---

використовуватись для всіх видів будівництва без обмежень

(I клас).

(в) Будівельні матеріали та мінеральна сировина, в яких Аеф

вище 370 Бк/кг в ступені -1, але нижче або дорівнює 740 Бк/кг в

ступені -1 (II клас), можуть бути використані:

- для промислового будівництва;

- для будівництва шляхів.

(г) Будівельні матеріали та мінеральна сировина, в яких Аеф

перевищує 740 Бк/кг в ступені -1, але нижче, або дорівнює 1350

Бк/кг в ступені -1 (III клас), можуть бути використані наступним

чином:

в межах населених пунктів:

- для будівництва підземних споруд, покритих шаром грунту

товщиною понад 0.5 м, де виключено тривале перебування людей*;

___________________

* з часом перебування менше 0.5 тривалості робочого дня

поза межами населених пунктів:

- для будівництва шляхів;

- для спорудження гребель;

- для спорудження інших об'єктів з малим часом перебування

людей.

(д) Для матеріалів, що мають естетичну цінність величина Аеф

не повинна перевищувати 3700 Бк/кг в ступені -1. Використання їх

для внутрішнього та зовнішнього оздоблення об'єктів громадського

призначення, за виключенням дитячих закладів, та для зовнішнього

оздоблення цокольних частин житлових будинків може бути дозволене

на підставі окремих регламентів, затверджених головним державним

санітарним лікарем України, або особою, якій надано відповідні

повноваження.

(г) Наведені значення Аеф відносяться до усереднених значень

в межах покладів корисних копалин, дільниці, відвалу або партії

матеріалу, який використовується.

8.6.2 Потужність поглиненої в повітрі дози (ППД)

гамма-випромінювання в повітрі будинках та приміщеннях.

(а) Встановлені рівні дій ПГЩ розповсюджуються на

гамма-випромінювання, сформоване за рахунок активності природних

радіонуклідів, включаючи природний радіаційний фон.

(б) ППД всередині приміщень будівель та споруд, які

проектуються, будуються та реконструюються для експлуатації з

постійним перебуванням людей* рівень дій становить 4,4 нГр/с в

ступені -1 (30 мкР/год в ступені -1), включаючи компоненту від

природного фонового опромінення.

_____________

* В межах даного документу до приміщень з постійним перебуванням

людей відносяться житлові приміщення, а також приміщення дитячих

закладів, санаторно-курортних га лікувально-оздоровчих закладів.

(в) ППД всередині приміщень будівель та споруд, які

експлуатуються з постійним перебуванням людей, рівень дій

становить 7,3 нГр/с (50 мкР/год в ступені -1), включаючи

компоненту від природного радіаційного фону, за виключенням

дитячих, санаторно-курортних та оздоровчо-лікувальних закладів де

рівень дій відповідає п.8.6.2 (б).

8.6.3. Середньорічна еквівалентна рівноважна об'ємна

активність (ЕРОА) ізотопів радону в повітрі будівель.

(а) В приміщеннях будівель та споруд, які будуються та

реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей,

рівень дій для середньорічної ЕРОА радону-222 в повітрі становить

50 Бк/м в ступені -3, середньорічної ЕРОА радону-22 (торону) - 3

Бк/м в ступені -3.

(б) Рівень дій для середньорічної ЕРОА радону-222 в зоні

дихання в повітрі приміщень, які експлуатуються з постійним

перебуванням людей становить 100 Бк/м в ступені -3; а для ЕРОА

радону-220 (торону) - 6 Бк/м в ступені -3, за виключенням дитячих,

санаторно-курортних та оздоровчо-лікувальних закладів де рівень

дій відповідає п.8.6.3 (а).

(в) При перевищенні наведених рівнів дій проведення

контрзаходів для дитячих, санаторно-курортних та

оздоровчо-лікувальних закладів, а також громадських приміщень є

обов'язковими: для житлових приміщень - тільки за згодою власника

житла. При цьому останнім повинна бути надана повна інформація про

дози опромінення та ризики для здоров'я.

(г) Якщо середньорічну сумарну ЕРОА радону-222 та радону-220,

після проведення протирадонових заходів неможливо знизити нижче

рівня 400 Бк/м в ступені -3 (рівень дій безумовно виправданого

втручання), то прийняття рішення про подальші дії належить

відповідним державним органам, порядок яких регламентується

окремим документом.

8.6.4 Питома активність природних радіонуклідів у воді джерел

господарчо-питного водопостачання.

Рівні дій для природних радіонуклідів джерелах

господарчо-питного водопостачання становлять:

для 222Rn -100 Бк/кг в ступені -1;

для Урану (сумарна активність природної суміші ізотопів) -

1 Бк/кг в ступені -1;

для 226 Ra - 1 Бк/кг в ступені -1;*

для 228 Ra - 1 Бк/кг в ступені -1.

____________________

* При типовому природному співвідношенні активності 238U до 234U

рівному 2, то 1 1 Бк/кг в ступені -1 відповідає приблизно 20

мкг/кг в ступені -1.

У разі використання води артезіанських свердловин для

господарчо-питного водопостачання або реалізації води

артезіанських та інших джерел через торговельну мережу кожне

джерело (свердловина або група свердловин, що використовуються

одночасно) повинно мати паспорт радіаційної якості води,

8.6.5 Питома активність природних радіонуклідів у

мінеральних добривах.

(а) Для добрив, що не пилять (гранульованих) рівень дій по

сумі питомих активностей урану-238 та торію-232 - 1,9 кБк/кг в

ступені -1.

(б) Для добрив, що пилять (негранульованих), окрім додержання

умови п.8.6.5 (а), рівень дій по сумі питомих активностей

торію-230 та торію-232 - 1,9 кБк/кг в ступені -1.

8.6.6. Активність природних радіонуклідів у глиняному,

порцеляно-фаянсовому та скляному посуді побутового призначення.

Рівень дій по ефективній питомій активності природних

радіонуклідів у готовому виробі з фаянсу, порцеляни, скла та

виробів з тини визначається за формулою:

Аеф = А Ra + 1,31 х А Th + 0,085 х Ак,

де 1,31, 0,085 - зважуючі коефіцієнти по відношенню до радію-226

для торію і калію відповідно, і становить Аеф

більше 370 Бк/кг в ступені -1.

8.6.7. Питома активність природних радіонуклідів у

мінеральних барвниках.

Рівень дій повинен задовольняти наступним умовам:

А U,Ra + 1,31 А Th = 1400 Бк/кг в ступені -1,

де А U,Ra - ефективна питома активність урану-238 (чи радію-226) і

торію-232 в рівновазі з іншими членами уранового чи

торієвого ряду;

1,31 - зважуючий коефіцієнт по відношенню до

радію-226.

8.7. Вимоги до протирадіаційного захисту людини від

техногенно-підсилених джерел природного походження на виробництві.

8.7.1. Рівні дій для окремих радіонуклідів природного

походження в повітрі виробничих-приміщень складають:

- ППД на робочому місці - 7,3 нГр/с в ступені -1) (50 мкР/ч в

ступені -1);

- середньорічна ЕРОА радону-222 в повітрі приміщення - 300

Бк/м в ступені -3;

- середньорічна ЕРОА радону-220 (торону) в повітрі приміщення

- 20 Бк/м в ступені -3.

Рівні дій для окремих радіонуклідів природного походження у

виробничому пилу приміщень з умови радіоактивної рівноваги

радіонуклідів уранового та торієвого сімейств складають:

- активність урану-238 і торію-232 в рівновазі з дочірніми

продуктами розпаду у виробничому пилу повинні відповідати

формулам:

А U = 28/f кБк/кг в ступені -1,

А Th =24/f кБк/кг в ступені -1,

де f - безрозмірний коефіцієнт, що чисельно дорівнює

середньорічній загальній запиленості повітря в зоні

дихання, мг/м в ступені -3.

8.7.2. Для окремих виробництв чи робочих місць, рівні дій

визначаються на підставі атестації робочих місць відповідних

підприємств чи технологій. Затвердження таких рівнів

дій проводиться затвердженням головним державним санітарним

лікарем України, або особою, якій надано відповідні повноваження.

9. Звільнення практичної діяльності чи джерел іонізуючого

випромінювання в рамках практичної діяльності від

регулюючого контролю

9.1. Практична діяльність чи джерела іонізуючого

випромінювання в рамках практичної діяльності можуть бути

звільнені від регулючого контролю, якщо регулюючими органами

одержано обгрунтовану аргументацію, що джерела відповідають

критеріям звільнення, визначеним у цьому розділі, або рівням

звільнення, що визначаються регулюючими органами на основі цих

критеріїв звільнення.

9.2. Загальними принципами звільнення практичної діяльності

чи джерел іонізуючого випромінювання в рамках практичної

діяльності від регулюючого контролю є:

а) дози опромінення для осіб, обумовлені звільненими

практичною діяльністю чи джерелами повинні бути достатньо

низькими, щоб не викликати необхідності в їх регулюванні;

б) колективні дози опромінення, обумовлені звільненими

практичною діяльністю або джерелами повинні бути достатньо

низькими, щоб не вимагати регулюючого контролю за більшості

обставин;

в) звільнені види практичної діяльності та джерела повинні

бути безпечні, тобто з низькою імовірністю несприятливого

розвитку подій, можуть призвести до порушення вимог пунктів а) та

б).

9.3. Звільнення практичної діяльності чи джерел іонізуючого

випромінювання в рамках практичної діяльності від регулюючого

контролю може бути як повним, так і обмеженим.

Повне звільнення

9.4. Практична діяльність чи джерела іонізуючого

випромінювання в рамках практичної діяльності можуть бути

звільнені регулюючим органом від регулюючого контролю без

подальшого розгляду (повне звільнення), якщо вони одночасно

відповідають за всіх можливих реальних обставин наступним

критеріям звільнення:

а) річна ефективна доза від усіх шляхів опромінення для

будь-якої людини за рахунок звільненої практичної діяльності чи

джерела не перевищує 10 мкЗв-рік в ступені -1;

та

б) річна колективна ефективна доза від усіх шляхів

опромінення за рахунок звільненої практичної діяльності чи джерела

не повинна перевищувати 1 люд.- Зв.рік в ступені -1, або внаслідок

оптимізації протирадіаційного захисту доведено, що звільнення є

найкращим рішенням.

9.5. Згідно з критеріями, викладеними в пп.9.2 і 9.4,

наступні джерела в рамках практичної діяльності звільняються без

подальшого розгляду від регулюючого контролю:

а) радіоактивні речовини, що використовуються в рамках

практичної діяльності, для яких або активність даного радіонукліду

в них у будь-який момент часу, або його питома активнісіть не

перевищують рівнів звільнення, які визначаються ОСПУ (за

виключенням випадків, зазначених в п.9.7);

б) пристрої для генерування іонізуючого випромінювання, які

схвалені регулюючим органом для використання без регулюючого

контролю.

9.6. Якщо джерело та/або практична діяльність звільняється

від регулюючого контролю, то автоматично від регулюючого контролю

звільняються всі види викидів, скидів та відходів, що пов'язані з

даним джерелом чи практичною діяльністю.

9.7. Для визначених регулюючим органом видів практичної

діяльності контроль може здійснюватися на рівнях, нижчих за рівні

звільнення.

Обмежене звільнення

9.8. Обмежене звільнення (звільнення від певних видів

регулюючого контролю) практичної діяльності чи джерел в рамках

практичної діяльності дозволяється регулюючими органами за умов,

які визначаються регулюючими органами.

9.9. Детальні вимоги щодо порядку звільнення, а також

детальний перелік умов, за яких здійснюється звільнення

встановлюється окремим документом, що розробляється регулюючими

органами.

Додаток 1

Перелік публікацій МКРЗ та основних міжнародних

наукових праць, покладених в основу НРБУ-97

1. МКРЗ. Публикация 30. Пределы поступления радионуклидов для

работающих с радиоактивными веществами в открытом виде. - М.:

Энергоатомиздат, 1983. - 60 с.

2. МКРЗ. Публикация 38. Схемы распада радионуклидов. Энергия

и интенсивность излучения. В 2 ч. - М.: Энергоатомиздат, 1987.

3. ICRP Publikation 56. Age-Dependent Doses to Members of the

Public from Intake of Radionuclides: Part 1.- Oxford: Pergamon

Press, 1989.-122 p. (Публікація МКРЗ N 56, Вік-залежні дози осіб з

населення від надходження радіонуклідів. Частина 1).

4. ICRP Publikation 60. Radiation protection 1990:

Recommendations of the International Cjmmission on Radiological

Protection (ICRP) - New York: Pergamon Press, 1991. - 197 p. (МКРЗ

Публікація N 60 - Рекомендації Міжнародної комісії з

радіологічного захисту 1990 р.).

5. ICRP Publikation 63. Principles for intervention for

Protection of the Publik in a radiological Emergency. - New York:

Pergamon Press, 1991. (Публікація МКРЗ N 63, Принципи втручань для

захисту населення при радіологічних надзвичайних обставинах).

6. МКРЗ Публикация N 65. Защита от радона-222 в жилых

помещениях и на рабочих местах.- М.: Энергоатомиздат, 1995.- 78 с.

7. ICRP Publikation 66. Human Respiratory Tract Model

Radiological Protection.- Oxford: Pergamon, 1994.-482 p.

(Публікація МКРЗ N 66, Модель респіраторного шляху людини для

радіологічного захисту).

8. ICRP Publikation 67. Age-Dependent Doses to Members of the

Public from Intake of Radionuclides: Part 2. Ingestion Dose

Coefficients.- Oxford: Pergamon, 1993.-166 p. (Публікація МКРЗ N

67, Вік-залежні дози осіб з населення від надходження

радіонуклідів. Частина 2. Дозові коефіцієнти для надходження).

9. ICRP Publikation 69. Age-Dependent Doses to Members of the

Public from Intake of Radionuclides: Part 3. Ingestion Dose

Coefficients.- Oxford: Pergamon, 1995.-74 p. (Публікація МКРЗ N

69, Вік-залежні дози осіб з населення від надходження

радіонуклідів. Частина 3. Дозові коефіцієнти для надходження).

10. ICRP Publikation 71. Age-Dependent Doses to Members of

the Public from Intake of Radionuclides: Part 4. Inhalation Dose

Coefficients.- Oxford: Pergamon, 1995.-405 p. (Публікація МКРЗ N

71, Вік-залежні дози осіб з населення від надходження

радіонуклідів. Частина 4. Дозові коефіцієнти для інгаляції).

11. Cristy M., eckerman K.F. Specific Absorbed Fraction of