Нормы радиационной безопасности. Нормы радиационной безопасности Ионизирующее излучение радиационная безопасность нормы радиационной безопасности

Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 7 июля 2009 г. N 47
"Об утверждении СанПиН 2.6.1.2523-09"

3. С момента введения СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" считать утратившими силу СП 2.6.1.758-99 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)" , утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 2 июля 1999 г.

______________________________

* Не нуждается в государственной регистрации Министерством юстиции, поскольку носит нормативно-технический характер и не содержит новых норм права (Письмо Министерства юстиции от 29.07.99 N 6014-ЭР)

Утверждены новые СанПиН "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" (далее также - НРБ). Это связано с окончанием срока действия прежних норм.

Нормы применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. Требования обязательны для всех юридических и физических лиц, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций регионов, местных органов власти, граждан России, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории страны.

Основные нормативы показателей радиационной безопасности не изменились, так как они установлены Законом "О радиационной безопасности населения". При этом правила содержат ряд новшеств.

В частности, изменен критерий для выписки пациента из лечебного учреждения после терапии источниками ионизирующего излучения. Вместо норматива в 3 мкЗв/час на расстоянии 1 метра от пациента в НРБ приведена таблица со значениями остаточной активности радионуклидов в теле и мощности эквивалентной дозы вблизи тела пациента.

Принципиальные изменения внесены в раздел "Ограничение природного облучения". Допустимый уровень излучения теперь устанавливается не только для строительного сырья, но и готовой продукции из него, а также минерального сырья. Установлен единый критерий предварительной оценки качества питьевой воды по удельной суммарной альфа- /Аa/ и бета- /Аb/ активности, которая не должна превышать 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно. Изменено нормирование для минеральных удобрений и агрохимикатов.

Портал «Опасный груз» - объединение участников рынка опасных веществ и изделий.

Приложение 7 к НРБ 99/2009 (Термины и определения)

Приложение 7 на регистрацию в Минюст РФ не представлялось.

Применительно к настоящим санитарным правилам приняты следующие термины и определения.

1. Авария радиационная - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которая могла привести или привела к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

2. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

А = ----, где

dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного

энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей

активности является беккерель (Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная

единица активности кюри (Ки) составляет 3,7 x 10 Бк.

3. Активность минимально значимая (МЗА)- активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности.

4. Активность минимально значимая удельная (МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности.

5. Активность удельная (объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

А = ---, А = ---.

Единица удельной активности - беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности - беккерель на метр кубический, Бк/м3.

6. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА) дочерних

продуктов изотопов радона - Rn и Rn - взвешенная сумма объемных

активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона - Po

(RaA); Pb (RaB); Bi (RaC); Pb (ThB); Bi (ThC) соответственно:

(ЭРОА) = 0,10 А + 0,52 А + 0,38 А

(ЭРОА) = 0,91 А + 0,09 А,

где А - объемные активности дочерних продуктов изотопов радона.

7. Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования настоящих санитарных правил.

8. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете

эквивалентной дозы (W)- используемые в радиационной защите множители

поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов

излучения в индуцировании биологических эффектов:

Фотоны любых энергий _____________________________________ 1

Электроны и мюоны любых энергий __________________________ 1

Нейтроны с энергией менее 10 кэВ _________________________ 5

от 10 до 100 кэВ ___________________________ 10

от 100 кэВ до 2 МэВ ________________________ 20

от 2 до 20 МэВ _____________________________ 10

более 20 МэВ _______________________________ 5

Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи ____ 5

Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра _____________ 20

Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении.

9. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете

эффективной дозы (W) - множители эквивалентной дозы в органах и тканях,

используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности

разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

Гонады _______________________________________ 0,20

Костный мозг (красный) _______________________ 0,12

Толстый кишечник _____________________________ 0,12

Легкие _______________________________________ 0,12

Желудок ______________________________________ 0,12

Мочевой пузырь _______________________________ 0,05

Грудная железа _______________________________ 0,05

Печень _______________________________________ 0,05

Пищевод ______________________________________ 0,05

Щитовидная железа ____________________________ 0,05

Кожа _________________________________________ 0,01

Клетки костных поверхностей __________________ 0,01

Остальное ____________________________________ 0,05 <*>

<*> При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

10. Вмешательство - деятельность, направленная на снижение вероятности, либо дозы, либо неблагоприятных последствий облучения населения при радиационных авариях, при обнаружении радиоактивных загрязнений объектов окружающей среды или повышенных уровней природного облучения на территориях, в зданиях и сооружениях.

11. Группа критическая - группа лиц из населения (не менее 10 чел.), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.

12. Дезактивация - удаление радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды, или его снижение.

13. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу

D = de / dm, где

de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу,

находящемуся в элементарном объеме,

dm - масса вещества в этом объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж x кг-1), и имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

14. Доза в органе или ткани (D) - средняя поглощенная доза в

определенном органе или ткани человеческого тела:

D = (1 / m) x интеграл D x dm, где

m - масса органа или ткани,

D - поглощенная доза в элементе массы dm.

15. Доза эквивалентная (H) - поглощенная доза в органе или ткани,

умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида

излучения, W:

H = W x D , где

D - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т,

W - взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

16. Доза эффективная (E) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

E = SUM W x H , где

H - эквивалентная доза в органе или ткани Т,

W - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

17. Доза эквивалентная (H (тау)) или эффективная (E(тау)), ожидаемая

при внутреннем облучении, - доза за время тау, прошедшее после поступления

радиоактивных веществ в организм:

H (тау) = интеграл H (t)dt,

E(тау) = SUM W x H (тау), где

t - момент поступления,

H (t) - мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или

Когда тау не определено, то его следует принять равным 50 годам для

взрослых и (70 - t) - для детей.

18. Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).

19. Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).

20. Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

21. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные настоящими санитарными правилами.

22. Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.

23. Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.

24. Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.

25. Зона радиационной аварии - территория, на которой установлен факт радиационной аварии.

26. Захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.

27. Источник ионизирующего излучения - (в рамках данного документа - источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие настоящих санитарных правил.

28. Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих санитарных правил.

29. Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения, специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.

30. Источник радионуклидный закрытый - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

31. Источник радионуклидный открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

32. Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

33. Место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения.

34. Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).

35. Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

36. Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.

37. Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.

38. Облучение медицинское - облучение ионизирующим излучением, которому подвергаются: а) пациенты при прохождении ими диагностических или терапевтических медицинских процедур; б) лица (за исключением медицинского персонала), которые сознательно и добровольно помогают в уходе за пациентами в больнице или дома; в) лица, проходящие медицинские обследования в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур; и г) лица, участвующие в медицинских профилактических обследованиях и медико-биологических исследованиях.

39. Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

40. Облучение потенциальное - облучение, которого нельзя ожидать с абсолютной уверенностью, но которое может иметь место в результате аварии с источником, либо события или последовательности событий гипотетического характера, включая отказы оборудования и ошибки во время эксплуатации.

41. Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.

42. Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.

43. Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

44. Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.

45. Обращение с отходами радиоактивными - все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.

46. Объект радиационный - физический объект (сооружение, здание, огороженный комплекс зданий), где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.

47. Отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные настоящими санитарными правилами.

48. Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников (группа Б).

49. Предел дозы (ПД) - значение эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения населения и персонала за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта, которое не должно превышаться. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

50. Предел годового поступления (ПГП) - уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

51. Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.

52. Работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль.

53. Работа с радиоактивными веществами - все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль.

54. Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.

55. Санитарно-защитная зона - территория вокруг радиационного объекта, за пределами которой уровень облучения населения за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта не превышает установленную для него квоту.

56. Средство индивидуальной защиты - техническое средство, носимое человеком и используемое для предотвращения или уменьшения воздействия на человека вредных и/или опасных факторов, а также для защиты от загрязнения.

57. Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.

58. Уровень контрольный - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

59. Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение, - электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.

60. Эффекты облучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.

61. Эффекты облучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.

Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 07.07.2009 № 47 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2523-09" (вместе с "НРБ-99/2009. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности. Санитарные правила и нормативы") (Зарегистрировано в Минюсте РФ 14.08.2009 № 14534) (читать дальше)

Радиационное нормирование в настоящее время предусматривает два подхода: ограничения по активности (содержание радионуклидов в продуктах питания, строительных материалах, удобрениях и др.) и по дозовой нагрузке. Так, активность 137 Сз и 90 Бг в продовольственном сырье и пищевых продуктах регламентируется Санитарными правилами и нормами СанПиН 2.3.2.1078-01, например в хлебе, молоке и мясе она не должна превышать 40 и 20, 100 и 25, 160 и 50 Бк/кг (Бк/л), соответственно.

Дозы ионизирующего излучения регламентируются другими документами. Нормы радиационной безопасности и дозовые пределы разрабатывают и устанавливают в каждой стране национальные комиссии по радиологической защите на основе рекомендаций Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) с учетом конкретных условий и возможностей. При необходимости внесения в нормы радиационной безопасности изменений, обоснованных прогрессом науки, и обобщения накопленных данных МКРЗ публикует отчеты, содержащие современную (на данный момент) концептуальную научную базу радиационной безопасности.

В настоящее время в Российской Федерации действуют следующие основные документы, регламентирующие радиационную безопасность по дозовой нагрузке : Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) и Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010). Эти документы, как и СанПиН 2.3.2.1078-01, разработаны на основании федеральных законов от 09.01.1996 г. № З-ФЗ «О радиационной безопасности населения» и от 30.03.1999 г. № 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения». В НРБ-99/2009 декларировано соблюдение трех основных принципов радиационной защиты: нормирования, обоснования и оптимизации.

Принцип нормирования подразумевает требование непревышения допустимых пределов индивидуальных доз граждан (от всех источников ионизирующей радиации при условии нормальной их эксплуатации). Этот принцип реализуется путем осуществления государственного надзора за обеспечением радиационной безопасности установленным порядком ответственности за превышение регламентируемых дозовых пределов.

Принцип обоснования состоит в запрете всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риска возможного вреда, вызываемого дополнительным облучением (другими словами - исключении необоснованного облучения). Этот принцип реализуется, помимо прочего, путем обязательного лицензирования деятельности, связанной с возможным воздействием на людей ионизирующего излучения.

Принцип оптимизации заключается в том, что индивидуальные дозы и число облучаемых людей должны поддерживаться на возможно более низком (с учетом экономических и социальных факторов) уровне. Принцип оптимизации реализуется путем автоматизации технологических процессов, оптимизации труда и введения системы контрольных уровней.

Эти три принципа в общем согласуются с принципом ALARA (от англ. As Low As Reasonably Achievable - минимально разумно достижимый), сформулированным в Рекомендациях МКРЗ, декларирующим стремление к уменьшению доз облучения до разумно низкого уровня с учетом экономических и социальных факторов. Реализация принципа ALARA предполагает обоснованность соотношения между риском и издержками на его снижение.

В НРБ-99/2009 устанавливаются два класса нормативов, которые действуют при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения: основные пределы доз и допустимые уровни многофакторного воздействия.

Основные пределы доз (ПД) устанавливаются для населения и персонала. Для населения предел дозы составляет 1 мЗв/год, для персонала категории А - 20 мЗв/год, категории Б - 5 мЗв год (табл. 3.8). Категорию А составляют лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений, категорию Б - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и (или) удаляемых во внешнюю среду. К этой же категории относятся студенты и учащиеся старше 16 лет, проходящие

Таблица 3.8

Основные дозовые пределы (по НРБ-99/2009)

Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни воздействия, для персонала категории Б равны 1/4 значений для персонала категории А. Далее в тексте все нормативные значения для персонала приводятся только для категории А.

Все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

профессиональное обучение с использованием источников ионизирующего излучения.

Допустимые уровни многофакторного действия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения) представляют собой пределы годового поступления (ПГП), допустимые уровни объемной или удельной активности (ДОА или ДУА) и другие, являющиеся по существу производными от основных пределов дозы.

Кроме того, руководство учреждений и местные органы Роспотребнадзора устанавливают контрольные уровни доз, активности, плотности потоков и других показателей в целях максимально возможного снижения радиационного воздействия на персонал, население и объекты окружающей среды.

Во всех случаях, когда отсутствуют точные данные о влиянии радиационного воздействия на человека (например, о канцерогенном или мутагенном действии малых доз), для оценки риска применяется такой метод расчета, который обеспечивает наибольший запас надежности в интересах человека. В результате систематического пересмотра и уточнения норм радиационной безопасности в сторону их ужесточения происходит последовательное снижение дозовых пределов и других показателей. Одним из следствий, вытекающих из принципа АЬАЯА, является следующее положение: меры ограничения должны быть тем более жесткими, чем легче благодаря им достигается уменьшение дозы.

Данные, представленные в табл. 3.8, касаются только специфического облучения. В дозовые пределы не включается дозовая нагрузка, получаемая человеком за счет естественного радиационного фона (космическое излучение, природные радионуклиды), источников, применяемых в медицине и вследствие радиационных аварий.

Основной дозовый предел для населения - 1 мЗв в год на человека - величина небольшая. Можно, например, сравнить ее с уровнем естественного радиационного фона (ЕРФ). На территории Российской Федерации ЕРФ колеблется от 3-4 до 50-60 мкР/ч. Типичное для средней полосы европейской части России значение - 15 мкР/ч. Если допустить, что 1 Р = 0,01 Зв, значение фона, выраженное в миллизивертах в год, составит

15 мкР/ч 24 ч/сут. 365 сут./год = 131 400 мкР/год = 1,3 мЗв/год.

Таким образом, суммарная дозовая нагрузка на человека только за счет внешнего облучения от ЕРФ превышает установленный предел дозы.

Регламенты НРБ-99/2009 распространяются на техногенные источники ионизирующего излучения в процессе нормальной эксплуатации и при радиационной аварии, природные и медицинские источники.

В быту человек получает от разных источников следующие дозы ионизирующего излучения (табл. 3.9).

Таблица 3.9

Дозы облучения человека от разных источников ионизирующего излучения

Обращает на себя внимание значение дозы, получаемой от курения одной сигареты в день - 2,7 мЗв/год. Дозу, в основном, формирует короткоживущий а-излучатель 210 Ро - дочерний радионуклид 238 и, который из табака с дымом поступает в легкие. Курильщики редко выкуривают 1 сигарету в день (обычно полпачки или пачку сигарет), поэтому указанную дозу надо умножить на число выкуренных сигарет. Это многократно увеличивает риск возникновения рака легких.

Основным нормативным документов, применяемым для обеспечения безопасности человека от воздействия на него ионизирующих излучений различного происхождения и мощности, являются санитарные правила «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99/2009). Данными нормами устанавливаются предельные уровни и суммарные дозы воздействия ионизирующих излучений всех видов, а также другие требования, ограничивающие облучение человека.

В соответствии с НРБ-99/2009 устанавливается 3 класса нормативов на 2 категории облучаемых лиц (персонал предприятий, работа которых предполагает взаимодействие сотрудников с источниками ионизирующих излучений, и все остальное население):

1. Основные пределы доз. Здесь нормативами предусмотрено две величины: эффективная доза и эквивалентная доза, измеряемая отдельно для кожи, для хрусталика глаза, а также для кистей и стоп. Эффективная доза для персонала должна составлять, в среднем, 20 м3в/год в течение периода за любые последовательные 5 лет, но не более 50 м3в/год. Для всего остального населения эта цифра значительно меньше - не более 1 м3в/год в течение периода в 5 последовательных лет, но не больше 5 м3в в год. Что касается эквивалентной дозы, то для персонала она составляет 500 м3в/год для кожи, кистей и стоп и 150 м3в для хрусталика глаза. Для всего остального населения эти показатели, в среднем, должны быть в 10 раз меньше.
2. Допустимые показатели монофакторного воздействия (воздействие, оказываемое лишь одним фактором: одним типом радионуклидов, одним путем поступления или одним видом внешнего облучения). Эти уровни являются производными от основных дозовых границ (пределов). К ним в соответствии с нормами НРБ-99/2009 относятся допустимые объемные активности в среднегодовом исчислении, пределы годового поступления радиации, среднегодовые активности и другие параметры, по которым производятся измерения.
3. Контрольные уровни (плотности потоков, уровни, дозы, активности и т.д.). Их значения должны быть в переделах достигнутого в организации уровня безопасности сотрудников и должны обеспечивать такие условия, при которых негативное воздействие на человека ионизирующих излучений будет ниже допустимого.

Помимо этого, специальные ограничения устанавливаются на дозы, полученные в результате облучения природного и медицинского характера, а также дозы, полученные вследствие радиационных аварий. Определенные ограничения также действуют для отдельных категорий граждан: для работающих с источниками излучения женщин младше 45 лет, для студентов, а также для учащихся старше 16 лет, находящихся на профессиональном обучении с использованием различных источников излучения. В случаях, когда с источниками ионизирующего излучения сопряжена работа беременной женщины, кадровая служба предприятия со дня получения информации о факте беременности на весь период беременности, а также вскармливания ребенка грудным молоком обязана перевести ее на работу, не предусматривающую наличия радиации.