Утверждены

Приказом

Госгортехнадзора России

от 14 октября 1997 г. N 35

 

Срок введения в действие

1 марта 1998 года

 

МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ ТРЕБОВАНИЙ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

ПРИ ДОБЫЧЕ И ПЕРЕРАБОТКЕ МИНЕРАЛЬНОГО СЫРЬЯ

НА ПРЕДПРИЯТИЯХ (ОРГАНИЗАЦИЯХ) ГОРНОРУДНОЙ

И НЕРУДНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ, ОТНЕСЕННЫХ

К РАДИАЦИОННО ОПАСНЫМ ПРОИЗВОДСТВАМ

 

РД 03-151-97

 

Разработаны и внесены Управлением по надзору в горнорудной промышленности.

 

Аннотация

 

Радиационная опасность на горнодобывающих и перерабатывающих предприятиях обусловлена естественными радионуклидами, содержащимися в рудах и вмещающих породах. При радиоактивном распаде радионуклидов в воздух горных выработок и помещений перерабатывающих предприятий поступают радиоактивные газы радон и торон. При дальнейшем распаде эти газы (эманации радия и тория) образуют аэрозоли короткоживущих продуктов распада, которые определяют дозу облучения работающих на предприятиях. Дозу облучения увеличивают также долгоживущие радионуклиды рядов урана и тория, присутствующие в воздухе в виде рудной и породной пыли.

Радиационная обстановка на горнодобывающих и перерабатывающих предприятиях обусловлена содержанием радиоактивных веществ в рудах и горных породах, интенсивности выделения радона и торона в атмосферу шахт, карьеров и помещений по переработке руд, а также от количества образующейся пыли и эффективности проветривания.

Радон и торон высвобождаются из горных пород повсеместно и накапливаются в непроветриваемых или слабопроветриваемых объемах (горные выработки, производственные помещения перерабатывающих предприятий и т.п.). Присутствие этих газов зарегистрировано не только при добыче и переработке радиоактивных руд, но и неурановых горнодобывающих и рудноперерабатывающих предприятиях.

Учитывая повышенную радиоактивную загрязненность атмосферы неурановых горнодобывающих предприятий и связанное с этим вредное воздействие радиации на организм работающих, в Единые правила безопасности при разработке рудных, нерудных и россыпных месторождений полезных ископаемых подземным способом, Единые правила безопасности при разработке месторождений полезных ископаемых открытым способом и Едиными правилами безопасности при дроблении, сортировке, обогащении полезных ископаемых и окусковании руд и концентратов введены разделы с изложением требований по радиационной безопасности на предприятиях, добывающих и перерабатывающих руды цветных и редких металлов, железные руды, химическое сырье, удобрения, строительные материалы и др.

 

Общие положения

 

Методические указания по обеспечению требований радиационной безопасности при добыче и переработке сырья на предприятиях (организациях) горнорудной и нерудной промышленности, отнесенных к радиационно опасным производствам разработаны в соответствии с Положением о Госгортехнадзоре России, утвержденным Указом Президента РФ от 18.02.93 N 234, Нормами радиационной безопасности (НРБ-96), утвержденными Постановлением Государственного комитета санитарно-эпидемиологического надзора РФ от 19.04.96 N 7, Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих облучений (ОСП-72/87), утвержденными Министерством здравоохранения СССР, Едиными правилами безопасности по разработке месторождений полезных ископаемых подземным способом (далее - ЕПБ подземные), утвержденными Постановлением Госгортехнадзора России от 23.01.95 N 4, Едиными правилами безопасности при разработке месторождений открытым способом (далее - ЕПБ открытые), утвержденными Госгортехнадзором России 21.07.92, Едиными правилами безопасности при дроблении, сортировке, обогащении полезных ископаемых и окусковании руд и концентратов (далее - ЕПБ при обогащении), утвержденными Госгортехнадзором России 05.10.92.

Настоящие указания носят методический характер и применимы для всех организаций Российской Федерации независимо от ведомственной подчиненности, форм собственности и хозяйственной деятельности при проектировании, строительстве, эксплуатации предприятий (организаций) <*> горнорудной и нерудной промышленности, отнесенных к радиационно опасным производствам.

--------------------------------

<*> Далее - предприятий.

 

Основные понятия и термины

 

    1. Активность    А    радионуклида    в   источнике   -   мера

радиоактивности. Равна отношению числа dN самопроизвольных ядерных

превращений в  этом источнике за малый интервал времени dt к этому

интервалу  времени:  А = dN/dt.   Единица  активности - кюри,  Ku,

               10

1 Ku = 3,7 x 10   ядерных  превращений за 1 секунду.  В СИ единица

активности - беккерель,  Бк,  1 Бк равен 1 ядерному превращению за

                        -9

1 секунду или 0,027 x 10  Ku.

2. Альфа-излучение - ионизирующее излучение, состоящее из альфа-частиц (ядер гелия), испускаемых при ядерных превращениях.

3. Бета-излучение - электронное (и позитронное) ионизирующее излучение с непрерывным энергетическим спектром, испускаемое при ядерных превращениях.

4. Внешнее облучение - облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.

5. Внутреннее облучение - облучение тела от находящихся внутри него источников ионизирующего излучения.

6. Гамма-излучение - фотонное (электромагнитное) ионизирующее излучение, испускаемое при ядерных превращениях.

7. Дезактивация поверхности - удаление радиоактивного загрязнения с поверхности физико-химическими или механическими способами с целью предупреждения разноса радиоактивного загрязнения и действия его как потенциального источника внешнего и внутреннего облучения.

8. Доза - сокращенное наименование эквивалентной дозы.

9. Допустимая концентрация ДК

1) Допустимый уровень объемной активности радионуклида в воздухе на рабочем месте производственных помещений или горных выработок для персонала ДК(А) или в атмосферном воздухе ДК(Б). Численно равна отношению предельно допустимого поступления ПДП или предела годового поступления ПГП радионуклида к объему воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года:

 

                       ДК(А) = ПДП / V(А);

 

                       ДК(Б) = ПГП(Б) / V.

 

    Для лиц категории А стандартное значение

                                    6

                     V(А) = 2,5 x 10  л/год;

 

    для лиц категории Б стандартное значение

                                    6

                     V(Б) = 7,3 x 10  л/год.

 

2) Допустимый уровень концентрации ДК(Б) радионуклида в питьевой воде (рационе), численно равный отношению ПГП радионуклида к массе воды (рациона), с которыми он поступает в организм на протяжении календарного года:

 

                       ДК(Б) = ПКП / М(Б).

 

Стандартное значение "М" для воды равно 800 килограммов в год.

10. Допустимая мощность дозы ДМД - допустимый уровень усредненной за год мощности эквивалентной дозы. Численно равна отношению предельно допустимой дозы ПДД (или предела дозы ПД) ко времени облучения t в течение календарного года

 

             ДМД(А) = ПДД / t(А); ДМД(Б) = ПД / t(Б).

 

    Для лиц категории А  стандартное  значение t(А) = 1700 часов =

        5                6

= 1 x 10 мин. =  6,1 x 10  с. Для  лиц  категории  Б   стандартное

значение  в  учреждении   и   в  санитарно-защитной   зоне  t(Б) =

                   5                6

= 2000 ч = 1,2 x 10  мин. = 7,2 x 10  с; в зоне наблюдения  t(Б) =

                   5                7

= 8800 ч = 5,3 x 10  мин. = 3,2 x 10  с.

11. Допустимое радиоактивное загрязнение поверхности ДЗ.

Устанавливается на уровне, не допускающем внешнего и внутреннего облучения людей за счет радиоактивного загрязнения выше предельно допустимой дозы ПДД (или предела дозы ПД), а также предупреждающем загрязнение помещений и территорий вследствие разноса радиоактивных веществ.

12. Допустимый выброс радиоактивных веществ - установленный для учреждения контрольный уровень активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции.

13. Допустимый сброс радиоактивных веществ - установленный для учреждений контрольный уровень активности радионуклидов, удаляемых за календарный год во внешнюю среду со сточными водами.

14. Естественный фон излучения - эквивалентная доза ионизирующего излучения, создаваемая космическим излучением и излучением естественно распределенных природных радионуклидов в поверхностных слоях Земли, приземной атмосфере, продуктах питания, воде и организме человека.

15. Закрытый источник - радионуклидный источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

16. Зона наблюдения - территория, где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы ПД. В зоне наблюдения проводится радиационный контроль.

17. Изотоп радиоактивный - радионуклид данного элемента.

18. Ионизирующее излучение - излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака.

    Энергию частиц    ионизирующего    излучения    измеряют    во

                                                               -19

внесистемных единицах  электрон-Вольтах,  эВ, 1 эВ = = 1,6 x 10

Джоуля (Дж.). Используют кратные единицы: килоэлектрон-Вольт, КэВ,

              3                                              6

1 КэВ = 1 x 10  эВ;  магаэлектрон-Вольт,  МэВ, 1 МэВ = 1 x 10  эВ;

                                       9

гигаэлектрон-Вольт, ГэВ, 1 ГэВ = 1 x 10  эВ.

Примечания. 1. Ультрафиолетовое излучение и видимый свет не относят к ионизирующим излучениям.

2. В качестве сокращенной формы используют также термин излучение.

 

19. Источник ионизирующего излучения - устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.

20. Категория А облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

21. Категория Б облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, 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. Уровень облучения лиц категории Б определяется по критической группе.

22. Категория В облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или области.

23. Критический орган - ткань, орган или часть тела, облучение которого в данных условиях неравномерного облучения организма может причинить наибольший ущерб здоровью данного лица или его потомства. В порядке убывания радиочувствительности критические органы относят к I, II или III группам, для которых устанавливают разные значения основных дозовых пределов. При сравнительно равномерном облучении организма ущерб здоровью рассматривают по уровню облучения всего тела, что соответствует I группе критических органов.

24. Максимальная эквивалентная доза МЭД - наибольшее значение суммарной эквивалентной дозы в критическом органе (теле) от всех источников внешнего и внутреннего облучения. Значение МЭД регламентируется основными дозовыми пределами.

25. Минимальная значимая активность МЗА - наименьшая активность открытого источника на рабочем месте, при которой еще требуется разрешение органов Госкомсанэпиднадзора на использование этого источника.

26. Мощность дозы - сокращенное наименование мощности эквивалентной дозы или мощности максимальной эквивалентной дозы.

27. Мощность эквивалентной дозы H - отношение приращения эквивалентной дозы dH за интервал времени dt к этому интервалу времени

                           H = dH / dt.

 

Единица мощности эквивалентной дозы бэр/с (биологический эквивалент рентгена в секунду). В СИ единица мощности эквивалентной дозы - Зиверт в секунду, Зв/с, 1 Зв/с.

28. Неснимаемое (фиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности - радиоактивные вещества, которые самопроизвольно или при эксплуатации не переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду и удаляются применяемыми способами дезактивации.

29. Основной дозовый предел - основная регламентированная нормами радиационной безопасности величина - предельно допустимая доза ПДД или предел дозы ПЛ.

30. Открытый источник - радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

31. Период полураспада радионуклида - время, в течение которого характеристики радионуклида в результате самопроизвольных ядерных превращений уменьшается в два раза.

32. Предел годового поступления радионуклида ПГП - допустимый уровень поступления радионуклида в организм для категории Б облучаемых лиц. ПГП - такое поступление радионуклида в организм в течение календарного года, которое за 70 последующих лет создаст в критическом органе максимальную эквивалентную дозу, равную пределу дозы ПД. При ежегодном поступлении на уровне ПГП средняя эквивалентная доза за любой календарный год у критической группы лиц категории Б будет равна или меньше ПД в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.

33. Предел дозы ПД - основной дозовый предел для категории Б облучаемых лиц. ПД - такое наибольшее среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при котором равномерное облучение в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Предел дозы контролируется по мощности эквивалентной дозы внешнего излучения на территории и в помещениях и по уровню радиоактивного загрязнения объектов внешней среды.

34. Предельно допустимая доза ПДД - основной дозовый предел для категории А облучаемых лиц. ПДД - такое наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

35. Предельно допустимое поступление радионуклида ПДП - допустимый уровень поступления радионуклида в организм лиц категории А. ПДП - такое поступление радионуклида в течение календарного года, которое за последующие 50 лет создает в критическом органе максимальную эквивалентную дозу, равную ПДП. При ежегодном поступлении на уровне ПДП максимальная эквивалентная доза за любой календарный год будет равна или меньше ПДД в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.

36. Рабочее место - место (горная выработка, помещение) пребывания персонала для выполнения производственных функций в течение не менее 50% рабочего времени или двух часов непрерывно.

Если при этом обслуживание процессов производства осуществляется в различных пунктах помещения или очистного блока, то постоянным рабочим местом считается все помещение или очистной блок.

37. Радиационный контроль - контроль за соблюдением норм радиационной безопасности и основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, а также получение информации об уровнях облучения людей и о радиационной обстановке в учреждениях (предприятиях) и в окружающей среде. Осуществляется службой радиационной безопасности учреждения или специально выделенным должностным лицом, а также соответствующими ведомственными службами с применением приборов и методик радиационного контроля и расчетных методов.

38. Радиоактивные отходы - неиспользуемые жидкие и твердые радиоактивные вещества, образующиеся в результате деятельности учреждения, общая активность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни, установленные в НРБ и ОСП.

39. Радионуклид - радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером. Радионуклиды (и нерадиоактивные нуклиды) элемента называют его изотопами.

40. Санитарно-защитная зона - территория вокруг учреждения или источника радиоактивного выброса или сброса, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации учреждения может превысить предел дозы ПД. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.

41. Снимаемое (нефиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности - радиоактивные вещества, которые самопроизвольно или при эксплуатации переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду и удаляются применяемыми способами дезактивации.

42. Средства индивидуальной защиты СИЗ - технические средства защиты персонала от поступления радиоактивных веществ внутрь организма, радиоактивного загрязнения кожных покровов и внешнего облучения. К СИЗ относятся респираторы, противогазы, защитные костюмы, фартуки, бахилы, обувь, перчатки, очки, щитки и т.д.

43. Техногенный фон излучения - естественный фон излучения, измененный в результате деятельности людей.

44. Эквивалентная доза H - основная дозиметрическая величина в области радиационной безопасности, введенная для оценки возможного ущерба здоровью человека от хронического воздействия ионизирующего излучения произвольного состава при значении H за календарный год не более 5 ПДД. Эквивалентная доза равна произведению поглощенной дозы Д на средний коэффициент качества ионизирующего излучения К в данном элементе объема биологической ткани:

 

                            H = D x K

 

Вместо термина "эквивалентная доза" можно использовать сокращенную форму термина "доза".

Единица эквивалентной дозы - бэр (биологический эквивалент рентгена).

В СИ единица эквивалентной дозы - Зиверт, Зв, 1 Зв = 100 бэр.

 

1. Формирование радиационной обстановки

на горнодобывающих и перерабатывающих предприятиях

 

Основными источниками радиационной опасности на горнодобывающих и перерабатывающих предприятиях являются элементы естественных радиоактивных семейств урана-238 и тория-232, содержащиеся в рудах и горных породах. Самопроизвольный распад этих элементов сопровождается испусканием альфа-частиц, представляющих собой ядра атомов гелия, либо бета-частиц (отрицательных электронов). При большинстве превращений корпускулярному излучению сопутствует электромагнитное гамма - излучение. Основные радиометрические характеристики радионуклидов рядов урана - радия и тория приведены в Приложениях 1 и 2.

Наиболее значимую радиационную опасность представляют радиоактивные элементы, попавшие в атмосферу шахт (карьеров) и перерабатывающих предприятий. Ограниченный объем горных выработок и помещений при переработке руды приводит к тому, что концентрации радионуклидов в рудничной атмосфере и воздухе помещений могут в десятки раз превышать не только атмосферные, но и допустимые концентрации, предусмотренные НРБ-76/87.

В рудничной атмосфере и воздухе помещений перерабатывающих предприятий содержатся следующие радионуклиды:

1. Радон и торон, образующиеся при радиоактивном распаде радия-226 и радия-224 и попадающие в воздух помещений и горных выработок в результате выделения из руд и горных пород. Эти газы переносятся по горным выработкам и помещениям с движущимся воздухом.

2. Короткоживущие продукты распада (дочерние продукты) радона (ДПР): радий А (полоний-216), радий В (свинец-214), радий С (висмут-214) и торона (ДПТ): торий В (свинец-212), торий С (висмут-212), образующиеся непосредственно в атмосфере шахт (карьеров) и помещений перерабатывающих предприятий и находящиеся в ней в виде тонкодисперсных аэрозолей соответствующих твердых веществ. В организме человека они облучают органы дыхания, при этом наиболее опасна доза, создаваемая альфа-частицами в верхних дыхательных путях.

3. Долгоживущие радионуклиды, попадающие в атмосферу шахт (карьеров) и помещений перерабатывающих предприятий с пылью при различных технологических операциях, сопровождающихся пылеобразованием. В ряду урана - радия к ним относятся уран-238, уран-234, радий-226 и полоний-210 (5 изотопов), в ряду тория - торий-232, торий-228 и радий 224 (3 изотопа). В атмосфере шахт (карьеров) и помещений перерабатывающих предприятий долгоживущие радионуклиды (ДРН) находятся в виде твердых аэрозолей с химическими свойствами соответствующих элементов.

В соответствии с требованиями § 635 "ЕПБ подземные" отнесение горнодобывающих и перерабатывающих предприятий горнорудной и нерудной промышленности к радиационно опасному производству осуществляется администрацией предприятия совместно с органами госгортехнадзора и санэпиднадзора на основании результатов обследования состояния радиоактивной загрязненности и оценки радиационной обстановки предприятия, проведенных специализированными организациями.

Для установления степени радиоактивной загрязненности горнодобывающих и перерабатывающих предприятий необходимо проводить обследование радиационной обстановки в сроки, согласованные с региональными органами госгортехнадзора и санэпиднадзора, но не реже одного раза в три года, с привлечением специализированных организаций.

 

2. Основные дозовые пределы облучения

и допустимые уровни основных радионуклидов в воздухе

горнодобывающих и перерабатывающих предприятий

 

В соответствии с НРБ-96 по допустимым дозовым пределам устанавливаются три категории облучаемых лиц:

категория А - персонал (профессиональные работники);

категория Б - ограниченная часть населения;

категория В - население области, края, страны.

К категории А относятся горнорабочие урановых рудников, работники предприятий по переработке урановых и ториевых руд, а также работники неурановых горнодобывающих и перерабатывающих предприятий, радиоактивная загрязненность на которых превышает допустимые уровни, установленные для этой категории лиц.

К категории Б относятся горнорабочие неурановых рудников (по добыче руд цветных металлов, железных руд, золота, химического сырья, строительных материалов и т.п.) и угольных шахт, работники перерабатывающих предприятий и др.

Для каждой категории облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:

основные дозовые пределы;

допустимые уровни, соответствующие основным дозовым пределам.

В качестве основных дозовых пределов в зависимости от группы критических органов для лиц категории А устанавливается предельно допустимая доза за календарный год ПДД, а для лиц категории Б - предел дозы за календарный год ПД (табл. 1).

 

ОСНОВНЫЕ ДОЗОВЫЕ ПРЕДЕЛЫ ВНЕШНЕГО И ВНУТРЕННЕГО

ОБЛУЧЕНИЯ, УСТАНОВЛЕННЫЕ НРБ-96

 

                                                         Таблица 1

 

┌──────┬─────────────────────────┬───────────────┬───────────────┐

│Группа│    Критические органы   │   Предельно   │  Предел дозы  │

│      │                         │допустимая доза│   ПД (лица    │

│      │                         │   ПДД (лица   │  категории Б) │

│      │                         │ категории А)  │               │

│      │                         ├───────┬───────┼───────┬───────┤

│      │                         │бэр/год│мЗв/год│бэр/год│мЗв/год│

├──────┼─────────────────────────┼───────┼───────┼───────┼───────┤

│ I    │Все тело, гонады, красный│   5,0 │  50,0 │  0,5  │  5,0  │

│      │костный мозг             │       │       │       │       │

│ II   │Легкие, желудочно -      │  15,0 │ 150,0 │  1,5  │ 15,0  │

│      │кишечный тракт и другие  │       │       │       │       │

│      │органы, кроме относящихся│       │       │       │       │

│      │к группам I и III        │       │       │       │       │

│ III  │Кожный покров, костная   │  30,0 │ 300,0 │  3,0  │ 30,0  │

│      │ткань, кисти, предплечья,│       │       │       │       │

│      │лодыжки, стопы           │       │       │       │       │

└──────┴─────────────────────────┴───────┴───────┴───────┴───────┘

 

Примечания. 1. Установленные дозовые пределы не включают доз, полученных пациентами при медицинском обследовании или лечении, и доз, обусловленных естественным фоном излучения.

2. Для лиц категории А (за исключением женщин репродуктивного возраста до 40 лет, отнесенным к категории А), распределение дозы внешнего облучения в течение года не регламентируется. Для женщин до 40 лет доза облучения таза не должна превышать 1,0 бэр (10 мЗв) за любые два месяца.

3. Для лиц категории А эквивалентная доза (ЭД), накопленная в критических органах за время Т лет с начала профессиональной деятельности, не должна превышать значений

 

                     ЭД = ПДД x Т, бэр (мЗв).

 

Во всех случаях доза, накопленная к 30 годам (по возрасту), не должна превышать 12 ПДД.

Исходя из того, чтобы установленные дозовые пределы облучения не были превышены и принимая годовое время облучения работающих 1700 часов в год, а годовой объем вдыхаемого воздуха 2500 куб. м в воздухе рабочих мест рудников (карьеров) и помещений перерабатывающих предприятий не должны превышать следующих величин концентраций основных радиационно опасных факторов (табл. 2, 3).

 

                                                         Таблица 2

 

┌───────────────────────────────────┬────────────────────────────┐

│   Радиационно опасный фактор      │Допустимые концентрации (ДК)│

│                                   ├─────────────┬──────────────┤

│                                   │   в Ки/л    │ в Бк/куб. м  │

├───────────────────────────────────┼─────────────┼──────────────┤

│        Для лиц категории А        │             │              │

│                                   │         -9  │          -4  │

│Радон                              │ 1,5 x 10    │  5,5 x 10    │

│                                   │         -14 │          -1  │

│Долгоживущие радионуклиды ряда     │ 1,0 x 10    │  3,7 x 10    │

│урана - радия (по суммарной альфа -│             │              │

│активности)                        │             │              │

│                                   │         -15 │          -15 │

│Долгоживущие радионуклиды ряда     │ 5,0 x 10    │ 18,0 x 10    │

│тория (по суммарной альфа -        │             │              │

│активности)                        │             │              │

│                                   │             │              │

│        Для лиц категории Б        │             │              │

│                                   │         -10 │          -3  │

│Радон                              │ 1,5 x 10    │  5,5 x 10    │

│                                   │         -15 │          -2  │