Носовский А.В. Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на атомных электрических станциях

Подождите немного. Документ загружается.

Это означает, что разрешается одноразовое облучение в дозе равной ПД. Ограничивается

лишь облучение женщин репродуктивного возраста (до 40 лет) в течение календарного года с

целью уменьшения вероятности генетических последствий. Доза на область таза не должна пре-

вышать 1 мЗв за любые 2 месяца. Это сделано для того, чтобы ограничить дозу, которую может

получить эмбрион в первые два месяца беременности, когда она еще не может быть досто-

верно установлена. На весь период беременности женщины отстраняются от работы, связан-

ной с облучением, а на работах с открытыми источниками — на весь период кормления, так как

в этом случае возможно попадание радиоактивных веществ внутрь организма.

Для всех лиц категории А обязателен учет индивидуальных доз внешнего и внутреннего

облучения. При этом для лиц, условия труда которых таковы, что доза за год может пре-

вышать 0,5 ПД, обязателен индивидуальный дозиметрический контроль.

Для лиц, у которых по условиям труда индивидуальная доза не может превысить 0,5 ПД ин-

дивидуальный дозиметрический контроль не является обязательным. Индивидуальная доза

облучения в этом случае оценивается по данным о мощности дозы внешнего излучения и кон-

центрации радионуклидов в воздухе рабочих помещений.

Для лиц, категории Б, работающих на радиационно-ядерном объекте, не допускается

какое-либо загрязнение кожи, личной одежды и рабочих поверхностей.

Для лиц категории Б средняя индивидуальная эквивалентная доза за календарный год не

должна превышать значения соответствующего ПД, указанного в таблице 5.7.

Для ограниченной части населения, по мнению МКРЗ, приемлемый риск от облучения

должен быть меньшим или равным риску, характерному для повседневной жизни, но не

больше 0,1 приемлемого риска для персонала, то есть 10

-5

и менее (10 и менее смертных

случаев на 1 млн. чел. в год). Это соответствует пределу эффективной эквивалентной дозы

для категории Б H

= 5 мЗв (0,5 бэр). При этом имеется в виду, что средняя фактическая доза

будет в 10 раз меньше предела дозы, то есть H

= 0,5 мЗв (50 мбэр).

Ожидаемая эквивалентная доза для населения интегрируется за 70-летний период.

Различие между ПДД и ПД состоит в том, ПДД не может быть превышена ни у кого из

лиц категории А, исключая особые случаи. Тогда как, учитывая малые значения ПД, некоторое

превышения ПД у отдельных лиц считаются допустимыми и не создает какой-либо до-

полнительной опасности для общества в целом и отдельных индивидуумов.

Доза внешнего излучения и поступление радионуклидов в организм для категории Б

оценивается путем контроля радиационной обстановки по месту их работы и проживания. По

месту работы контролируется мощность эквивалентной дозы внешнего облучения и

концентрация радионуклидов в воздухе рабочей зоны и на территории. По месту проживания

контролируется доза внешнего излучения и поступление в организм радионуклидов с воз-

духом, водой и пищей.

Если по результатам длительного наблюдения установлено, что облучение критической

группы лиц категории Б не превышает 0,1 ПД, то радиационный контроль за облучением

ограниченной части населения, по согласованию с органами Государственного санитарного

надзора, может быть сокращен при обязательном сохранении радиационного контроля за

источниками выбросов в атмосферу и сбросов в водоемы.

Регламентация и контроль облучения населения осуществляется на основании расчетов

годовой эффективной дозы облучения критических групп. Требования к организации и

проведению дозиметрического мониторинга населения базируются на условии непревышения

предела дозы. Структура, объем, методы и способы этого контроля регламентируются со-

ответствующими разделами ОСП-72/87 , а также, при необходимости, специальными нор-

мативными актами Министерства охраны здоровья Украины.

Ограничение облучения населения осуществляется путем регламентации и контроля:

 активности объектов окружающей среды (воды, воздуха и т.п.);

 газо-аэрозольных выбросов и жидкостных сбросов в процессе работы радиацион-

но-ядерных объектов.

Для каждой АЭС организуется санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения (3H). Их

размеры для каждой АЭС устанавливаются индивидуально в зависимости от полной мощ-

ности блоков АЭС и с учетом прогностических оценок радиационной обстановки в районе

размещения станции при ее длительной эксплуатации. В пределах СЗЗ могут распола-

гаться здания и сооружения подсобного и обслуживающего АЭС назначения и разрешает-

ся выращивание сельскохозяйственных культур и выпас скота при обязательном контроле за

содержанием радионуклидов в производимой сельскохозяйственной продукции.

Годовые пределы дозы облучения населения, проживающего вблизи АЭС, связанные с

АЭС, согласно СПАС-88, не должны превышать 5% от установленного дозового предела для

отдельных лиц из населения (категория В).

Аварийное обучение персонала. В каждом учреждении, где проводятся работы с ис-

точниками ионизирующих излучений, и, в частности, на АЭС, должны быть разработаны ин-

струкции и план мероприятий по ликвидации последствий аварии на объекте. А в случае ее

возникновения, должны быть приняты все практические и возможные экстренные меры по

сведению к минимуму внешнего облучения и поступления радионуклидов внутрь организ-

ма человека.

ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ

Критерием количественной оценки радиационного воздействия радиоактивных веществ при

малых уровнях ионизирующего излучения является эквивалентная доза, поглощенная орга-

низмом или его отдельным органом. В соответствии с НРБ-76/87 суммарное воздействие внеш-

них и внутренних источников на каждый критический орган не должно превышать соответ-

ствующий ПДД в год.

Однако во многих случаях эту дозу не представляется возможности измерить непо-

средственно, например, в случае внутреннего облучения. Поэтому для обеспечения требова-

ний НРБУ-97 регламентируется набор допустимых уровней.

Допустимый уровень (ДУ) —производный норматив для поступления радионуклидов в

организм человека за календарный год, усредненных за год мощности эквивалентной дозы, кон-

центрации радионуклидов в воздухе, питьевой воде и пище, плотности потока частиц и т.п.,

рассчитанный для референтных условий облучения из значений пределов доз.

Устанавливается такой перечень допустимых уровней, относящихся к радиационно- ги-

гиеническим регламентам первой группы.

Для категории А:

• допустимое поступление (ДП

inhal

) радионуклида через органы дыхания;

• допустимая концентрация (ДK

inhal

) радионуклида в воздухе рабочей зоны;

• допустимая плотность потока частиц (ДПП

);

• допустимое радиоактивное загрязнение (ДЗ

) кожи, спецодежды и рабочих поверхностей.

Для категории Б:

• допустимое поступление (ДП

inhal

) радионуклида через органы дыхания;

• допустимая концентрация (ДК

inhal

) радионуклида в воздухе рабочей зоны;

Для категории В:

• допустимое поступление радионуклида через органы дыхания (ДП

inhal

) и органы

пищеварения (ДП

inhal

);

• допустимая концентрация радионуклида в воздухе (ДК

inhal

) и питьевой воде (ДК

inhal

При ежегодном поступлении на уровне любого из ДП 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.

При расчетах ПД учитывается вид излучения, физико-химические свойства радиоактивных

веществ и биологические константы, характеризующие их поведение в организме. Важнейшие из

них это: коэффициенты всасывания в кровь, доля вещества, депонирующего в критическом орга-

не, эффективный период полувыведения из критического органа Т

эфф

Для подавляющего большинства радионуклидов значение Т

эфф

равен от долей до 100

суток. Для таких радионуклидов ДП рассчитывают исходя из равновесного накопления его в

критическом органе. При поступлении в организм

Sr,

226

Ra,

230

Th,

232

Th и долгоживущих

трансурановых элементов с Т

эфф

~ 30 лет в отдельных органах (скелет, печень) равновесное со-

держание радионуклида не достигается в течение всей жизни.

При нормировании поступления радионуклидов с большим T

эфф

осуществляется более

жесткий подход, В этом случае при недопустимом накоплении радионуклида в организме

может возникнуть необходимость исключить дальнейший его контакт с источниками из-

лучений, а это трудно сочетать с требованием законодательства — обеспечить воз-

можностью работы такого человека по избранной специальности в течение всего трудо-

способного периода.

На практике измерение величин ДП, как правило, бывает затруднительно. Для этих случаев

необходимо ограничивать содержание радионуклидов и осуществлять их контроль в средах

обитания человека. Так для осуществления оперативного радиационного контроля

внутреннего облучения установлена среднегодовая допустимая концентрация радионуклидов в

воздухе рабочих Помещений и в питьевой воде.

Допустимое поступление через органы дыхания (ДП

inhal

, ДП

inhal

, ДП

inhal

, или в общем

случае ДП

inhal

) — допустимый уровень, обеспечивающий непревышение дозового предела при

любых сочетаниях возраста, AMAD и типа соединения ингалируемой примеси. Для персо-

нала рассматривается только референтный возраст "Взрослый", где референтный возраст

(PB) — один из шести фиксированных возрастов, используемых в системе нормирования

облучения. Шкала референтных возрастов приведена в таблицах 5.8,5.9.

Медианный по активности аэродинамический диаметр (AMAD) — характеристика

статистического распределения активности полидисперсного аэрозоля по аэродинамическому

диаметру d

. Половина активности рассматриваемого аэрозоля ассоциирована с частицами,

имеющими d

ае

больший, чем AMAD. Используется когда доминирующими механизмами,

определяющими отложения в органах дыхания, является инерционное и гравитационное

осаждения, как правило, при AMAD больших 0,5 мкм. При отсутствии фактических данных

предполагается логнормальное распределение частиц.

При ингаляции всех выбранных аэрозолей максимальные значения ожидаемых

эффективных доз на единицу содержания в воздухе, приходится на интервал 0,01 — 0,1 мкм.

Величины допустимых поступлений через органы дыхания ДП

inhal

, ДП

inhal

, ДП

inhal

рассчитаны по формулам:

— для персонала (категории А, Б):

⎟

⎠

⎞

⎜

⎝

⎛

1,d

inhal

ПД

minДП

(5.21)

где: ПД

— предел эффективной дозы категорий А или Б;

1,d

— годовая эффективная доза при единичном ингаляционном поступлении, рассчи-

танная

для референтного возраста "Взрослый", типа соединения I и AMAD d;

— для населения (категории В):

⎟

⎠

⎞

⎜

⎝

⎛

t1,d,

inhal

ПД

minДП

(5.22)

где: ПД

— предел эффективной дозы категории В;

1,d,t

—годовая эффективная доза при единичном ингаляционном поступлении, рассчи-

танная для референтного возраста t, типа соединения I и AMAD d.

Доза на единицу перорального / ингаляционного поступления (e

) — годовая эффек-

тивная доза, рассчитанная при единичном (1Бк) пероральном или ингаляционном поступле-

нии для одного из шести референтных возрастов t.

Допустимая концентрация в питьевой воде (ДК

ingest

) — допустимый уровень, обеспе-

чивающий непревышение дозового предела для любого из референтных возрастов населе-

ния.

Величины допустимых поступлений через органы пищеварения ДК

ingest

рассчитаны по

формуле:

⎟

⎠

⎞

⎜

⎝

⎛

inhal

ПД

minДП

(5.23)

где: ПД

— предел эффективной дозы категории В;

—годовая эффективная доза при единичном пероральном поступлении, рассчитанная

для референтного возраста t.

Допустимая концентрация в воздухе (ДK

inhal

, ДK

inhal

, ДK

inhal

, или в общем случае

ДK

inhal

) — допустимый уровень, обеспечивающий непревышение дозового предела при лю-

бых сочетаниях возраста, AMAD и типа соединения ингалируемой примеси. Для населения

рассматриваются все референтные возрасты, для персонала — только референтный возраст

"Взрослый".

Величины допустимых концентраций в воздухе ДK

inhal

, ДK

inhal

, ДK

inhal

рассчитаны по

формулам:

— для персонала (категории А, Б):

⎟

⎠

⎞

⎜

⎝

⎛

1,d

inhal

ПД

minДП

(5.24)

где: ПД

— предел эффективной дозы категорий А или Б;

l,d

— годовая эффективная доза при единичной концентрации в воздухе, рассчитанная

для референтного возраста "Взрослый", типа соединения 1 и AMAD d.

— для населения (категория В)

⎟

⎠

⎞

⎜

⎝

⎛

t1,d,

inhal

ПД

minДП

(5.25)

где: ПД

— предел эффективной дозы категории В;

1,d,t

— годовая эффективная доза при единичной концентрации в воздухе, рассчитанная

для референтного возраста t, типа соединения 1 и AMAD d.

Доза на единицу концентрации (объемной) (g

) в воздухе или питьевой воде — эф-

фективная доза внутреннего облучения, рассчитанная по формуле:

·V

, (5.26)

где V

— референтный объем воздуха, вдыхаемого на протяжении одного года или ре-

ферентный объем потребления питьевой воды для индивидуумов с референтным воз-

растом t.

Референтные объемы потребления воды, время облучения и объемы вдыхаемого воздуха

приведены в табл. 5.8,5.9.

Таблица 5.8.

Референтные объемы потребляемой воды на

протяжение одного года

Референтный 3 мес. 1 год 5 лет 10 лет 15 лет "Взрослый"

возраст

Объем годового

потребления

питьевой воды, л.

220 260 370 500 650 800

Таблица 5.9.

Референтное распределение времени облучения

и соответствующие объемы дыхания

Возраст Объем воздуха за сутки, м

Объем воздуха за год, м

3 месяца 2,86 1044

1 го

17 1886

5 лет 8,72 3183

10 лет 14

20 5185

15 лет 20,11 7340

Взрослый

22,22

8109

"Взрослый", персонал

(категории А,Б)

9,60 2040

При внешнем облучении человека мощность дозы излучения в различных точках рабочего

помещения или территории вокруг предприятия хорошо характеризуют уровень возможного

воздействия. Поэтому для контроля внешнего облучения в период работы при нормальной

эксплуатации, а также при проектировании биологической защиты и оценки ее эффективности в

нормативные документы введены допустимый уровень — мощность эквивалентной дозы.

Допустимая мощность дозы (ДМД) — допустимый уровень усредненной за год

мощности эквивалентной дозы на все тело при внешнем облучении (табл. 5.10). Численно

равняется отношению предела дозы (ПД) к времени облучения (t) на протяжении

календарного года:

ДМД = ПД/t. (5.27)

Для лиц категории А и Б значения t= 1700 час. в год, для лиц категории В — 1 = 8760час.

в год.

Таблица 5.10.

ДМД

и ДМД

, при внешнем облучении всего тела, мбэр/ч

Назначение помещений и территорий

ДМД

Помещения постоянного пребывания

персонала категории А

1,2

─

Помещения, в которых персонал

пребывает не более половины рабочего

времени

2,3

─

Любые помещения учреждения и

территория санитарно-защитной зоны, где

постоянно находятся лица, относящиеся к

категории Б

—

0,10

Жилые помещения и территория в

пределах зоны наблюдения (категория Б)

—

0,024

В таблице 5.10 приведены числовые значения допустимой мощности дозы ДМД внешнего ио-

низирующего излучения для условий облучения всего тела и стандартного времени облу-

чения для лиц категорий А и Б с учетом назначения помещений и территорий и с учетом

ПД, регламентированных в НРБУ-97. При нахождении в жилых помещениях и на террито-

рии в пределах зоны наблюдения стандартная продолжительность облучения принимается

равной 8800 ч в год.

Действие на организм человека изотопов инертных радиоактивных газов (ИРГ) — аргона,

криптона, ксенона и короткоживущих нуклидов азота, кислорода определяется внешним β, γ-

облучением, т.к. эти радионуклиды мало накапливаются в организме. Допустимая концен-

трация РБГ ограничивается допустимой мощностью дозы внешнего излучения для таких

критических органов как: кожа, подкожные ткани, гонады. В этих случаях ДК произво-

дится по модели "погружение в радиоактивное облако". При этом ДК увеличивается с увели-

чением размеров помещений. При этом может измениться и критический орган. На открытой

местности — это. как правило, гонады или все тело, а в помещениях небольшого размера —

кожа из-за облучения ее β-частицами.

В НРБУ-97 значения допустимых уровней приведены для случая воздействия одного ра-

диоактивного фактора: одного вида внешнего облучения или поступления в организм одно-

го определенного вида радионуклида.

Для смеси радионуклидов известного состава числовое значение ДП рассчитывается по

формуле:

∑

ДПP

ДП

)(

100

(5.28)

где: ДП — допустимое поступление данной смеси радионуклидов;

— относительное содержание в смеси j-го радионуклида к общей активности смеси, %;

ДП

— допустимое поступление j-ro радионуклида.

Допустимое радиоактивное загрязнение поверхности (ДЗ) — допустимый уровень,

установленный на уровне, не допускающем превышения предела дозы за счет радиоактивного

загрязнения поверхности рабочих помещений, оборудования, индивидуальных средств за-

щиты и кожных покровов для лиц категории А и рабочих поверхностей, одежды и кожных по-

кровов для лиц категории Б.

В таблице 5.11. приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения рабочих по-

верхностей, кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты персонала, нор-

мируется общее (то, которое снимается и не снимается) радиоактивное загрязнение.

Уровни общего радиоактивного загрязнения кожи определены с учетом проникновения

части загрязнения через неповрежденную кожу с соответствующим коэффициентом

проникания радионуклида в кожу и в организм. Расчет произведен с учетом, что общая

площадь загрязнения не должна превышать 300 см

кожи.

Допустимые уровни загрязнения кожи, спецодежды, внутренней поверхности лицевых

частей средств индивидуальной защиты для

Sr +

144

Ce +

144

Pr,

106

Ru +

106

Rh устанавлива-

ется в 5 раз меньшими: 40 част·мин

-1

·см

-2

. Загрязнение кожи тритием не нормируется, так как

не контролируется его содержание в воздухе рабочих помещений и в организме.

Таблица 5.11.

Допустимые уровни общего радиоактивного загрязнения рабочих

поверхностей, кожи (на протяжении рабочей смены), спецодежды

и средств индивидуальной защиты, част·мин

-1

·см

-2

Альфа-активные нуклиды

Бета-

активные

Объект загрязнения

Отдельные* Другие нуклиды

Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутрен-

няя поверхность лицевых частей средств индивидуаль-

ной защиты

1 1 100

Основная спецодежда, внутренняя поверхность до-

полнительных средств индивидуальной защиты,

внешняя поверхность спецобуви

5 20 800

Поверхности помещений постоянного пребывания пер-

сонала и расположенного в них оборудования

5 20 2000

Поверхности помещений периодического пребывания

персонала и расположенного в них оборудования

50 200 8000

Внешняя поверхность дополнительных средств инди-

видуальной защиты, которые снимаются в саншлюзах

50 200 10000

* К отдельным относятся альфа-излучающие радионуклиды; среднегодовая допустимая объемная

активность которых в воздухе рабочих помещений меньше 0,3 Бк·м

-1

Отметим, что 1 Бк/см

~ 3·10

-3

част/мин·см

. Однако, при определении численных значе-

ний ДЗ сталкиваются с большими неопределенностями. Поэтому они получены на базе при-

ближенных оценок возможных дозовых нагрузок для наиболее радиотоксичных радио-

нуклидов. Это гарантирует малый вклад поверхностного загрязнения на уровне ДЗ в дозу по

сравнению с дозой от основных первичных источников.

Таким образом, ДЗ не является дозовой величиной. Их численные значения, принятые в

НРБУ-97 и, в частности, для кожных покровов, достаточно малы. Так что не требуется

учитывать вклад в дозу от загрязненных поверхностей при определении величины ком-

бинированного воздействия нескольких радиационных факторов. А вклад загрязненных по-

верхностей в воздушную среду и общий фон излучения регистрируется и учитывается при

контроле соответствующих величин на рабочих местах. Таким образом, достижение уровней

ДЗ должно сигнализировать о необходимости проведения дезактивации и таким образом ис-

ключить распространение радиоактивных веществ в обнаруживаемых количествах за пределы

зоны рабочих помещений. При этом в обычных условиях не требуется их трансформация в

дозовые величины, а они просто характеризуют надежность герметичности санитарно-

технических барьеров по ограничению распространения загрязнения, эффективность

средств индивидуальной зашиты и т.д.

Допустимая плотность потока частиц (фотонов) (ДПП) — допустимый уровень ус-

редненной за год плотности потока частиц. ДПП численно равняется отношению допустимой мощ-

ности дозы (ДМД) к удельной максимальной дозе h

(Зв·см

/част.) от внешнего облучения:

ДПП = ДМД/h

. (5.29)

В случае бета-облучения кожи для расчета ДМД используется основной ПД для ко-

жи — 500 мЗв. Удельная максимальная доза h

рассчитывается для слоя кожи толщиной

5мг/см

под поверхностным слоем толщиной 5 мг/см

. На ладонях толщина поверхностного

слоя — 40 мг/см

В таблицах 5.12, 5.13 приведены допустимые уровни облучения кожи персонала мо-

ноэнергетическими электронами и бета-частицами (допустимая плотность потока ДПП и

удельная максимальная эквивалентная доза h

Допустимый сброс (ДС) — регламентированный максимальный уровень жидкостного

сброса. ДС — сброс, при котором суммарная годовая эффективная доза представителя кри-

тической группы населения за счет всех радионуклидов, присутствующих в выбросе, не пре-

вышает квоту предела дозы.

Таблица 5.12

Допустимые уровни облучения кожи персонала

моноэнергетическими электронами

Энергия

электронов, МэВ

Эквивалентная на единичный

флюенс доза h

, 10

-10

Зв·cм

·чacт

—1

Допустимая плотность потока

ДПП

, чacт·см

-2

·c

-1

Изотропное

поле

Параллельный

пучок

Изотропное

поле

Параллельный

пучок

0,1 3,2 16,0 260 50

0,2 4,5 8,7 180 90

0,3 4,0 6,3 190 130

0,5 3,8 4,6 210 180

0,8 3,7 3,9 230 210

1,0 3,7 3,7 230 230

2,0 3,7 3,3 230 240

3,0 — 10 4,0 3,2 200 260

Таблица 5.13

Допустимые уровни облучения кожи персонала бета-частицами

Граничная

энергия

бета-спектра, МэВ

Максимальная эквивалентная доза

на единичный флюенс h

-10

Зв·cм

·чacт

—1

Допустимая плотность потока

ДПП

, чacт·см

-2

·c

-1

Изотропное

поле

Параллельный

пучок

Изотропное

поле

Параллельный

пучок

0,2 40 28 1900 30

0,3 2,0 19 410 40

0,4 2,6 14 300 60

0,5 3,0 12 270 70

0,7 3,5 8,6 230 95

1,0 3,7 6,3 220 130

1,5 3,8 4,7 210 180

2,0 3,9 4,2 210 200

2,5 4,0 4,0 200 200

3,0 4,0 3,9 200 210

3,5 4,0 3,8 200 210

Квота предела дозы — доля ПД для категории В, выделенная для режима нормальной

эксплуатации отдельного индустриального источника (табл. 5.14).

Таблица 5.14

Источник

Квота ПД за счет всех

путей формирования

дозы от выбросов

предприятия

Сбросы:

квота ПД за счет

критического вида

водопользования

Суммарная квота

для отдельного

предприятия

% мкЗв % мкЗв % мкЗв

АЭС, АТЭЦ, АСТ, 4 40 1 10 8 80

ПТЗ, урановые шахты 2 20 1 10 4 40

Заводы PT 10 100 5 50 20 200

Референтный

и -ндустриальный ис

то

ник

4 40 1 10 8 80

На основании опыта эксплуатации АЭС, СП АС-88 регламентируют среднесуточный и

среднемесячный допустимые выбросы (ДВ) газов и аэрозолей в атмосферу (табл.

5.15и 5.16).

Таблица 5.15.

Допустимые выбросы атомными станциями радиоактивных газов

и аэрозолей в атмосферу. Допустимый суточный выброс (ДВ)

N = 1000- 6000 МВт (эл) N=>6000МВт(эл)

Радионуклиды

Ки/сут. 1000 МВт (эл) Ки/сут. АЭС

Инертные радиоактивные газы 500 3000

I (газовая + аэрозольная фазы) 0,01 0,06

Смесь долгоживущих нуклидов

(ДЖН)

0,015 0,09

N — нормальная электрическая мощность АЭС.

Под термином ДЖН условно понимается любая смесь средне-долгоживущих ра-

диоактивных аэрозолей, экспонированных на фильтре в течение одних суток и измеренных через

одни сутки после снятия пробы.

К начальному моменту, то есть ко времени снятия пробы, активность измеряемых

ДЖН не пересчитывается.

В исключительных случаях допускается (в отдельные дни или несколько дней) выброс ра-

дионуклидов, превышающий до 5 раз установленную в табл.5.16 величину ДВ, при условии,

что суммарный выброс за один квартал (или три последних месяца) не превысит соответст-

вующего значения.