ионизирующих излучений

ФГУП ”ВНИИФТРИ”

______________

_______________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.

В я попробовал внести ясность в путаницу среди обилия дозиметрических единиц измерения. Теперь же я хочу в доступном виде объяснить как расшифровывать показания дозиметра.

В дозиметрии используются только показатели поглощённой эквивалентной эфективной дозы. Она измеряется в зивертах. Среди важных режимов измерений выделяют определение накопленной поглощённой дозы.

Дело в том, что организм способен накоплять всю поглощённую за свою жизнь радиацию в виде необратимых изменений тканей и органов а так же радионуклидов, оседающих во внутренних тканях. Поскольку в природе постоянно присутствует некоторое фоновое излучение, то человек за свою жизнь накопляет дозу от 100 до 700 мЗв (милизивертов). Этот показатель рассчитан на 70 лет жизни. При таком раскладе совсем не трудно рассчитать норму полученой накопленой дозы за год или в сутки. Получается, что в год мы «должны» собрать норму в 1,43 - 10 мЗв, а за сутку, соответственно 0,004 - 0,027 мЗв. Накопленый эквивалент дозы измерятся после включения дозиметра и до тех пор, пока его не выключат или пока не обнулят результаты измерений.

Согласно показаниям моего дозимерта, за 32 часа и 48 минут я поймал 0,005 мЗв (мили зиверта) радиации, что вполне даже соответствует норме.

Но при некоторых «нестандартных ситуациях» бывает, что человек может поймать дозу излучения, во многие разы превышающую естественные фоновые показатели. Эту дозу можно накопить за раз (разовое облучение), кратковременно (облучение до 4-х суток подряд) или на протяжении многих лет.

Облучение малыми дозами но длительное время считается намного опаснее, чем облучение большой дозой, но за короткий промежуток времени.

3 мЗв/год - считается абсолютно безопасной нормальной дозой радиационного фона.

20 мЗв/год - предел годовой дозы облучения для работников ядерной и других видов радиационно-опасных работ.

150 мЗв/год - увеличивает вероятность возникновения онкологических заболеваний.

250 мЗв - после достижения этого порога накопленной дозы ликвидатора аварии на ЧАЭС больше не допускали до опасной работы и отправляли из Чернобыля.

Это были варианты получения накопленных доз за длительное время.
При кратковременном облучении граница предельно допустимой накопленой дозы поднимается.

До 0,01 мЗв - эту дозу можно не учитывать.

Если за одну смену рабочий имеет риск превысить порог в 0,2 мЗв , такая работа относится к радиационно опасным и предполагает ношение дозиметра.

До 100 мЗв - допустимое разовое (!) аварийное облучение населения. Медицинскими методами каких-либо заметных отклонений в строении тканей и органов не наблюдается.

Разовое облучение свыше 200 мЗв считается потенциально опасным, критическим для здоровья.

Облучение дозой 500-1000 мЗв вызывает чувство усталости, наблюдаются умеренные изменения в составе крови. Состояние нормализуется через некоторое время. Но появляется вероятность появления в будущем онкологических заболеваний.

1000-1500 мЗв (1-1,5 Зв) за раз могут вызвать симптомы, указывающие на реакцию органов и систем - тошнота, рвота, нарушение работспособности. Возникают различные формы лучевой болезни.

После значения доз 1500 мЗв (1,5 Зв) и выше (высокие уровни облучения) принято измерять поглощённую дозу в грэях (1 Зв = 1 Гр). Очевидно, что облучённый объект уже не воспринимают как «биологический» (вот такой у нас, медиков, чёрный юмор).

1,5-2,5 Гр (1500-2500 мЗв) - наблюдается кратковременная лёгкая форма лучевой болезни, которая появляется в виде выраженной, продолжающейся длительное время лейкопении (снижения числа лейкоцитов). В 30-50% случаев может наблюдаться рвота в первые сутки после облучения. При дозах больше 2 грэй - высок риск летального исхода.

2,5-4 Гр (2500-4000 мЗв) - возникает лучевая болезнь средней степени тяжести. У всех облученных в первые сутки после облучения наблюдается тошнота и рвота, резко снижается содержание лейкоцитов и появляются подкожные кровоизлияния. Такие дозы - вызывают существенный, непоправимый ущерб здоровью, облысение и белокровие.

Смертельные дозы проникающей радиации:

3-4 Гр (3000-4000 мЗв) - повреждение костного мозга, в течение месяца после облучения смертельный исход возможен у 50% облученных (без медицинского вмешательства).

4-7 Гр (4000-7000 мЗв) - развивается тяжелая форма лучевой болезни и высока смертность.

Свыше 7 Гр (7000 мЗв) - крайне тяжелая форма острой лучевой болезни. В крови полностью исчезают лейкоциты. Появляются множественные подкожные кровоизлияния. Смертность 100%. Причиной смерти, чаще всего являются инфекционные заболевания и кровоизлияния.

10Гр (10 зВ) - смерть в течение 2-3 недель.

15 Гр - 1-5 суток и всё.

Таким образом, накопленная эквивалентная эфективная доза является числом "показательным ". Она уже имеется и ничего с ней не сделаешь. Но есть ещё и показатель "предсказательный ". Он называется мощностью дозы эквивалентного эфективного облучения . Он тоже измеряется в зивертах/час, но показывает «будущее».

На моём дозиметре состоянием на 21:42 (29.01.2012) видно, что мощность эквивалентной эфективной дозы гамма-излучения на текущий момент составляет 0,16 мкЗв/час (микро зиверта в час) с погрешностью 20% (измерить настолько непостоянную величину, как радиоактивный распад можно лишь с погрешностью). Порог срабатывания сигнализации установлен на значение 0,3 мкЗв/час. Это значит, что можно быть увереным в том, что при текущем положении дел через один час я поймаю дозу в 0,16 мкЗв = 0,00016 мЗв . Этот показатель является в пределах допустимого фонового излучения.

0,2 мкЗв/час (~20 микрорентген/час) - наиболее безопасный уровень мощности фонового излучения.

0,3 мкЗв/час (~30 мкР/час) - предел безопасного фонового излучения, установленый санитарными нормами в Укранине.

0,5 мкЗв/час (~50 мкР/час) - верхний предел допустимой безопасной мощности дозы фонового излучения.

Сократив время непрерывного нахождения до нескольких часов - люди могут без особого вреда своему здоровью перенести излучение мощностью в 10 мкЗв/час , а при времени экспозиции до нескольких десятков минут - относительно безвредно облучение с интенсивностью до нескольких миллизивертов в час (при медицинских исследованиях - флюорография, небольшие рентгеновские снимки и др.).

В качестве базовой использовалась эта статья. В ней ещё очень много интересного. Описаны методы защиты от радиации а так же способ создания радиометра «из подручных средств».

Спасибо за внимание.

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.

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.

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