5.1.2) и СанПиН 2.6.1.2800-10 (пункт 4.1.3) указаны приемлемые нормы для естественных источников радиоактивного излучения , величиной 5 мЗв/год . Используемая формулировка в документах - "приемлемый уровень" , очень удачная, потому что он не допустимый (то есть безопасный), а именно приемлемый .

Но в нормативных документах есть противоречия по допустимому уровню радиации от природных источников . Если просуммировать все допустимые нормы, указанные в нормативных документах (МУ 2.6.1.1088-02, СанПиН 2.6.1.2800-10, СанПиН 2.6.1.2523-09), по каждому отдельному природному источнику излучения, то получим, что радиационный фон от всех природных источников радиации (включая редчайший газ радон) не должен составлять более 2,346 мЗв/год или 0,268 мкЗв/час . Это подробно рассмотрено в статье . Однако в нормативных документах СП 2.6.1.2612-10 и СанПиН 2.6.1.2800-10 указана приемлемая норма для природных источников радиации в 5 мЗв/год или 0,57 мкЗ/час.

Как видите, разница в 2 раза. То есть к допустимому нормативному значению 0,268 мкЗв/час, без всяких обоснований применен повышающий коэффициент 2. Это скорее всего связано с тем, что нас в современном мире стали массово окружать материалы (прежде всего строительные материалы) содержащие радиоактивные элементы.

Обратите внимание, что в соответствии с нормативными документами, допустимый уровень радиации от естественных источников излучения 5 мЗв/год , а от искусственных (техногенных) источников радиоактивного излучения всего 1 мЗв/год.

Получается, что при уровне радиоактивного излучения от искусственных источников свыше 1 мЗв/год могут наступить негативные воздействия на человека, то есть привести к заболеваниям. Одновременно нормы допускают, что человек может жить без вреда для здоровья в районах, где уровень выше безопасного техногенного воздействия радиации в 5 раз, что соответствует допустимому уровню радиоактивного естественного фона в 5мЗв/год.

По механизму своего воздействия, видам излучения радиации и степени ее действия на живой организм, естественные и техногенные источники радиации не отличаются .

Все же, о чем говорят эти нормы? Давайте рассмотрим:

• норма в 5 мЗв/год, указывает, что человек в течении года может максимально получить суммарную дозу радиации, поглощённую его телом в 5 мили Зиверт. В эту дозу не входят все источники техногенного воздействия, такие как медицинские, от загрязнения окружающей среды радиоактивными отходами, утечки радиации на АЭС и т.д.
• для оценки, какая доза радиации допустима в виде фонового излучения в данный момент, посчитаем: общую годовую норму в 5000 мкЗв (5 мЗв) делим на 365 дней в году, делим на 24 часа в сутки, получим 5000/365/24 = 0,57 мкЗв/час
• полученное значение 0,57 мкЗв/час, это предельно допустимое фоновое излучение от природных источников, которое считается приемлемым.
• в среднем радиоактивный фон (он давно уже не естественный) колеблется в пределах 0,11 - 0,16 мкЗв/час. Это нормальный фон радиации.

Можно подвести итог по допустимым уровням радиации, действующим на сегодняшний день:

• По нормативной документации, предельно допустимый уровень радиации (радиационный фон) от природных источников излучения может составлять 0,57 мкЗ/час .
• Если не учитывать не обоснованный повышающий коэффициент, а также не учитывать действие редчайшего газа - радона, то получим, что в соответствии с нормативной документацией, нормальный радиационный фон от природных источников радиации не должен превышать 0,07 мкЗв/час
• предельно допустимой нормативной суммарной дозой, полученной от всех техногенных источников , является 1 мЗв/год.

Можно с уверенность утверждать, что нормальный, безопасный радиационный фон в пределах 0,07 мкЗв/час , действовал на нашей планете до начала промышленного применения человеком радиоактивных материалов, атомной энергетики и атомного оружия (ядерные испытания).

А в результате деятельности человека, мы теперь считаем приемлемым радиационный фон в 8 раз превышающий естественное значение.

Стоит задуматься, что до начала активного освоения человеком атома, человечество не знало, что такое раковые заболевания в таком массовом количестве, как это происходит в современном мире. Если до 1945 года в мире регистрировались раковые заболевания, то их можно было считать единичными случаями по сравнению со статистикой после 1945 года.

Задумайтесь , по данным ВОЗ (всемирной организации здравоохранения), только в 2014 году на нашей планете умерли около 10 000 000 человек от раковых заболеваний, это почти 25% от общего количества умерших, то есть фактически каждый четвертый умерший на нашей планете, это человек умерший от ракового заболевания.

Так же по данным ВОЗ, ожидается, что в ближайшие 20 лет, число новых случаев заболевания раком будет увеличено примерно на 70% по сравнению с сегодняшним днем. То есть рак станет основной причиной смертности. И как бы тщательно, правительство государств с атомной энергетикой и атомным оружием, не маскировали бы общую статистику по причинам смертности от раковых заболеваний. Можно уверенно утверждать, что основной причиной раковых заболеваний, является воздействие на организм человека радиоактивных элементов и излучений.

Для справки:

Для перевода мкР/час в мкЗв/час можно воспользоваться упрощенной формулой перевода:

1 мкР/час = 0,01 мкЗв/час

1 мкЗв/час = 100 мкР/час

0,10 мкЗв/час = 10 мкР/час

Указанные формулы перевода - это допущения, так как мкР/час и мкЗв/час характеризуют разные величины, в первом случае это степень ионизации вещества, во втором это поглощённая доза живой тканью. Данный перевод не корректен, но он позволяет хотя бы приблизительно оценить риск.

Перевод величин радиации

Для перевода величин, введите в поле нужное значение и выберете исходную единицу измерения. После ввода значения, остальные величины в таблице будут вычислены автоматически.