ионизирующих излучений
______________
_______________2010 год
Методика дозиметрического контроля
гамма-излучения в помещениях
С О Д Е Р Ж А Н И Е
1. Назначение методики
2. Принцип контроля
3. Средства и условия измерений
4.Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы на открытой местности
5.Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы в помещениях
1. НАЗНАЧЕНИЕ МЕТОДИКИ
Настоящая методика устанавливает порядок и правила выполнения измерений при дозиметрическом контроле гамма-излучения в помещениях, включая рабочие места, а также правила оценки результата контроля, методика в части организации контроля соответствует МУ 2.6.1.715-98 "Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий ". Методика предназначена для использования в аккредитованнойИспытательной лаборатории «Аликом-Плюс» и обеспечивает измерение мощности амбиентного эквивалента дозы (МЭД) фотонного излучения в диапазоне (0,мкЗв/ч с погрешностью (15 – 50) % (Р = 0.95).
2. ПРИНЦИП КОНТРОЛЯ
2.1. Дозиметрический контроль по данной методике основан на измерении надфоновой мощности амбиентного эквивалента дозы, обусловленной гамма-излучением. Процедура контроля включает три этапа:
Измерение МЭД, присущей данной местности на открытой местности, вблизи контролируемого здания (фоновое значение);
Измерение МЭД в помещениях контролируемого здания;
Оценку результата контроля и принятие решения.
2.2. Объект считается годным к эксплуатации, если превышение над фоном местности в контрольных точках не превышает 0,20 мкЗв/ч в соответствии с СП 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).
3. СРЕДСТВА И УСЛОВИЯ ИЗМЕРЕНИЙ
3.1. Настоящая методика предполагает применение для измерения МЭД гамма-излучения дозиметров: ДКГ-07Д «Дрозд». Применяемые приборы должны быть поверены в установленном порядке.
3.2. Измерения указанными приборами выполняются в натурных условиях, оговоренных в эксплуатационной документации на приборы:
Температура окружающей среды от минус 10°С до плюс 40°С;
При более низких температурах необходимо использовать утепляющие покрытия приборов и сокращать время пребывания приборов в условиях низких температур. Отличие натурных условий от нормальных должно быть учтено введением дополнительных систематических погрешностей в результатах измерений МЭД.
3.3. К работе допускаются операторы, изучившие настоящую методику, инструкции по эксплуатации применяемых приборов, требования ОСПОРБ-99/2010.
4. ИЗМЕРЕНИЕ МОЩНОСТИ амбиентного ЭКВИВАЛЕНТа ДОЗЫ
НА ОТКРЫТОЙ МЕСТНОСТИ
4.1. Измерение МЭД на открытой местности (фоновой МЭД) включает следующие операции:
Выбор контрольных точек на местности;
Измерение показаний дозиметра в контрольных точках;
Регистрация результатов и последующие действия.
4.2. Для проведения измерений выбираются не менее 5-х контрольных точек, расположенных на ровном участке местности на расстоянии не менее 30 м от близлежащих зданий. При этом следует выбирать участки с естественным покрытием без значительных техногенных воздействий (сады, парки, газоны, пустыри и т. д.)
4.3. Подготовку дозиметра к работе и проверку его работоспособности следует выполнять в соответствии с инструкцией по эксплуатации прибора.
4.4. Фоновую мощность амбиентного эквивалента дозы в каждой контрольной точке (Фj) определяют как среднее арифметическое значение для многократных (7-10) измерений фона.
где j=1,2...n - номер измерения фона в контрольной точке; Ni - показания дозиметра при i-ом измерении. В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов.
4.5. Фоновую мощность амбиентного эквивалента дозы (Dф) определяют как среднее арифметическое значение по контрольным точкам:
, (2)
где m - число контрольных точек.
4.6. Среднеквадратичное отклонение (СКО) результата измерений фона определяют по формуле:
, (3)
где j=1,2...m - номер контрольной точки. В рабочем протоколе измерений МЭД регистрируют весь ряд результатов.
5. ИЗМЕРЕНИЕ МОЩНОСТИ амбиентного
эквивалента ДОЗЫ В ПОМЕЩЕНИИ
5.1. Измерение МЭД в помещении включает следующие операции:
Выбор контрольных точек в помещении;
Подготовка дозиметра к работе;
Измерение МЭД в выбранных контрольных точках помещения;
Обработка результатов;
Определение предельных значений надфоновой МЭД;
Оформление результатов и последующие действия.
5.2. Контрольные точки для измерения МЭД выбираются:
Вдоль каждой из стен в трех точках на расстоянии 0.25 м от стены.
В случаях измерений для целей аттестации рабочих мест добавляются точки определенные как рабочие места.
5.3. Подготовку дозиметра к работе следует выполнить в соответствии с Инструкцией по эксплуатации прибора.
5.4. Мощность амбиентного эквивалента дозы в каждой выбранной контрольной точке Dj определяют как среднее арифметическое значение показаний дозиметра при многократных (n= 7÷10) измерениях:
, (4)
где j=1,2...m - номер контрольной точки; Ni - показания дозиметра в контрольной точке. В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов, m - число контрольных точек.
5.5. Обработка результатов дозиметрических измерений включает определение:
Превышение мощности амбиентного эквивалента дозы над фоном местности в каждой контрольной точке .
Суммарной неопределенности результата измерений надфоновой МЭД при Р=0,95 для каждой контрольной точки Dj.
Вычисления следует выполнять по следующим формулам:
, (5)
где Dф -- фоновая МЭД, измеренная в соответствии с п. 4.
5.6. Значение суммарной неопределенности результата измерений надфоновой МЭД (с доверительной вероятностью 0,95) для дозиметров типаДКГ-07Д «Дрозд»:
Δ = 2σФ + 0,3, (6)
5.7. В качестве предельных значений превышения мощности амбиентного эквивалента дозы над фоном местности – DПР принимается значение:
DПР = DНФ, max + Δ , (7)
где DНФ, max – максимальное значение надфоновой МЭД в контрольных точках.
5.8. По результатам дозиметрических измерений составляется рабочий протокол (запись в рабочем журнале) с указанием фоновой МЭД - Dф, номеров контрольных точек (в соответствии с картограммой), значений Dj, DjНФ, D и DПР.
5.9. На основании данных рабочего протокола дозиметрических измерений выполняются следующие действия:
Если для всех контрольных точек Dпр 0,2 мкЗв/час объект признается радиационно чистым и оформляется «Свидетельство радиационного качества» с заключением о радиационной чистоте объекта по форме, установленной для ЛРК (см. «Руководство по качеству);
Если значения Dпр находятся в диапазоне 0,2-0,3 мкЗв/час, то в точке максимальной Dпр следует выполнить более точные измерения МЭД (повторные измерения МЭД при большем числе измерений);
Если значение Dпр > 0,3 мкЗв/час, хотя бы для одной контрольной точки, объект признается радиационно загрязненным, оформляется Акт радиационного контроля по форме, установленной для ЛРК (см. «Руководство по качеству») с результатами дозиметрического контроля и приложением картограммы контрольных точек. После ознакомления заказчика Акт должен быть направлен в региональную службу Роспотребнадзора для принятия решения.
5.10. При измерениях для целей аттестации рабочих мест, измеряется мощность амбиентного эквивалента дозы (МЭД) Dр в контрольных точках определенных, как рабочие места. Dр определяют как среднее арифметическое значение показаний дозиметра при многократных (n= 7÷10) измерениях:
, (8)
Среднеквадратичное отклонение (стандартная неопределенность) результата измерений Dр, определяют по формуле:
, (9)
где р=1,2...m - номер контрольной точки; Di - показания дозиметра в контрольной точке.
В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов.
Значение расширенной неопределенности результата измерений Dр (Р= 0,95):
(10)
ΔО - основная относительная погрешность дозиметров типаДКГ-07Д «Дрозд» ;
ΔЭ – относительная дополнительная погрешность за счет энергетической зависимости чувствительности;
ΔА - относительная дополнительная погрешность за счет анизотропии чувствительности.
5.11. В качестве предельных значений мощности амбиентного эквивалента дозы в каждой контрольной точке определенной, как рабочее место – Dрп, принимается значение:
Dрп =Dр + Δр, (11)
5.12. При гигиенической классификации условий труда значения Dрп используется для оценки значений мощности максимальной потенциальной эффективной дозы мЗв/год в соответствии с Р 2.2.2006-05 «Руководство по гигиенической оценке факторов рабочей среды и трудового процесса. Критерии и классификация условий труда» Приложение 14.
2.1. При прохождении через вещество узкого (параллельного) пучка γ-излучения его интенсивность J уменьшается по экспоненциальному закону. Из этого следует, что мощность поглощенной дозы .
где (см 2 /г) - массовый коэффициент истинного поглощения анергии γ-излучения в данном веществе.
Для узкого пучка моноэнергетического γ-излучения с энергией Е γ (МэВ) имеет место соотношение между мощностью поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) и плотностью потока фотонов φ (см -2 ·с -1):
(1)
где относится к воздуху. В табл. 1.3 приведены линейные коэффициенты ослабления μ и массовые коэффициенты поглощения μ am для воздуха, воды и свинца.
В случае немоноэнергетического γ-излучения в формулу (1.16) нужно подставить среднюю энергию фотонов E γ и усредненное по энергиям фотонов значение μ am .
Мощность поглощенной дозы направленного пучка γ-излучения в любом веществе, в том числе в мягкой биологической ткани (воде), определяется при подстановке в (1.16) вместо значения μ am для этого вещества.
Таблица 2.1.
Линейные коэффициенты ослабления μ (см -1)
и массовые коэффициенты поглощения энергии μ am (см 2 /г)
для узкого пучка γ-излучения
2.2. Соотношение между мощностью дозы и активностью источника γ-излучения. Активность радионуклида в источнике измеряется в беккерелях, Бк. Внесистемная единица активности - кюри, 1 Ки = 3,7 10 10 Бк.
Пусть имеется точечный γ-источник активностью А (Бк), испускающий γ-излучение изотропно во все стороны пространства. Найдем мощность поглощенной дозы в (воздухе на расстоянии R (м) от источника, пренебрегая поглощением -у-излучения на пути от источника к данной точке. Поскольку плотность потока фотонов от точечного источника убывает обратно пропорционально квадрату расстояния, то мощность поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) равна
Здесь Г СИ - гамма-постоянная радионуклида, выраженная в единицах СИ - Гр·м 2 /(с·Бк). Она показывает, какую мощность поглощенной дозы в воздухе создает нефильтрованное γ-излучение точечного источника активностью 1 Бк на расстоянии 1 м. Величина гамма-постоянной зависит от схемы распада радионуклида и энергии его γ-излучения. В табл. 1.4 (последний столбец) приведены значения Г СИ для некоторых радионуклидов, выраженные в аГр·м 2 /(с·Бк); приставка а (атто) означает 10 -18 .
Таблица 2.2.
Характеристики γ- из лучения некоторых радиоактивных нуклидов
* Радий в равновесии с продуктами распада до RaD.
** То же при платиновом фильтре 0,5 мм.
Пример 1. Определить мощность поглощенной дозы γ-излучения в воздухе на расстоянии 2 м от точечного источника 60 Со активностью 3,7-10 s Бк. Из табл. 14 находим Г СИ = 84,63·10 -18 Гр·м 2 / (с·Бк). По формуле (1.17): р = 3,7·10 8 ·84,63·10 -18:4 = 7,83·10 -9 Гр/с = 2,8·10 -5 Гр/ч.
Для расчета мощности экспозиционной дозы от точечного γ-источника на практике применяют ионизационную гамма-постоянную.
Ионизационная гамма-постоянная Г радионуклида показывает, какую мощность экспозиционной дозы р экс (Р/ч) создает нефильтрованное γ-излучение точечного изотропного источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см. Она выражается во внесистемных единицах - Р-см 2 /(ч-мКи). В табл. 1.4 приведены значения полной ионизационной гамма-постоянной Г для некоторых радионуклидов.
Соотношение между мощностью экспозиционной дозы и активностью точечного γ -источника имеет следующий вид:
Здесь: р экс - мощность экспозиционной дозы (Р/ч), А - активность (мКи), r - расстояние (см), Г - полная ионизационная гамма-постоянная (Р·см 2 /ч·мКи).
Пример 2. Определить мощность экспозиционной дозы в условиях предыдущего примера (А = 10 мКи).
Из табл. 1.4 для 60 Со находим Г= 12,91 Р-см 2 /(ч·мКи). Так как А = 10 мКи, г = 200 см, то по формуле (1.18) р Экс = = 10-12,91: 40000 = 0,0032 Р/ч=3,2 мР/ч.
2.3. Для сравнения радиоактивных источников по ионизирующему действию их у-излучения часто используют внесистемную величину - гамма-эквивалент.
Гамма-экивалент источника М (или т Ra) - это условная масса точечного источника 226 Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник [б]. Специальные единицы гамма-эквивалента: кг-экв Ra, г-экв Ra, мг-экв Ra.
Миллиграм-эквивалент радия (1 мг-экв Ra) - это гамма-эквивалент радиоактивного источника, Y-излучение которого при тождественных условиях измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, что и γ-излучение 1 мг Ra при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм.
Установлено, что точечный источник радия массой 1 мг в равновесии с продуктами распада, заключенный в платиновую оболочку толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы 8,4 Р/ч. Следовательно, такую же мощность дозы создает 1 мг-экв Ra любого радионуклида на расстоянии 1 см.
Поскольку величина М численно равна отношению мощностей экспозиционных доз от данного источника я от 1 мг Ra на одном и том же расстоянии, то применяя формулу (3) для r =1см, получим
М=АГ/8,4, (4)
где М - гамма-эквивалент источника (мг-экв Ra),
А - активность (мКи),
Г - ионизационная гамма-постоянная [Р·см 2 /(ч·мКи)].
Пример 3 . Активность источника 137 Cs равна 10 мКи. Найти гамма-эквивалент источника М. Из табл. 1.4 Г = 3,26 Р·см 2 /(ч·мКи). По (1.19) М= 10-3,26: 8,4 = 3,88 мг-экв Ra.
И, наоборот, если известен гамма-эквивалент источника, то из формулы (3) можно найти активность А данного радионуклида.
Объединяя формулы (2) и (3), получаем соотношение между мощностью экспозиционной дозы и гамма-эквивалентом точечного источника:
где р экс выражается вР/ч, М - в мг-экв Ra, г - в см.
Умножив величину р экс, рассчитанную по формуле (5), на энергетический эквивалент рентгена 8,73 · 10 -3 Гр/Р, получим мощность поглощенной дозы от источника излучения в воздухе в условиях электронного равновесия, р (Гр/ч).
Пример 4 . Гамма-эквивалент точечного источника М =1 г-эквRa = 10 3 мг-экв Ra. Найти мощность экспозиционной и поглощенной дозы в воздухе на расстоянии г = = 100 см от источника. По (5) р экс = 8,4-10 3: 10 4 = = 0,84 Р/ч. Мощность поглощенной дозы в воздухе при соблюдении электронного равновесия р = 0,84 · 8,73· 10 -3 = 7,3 · 10 -3 Гр/ч = 7,3 мГр/ч.
Итак, мощность экспозиционной дозы р экс от точечного γ -источника находят по формулам (2) или (5). Мощность поглощенной дозы в воздухе р определяют либо по формуле (1), либо умножая р экс на η.
2.4. На основании (1.11) между мощностью поглощенной дозы γ -излучения в биологической ткани р тк и в воздухе р в имеется связь:
Для γ-излучения широком диапазоне энергии 0,1 - 3 МэВ отношение коэффициентов μ ат равно 1,09-1,11 (см. табл. 1.3) и, следовательно, с достаточной точностью можно принять р тк ≈1,1 р в.
Мощность эквивалентной дозы ^""Излучения в ткани получим, имея в виду, что коэффициент качества /с=1. Для указанного выше диапазона энергии γ-фотонов
р экс = Р тк ·к=1,1· р в, (6)
где р в выражено в Гр/с, р экв - в Зв/с.
МУ 2.6.1.715-98
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ
2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность
ПРОВЕДЕНИЕ РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКОГО
ОБСЛЕДОВАНИЯ ЖИЛЫХ И ОБЩЕСТВЕННЫХ ЗДАНИЙ
Realisation of Radiation control in Dwellings and public
Buildings
Дата введения 1998-11-01
1. РАЗРАБОТАНЫ
Федеральным радиологическим центром Санкт-Петербургского
Научно-исследовательского института радиационной гигиены Минздрава
РФ (Крисюк Э.М., Терентьев М.В., Стамат И.П. и Барковский А.Н.) и
Департаментом Госсанэпиднадзора Минздрава Российской Федерации
(Иванов С.И., Перминова Г.С. и Соломонова Е.П.)
2. УТВЕРЖДЕНЫ И ВВЕДЕНЫ В
ДЕЙСТВИЕ Главным Государственным санитарным врачом Российской
Федерации 24 августа 1998 года
3. Введены впервые
ВВЕДЕНИЕ
Настоящие методические
указания определяют общий порядок организации и проведения
радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных
зданий, обеспечивающего реализацию требований Федерального Закона "О радиационной
безопасности населения" и "Норм
радиационной безопасности (НРБ-96) " по ограничению облучения
населения за счет природных источников ионизирующего излучения.
Методические указания
предназначены для органов и учреждений государственного
санитарно-эпидемиологического надзора. Соблюдение требований
настоящего документа является обязательным для предприятий и
организаций любой ведомственной принадлежности и формы
собственности, осуществляющих приемку в эксплуатацию жилых и
общественных зданий.
1.1. Целью настоящих
Методических указаний является унификация методов радиационного
контроля, а также обеспечение единых требований к проведению
контроля за соблюдением действующих на территории Российской
Федерации гигиенических нормативов по ограничению облучения
населения за счет природных источников ионизирующего излучения в
жилых домах и зданиях социально-бытового назначения как при приемке
их в эксплуатацию после завершения строительства (реконструкции или
капитального ремонта), так и при их эксплуатации.
1.2.
Радиационно-гигиеническое обследование зданий проводится органами
госсанэпиднадзора в порядке предупредительного или текущего надзора
либо по специальному решению компетентных органов исполнительной
власти в порядке, установленном действующим законодательством, либо
по заказу (просьбе) юридических лиц или отдельных граждан (жильцов,
домовладельцев, сотрудников организаций и т.д.).
1.3. В соответствии с
"Нормами
радиационной безопасности (НРБ-96) " в помещениях зданий (далее
- помещениях) регламентируется мощность дозы гамма-излучения,
обусловленного природными радионуклидами, и среднегодовая
эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона.
Измерения этих радиационных факторов в помещениях проводятся
лабораториями радиационного контроля (ЛРК), аккредитованными в
установленном порядке в данной области измерений.
1.4. Средства измерения,
предназначенные для контроля радиационной обстановки в жилых и
других помещениях, должны иметь действующие Свидетельства о
государственной метрологической поверке.
1.5. Результаты
проведенных измерений оформляются двумя протоколами организацией,
проводившей измерения (Приложение 1). Один экземпляр протокола
передается Центру госсанэпиднадзора для получения гигиенического
заключения. Другой - прилагается к документам по приемке здания в
эксплуатацию, либо при обследовании эксплуатируемых зданий
передается Заказчику.
Федеральный
радиологический Центр СПб НИИ радиационной гигиены (ФРЦ)
осуществляет методическое руководство по проведению радиационного
контроля в жилых и общественных зданиях в рамках настоящих
методических указаний, ежегодно проводит анализ поступивших
замечаний и предложений, на основании которых делает обзор с
выводами и рекомендациями, и разрабатывает по мере необходимости
дополнения и изменения к настоящему документу.
2.1. Контролируемой
величиной в зданиях и сооружениях по п. 1.1 является мощность
эквивалентной дозы (МЭД) (мкЗв/ч) внешнего гамма-излучения.
Допускается измерять и
представлять результаты в единицах мощности экспозиционной дозы
гамма-излучения (мкР/ч), связанной с (мкЗв/ч) приближенным соотношением:
2.2. Согласно НРБ-96 (пп.
7.3.3 и 7.3.4) значение МЭД внешнего гамма-излучения в
проектируемых новых зданиях жилищного и общественного назначения не
должно превышать среднее значение мощности дозы на открытой
местности (в районе расположения здания) более чем на 0,3
мкЗв/ч.
2.3. Измерения МЭД
внешнего гамма-излучения на открытой местности (мкЗв/ч) производятся вблизи обследуемого
здания не менее чем в 5 точках (пунктах), расположенных на
расстоянии от 30 до 100 м от существующих зданий и сооружений и не
ближе 20 м друг от друга. Точки измерений следует выбирать на
участках местности с естественным грунтом, не имеющим локальных
техногенных изменений (щебень, песок, асфальт) и радиоактивных
загрязнений. При измерениях блок детектирования располагают на
высоте 1 м над поверхностью земли. В каждой точке число измерений
при использовании дозиметров типа ДРГ-01Т (ДБГ-06Т) должно быть не
менее десяти. За результаты измерений в каждой -той точке на открытой местности принимается среднее арифметическое
полученных в ней измерений, а случайную составляющую погрешности
результата измерения для доверительной вероятности Р=0.95
рассчитывают по формуле:
в
которой приняты обозначения:
- значение коэффициента Стьюдента для
доверительной вероятности Р=0.95 (принимают по Приложению 5 в
зависимости от числа повторных измерений в данной точке);
- среднеквадратичное отклонение результата
измерения от среднего, которое рассчитывается по результатам всех
повторных измерений в -той точке по формуле:
Ое измерение МЭД гамма-излучения в
-ой точке.
При использовании
дозиметров интегрального типа ЕL-1101 (ЕL-1119) время измерения
должно выбираться таким, чтобы случайная составляющая погрешности
оценки значения результата измерения не превышала 20%. В этом
случае значение считывается со шкалы приборов, а определяется как произведение на статистическую погрешность измерений,
считываемую со шкалы прибора.
2.4. В качестве оценки
измеренного значения МЭД гамма-излучения на открытой местности за
принимают наименьшее из полученных
результатов измерений в -ой точке, а за случайную составляющую
погрешности этого результата - соответствующую величину для результата
измерений в этой точке.
Результат измерения МЭД
гамма-излучения на открытой местности вблизи обследуемого здания
представляют в форме:
Примечание: Значение
может различаться для разных
типов и экземпляров приборов, поэтому эти значения должны быть
получены для всех экземпляров приборов, используемых при
обследовании здания.
2.5. Объем контроля МЭД
внешнего гамма-излучения должен быть достаточным для выявления всех
помещений, где значения могут превышать установленный предел, а
также для оценки максимальных значений МЭД в типичных помещениях
(по функциональному назначению, занимаемой площади, на этаже, в
подъезде, а также по типу использованных стройматериалов).
Измерения МЭД
гамма-излучения в помещениях сдаваемого в эксплуатацию здания
проводятся, как правило, выборочно. Для проведения измерений
выбирают типичные помещения, ограждающие конструкции которых
изготовлены из различных строительных материалов. При этом в
многоэтажных зданиях выбирают помещения, подлежащие обследованию,
на каждом этаже.
Число обследуемых
помещений выбирается в зависимости от этажности здания, числа
помещений (квартир) и других характеристик здания, при этом:
-
в односемейных домах, коттеджах (в том числе многоэтажных),
школьных и дошкольных учреждениях измерения должны проводиться в
каждом помещении;
-
в многоквартирных домах при числе квартир до 10 и зданиях
социально-бытового назначения при числе помещений до 30 измерения
проводятся в каждой квартире для жилых зданий и в каждом помещении
для других зданий;
-
в многоквартирных домах при числе квартир до 100 и зданиях
социально-бытового назначения при числе помещений до 300 измерения
проводятся не менее чем в 50% квартир (помещений) в каждом
подъезде;
-
при числе квартир в жилом здании свыше 100 и числе помещений в
здании социально-бытового назначения свыше 300 число обследуемых
квартир (помещений) должно быть не менее 25% от их общего числа в
каждом из подъездов здания.
При обследовании
многоквартирных жилых домов измерения в каждой обследуемой квартире
следует проводить не менее чем в двух помещениях, которые должны
быть различными по функциональному назначению.
2.6. Для предварительной
оценки радиационной обстановки в помещениях с целью выявления
возможных локальных источников гамма-излучения проводят
предварительное обследование, для проведения которого следует
использовать поисковые высокочувствительные гамма-радиометры
(индикаторы) типа СРП-68, СРП-88 или высокочувствительные
гамма-дозиметры, имеющие поисковый режим работы, типа ЕL-1101 (см.
Приложение 2).
С
поисковым радиометром (дозиметром) производят обход всех
помещений обследуемого здания по периметру каждой комнаты,
производя замеры на высоте 1 м от пола на расстоянии 5-10 см от
стен, и по оси каждой комнаты, производя замеры на высоте 5-10 см
над полом. При обнаружении локальных повышений показаний
используемого прибора, производят поиск максимума и фиксируют в
журнале его положение и показания прибора в точке максимума. Кроме
того, в журнал заносят максимальные показания прибора в каждом
помещении.
Конкретные помещения
(квартиры), подлежащие обследованию по п. 2.5, выбираются с учетом
результатов проведенного предварительного обследования. При этом
обязательно должны обследоваться те из них, в которых зафиксированы
максимальные показания поисковых радиометров (дозиметров), а также
обнаруженные точки локальных максимумов.
2.7. Измерения МЭД
внешнего гамма-излучения в каждом обследуемом помещении выполняют в
точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола, а также в
выявленных участках с максимальным значением МЭД гамма-излучения
(п. 2.6).
Число повторных измерений
выбирают из условия, чтобы случайная
составляющая относительной погрешности оценки среднего значения
результата измерения не превышала 20%:
Здесь: - оценка среднего значения результата
измерения в помещении, а случайную составляющую погрешности
результата измерения для доверительной вероятности Р=0.95
рассчитывают по формуле:
В которой приняты такие же обозначения, как и в выражении (2).
Результат измерения МЭД
гамма-излучения в данном помещении представляют в форме:
Результаты всех измерений
заносятся в рабочий журнал.
2.8. В зависимости от
результатов оценки максимального значения измеренной мощности дозы
в помещении принимаются следующие варианты решений:
2.8.1. Помещение
считается удовлетворяющим нормативу, приведенному в НРБ-96, если
измеренное значение МЭД в этом помещении (, мкЗв/ч) с учетом погрешности (, мкЗв/ч) удовлетворяет условию:
где: - измеренное по п.п 2.3-2.4 значение МЭД
гамма-излучения на открытой местности, мкЗв/ч;
- суммарная погрешность оценки разности
двух величин - и (мкЗв/ч), определяемая из выражения
Предел основной относительной погрешности
дозиметра, значение которого принимают по паспорту или
свидетельству о поверке;
- значение коэффициента Стьюдента для
доверительной вероятности Р=0.95 при числе наблюдений ;
- число степеней свободы, рассчитываемое по
формуле:
в которой - число повторных наблюдений при измерении
и , а - то же для и , соответственно.
При использовании
дозиметров типа EL-1101 суммарная погрешность определяется по формуле:
где и - случайные составляющие погрешности
результатов измерения и , соответственно, для доверительной
вероятности Р=0.95, рассчитываемые дозимерами EL-1101 и
ЕL-1119.
2.8.2. Если условие (8)
не выполняется из-за большой погрешности оценки значения МЭД, то
проводят дополнительные измерения с целью снижения суммарной
погрешности измерения , делая большее количество повторных
измерений или используя дозиметры, имеющие меньшее значение
основной погрешности (см. Приложение 2).
2.8.3. Если по
результатам измерений условие (8) не выполняется, то принимаются
меры по выявлению причин повышенного значения мощности дозы
гамма-излучения и решается вопрос о возможности их устранения,
после чего измерения в данном помещении повторяют.
2.8.4. Если проведенные
мероприятия не дали необходимого результата, то решается вопрос о
перепрофилировании сдаваемых в эксплуатацию зданий (или их
отдельных помещений).
2.9. В случае
реконструкции или капитального ремонта существующих зданий перед
началом проектно-изыскательских работ необходимо провести в них
радиационное обследование в объеме, предусмотренном пп. 2.3-2.8, с
целью выяснения необходимости проведения защитных мероприятий и
внесения их в план работ.
2.10. При проведении
обследования в эксплуатируемых зданиях выбор помещений для
обследования зависит от конкретной ситуации, требований Заказчика
(домовладельца, администрации и т.п.) и должен согласовываться с
территориальным центром госсанэпиднадзора. При отсутствии
каких-либо чрезвычайных ситуаций (наличие информации о локальных
источниках, прогнозируемом превышении норматива и т.п.) и
требований Заказчика обследовать конкретные помещения их выбор (при
обследовании здания) и обследование проводится также, как и при
приемке в эксплуатацию (пп. 2.3-2.8.3).
2.11. Для
эксплуатируемого здания вопрос о перепрофилировании его или
отдельных его помещений решается в установленном законом порядке (с
согласия жильцов или домовладельца и т.п.) местными органами власти
по согласованию с территориальным центром госсанэпиднадзора, если
максимальное значение измеренной мощности дозы превышает мощность
дозы на открытой местности более, чем на 0.6 мкЗв/ч (п. 7.3.4
НРБ-96).
3.1. Контролируемой
величиной в зданиях и сооружениях, согласно НРБ-96, является
среднегодовое значение эквивалентной равновесной объемной
активности (ЭРОА) изотопов радона (Rn - радона и Rn - торона) в воздухе помещений,
равное:
где: и - объемная активность в воздухе RaA (Po), RaB (Pb), RaC (Bi), ThB ( Pb) и ThC (Bi), соответственно, в Бк/м
3.2. Допускается
проводить оценку по результатам измерений объемной
активности радона (). В этом случае для пересчета измеренных
значений в значение используется коэффициент , характеризующий сдвиг радиоактивного
равновесия между радоном и его дочерними продуктами в воздухе:
Значения определяют экспериментальным путем по
результатам одновременных измерений и . В расчетах по формуле (15) используют
средние значения , характерные для данного региона, периода
года и типа здания. При отсутствии экспериментальных данных о
значении , его принимают равным 0.5.
3.3. В соответствии с пп.
7.3.3 и 7.3.4 НРБ-96, среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в
воздухе помещений проектируемых и сдаваемых в эксплуатацию зданий
жилищного и общественного назначения не должно превышать 100
Бк/м:
а
в эксплуатируемых зданиях критерием необходимости проведения
защитных мероприятий является невыполнение условия:
3.4. При приемке в
эксплуатацию зданий, как правило, не имеется возможности проводить
измерения среднегодового значения ЭРОА изотопов радона, поэтому
проводят оценку его верхней границы по результатам измерений за
период до 1-2 недель с учетом коэффициента вариации во времени
значения ЭРОА радона и основных погрешностей применяемых средств
измерений:
где: и - погрешности определения ЭРОА радона и
торона в воздухе соответственно, значения которых рассчитываются по
формуле:
в
которой - измеренное значение ЭРОА радона (торона)
в воздухе, а - основная погрешность измерения,
принимаемая по свидетельству о поверке (метрологической аттестации)
средства измерения.
Значение коэффициента
вариации зависит от геолого-геофизических характеристик грунта под
зданием, климатических особенностей региона, типа здания, сезона
года, в течение которого проводились измерения, а также от
продолжительности измерения (продолжительности пробоотбора) в
используемой методике контроля.
В
качестве расчетных значений коэффициента вариации при проверке
выполнения соотношения (18) принимают среднее значение , определенное в процессе специальных
исследований в данном регионе в зданиях различного типа,
выполненных в разные сезоны года.
При отсутствии данных о
фактических значениях их принимают по таблице 1 в зависимости от
продолжительности измерения.
Таблица 1
|
Продолжительность измерения |
1-3 сутки |
1-2 недели |
1-3 месяца |
||
|
Значение |
Теплый сезон |
||||
|
холодный
сезон |
|||||
3.5. Измерения ЭРОА
торона проводятся не менее чем в 30% обследуемых помещений. Если по
результатам этих измерений выполняется условие:
то в остальных выбранных
для обследования помещениях измерения не проводятся, а проверка выполнения
условия (18) осуществляется с использованием среднего значения ЭРОА
торона, вычисленного из сделанных измерений.
Если условие (20) не
выполняется, то во всех выбранных для обследования помещениях
следует проводить измерения ЭРОА торона, а результаты этих
измерений использовать при проверке выполнения условия (18).
3.6. В качестве средств
контроля ЭРОА радона и торона применяются инспекционные и
интегральные радиометры альфа-активных аэрозолей. Для контроля ЭРОА
радона по величине объемной активности радона используются
интегральные радиометры радона или мониторы объемной активности
радона. При этом следует применять методы и средства измерений,
позволяющие определять средние значения объемной активности радона
за периоды времени не менее 3 суток. Технические и метрологические
характеристики рекомендуемых типов приборов приведены в Приложении
3.
3.7. Общий объем контроля
ЭРОА радона и торона должен быть достаточным. Число и расположение
подлежащих обследованию помещений выбирают с учетом категории
потенциальной радоноопасности территории застройки вблизи
обследуемого здания, удельной активности радия-226 в использованных
строительных материалах и засыпке под зданием, конструкции и
назначения здания.
3.7.1. Число и
расположение подлежащих обследованию помещений выбирают исходя из
того, что обследоваться должны, во-первых, все типы помещений,
имеющие различное функциональное назначение, и, во-вторых,
помещения, расположенные на каждом этаже многоэтажного здания,
включая подвал, а при двух и более подъездах - и в каждом подъезде.
При этом наибольшую долю от всех выбранных для обследования
помещений должны составлять те, в которых люди проводят наибольшее
количество времени. В жилых помещениях, если нет на то особых
оснований, не обследуются ванные и туалетные комнаты, кухни,
кладовые. Объем контроля должен быть согласован с территориальным
центром госсанэпиднадзора.
3.7.2. В случае
затруднений при выборе объема радиационного контроля рекомендуется
использовать критерии, приведенные в Приложении 4.
3.8. Измерения в
выбранных для обследования помещениях вновь строящихся и
реконструируемых зданий проводятся после их предварительной
выдержки (не менее 12-24 часов) при закрытых окнах и дверях (как в
помещениях, так и в подъездах) и штатном режиме принудительной
вентиляции (при ее наличии). Измерения рекомендуется проводить при
наиболее высоком для данной местности барометрическом давлении и
слабом ветре.
Измерения с
использованием интегральных средств измерений и мониторов радона
допускается начинать одновременно с закрытием окон и дверей и
запуском вентиляции в штатном режиме.
Установку пассивных
интегральных средств измерений ОА радона, мониторов радона и отбор
проб воздуха при инспекционных измерениях следует производить в
местах с минимальной скоростью воздухообмена, чтобы полученные
результаты, по возможности, характеризовали максимальные значения
ОА или ЭРОА радона и торона в данном помещении. При измерениях
приборы следует располагать: не ниже 50 см от пола, не ближе 25 см
от стен и 50 см от нагревательных элементов, кондиционеров, окон и
дверей.
В
каждом обследуемом помещении (квартире) проводится, как правило,
одно измерение ЭРОА изотопов радона. При больших размерах
обследуемого помещения количество измерений увеличивается из
расчета: одно измерение на каждые 50 квадратных метров.
3.9. В зависимости от
результатов измерений и основанной на них оценки верхней границы
среднегодового значения ЭРОА изотопов радона принимаются следующие
решения:
-
помещения отвечают требованиям НРБ-96*;
_____________
*
Вероятно ошибка оригинала. Следует читать НРБ-99 .
Примечание "КОДЕКС".
-
необходимо провести дополнительные исследования (при этом
указывается, какие и в каком количестве);
-
необходимо проведение защитных мероприятий (по снижению гамма-фона,
по снижению ЭРОА радона или оба мероприятия одновременно);
-
здание (часть помещений здания) следует перепрофилировать (или
снести).
3.9.1. Если во всех
обследованных помещениях (не считая подвальных помещений)
выполняется условие (18), то здание можно считать радонобезопасным
и удовлетворяющим нормативу, приведенному в НРБ-96.
3.9.2. Если в некоторых обследованных помещениях (исключая подвальные) не выполняется условие (18), но при этом во всех них выполняется соотношение.
11 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.
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
1.1. 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.
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.
3.1. 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.
4.1. 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.
5.1. 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 .
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.
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
|
Тип прибора |
№ свидетельства о госповерке |
Срок действия свидетельства |
Кем выдано свидетельство |
Основная погрешность измерения |
||
| , мкЗв/ч |
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
